混合缓冲材料吸附水中Pb2+的研究VIP

毕业(设计)论文 题 目： 混合缓冲材料吸附水中 Pb2+的研究Tittle：Study on Adsorption of Pb2+ with Bentonite-sand学生姓名： 刘 明 华 学 院：化学生物与材料科学学院 专 业： 材料科学与工程 班 级： 080572 学 号： 08057242 指导老师： 罗 太 安 二零一二年六月东华理工大学（论文） 摘要摘 要本文研究石英砂与膨润土组成的混合缓冲材料吸附水中Pb 2+的工艺。结果表明，混合缓冲材料的吸附行为依赖于溶液的pH值、吸附温度、初始离子浓度和吸附时间。在低pH值时主要是H +与Pb 2+竞争吸附位。pH值在35时，基本的吸附机制是离子交换的过程。在高pH值（6）时，在混合缓冲材料表面形成氢氧化铅的吸附或者沉淀。随着吸附温度的增加，去除率增加，当温度到达30时，去除率达到最大。当Pb 2+浓度为5g/L时，混合缓冲材料对Pb 2+达到99.3%。当吸附时间4h时，混合缓冲材料的去除率达到86.4%。关键字：膨润土；石英砂；吸附；去除率；混合缓冲材料东华理工大学（论文） ABSTRACTABSTRACTThe paper studies that the buffer material which is made up of the quartz stand and bentonite adsorpt Pb2+ in the water. The result show that mixed adsorption behavior of butter material relies on the solution of the pH value, adsorption temperature, initial ion concentration and adsorption time. In the low pH value is a mainly completion adsorption of H+ and Pb2+. When the pH value is 3-5,basic adsorption mechanism is the ion exchange process. In the high pH value(6), in the surface of the mixed buffer material form adsorption of hydrogen lamps or precipitation. Along with the increase of temperature adsorption ,removal rate increase, when the temperature reached 30, removal rate increase when the concentration of the Pb2+ for 5g/L, the removal rate of Pb2+ up to 99.3%, when adsorption time for 4 hours mixed buffer material to removal rate of Pb2+ up to 86.4%.Keyword: bentonite; quartz sand; adsorption removal; buffer material mixed东华理工大学（论文） 目录目 录绪论 .11.1 高放废物处置的必要性 .11.1.1 废物的分类 .11.1.2 高放废物处置库工程材料 .11.1.3 高放废物的主要来源及危害 .11.1.4 国内外高放废物处置研究进展 .21.2 缓冲材料在高放废物处置库中的作用和地位 .61.2.1 高放废物的处置模式 .61.2.2 缓冲材料的作用及地位 .61.3 膨润土的结构及特性 .81.3.1 膨润土的结构 .81.3.2 膨润土的特性 .81.4 本文研究的目的及主要内容 .112.实验部分 .122.1 主要仪器及试剂 .122.2 实验方案 .122.3 测试方法 .123.结果与讨论 .133.1 时间对混合缓冲材料水中铅离子去除率的影响 .133.2 铅离子浓度对混合缓冲材料水中铅离子去除率的影响 .133.3 pH 值对混合缓冲材料水中铅离子去除率的影响 .143.4 温度对混合缓冲材料水中铅离子去除率的影响 .153.5 混合缓冲材料对 Pb2+的吸附机制 .154.结论 .16致 谢 .17参考文献 .18东华理工大学（论文） 绪论1.绪论1.1 高放废物处置的必要性1.1.1 废物的分类与其它工业一样，核工业的生产、研究以及核技术应用也会产生大量的废物，即“核废物” ，或称“放射性废物” 1。按放射性的水平分类，核废物分为低废物、中放废物和高放废物。目前对于低、中废物的发黑，已有较成熟的技术。而对于高放废物，由于其含有毒性极大、半衰期很长的放射性核素，对其安全处置是一个世界性难题。核工业的发展和人类核安全意识增强，安全处置高放废物已成为核工业可持续发展、保护人民健康和保护环境的一项长期战略任务。因此，核废物的安全处理与最终处置，在很大程度上影响着核工业的前途和生命力，制约着核工业特别是民用核工业的进一步应用与发展，高放废物处置显得越来越有必要。1.1.2 高放废物处置库工程材料(1）废物固化体高放废物从来源上主要分为两个类型：乏燃料和后处理厂排出的高放废液，经蒸发、浓缩减容再固化后产生的高放废物。废物固化体是指后处理厂排出的高放废液的固化产物。目前固化介质以既稳定且浸出率低的硼硅酸盐系的玻璃为研究对象，并在实际处置中使用。此外，也在研究更为稳定且耐浸出性好的陶瓷和合成矿物等。（2）废物罐废物罐可分为运输容器和贮存容器。把固化体装入运输容器，运送到固化体贮存设施的接收热室，取出固化体，将固化体装进贮存用的包装容器，焊接密封，这样来进行其外包装，然后，将此固化体放入混凝上的贮存容器，再运往贮存场所。（3）外包装外包装围在废物罐外侧，其功能在于借助于它的完整性和耐腐蚀性确保高放废物在规定的有效期内不向外层屏障层迁移。外包装的重要性在于目前的技术手段不一定能保证废物罐对高放废物的长期有效屏蔽，但用外包装可以确保1000a 以上的完整性。外包装材料的性能以耐腐蚀为主。外包装材料的材质目前是碳钢和铸铁等。此外，有些国家高放废物处置库中废物也包括有超铀废物，这种情形下，也考虑使用石墨和炭化物材料作外包装。1.1.3 高放废物的主要来源及危害高放废物主要是直接处置的乏燃料以及乏燃料后处理产生的高放废液及其固化体 2。在各式反应堆中，核燃料经过 15 年的照射过程后需移出堆外，任何一种核反应堆在正常运行期间，核燃料中会生成大量裂变碎片，其中很多碎东华理工大学（论文） 绪论1片东华理工大学（论文） 绪论2对中子有较大的俘获截面，大部分中子被消耗在与裂变碎片的反应中，最终将使正当的链式过程不能继续维持，消耗核燃料元件内副产物的积累，将生成乏燃料。目前，世界上有 441 台正在运行的核电机组，每年产生 1 万多吨重金属的乏燃料，只有不足 1/3 的乏燃料接受了后处理，以对其中的易裂变材料进行循环利用，其余则放置在中间储存设施中，全球储存约有 1.9x105 吨重金属乏燃料。到 2010 年我国大陆积累的乏燃料将达到 1x103 吨。在 2020 年以后，预计每年都将卸下近千吨乏燃料，由此而产生大量的高放废物，其具有放射性强度高、发热量大、毒性大、半衰期长的特征。高放废物的放射性强度自形成到衰变至普通铀矿床水平往往需要数百万年的时间。这些高放废物若不加以安全处置，将严重危及人类生存环境。核废物最大的特点是带有电离辐射源，放射性核素释放到环境中会对生物圈造成辐射照射。若是辐射到人体，会引起人体细胞的病变和破坏，降低细胞的再生能力，甚至引起遗传因子的变异，放射性物质对人的照射半致死剂量约为 400rad，照射 650rad 即可造成死亡;照射剂量 150rad 以下，死亡率下降为零。但在这种情况下并不是没有损伤作用，往往在 20 年后才能表现出来一些症状，主要表现为白血病、骨癌、肺癌及甲状腺癌等病症。因此，高放废物的安全处置是环境保护的重要组成部分，也一直是困扰核电工业全面发展的关键因素，有核国家对高放废物的安全处置问题都极为重视。1.1.4 国内外高放废物处置研究进展1.1.4.1 美国美国共有 104 个民用反应堆正在运行 3,4，其乏燃料连同军事高放废物将在一起最终处置。据预测，到 2030 年，美国将积累 9.0103吨国防高放废物和 8.5104吨从商用反应堆中卸出的乏燃料。美国的高放废物地质处置计划由能源部负责执行，其下属的民用放射性废物管理办公室以及尤卡山场址特性评价办公室具体负责实施，包括运输、容器开发、处置库设计、场址评价以及申请许可证和建造、运行等。该国采取乏燃料直接处置的技术路线，处置库概念设计为平巷型，位于地下水位以上的包气带中，处置后的乏燃料可在 100a 内回取。美国的高放废物处置库侯选场址位于内华达州的尤卡山，到目前为止，详细的场址评价工作已完成，性能评价也已完成。美国能源部已经向美国核管署提交建库申请，预计核管署将用 3a 时间评审完毕。美国整个处置计划约需 587亿美元，经费主要来自电费的提成，每年能收取费用约 6 亿美元。美国原计划于 1998 年建好尤卡山处置库，后因种种原因，到 2010 年左右才建好处置库。内华达州尤卡山场址是目前惟一的候选场址，历经近 20a 的大规模详细研究，已完成场址可行性评价报告和环境影响评价报告。2002 年 7 月，美国总统布什已批准内华达州的尤卡山场址。美国由于超铀废物量比较大(共有 1.7x105m3)故在新墨西哥州的地下岩盐层东华理工大学（论文） 绪论3中建造了“废物隔离中间工厂”(也称 WIPP 处置库)，用于存放、处置超铀废物。该处置库已建设好，己于 1999 年 3 月开始接受美国军工超铀废物。美国高放废物处置库工程自 1976 年开始着手进行选址工作，至 2010 年处置库建成，需经过 4 阶段，约需 35a 的时间。1.1.4.2 瑞典瑞典有 4 个核电站 5，共 12 个机组(包括己退役的 2 个机组)，核电占总发电量的 51.6%。瑞典目前的乏燃料存放在 Simpevarp 核电站附近的乏燃料中间储存设施之中，并由核电站出资成立的“瑞典核燃料与废物管理公司”负责高放废物地质处置工作，采取的技术路线是用深部地质处置方法在结晶岩(花岗岩)中处置乏燃料。瑞典从 20 世纪 70 年代即开始系统、详细的研究工作，其研究计划及成果被国际公认为是最好的，是在花岗岩介质中开展高放废物地质处置工作的“领头羊” 。20 世纪 80 年代，在 Stripa 铁矿建造了位于花岗岩中的地下实验室，在 1995 年又建成了位于花岗岩中的 Aspo 地下实验室；同时开展了大量试验，包括场址评价方法学、新型仪器试制(如地质雷达等)、核素迁移、工程屏障性能、深部地质环境等研究，世界上有十几个国家或组织参加了该项研究。瑞典自 1976 年开始选址，目前已筛选出 2 处场址。瑞典的乏燃料管理各单位的职能如下：(1)议会：确保相关法律的实施。(2)环境部：行使政府职权，授权批准核废物管理设施的建造和废物管理研发计划；（3)瑞典核能监察署：负责监察核设施和废物管理设施的的核安全，评审核研发计划和经费计。(4)瑞典辐射防护局：负责监察核设施和废物管理设施的辐射防护，评审核研发计划，向瑞典核能监察署提交评价报告。（5)瑞典核废物资金管理局：向政府部门提出资金使用建议。(6)瑞典核燃料和废物管理公司:乏燃料处置研发和工程实施单位，负责研发计划、经费预算、地下实验室、乏燃料和处置库的设计、建造和运行。1.1.4.3 德国德国的第 1 个核电站于 1961 年建成发电。目前有 20 个核电机组(其中 1 个已经关闭)，核电占总发电量的 39%6。德国