[发明专利]用于放射性核素去污的可剥离膜溶液、制备及使用方法

说明书

本发明公开用于放射性核素去污的可剥离膜溶液、制备及使用方法，所述可剥离膜溶液由以下原料制备而成：聚乙烯醇3.5‑14.93wt％，聚乙二醇1‑5wt％、氧化石墨烯0.005‑0.3wt％，0.5‑3mol/L酸剂15‑30wt％、络合剂0‑2wt％，余量为去离子水。本发明开发一种新型可剥离膜及使用方法，该型可剥离膜相比现有文献中报道的常规去污用聚乙烯醇薄膜，具备更高的机械性能。经测试，水平表面可剥离膜拉伸强度为23.6～62.1MPa，倾斜及垂直表面可剥离膜拉伸强度为19.1～52.3MPa。同时该型可剥离膜具备较高的去污系数，对铀、钚、锶、铯、钴等常见放射性核素去污效率不低于85％。同时本发明也通过引入超临界水氧化技术，实现可剥离膜去污后膜中所包裹放射性核素的回收再利用，提高核素利用效率，进一步降低二次废物处理需求。

技术领域

本发明涉及用于放射性核素去污的可剥离膜溶液、制备及使用方法。

背景技术

世界核工业已经走过了七十余年的发展历程，在漫长的发展过程中，世界各国修建了大量核设施。这其中包括各类型反应堆，例如核电站、研究堆、微型反应堆、特种动力堆等；也包括各类型核燃料循环体系中生产以及科研设施，涉及铀矿冶、铀转化、铀浓缩、燃料及材料制造、乏燃料后处理等各个工艺环节。在这些核设施的日常运行中，在核设施场址内不可避免的发生放射性核素的表面污染，为了维持设施内部的辐射环境及人员安全，必须设施建筑及设备表面污染情况开展日常监测，如发现污染立即进行去污。同时现在大量核设施已结束运转，进入封存及退役阶段。核设施退役的最终目的是实现原有场址开放或再利用，在退役过程中，去除现有核设施建筑及设备存在的放射性核素污染也是关键性工序。

现有放射性去污工艺包括物理去污工艺以及化学去污工艺，包括可剥离膜去污、去污剂去污、超声波去污、剥离去污、擦拭去污、电化学去污、激光去污等等，视去污条件不同而使用，决定去污工艺的关键指标包括：高去污系数、低二次废物量、二次废物易处理、人工操作少。

可剥离膜技术在近年国外核设施退役中得到了广泛应用，其基本原理是在待去污物品表面涂覆一层液体，该液体在干燥后在待去污表面形成具备一定强度的薄膜，随后将薄膜揭起，由于薄膜存在一定的粘性，可将待去污物品表面的非固定污染粘走，如液体中含络合剂、酸剂、氧化剂或配合电化学去污工艺，也可将去污物品表面的固定污染粘走。总体来看该法去污系数较高、二次废物量较少，是比较理想的去污工艺，但由于薄膜机械强度不够等问题依旧存在剥离过程中可能发生断裂等意外情况，同时可剥离膜中的放射性核素较难收集利用。

发明内容

针对上述存在的技术不足，本发明的目的是提供一种新型可剥离膜，该可剥离膜具备较高的吸附能力；可剥离膜具备较高的机械强度；同时本发明也需设计一种方法对回收后的已污染可剥离膜进行进一步处理，收集可剥离膜中的放射性核素。

为解决上述技术问题，本发明采用如下技术方案：

本发明提供一种新型可剥离膜溶液，由以下原料制备而成：聚乙烯醇3.5-14.93wt％，聚乙二醇1-5wt％、氧化石墨烯0.005-0.3wt％，0.5-3mol/L酸剂15-30wt％、络合剂0-2wt％，余量为去离子水。

本发明也提供可剥离膜溶液的制备方法，按1：100的质量比分别称取氧化石墨烯粉末以及去离子水，将氧化石墨烯分散于去离子水中，超声剥离直至形成深褐色稳定悬浮液；在90℃下水浴条件下配制浓度为5-15％的PVA溶液，量取1份PVA溶液与0.005-0.43份深褐色稳定氧化石墨烯悬浮液混合，按混合后溶液质量及体积加入1-5wt％聚乙二醇、0-2wt％络合剂、0.5-3mol/L酸剂15-30wt％，室温下混合均匀即可。

本发明提供的其中一种可剥离膜溶液的使用方法为：在建筑物、设备、工件的水平方向表面使用时，包括喷涂成型、流延成型、手工涂抹成型中任意一种。

优选地，在建筑物、设备、工件的水平方向表面使用时，采用流延成型。