放射性石墨高温自蔓延固化机理研究

放射性石墨是我国及世界目前核退役设施处理处置过程中所面临的重要环境问题之一。开发新型安全高效低耗的放射性石墨处理处置技术对于核废物的污染控制具有极其重要的意义。高温自蔓延技术可以同时实现放射性石墨中C-14及其它放射性核素（如中子活化产物Co-60等，核热裂解产物Cs-137、Sr-90、Eu-154等，一些甚至存在铀及超铀核素如Pu-239、Am-241等）的晶格固化稳定化，为该类废物的最终处置提供了一条新的途径。但如何调控体系自蔓延反应过程，以实现放射性石墨所含放射性核素的同步晶格固化稳定化，是该工艺实用化的关键。本项目以放射性石墨高温自蔓延反应特性为核心，深入认识体系自蔓延反应热力学机理及燃烧波传播规律，通过研究自蔓延反应剂与放射性石墨中典型放射性核素之间相互作用机理，探寻提高放射性核素晶格固化稳定化效率的有效途径，为该新工艺在核废物处理处置中的进一步深入研究和应用奠定技术基础。

为了进行自蔓延高温合成法制备模拟放射性石墨固化体，通过前期调研和热力学数据计算，确定实验的基础反应为3C + 4Al + 3TiO2 = 2Al2O3 + 3TiC +Q，根据模拟核素选取三原则（价态相同、离子半径相似、轨道相近），分别选取SrO、Nd2O3、CeO2作为放射性核素90Sr以及三、四价的锕系核素（An3+、An4+）的模拟核素，使用自行设计的高温自蔓延合成设备，分别在锕系核素空气和氮气两种不同气氛中制备一定包含量的模拟放射性石墨固化体。采用XRD、SEM等检测手段，获得模拟放射性石墨固化体的晶格结构、微观形貌等信息，发现在空气气氛和氮气气氛中，制备所得的模拟固化体物相包括TiC、Al2O3、AlN，以及未反应完全的C和TiO2，根据反应条件的不同主要成分有一定的差异，但固化体主要物相的晶体结构变化微小。对制备所得的模拟放射性石墨固化体进行β辐照实验，对比辐照前后的物相成分和晶格结构，发现固化体的成分发生了一定的改变，但主物相TiC、Al2O3的晶体结构并未发生较明显变化。对辐照前后模拟放射性石墨固化体进行浸出实验，发现固化体的浸出率随着实验时间呈增长趋势，并且辐照后的浸出率比辐照前有一定提升，但总体增长微小，约在10-3量级左右。