【摘要】：核電站運(yùn)行的六十多年以來(lái),積累了大量的高放廢液。~(90)Sr是高放廢液中一種長(zhǎng)壽命、高釋熱的裂變放射性核素,將其從高放廢液中分離出來(lái)不僅可以減少放射性廢物的體積,同時(shí)還能降低處理處置成本,對(duì)于放射性廢物后續(xù)的處理與處置具有重要意義。本文采用溶劑萃取法,以二環(huán)己基18冠醚6(DCH18C6)為萃取劑,分別以C_nmimNTf_2(n=2、4、6)、C_4mimPF_6離子液體為稀釋劑對(duì)水相鍶離子進(jìn)行萃取分離研究。通過(guò)實(shí)驗(yàn)主要研究了離子液體種類、萃取時(shí)間、冠醚濃度、水相硝酸濃度等因素對(duì)鍶離子萃取分離的影響,并對(duì)鍶離子的反萃進(jìn)行研究。同時(shí)還研究了磷酸三丁酯(TBP)引入所產(chǎn)生的協(xié)同萃取效應(yīng)。實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明,離子液體的黏度越大,體系達(dá)到萃取動(dòng)力學(xué)平衡時(shí)間越長(zhǎng)。四種離子液體中C_4mimPF_6的黏度最大,272.00mPa·s,需要40min才能達(dá)到萃取平衡。在DCH18C6-離子液體萃取體系中,鍶離子的萃取反應(yīng)為放熱反應(yīng);當(dāng)DCH18C6為0.03mol/L時(shí),四種離子液體體系對(duì)鍶離子均有較好的萃取性能,并且對(duì)鍶離子的萃取性能強(qiáng)弱次序?yàn)镃_2mimNTf_2C_4mimNTf_2C_4mimPF_6C_6mimNTf_2。另外發(fā)現(xiàn),離子液體體系對(duì)鍶的萃取性能受水相酸度的影響較大,鍶萃取分配比(D_(Sr))隨著硝酸濃度的增加而先大幅度降低后有小幅度的上升。在DCH18C6/C_4mimNTf_2體系中,Na~+、K~+和Fe~(3+)的引入使DCH18C6濃度降低進(jìn)而導(dǎo)致鍶離子的萃取性能降低,其中K~+影響最大;而Al~(3+)的鹽析作用使體系對(duì)鍶離子萃取性能增加。不同反萃劑對(duì)鍶的反萃性能不同,其中去離子水對(duì)鍶的反萃能力最弱,氯化鉀的反萃能力較好。實(shí)驗(yàn)發(fā)現(xiàn),在C_nmimNTf_2(n=2、4、6)中烷基碳鏈越短反萃難度越大,即反萃難易次序?yàn)橛蠧_2mimNTf_2C_4mimNTf_2C_6mimNTf_2。以氯化鉀為反萃劑對(duì)鍶離子進(jìn)行反萃的反應(yīng)為吸熱反應(yīng),鍶的反萃率隨溫度的升高快速上升后趨于穩(wěn)定。TBP的引入會(huì)產(chǎn)生協(xié)同萃取效應(yīng),并隨TBP占有機(jī)相體積的增大,協(xié)萃作用先增大后減小。當(dāng)TBP占有機(jī)相體積的50%時(shí),協(xié)萃體系對(duì)鍶離子的萃取性能最好。由于鹽析作用50%TBP+50%IL(C_4mimNTf_2、C_6mimNTf_2、C_4mimPF_6)混合有機(jī)相的萃取體系對(duì)模擬高放廢液中的鍶有較好的萃取效果。
【圖文】：

表 1.1 常用的錒系元素分離流程流程名稱 萃取劑 優(yōu)點(diǎn) 缺點(diǎn)TRUEX 流程 CMPO硝酸濃度為 1-8mol/L 內(nèi)，錒系元素萃取分離效果好產(chǎn)品存在交叉污染；HF 腐蝕設(shè)備；體系復(fù)雜，萃取容量較低DIAMEX 流程 DMDBTDMA不需調(diào)酸；廢萃取劑可焚燒，，不污染環(huán)境不萃 Np 和 Tc，三價(jià)鐵的硝酸鹽在萃取劑上積累，萃取劑可能形成第二相DIDPA 流程 TBP 和 DIDPA 對(duì)鈾萃取分離效果較好錒系元素分散并交叉污染；需要調(diào)酸CTH 流程 HDEHP對(duì) U 和 Pu 損失較��；對(duì) β 和α 放射性核素去污系數(shù)達(dá) 104以上流程復(fù)雜，HF 對(duì)設(shè)備有腐蝕；需要調(diào)節(jié)酸度TRPO 流程 TRPO萃取劑輻照穩(wěn)定性好；產(chǎn)品交叉污染�。惠腿∪萘勘菴MPO-TBP 高幾倍高放廢液需脫硝或稀釋至1mol/L 硝酸；酸消耗和二次廢液體積較大

表 1.2 裂變產(chǎn)物放射性隨時(shí)間的變化量裂變產(chǎn)物占總放射性的百分比（%）2 年 10 年 15 年 20 年 40 年90Sr 7.04 4.00 50.0 52.9 53.4137Cs 6.00 37.0 42.3 44.0 44.5144Ce 60.0 0.28 0.0036 0.0001 -147Pm 20.3 18.7 6.15 1.88 0.016106Ru 6.0 0.16 0.0064 0.0002 -155Eu 0.44 0.14 0.025 0.0045 -151Sm 0.124 0.88 1.08 1.27 2.0125Sb 0.116 0.114 0.041 0.013 -99Tc 0.0007 0.0054 0.007 0.0085 0.0014目前，我國(guó)高放廢液處理總流程，如圖 1.5 所示[28]。首先將高放廢液進(jìn)行調(diào)酸等過(guò)程，經(jīng) TRPO 流程分離出 U、Pu 等錒系元素后分別使用溶劑萃取和無(wú)機(jī)離子交換法除去廢液中的放射性核素90Sr 和137Cs。為了達(dá)到放射性廢液地表或淺地層貯存的要求，高放廢液中的鍶去除率要達(dá)到 95%以上[29]。
【學(xué)位授予單位】：哈爾濱工程大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2017
【分類號(hào)】：TM623

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本文編號(hào)：2664006