[发明专利]一种卤化物放射性废物玻璃固化体及其制备方法

说明书

技术领域

本发明涉及玻璃固化，更具体地涉及一种卤化物放射性废物玻璃固化体及其制备方法。

背景技术

随着先进核燃料循环方式研究的深入，近年来乏燃料的干法后处理越来越受到关注。在乏燃料干法后处理的过程中，大多选择卤化物作为稀释剂，往往会产生含有金属卤化物的熔盐废物，如Pu金属高温化学处理产生的高放废物中含有CsCl和SrF₂等。熔盐反应堆采用熔融的氟化物混合盐作为主冷却剂，甚至燃料本身就溶解于氟化物高温熔盐中，因此在燃料后处理、燃料盐分析、燃料载体盐分离回收以及放废处理等过程中都会产生各种类型的含氟放射性废物。含氟放射性废物大多具有腐蚀性、化学稳定性差、易潮解、熔点低等特点，高放含氟废物会发生辐解生成含氟气体，同时熔盐堆废物可能含有氟化铍剧毒成分。如何对卤化物放射性废物进行处理处置是放射性废物管理领域存在的难题之一。

出于放射性废物管理的要求，需要将含氟放射性废物转化成稳定的废物形态，避免或减少在废物储存、转运和处置过程中放射性核素迁移或弥散的可能。放射性废物固定化是废物整备的一种重要方法，处理的对象主要是放射性浓缩废水，废树脂和粉状放射性固体废物。固化体基材包括玻璃、水泥、聚合物和沥青等，由于后三者的固化体化学稳定性差，不适于用来作为中高放射性废物的固化基材，因此玻璃材料成为固化卤化物放射性废物处理的首选基材。

现有技术中压水堆乏燃料后处理产生的氧化物废物大多采用硼硅酸盐玻璃进行固化，能够将高放废液中的四十多种放射性核素包裹于玻璃网络而固定下来，例如在美国高放废物接收准则中，硼硅酸盐玻璃是唯一固化体；国际上现有设施的固化对象也主要是氧化物或氧化物类型的废物。但是传统的硼硅酸盐玻璃基体不适合于熔盐堆产生的含氟放射性废物的处理，因为氟、氯等卤素化合物在硼硅酸盐玻璃中的溶解度很低，这样使得玻璃固化体对核废料的包裹率很小，会大大增加废物固化体的体积。另外，通过高温水解将氟化物废物转化为氧化物后再进行硼硅酸盐玻璃固化是可能解决问题的方案之一，但是这种过程通常会产生额外的放射性废液，同时挥发的HF也需要考虑特别的处理。

发明内容

为了解决上述现有技术存在的卤化物放射性废物在硼硅酸盐的玻璃固化体中的包裹率小的问题，本发明旨在提供一种卤化物放射性废物玻璃固化体及其制备方法。

本发明提供一种卤化物放射性废物玻璃固化体的制备方法，包括步骤：S1，将含磷化合物、含铝化合物、碳酸钠、含铁化合物和含铅化物按照55～75％:15-30％:10～30％:0～20％:0～30％的重量比例混合，形成玻璃粉末，其中，该含磷化合物为熔融状态下能分解为P₂O₅且不引入杂质的原料，该含铝化合物为熔融状态下能分解为Al₂O₃且不引入杂质的原料，该含铁化合物为熔融状态下能分解为Fe₂O₃且不引入杂质的原料，该含铅化物为熔融状态下能分解为PbO且不引入杂质的原料；S2，将卤化物放射性废物和玻璃粉末按照10-30％:70-90％的重量比例混合，形成玻璃固化体。

其中，步骤S1提供一种钠铝磷酸盐(Na₂O-Al₂O₃-P₂O₅)体系玻璃，其中可加入不同配比的Fe₂O₃和/或PbO。钠铝磷体系玻璃中的金属离子在玻璃中可形成O-Me-O-P键(Me主要为Al离子、Fe离子，也可以是废物中其他一些金属阳离子)，形成的O-Me-O-P键具有很好的稳定性，增强了玻璃网络结构稳定性。

在所述步骤S1中，该含磷化合物为(NH₄)H₂PO₅、(NH₄)₂HPO₄、(NH₄)₃PO₄或P₂O₅。

在所述步骤S1中，该含铝化合物为Al(OH)₃或Al₂O₃。

在所述步骤S1中，该含铁化合物为Fe₂O₃、FeO或Fe₃O₄。

在所述步骤S1中，该含铅化物为PbO。