[发明专利]一种锶铯共固化体的制备方法

说明书

技术领域

本发明属于核废料工业处理技术领域，特别涉及一种锶铯共固化体的制备方法。

背景技术

高放废液是后处理PUREX流程排除的1AW废液，它集中了乏燃料中95％以上的放射性，包含有残存的铀钚(约0.5-0.25％)、次锕系元素(Minor Actinides，即MA)镎、镅和锔以及长寿命的裂变元素，是一种放射性高、毒性强的废液，目前还没有理想的工业处理技术。高放废液是核能应用过程中产生的危害性最大也是最难管理的废物(J.J.Laidler and J.C.Bresee.The U.S.Advanced Fuel Cycle Initiative：Development of Separation Technologies.Proc.Int.Cnf.for Advances for Nuclear Fuel Cycles，ATalante 2004，Nimes，France)。它的妥善处理处置早已成为世界性难题，并已成为制约核能可持续发展的关键因素之一。

针对高放废液，国际上先后提出了“分离-嬗变”(Partitioning and Transmutation，即P&T)和“分离-整备(Partitioning and Conditioning即P&C)的技术思路，并成为国际研究热点。P&T就是从高放废液中分离超铀元素和长寿命裂变产物(如Tc-99等)，再通过嬗变方法转化成短寿命或稳定核素。而P&C是在尚不具备嬗变的条件下，通过分离方法将锕系元素和高放射性、高释热元素Sr-90和Cs-137分离出来，使高放废液变成低毒性的中低放废液，将分离出的高放射性元素分别进行整备处理，以减少需要深地质处置的废物量。显而易见，无论实施“分离-嬗变”还是“分离-整备”，有效实现高放废液的分离是不可缺少的环节。

针对我国浓缩的高放废液，清华大学核能与新能源技术研究院提出了分离法处理高放废液流程。在该流程中，高放废液首先经三烷基氧膦(TRPO)流程分离除去超铀元素变成非α废液；然后用冠醚和杯芳烃冠醚共萃取流程分别将Sr-90和Cs-137去除；最后得到的中低放废液和流程中产生的其它二次废液混合浓缩固化成水泥固化体，送地表处置。流程中产生的Sr、Cs废物以固定为主。主要固化方式有玻璃固化，陶瓷固化及其他固化方法。

M.G.Mesko等(M.G.Mesko，D.E.Day，B.C.Bunker.Immobilization of CsCl and SrF₂ in iron phosphate glass.Waste Management，2000，20：271-278)选用铁磷酸盐玻璃固化CsCl和SrF₂废物，研究结果表明，玻璃的熔制温度比硼硅酸玻璃低，铯的挥发损失小，玻璃固化体的化学稳定性高，熔制工艺简单。I.A.Sobolev等(I.A.Sobolev，S.A.Dmitriev，S.V.Strfanevsky.Development of synroc melting process for conditioning of partitioned HLW.Recod’98，457-464.)选用类似于辉石，榍石组成物质，用冷坩埚熔制技术处理俄罗斯PA”Mayak”分离流程中产出的锶铯废物(W-2)，处理温度为1600-1800℃。制得的固化体中含有玻璃体和结晶体，熔制过程中铯的挥发损失为15wt％左右。李利宇(李利宇，宋崇立，鲍卫民。含铯亚铁氰化钾钛无机离子交换剂的分解催化-氧化处理。辐射防护，1998，18(2)：104-110.)等选用钛酸盐陶瓷固化含铯亚铁氰化钛钾无机离子交换剂废物。采用热压烧结工艺，在1200℃、20MPa、2小时条件下可以制备出性能稳定，铯元素浸出率比硼硅酸盐玻璃低的陶瓷固化体。固化体中包含有碱硬锰矿，假板钛矿和金红石结构的物相。采用MCC-1浸出方法，在90℃、28天条件下铯浸出率为0.26g/m²·天。他采用同样的固化流程，在1100℃、20MPa、2小时条件下处理我国高放废液全分离流程中产出的含锶废物。制备的钛酸盐陶瓷固化体化学稳定性较好。