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铅铋冷却反应堆是加速器驱动次临界系统的堆型, 相比于水冷堆及钠冷堆, 铅铋反应堆具有其固有的安全特性.俄罗斯、美国、日本、欧盟及中国等均已开展了相关研究工作, 但铅铋冷却反应堆同时也面临210Po这一重要的辐射安全防护问题.210Po具有放射性且极毒, 放射防护委员会规定人体对210Po的一次zui大允许摄入量仅为0.74 kBq.计算结果显示, 15 MW靶回路运行一年后预计产生的210Po放射性活度约为104 Ci.若对核事故条件下产生的含210Po废水不进行处理直接排放, 将会对生态环境和人体健康将构成潜在的严重威胁.因此, 含Po放射性废水的净化研究就显得尤为重要.
氧化石墨烯(GO)具有比表面积大、耐辐照、化学性质稳定和表面官能团丰富等优势, 是放射性核素吸附研究的理想滤材.Zhao等(通过研究发现, GO对U(Ⅵ)的zui大吸附量达111.7 mg·g-1, 显著高于其它吸附剂.目前, 通过不同化学修饰手段, 制备对某种放射性核素具有强选择吸附能力的复合材料是GO吸附研究的主要方向.有研究表明, 利用壳聚糖、偕胺肟官能团和硫醇基等对GO进行改性后制备的复合材料分别对Cu2+、Pb2+、U(Ⅵ)、Hg2+等有毒及放射性金属具有良好的吸附效果.但到目前为止, 有关GO吸附Po(Ⅳ)的机理研究还鲜有报道.因此, 研究GO吸附Po的性能及机制, 尤其是含氧官能团对Po的吸附作用, 对石墨烯基材料改性制备吸附能力突出的复合材料具有重要的指导意义.
在自然水环境中, Po主要以Po(Ⅳ)形式存在, 其与Te(Ⅳ)化学行为的相似性也在之前的研究中有过报道.基于此, 本文以Te(Ⅳ)代替Po(Ⅳ), 首先研究氧化石墨烯对碲的吸附性能, 其次, 利用常见的吸附动力学和吸附等温线模型对GO吸附Te(Ⅳ)的动力学数据和吸附平衡数据进行拟合, 初步预测GO吸附Te(Ⅳ)的行为;在此基础上, 利用TEM、FTIR和XPS等表征方法对吸附前后的GO进行分析, 揭示GO吸附Te(Ⅳ)所涉及的机制.
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