[发明专利]一种含钼放射性废物玻璃陶瓷固化体的制备方法

说明书

本发明公开了一种含钼放射性废物玻璃陶瓷固化体的制备方法，其特征是：将原料辉石加热至温度1390℃～1500℃保温熔融3～4小时，冷却得到玻璃块体，破碎得到辉石玻璃粉末；按辉石玻璃粉末92%～95%、模拟放射性废物5%～8%的质量百分比将辉石玻璃粉末和模拟放射性废物经球磨混合均匀，得混合料；模拟含钼放射性废物为MoO₃；将混合料加热至温度1390℃～1450℃保温熔融3～4小时得到液态熔体，经退火、冷却，制得含钼放射性废物玻璃陶瓷固化体。采用本发明制得的含钼放射性废物玻璃陶瓷固化体对钼的包容量大，具有良好的化学稳定性，适用于核工业等排放的含钼放射性废物的固化处理。

技术领域

本发明属于放射性废物的处理与处置，涉及一种含钼放射性废物玻璃陶瓷固化体的制备方法。本发明适用于核工业等所排放的含钼的放射性废物固化处理。

背景技术

核能的开发和利用给人类带来了巨大的经济和社会效益，同时也带来了大量乏燃料后处理产生的放射性废物，这些放射性废物包含有锕系及裂变核素在内30多种元素的上百种同位素，具有放射性强、生物毒性大、核素半衰期长、腐蚀性大等特点，其处理处置更是备受关注。

现有技术中，玻璃的化学性质稳定，包容性强，可以把不同半径的核素固定于网络结构中，且获得的玻璃固化体拥有良好的化学稳定性和耐辐照性能，因此，玻璃固化是目前国际上唯一实现工程化应用的高放废液处理方法。虽说玻璃固化体系目前已经被直接应用到高放废物固化处理过程中，但是高放废物组分复杂且组分差异较大，其在应用过程中仍有许多难题需要解决，比如高放废物中有些丰量核素在玻璃体系中的溶解度很低，其中比较典型的是钼元素。钼在我国现存动力堆高放废液中是含量很高的裂变产物，这些钼来源于使用过的²³⁵U核燃料，它在玻璃中的溶解度较低，玻璃固化过程中，超过其溶解度的钼会以钼酸盐的形式聚集，在熔融玻璃上层形成第二相(黄相)，这些分相本身并不具有放射性，但是其可能包含有一些放射性元素如⁹⁰Sr和¹³⁷Cs，并且这些分相往往具有高水溶性，如果与水接触，其中的放射性元素极有可能流入到环境之中。同时，这些分相也具有腐蚀性，会大大降低核废料玻璃化熔炉的使用效率和寿命。黄相的产生无论是对玻璃化过程还是固化体的稳定性都是不利的。

现有报道中，国内外研究用于含钼放射性废物固化处理的体系大多是硼硅酸盐玻璃或在硼硅酸盐玻璃中形成钙钛锆石等晶相的玻璃陶瓷体系，磷酸盐玻璃或在磷酸盐玻璃中形成独居石等晶相的玻璃陶瓷体系，不同组分的硼硅酸盐玻璃中钼的溶解度能达到3.6％，但是都低于4％，钼的低溶解度将限制对放射性废物的整体固化量，磷酸盐玻璃体系具有较强的腐蚀性，将会对玻璃熔制设备有所损坏，缩短设备使用寿命。辉石(pyroxene，augite)是一种常见的造岩硅酸盐矿物，主要广泛存在于火成岩和变质岩中，由硅氧分子链组成主要构架。现有技术中尚未见以辉石为基材固化含钼放射性废物的相关报道。

发明内容

本发明的目的旨在克服现有技术中钼的低溶解度限制放射性废物的总体固化量、黄相对固化体稳定性造成不利影响的不足，提供一种钼的溶解度高、具有良好化学稳定性的含钼放射性废物玻璃陶瓷固化体的制备方法。

本发明的内容是：一种含钼放射性废物玻璃陶瓷固化体的制备方法，其特征是步骤为：

a、将原料辉石加热至温度1390℃～1500℃保温熔融(可以在于高温箱式炉中加热熔融)3～4小时，冷却得到玻璃块体，将玻璃块体破碎，得到辉石玻璃粉末；

b、按辉石玻璃粉末92％～95％、模拟放射性废物5％～8％的质量百分比例将辉石玻璃粉末和模拟放射性废物经球磨法球磨并混合均匀，得混合料；所述模拟含钼放射性废物为MoO₃；

c、将混合料加热至温度1390℃～1450℃保温熔融(可以在于高温箱式炉中加热熔融)3～4小时得到液态熔体，将熔体浇铸在(事先预热好的)模具中，经退火、冷却，即制得含钼放射性废物玻璃陶瓷固化体。