CN110570964A - 一种高放废物处置库回填材料及其制备方法 - Google Patents

一种高放废物处置库回填材料及其制备方法 Download PDF

Info

Publication number
CN110570964A
CN110570964A CN201711443243.2A CN201711443243A CN110570964A CN 110570964 A CN110570964 A CN 110570964A CN 201711443243 A CN201711443243 A CN 201711443243A CN 110570964 A CN110570964 A CN 110570964A
Authority
CN
China
Prior art keywords
bentonite
backfill material
waste disposal
gibbsite
level waste
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201711443243.2A
Other languages
English (en)
Other versions
CN110570964B (zh
Inventor
陈宗元
张震
郭治军
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Lanzhou University
Original Assignee
Lanzhou University
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Lanzhou University filed Critical Lanzhou University
Priority to CN201711443243.2A priority Critical patent/CN110570964B/zh
Publication of CN110570964A publication Critical patent/CN110570964A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN110570964B publication Critical patent/CN110570964B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F1/00Shielding characterised by the composition of the materials
    • G21F1/02Selection of uniform shielding materials
    • G21F1/04Concretes; Other hydraulic hardening materials
    • G21F1/042Concretes combined with other materials dispersed in the carrier
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, recycling or recovery technologies
    • Y02W30/91Use of waste materials as fillers for mortars or concrete

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Dispersion Chemistry (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)

Abstract

高放废物处置库回填材料膨润土易在地下水浸蚀下形成胶体,一方面会导致膨润土的流失,另一方面会载带放射性核素发生迁移。本发明提供了一种高放废物处置库回填材料,能够简单可行地抑制膨润土胶体迁移。即将一定量的三水铝石掺入膨润土中,当被地下水浸蚀时,三水铝石产生的氢氧化铝胶体能降低膨润土胶体的迁移能力,从而有效抑制膨润土的流失。本发明提供的材料成本低廉,不仅能够显著改善膨润土在地下水浸蚀情况下的流失,而且提升了膨润土对放射性核素的阻滞能力。

Description

一种高放废物处置库回填材料及其制备方法
技术领域
本发明属于回填材料领域,具体涉及一种改善过的高放废物处置库回填材料。
背景技术
化石能源由于其燃烧利用率低,污染环境严重等问题,已不能满足我国经济发展与环境保护的双重需求。发展核电是解决我国能源问题的必然选择。核电产生的放射性废物的处置是制约核电发展的瓶颈问题。目前,最为可行也被我国所采用的处置方案是深地质处置。根据2006年2月公布的《高放废物地质处置研究开发规划指南》,深地质处置将采用四重屏障,分别是高放废物固化体,固化体包装,缓冲/回填材料和岩石地质屏障。缓冲/回填材料是一道重要的人工屏障,它起着化学屏障和机械屏障的双重作用,可以起到阻止地下水渗流、核素迁移和支撑废物容器、均匀岩体压力等作用。
以蒙脱石为主要成分的膨润土是最合适的高放射性核废料深地质处置缓冲回填材料,它具有低渗透性、高阳离子交换性、热传导系数大、力学强度高和对放射性核素的吸附能力强等优点。但是大量研究表明,在处置库近场和远场界面,与地下水的接触会导致膨润土的水化、膨胀,进而产生迁移能力很强的膨润土胶体。膨润土以胶体的形式流失,会使人工屏障降低乃至失去对废物中的放射性核素的阻滞作用,进而导致放射性核素随处置库周围地下水迁移到生物圈,造成放射性污染。另一方面,膨润土胶体本身还可作为载体极大地促进高价态放射性核素的迁移。例如,A.等的实验表明,膨润土胶体可以促进三价和四价锕系元素的迁移行为,体系中没有膨润土胶体存在时,流出液中Am和Pu的回收率为20%-30%,有膨润土胶体存在时,回收率增加到了60%-80%。因此寻找一种方法抑制膨润土胶体的产生及迁移,对保持处置库的安全性至关重要。
发明内容
针对上述技术问题,本发明旨在改善现有膨润土回填材料易流失的技术难题,对此提供了一种高放废物处置库回填材料,所述材料由膨润土和三水铝石组成。
进一步地,所述的三水铝石与膨润土按质量比为:1:5-10。
进一步地,所述的三水铝石与膨润土按质量比为:1:5。
进一步地,所述膨润土是以蒙脱石为主要成分的内蒙古高庙子钠基膨润土。
另外本发明还提供了一种高放废物处置库回填材料的制备方法,该方法包括:将天然的三水铝石矿石粉碎后用筛网筛分,得到三水铝石粉末,再将所得三水铝石粉末与膨润土均匀混合,即可获得该回填材料。
进一步地,所述的筛网为150目。
进一步地,所述的经筛分得到的三水铝石粉末粒径小于0.106mm。
与现有技术相比,本发明具有下列特点和有益效果:
①添加到膨润土中的三水铝石对放射性核素有良好的吸附性能。当地下水腐蚀三水铝石形成氢氧化铝胶体时,氢氧化铝胶体不仅可以显著降低膨润土以胶体的形式流失,同时氢氧化铝胶体还能抑制膨润土胶体对铀等放射性核素迁移的促进作用。
②本发明原材料三水铝石矿来源广泛、成本低,制备工艺简单,按本方法制得的膨润土材料成型后力学、导热、膨胀和抗渗等各项性能优良,水浸蚀下膨润土流失显著减少,同时对铀等放射性核素具有优异的阻滞性能,极其适合作为国内外高放废物处置库的缓冲回填材料。
附图说明:
图1:氢氧化铝胶体条件下膨润土在北山花岗岩颗粒柱中的运移实验图;其中孔隙体积代表北山花岗岩柱中的含水体积,C/C0代表从花岗岩颗粒柱中流出的膨润土胶体的浓度与初始浓度之比。
图2:氢氧化铝和膨润土胶体共存条件下六价铀在北山花岗岩颗粒柱中的运移实验图;其中孔隙体积代表北山花岗岩柱中的含水体积,C/C0代表从花岗岩颗粒柱中流出的膨润土胶体和铀的浓度与初始浓度之比。
具体实施方式:
下面将结合说明书附图对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述,显然,所描述的实施例仅仅是本发明的一部分,而不是发明的全部。基于本发明中的实施例,本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例,都属于本发明保护的范围。
实验材料:本研究所采用的三水铝石产自广西贵县,但三水铝石不仅限于该处的三水铝石;所述膨润土是以蒙脱石为主要成分的高庙子钠基膨润土,产自内蒙古高庙子。
实施例1一种高放废物处置库回填材料的制备
首先将天然的三水铝石矿石粉碎后用150目筛网筛分,得到颗粒粒径小于0.106mm的粉状,再将所得三水铝石粉末与膨润土按重量百分比为1:10的比例均匀混合,即可获得该缓冲回填材料。
实施例2一种高放废物处置库回填材料的制备
首先将天然的三水铝石矿石粉碎后用150目筛网筛分,得到颗粒粒径小于0.106mm的粉状,再将所得三水铝石粉末与膨润土按重量百分比为1:6的比例均匀混合,即可获得该缓冲回填材料。
实施例3一种高放废物处置库回填材料的制备
首先将天然的三水铝石矿石粉碎后用150目筛网筛分,得到颗粒粒径小于0.106mm的粉状,再将所得三水铝石粉末与膨润土按重量百分比为1:5的比例均匀混合,即可获得该缓冲回填材料。
实施例4实施例2和实施例3制备得到的高放废物处置库回填材料与单独膨润土在北山花岗岩颗粒柱中的运移实验
实验过程:将实施例2和实施例3制备得到的高放废物处置库回填材料制备成悬浮液,将悬浮液通入北山花岗岩颗粒柱中,收集流出液,测量流出液中膨润土胶体的浓度,经过数据处理得到膨润土胶体的回收率(C/C0)随着所通入悬浮液体积的变化(所通入悬浮液体积表示为花岗岩颗粒柱孔隙体积的倍数)。
实验结果:如图1所示,氢氧化铝胶体显著降低了膨润土的迁移能力,且膨润土的迁移能力随着氢氧化铝胶体量的增加而减弱。
实施例5实施例2和实施例3制备得到的高放废物处置库回填材料与单独膨润土对六价铀在北山花岗岩颗粒柱中的运移影响实验
实验过程:将实施例2和实施例3制备得到的高放废物处置库回填材料制备成悬浮液,加入六价铀使悬浮液中铀浓度为1.2×10-5mol/L,将上述悬浮液通入北山花岗岩颗粒柱中,收集流出液,测量流出液中膨润土胶体和六价铀的浓度,经过数据处理得到膨润土胶体和六价铀的回收率(C/C0)随着所通入悬浮液体积的变化(所通入悬浮液体积表示为花岗岩颗粒柱孔隙体积的倍数)。
实验结果:如图2所示,掺了氢氧化铝胶体的膨润土可显著抑制铀等放射性核素的迁移能力,且铀等放射性核素的迁移能力随着氢氧化铝胶体在膨润土中占的比重增加而减弱。

Claims (7)

1.一种高放废物处置库回填材料,其特征在于,所述材料由膨润土和三水铝石组成。
2.如权利要求1所述的一种高放废物处置库回填材料,其特征在于,所述的三水铝石与膨润土按质量比为:1:5-10。
3.如权利要求2所述的一种高放废物处置库回填材料,其特征在于,所述的三水铝石与膨润土按质量比为:1:5。
4.如权利要求1-3所述的任意一种高放废物处置库回填材料,其特征在于,所述膨润土是以蒙脱石为主要成分的内蒙古高庙子钠基膨润土。
5.一种如权利要求1-3所述的任意一种高放废物处置库回填材料的制备方法,其特征在于,该方法包括:将天然的三水铝石矿石粉碎后用筛网筛分,得到三水铝石粉末,再将所得三水铝石粉末与膨润土均匀混合,即可获得该回填材料。
6.如权利要求5所述的一种高放废物处置库回填材料的制备方法,其特征在于,所述的筛网为150目。
7.如权利要求5所述的一种高放废物处置库回填材料的制备方法,其特征在于,所述的经筛分得到的三水铝石粉末粒径小于0.106mm。
CN201711443243.2A 2017-12-27 2017-12-27 一种高放废物处置库回填材料及其制备方法 Active CN110570964B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201711443243.2A CN110570964B (zh) 2017-12-27 2017-12-27 一种高放废物处置库回填材料及其制备方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201711443243.2A CN110570964B (zh) 2017-12-27 2017-12-27 一种高放废物处置库回填材料及其制备方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN110570964A true CN110570964A (zh) 2019-12-13
CN110570964B CN110570964B (zh) 2023-07-14

Family

ID=68771849

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201711443243.2A Active CN110570964B (zh) 2017-12-27 2017-12-27 一种高放废物处置库回填材料及其制备方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN110570964B (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111128427A (zh) * 2020-03-18 2020-05-08 核工业北京地质研究院 一种高水平放射性废物的处置容器、处置单元及处置方法
CN114349488A (zh) * 2021-12-24 2022-04-15 西南科技大学 掺杂Al2O3到花岗岩固化基材提高高放废物固溶度的方法

Citations (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1985000040A1 (en) * 1983-06-17 1985-01-03 Koppers Australia Pty. Limited Preservative composition
EP0319398A1 (fr) * 1987-12-02 1989-06-07 Commissariat A L'energie Atomique Dispositif de conditionnement de déchets radioactifs ou toxiques dans du ciment, et son procédé de fabrication
WO1998049106A1 (en) * 1997-04-25 1998-11-05 The University Of Iowa Research Foundation Fe(o)-based bioremediation of aquifers contaminated with mixed wastes
JP2003149391A (ja) * 2001-11-09 2003-05-21 Mitsubishi Materials Natural Resources Development Corp 放射性廃棄物埋設用充填材
JP2005040685A (ja) * 2003-07-25 2005-02-17 Sumitomo Osaka Cement Co Ltd 重金属吸着材及び重金属処理方法
JP2005254077A (ja) * 2004-03-09 2005-09-22 Sumitomo Osaka Cement Co Ltd 重金属吸着材の製造方法及び当該方法により得られた重金属吸着材
US7135231B1 (en) * 2003-07-01 2006-11-14 Fairmont Minerals, Ltd. Process for incremental coating of proppants for hydraulic fracturing and proppants produced therefrom
CN1994912A (zh) * 2006-12-30 2007-07-11 吕建荣 一种重金属酸洗污水或酸性污水的处理方法
KR20080017110A (ko) * 2006-08-21 2008-02-26 주식회사 엘지화학 점토 광물이 코팅되어 있는 시트형 분리막 및 이를 사용한전기화학 셀
WO2010141070A1 (en) * 2009-06-02 2010-12-09 The United States Geological Survey Synthetic antibacterial clay compositions and method of using same
CA2707971A1 (en) * 2009-06-24 2010-12-24 The Clorox Company Vertically stacking litter bags
JP2014228469A (ja) * 2013-05-24 2014-12-08 栗田工業株式会社 放射性排水の貯留方法及び地下貯水槽
CN206676005U (zh) * 2017-04-25 2017-11-28 兰州大学 一种实验室用小型自动化精油蒸馏装置
CN110449458A (zh) * 2019-08-30 2019-11-15 广东省生态环境技术研究所 一种污染土壤的安全处理利用方法

Patent Citations (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1985000040A1 (en) * 1983-06-17 1985-01-03 Koppers Australia Pty. Limited Preservative composition
EP0319398A1 (fr) * 1987-12-02 1989-06-07 Commissariat A L'energie Atomique Dispositif de conditionnement de déchets radioactifs ou toxiques dans du ciment, et son procédé de fabrication
WO1998049106A1 (en) * 1997-04-25 1998-11-05 The University Of Iowa Research Foundation Fe(o)-based bioremediation of aquifers contaminated with mixed wastes
JP2003149391A (ja) * 2001-11-09 2003-05-21 Mitsubishi Materials Natural Resources Development Corp 放射性廃棄物埋設用充填材
US7135231B1 (en) * 2003-07-01 2006-11-14 Fairmont Minerals, Ltd. Process for incremental coating of proppants for hydraulic fracturing and proppants produced therefrom
JP2005040685A (ja) * 2003-07-25 2005-02-17 Sumitomo Osaka Cement Co Ltd 重金属吸着材及び重金属処理方法
JP2005254077A (ja) * 2004-03-09 2005-09-22 Sumitomo Osaka Cement Co Ltd 重金属吸着材の製造方法及び当該方法により得られた重金属吸着材
KR20080017110A (ko) * 2006-08-21 2008-02-26 주식회사 엘지화학 점토 광물이 코팅되어 있는 시트형 분리막 및 이를 사용한전기화학 셀
CN1994912A (zh) * 2006-12-30 2007-07-11 吕建荣 一种重金属酸洗污水或酸性污水的处理方法
WO2010141070A1 (en) * 2009-06-02 2010-12-09 The United States Geological Survey Synthetic antibacterial clay compositions and method of using same
CA2707971A1 (en) * 2009-06-24 2010-12-24 The Clorox Company Vertically stacking litter bags
JP2014228469A (ja) * 2013-05-24 2014-12-08 栗田工業株式会社 放射性排水の貯留方法及び地下貯水槽
CN206676005U (zh) * 2017-04-25 2017-11-28 兰州大学 一种实验室用小型自动化精油蒸馏装置
CN110449458A (zh) * 2019-08-30 2019-11-15 广东省生态环境技术研究所 一种污染土壤的安全处理利用方法

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
JAE-HYUK HYUN 等: ""A Feasibility Study on the Development of Admixed Liner Using Gibbsite and Clay"", 《THE JOURNAL OF ENGINEERING GEOLOGY》 *
王水远 等: "赤泥治理酸性煤矿废水的机理分析", 《环保科技》 *
范桥辉;郭治军;吴王锁;: "放射性核素在固-液界面上的吸附:模型及其应用", 化学进展 *
金承黎 等: ""粘土矿物在核废物处理中的应用"", 《矿产综合利用》 *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111128427A (zh) * 2020-03-18 2020-05-08 核工业北京地质研究院 一种高水平放射性废物的处置容器、处置单元及处置方法
CN111128427B (zh) * 2020-03-18 2023-04-14 核工业北京地质研究院 一种高水平放射性废物的处置容器、处置单元及处置方法
CN114349488A (zh) * 2021-12-24 2022-04-15 西南科技大学 掺杂Al2O3到花岗岩固化基材提高高放废物固溶度的方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN110570964B (zh) 2023-07-14

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Zänker et al. Colloid-borne forms of tetravalent actinides: a brief review
Molinari et al. The chemistry and radiochemistry of radium and the other elements of the uranium and thorium natural decay series
Zhang et al. Co-transport of U (VI) and bentonite colloids: Influence of colloidal gibbsite
CN110570964B (zh) 一种高放废物处置库回填材料及其制备方法
Norrfors et al. γ-radiation induced corrosion of copper in bentonite-water systems under anaerobic conditions
McKinley The geochemistry of the near-field
CN103886926A (zh) 一种放射性浓缩液固化配方
CN100580817C (zh) 核电站废物处置方法
Kim et al. Review—Electro-Kinetic Decontamination of Radioactive Concrete Waste from Nuclear Power Plants
CN103714871B (zh) 一种膨润土基防辐射材料的制备方法
Andersson et al. Sorption of radionuclides in geologic systems
Chen et al. Bentonite colloids mediated Eu (III) migration in homogeneous and heterogeneous media of Beishan granite and fracture-filling materials
McKinley et al. Compilation and comparison of radionuclide sorption databases used in recent performance assessments
Abdel Rahman et al. Improving the Performance of Engineering Barriers in Radioactive Waste Disposal Facilities: Role of Nano-Materials
Yongfu Mechanisms and models for bentonite erosion used for geologic disposal of high level radioactive waste: A review
Panasyuk et al. Soils and Ground Water’s Radioactive Contamination into the Local Zone of the “Shelter” Object and Industrial Site of Chernobyl NPP
Moore et al. Uranium diffusion in soils and rocks
Xie et al. Trace-level plutonium (IV) polymer stability and its transport in coarse-grained granites
Oversby Criticality in a high level waste repository. A review of some important factors and an assessment of the lessons that can be learned from the Oklo reactors
JPH07270597A (ja) 放射性廃棄物の地中処分用緩衝材又は埋戻し材
Valcke et al. The methodology followed in Belgium to investigate the compatibility with geological disposal of Eurobitum bituminized intermediate-level radioactive waste
Geckeis Colloid influence on the radionuclide migration from a nuclear waste repository
Wu et al. Experimental and modeling study of the diffusion path of Ce (III)-EDTA in compacted bentonite
CN111128427B (zh) 一种高水平放射性废物的处置容器、处置单元及处置方法
Holgersson Studies on the Effect of Concrete on the Chemistry in a Repository for Radioactive Waste

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant