氧化石墨烯对水中钍离子选择性吸附性能的研究

来源 :中国核学会核化工分会2014学术交流年会 | 被引量 : 0次 | 上传用户:jiayueye
下载到本地 , 更方便阅读
声明 : 本文档内容版权归属内容提供方 , 如果您对本文有版权争议 , 可与客服联系进行内容授权或下架
论文部分内容阅读
  随着能源需求的增加,核能得到了快速的发展,对核燃料的需求也越来越大.目前核电厂所使用的核燃料为铀基核燃料.钍作为一种潜在的裂变核能燃料(232Th通过转换或增殖成233U)具有重要的应用价值[1].我国钍资源的储存量大于铀资源,开发和利用钍基核燃料备受关注和重视,在钍堆的发展过程中,核燃料的循环必不可少,其中涉及矿石开采中钍的分离和纯化,辐照232Th生成233U后铀与钍的分离以及钍基燃料后处理所关联的钍的回收再利用(钍/裂变元素分离)问题.对于钍的分离,现有的分离方法有很多,如:离子交换法、生物吸附法、液液萃取法、固相吸附法,其中固相吸附法以其成本低,操作简单,吸附容量高,可重复使用的优点被广泛用于水中钍的分离和富集.氧化石墨烯作为石墨烯的衍生物,同样具有准二维平面结构特点,其具有丰富的含氧官能团使得其对金属离子具有好的吸附能力[2].本文采用改进的Hummers法(不使用NaNO3)成功制备了氧化石墨(图1为氧化石墨的FT-IR和XRD图),并对其水分散液进行超声波剥离处理,成功制得了单层的氧化石墨烯(图2为氧化石墨烯的AFM图),最后,研究了其对含有6种金属离子的混合金属离子溶液(Co2+、La3+、Sr2+、Th4+、UO22+、Y3+,pH=1.79)中钍离子的吸附性能(如图3所示).实验结果发现:氧化石墨烯对混合金属离子溶液中钍离子表现出好的吸附容量和选择性,其对混合金属离子总的吸附容量可达596 mg/g,其中,对Th4+的吸附容量最大,为530 mg/g,占到了总的吸附容量的88.9%,大于对Sr2+的吸附容量11 mg/g.结果表明:氧化石墨烯是一种优异的固体吸附剂可用于水中钍的去除和回收.
其他文献
钴-60具有较长的半衰期,是核电站等核设施废液处理系统中及生产和使用钴源装置的屏蔽水中的主要放射性核素,因而寻找或制备一种具有较好的应用前景的无机离子吸附剂作为放射性废液中钴-60的分离提取材料,实现放射性废液中Co-60的有效去除,在三废治理领域具有重要意义.本文以KMnO4为原料合成了水合氧化锰(HMO),采用静态吸附法对溶液中的钻进行吸附去除,考察HMO对Co(Ⅱ)的吸附行为,以及各实验条件
氧化凝胶去污为先进、新型的放射性污染金属去污工艺,具有操作简单、去污效果好等优势,但喷涂压力高、去污剂腐蚀性强等对作业人员和设备存在安全隐患.本文结合工艺特点,分析了喷涂压力等对作业人员的影响;依据氧化凝胶对不锈钢的腐蚀特征,提出了氧化凝胶对喷涂设备的腐蚀情况值得深入研究;同时,论证了氧化凝胶去污废物收集和处理中的安全问题.结果表明,喷涂作业时应加强防护,减轻飞溅和雾化对作业人的影响;及时清洗设备
本文采用化学方法将多壁碳纳米管打开,得到一种富含氧基团的氧化石墨烯纳米带(GONRs),以期合成一种成本低、对铀吸附效果良好的固相萃取剂。实验对所合成GONRs进行了SEM、TEM、XRD、FT-IR、Raman、XPS等表征,考察了pH,离子强度、铀初始浓度、温度、时间等对GONRs对铀吸附的影响.研究结果表明,所合成的GONRs比表面积大,表面含氧基团丰富(图1).与原始碳纳米管相比,GONR
本文主要介绍了在国家现行核与辐射安全监管机制下,某公司积极配合上级监管部门对其核设施实施的监管工作的情况,介绍了上级部门与本单位实施的"二级"监管过程中反映出的放射性废物管理问题,及采取的相关对策、措施,给出了相关结论,及思考与建议.
本文主要对核设施去污技术做出概述,介绍了包括化学去污剂、化学去污法、化学去污工艺在内的化学去污法和喷射去污、微波粗琢、PIG技术和超声波去污技术在内的物理去污法,最后针对我国去污工作的现状,提出了一些建议.
某厂房的退役是后处理厂辅助设施退役的工作内容之一,由于设施的污染程度不是非常严重但又无法直接进行人工拆除,是否对其进行系统去污、如何去污以及去污的程度成为了在方案制定过程中最难以决策的环节.文章通过统筹考虑该厂房的现场布置、源项、可行的去污方法和拆除方法,从辐射防护的最优化原则和废物最小化的原则出发,对该厂房主要的工艺设备和管道的去污、拆除方案进行了分析和对比,推荐了合理、优化的工艺方案.
描述了一种采用HPGe探测器系统直接测量、获取样品γ能谱而分析铀材料生产(纯化)年龄与同位素丰度的方法,不需要其它任何标准源或参考源,对样品的形态(固体、液体)、形状没有要求.由铀材料样品自身所含多γ射线核素的γ能峰来刻度相对峰效率曲线,确定铀同位素之间的相对比值,以及234U衰变链上的子体214Bi与234U的比值并计算其生产年龄.对一个铀总量约5g、浓缩度约90%的24ml液体铀样品,用两套H
本文使用4πβ(PS)-4πγ(NaI)双参数测量系统,通过改变β探测器电子下阈,用β效率外推法绝对测定了41Ar活度.与HPGeγ谱仪相对测量41Ar活度的结果进行了比较,数据表明:符合效率外推法适用于41Ar活度的绝对测量,活度结果更准确.
理论模拟了基于镀层模式的可控Am-Be中子源单元结构的相关特性.针对不同的镀层厚度,利用Geant4蒙特卡罗程序模拟计算了镀层中的粒子特性和中子产率.模拟结果表明,在镀层厚度小于10m时,逃逸粒子数及能谱随镀层厚度变化显著.单位粒子的中子产率随镀层厚度增加逐渐减小.受不锈钢基板吸收的影响,每百万粒子的中子产率极限值约为55.当镀层厚度小于6rn时,中子总产额随镀层厚度增加增长迅速,镀层厚度超过6m
本文就P204系统的工艺原理、工艺流程等与现工艺进行了对比分析,并就P204工艺设备现状、工艺参数的进行了论述并提出了工艺参数.P204工艺系统从工艺流程、设备因素、人员操作、生产能力等方面都优于现工艺系统,容易实现自动化生产,同时为更好适应企业今后的发展形势,有恢复P204系统的必要性.P204系统的主要工装设施经过检修后可继续使用,补充部分辅助设备,重建部分控制系统就可进行生产.系统恢复后可满