退役核石墨中T与C-14的解析机制研究

Decommission of the first and second generation graphite nuclear reactor has produced plenty of irradiated graphite to be treated. Due to the large volume of graphite and various involved radionuclides with long half-life, the treatment of graphite has become one of the most serious issue during the decommission of a nuclear reactor. Currently, the incineration or reuse after decontamination of the graphite is regarded as the most effective solution. Within these irradiated nuclear graphite, the major radionuclides are tritium and radiocarbon, which are therefore the crucial targets of the decontamination of nuclear graphite. The adsorption mechanism and the type of bond between radionuclides and graphite are determined by the microscopic distribution (including the deposite position in crystal lattice, vacancies or dislocation, the interfaces between unit cell and the pores on surface), and constituent distribution (for instance the constituent of surrounding radionuclides). Hence in order to find the most suitable process of thermal treatment, the mechanism of the adsorption and desorption of tritium and carbon-14 should be fully understood. This project will investigate the adsorption and desorption of tritium and carbon-14 using different kinds of analytical techniques, and accordingly determine the detailed parameter in the process of thermal treatment of nuclear graphite. Furthermore, the process of thermal treatment will be optimized based on the products of desorption and the investigated mechanism of desorption, and finally provide some useful guidance for the incineration or reuse of gaseous radionuclides within irradiated graphite.

第一、二代石墨反应堆的退役或面临退役，产生大量废弃核石墨。退役核石墨体量巨大、含多种长寿命放射性核素，已成为放射性废物管理的一大难题。对退役核石墨中的气态放射性核素热处理去污，再进行焚烧减容或重新利用，是目前看来处理退役核石墨的最有效方法。退役核石墨中的气态放射性核素主要是T和C-14，这两种核素的去除是进行焚烧减容或重新利用的前提与关键。T与C-14的微观分布状态，包括位置分布如晶格点阵、缺陷或位错、晶胞界面、孔隙表面等；成分分布，如周围核素的组成等，决定了这两种核素的吸附状态与成键方式。因此，必须清楚T与C-14的吸附方式与解析机制，才能确定合适的热处理工艺。本项目拟利用多种微观表征手段，揭示T与C-14在退役核石墨中的吸附形态与解析机制，确定热处理工艺参数。根据解析产物反馈、修正解析机制，实现热处理工艺的优化，最终解决退役核石墨焚烧减容或再利用的气态放射性核素去污问题。

核石墨是多种反应堆的重要材料，因此反应堆的退役就会产生大量需要退役的核石墨。这些核石墨中含有大量不同的放射性核素，为了防止放射性核素的泄漏对健康与环境造成危害，需要将危害较大的放射性核素去除。在众多退役核石墨所包含的放射性核素中，氚（T）和碳-14（C-14）的含量最高、半衰期较长，因此本项目课题针对核石墨中的氚、C-14的去污机理与工艺展开了研究。.首先，在理论计算方面，项目组使用VASP软件包建立了研究多种核素在石墨中吸附及解吸附的理论计算方法，模拟了石墨中氢分子在石墨中的吸附及解吸附过程。通过理论计算，本项目组找到了氢在核石墨中的一种吸附位置：石墨晶粒边缘的点空位上，并计算了该位置上氢分子的吸附能以及解吸能垒。利用阿仑尼乌斯公式，推导出了解吸能垒与解吸温度之间的关系，并以此计算出了位于石墨晶粒边缘点空位上的氢的解吸温度为600°C左右。其次，利用上述计算方法，对吸附及解吸过程中可能存在的同位素效应进行了评估，结果显示随着质量数的增加，氢同位素在石墨吸附过程中产生的化学键强度组件增强，因此石墨中氚的解吸温度要比氢的高，碳的同位素效应也与氢的类似。在实验方面，本项目组成功搭建了一套基于四极杆质谱的研究核石墨去污工艺的实验装置，并利用该装置实验探究了三种核石墨中氢的吸附及解吸规律。实验发现，核石墨对氢的吸附主要分为稳定吸附与不稳定吸附两种，而不同的核石墨这两部分的量有明显差异。而后续的解吸实验表明很大一部分的氢会在解吸温度超过600°C时被解吸出来，这一实验结果与理论结果吻合，也证明了本项目中的理论计算方法的可靠性。最后，氘的吸附及解吸附实验表明核石墨中的大量的氘的解吸能垒在850°C左右，比氢的高，证明了理论计算中所得到的同位素效应的可靠性。.本项目的研究为核石墨的去污研究提供了一套可靠的理论计算方法与实验方法，基于本项目中的成果，后续的研究可以更准确、高效的研究核石墨中各种放射性核素的去污机理。