Vol.28 No.4 张瑞珠等：STiO,固化高放废物浸出性能 ·375。 103E 10E -7d -7d 14d 4d 28d 28d 10-% 2.4 2.52.62.72.8 1023242262方28 T-(103K) T/(10-3K-) (a)浸出剂为去离子水 (b)浸出剂为模拟地下水 图3在不同浸出剂中固化体的浸出率 Fig.3 Leaching rate of the immobilized produt in different leaching solvents 【2罗上庚.放射性废物概论.北京：原子能出版社.2003 3结论 [)张华.高放固化体处置条件下的浸出和模拟研究【学位论 刘.北京：中国原子能研究院2004 (1)采用SHS方法合成的钛酸锶固化体浸 [4 Lumpkin G R.Smith K L Backford M G..Electron micro 出率随浸出时间的增加而减小，且各元素浸出率 scope study of synroc before and after exposure to aqueous so 皆小于0.1gm2厂，且比玻璃浸出率低2~3 lutions.Mater Res 1991.6:218. 个数量级. [5]Smith K L.The du malility of synmoc.Nud Mater.1992. (2)钛酸锶固化体浸出率随浸出温度的增加 190:287 而增加.但是，温度的敏感程度取决于活化能，由 【(李利字，罗上庚，汪德熙。模拟高放废液钛酸盐陶瓷固化 体的浸出影响因素研究.辐射防护，1997,17(5)：373 于该固化体活化能较低，所以温度对浸出率的影 【刀朱鑫璋，罗上庚。汤宝龙。等.富钙钛钻石型人造岩石固化 响较小. 模拟锕系废物研究(1).核科学与工程1999,19(1)： (3)采用SHS方法合成的钛酸锶固化体的 182 Sr核素的浸出率随着包容量的升高而逐渐增加， 【阁李利字，罗上庚汪德熙。模拟高放废液钛酸盐陶瓷固化 体的浸出影响因素研究.辐射防护，1997,17(5)：373 但增加幅度很小，表现出良好的抗进出性.显然 [牙盛嘉伟，罗上庚，汤宝龙。国外高放废液玻璃固化体浸出 自蔓延合成的陶瓷固化体具有良好的化学稳定 行为的研究及发展.辐射防护199616(2)：154 性，浸出率低，固化效果好，是固化高放废物和进 [1q张瑞珠，郭志猛，贾成厂，等.自蔓延高温合成钙钛矿型人 行最终地质处置的理想固化体，且该方法设备简 造岩石固化体.北京科技大学学报.200426(5)：485 单，操作方便因此具有良好的应用前景， [11]Jantzen C M,BiHer N E Beam D C,et al.Standard test method relative to durability of nuclear waste gasses.USA. 参考文献 1991:30 【2!罗上庚.回归自然一人造岩石固化放射性废物.自然杂 刂盛嘉伟，罗上庚.汤宝龙。等.9019/U模拟高放玻璃固化 志，1998.20(2)：87 体的浸出特性评价.核化学核放射化学，1995,7(1)：1 Leaching properties of HLW-SrTiO3 form ZHANG Ruizhu2.GUO Zhimeng.LUOJi 1)Materiak Science and Ergineer School University of Science and Techmlogy Beijing,Beijing 100083 China2)North China Institute of Wa ter Conservancy and Hydroclectric Pow er.Zhengzhou 450045.China ABSTRACT This paper investigated the influencing factors on the leakage behavior of strontium titanate form SrTiO3.The leaching rate was evaluated by the materials characterization center method.Experimen- tal results showed that the leaching rate of SrTiO3 gradually decreased with time and w as less than 0.1g m2d,twice orders less than that of glass solid.It was found that SrTio3 had a steady chemical prop- erty and was a good form for high lever radioactive-wastes. KEY WORDS strontium titanate;immobilization;leach rate;high lever radioactive-w astes图 3 在不同浸出剂中固化体的浸出率 Fig.3 Leaching rate of the immobili zed product in different leaching solvents 3 结论 (1)采用 SHS 方法合成的钛酸锶固化体浸 出率随浸出时间的增加而减小, 且各元素浸出率 皆小于 0.1 g·m -2·d -1 , 且比玻璃浸出率低 2 ～ 3 个数量级 . (2)钛酸锶固化体浸出率随浸出温度的增加 而增加 .但是 ,温度的敏感程度取决于活化能 ,由 于该固化体活化能较低 ,所以温度对浸出率的影 响较小. (3)采用 SHS 方法合成的钛酸锶固化体的 S r 核素的浸出率随着包容量的升高而逐渐增加, 但增加幅度很小 , 表现出良好的抗进出性.显然 自蔓延合成的陶瓷固化体具有良好的化学稳定 性,浸出率低, 固化效果好, 是固化高放废物和进 行最终地质处置的理想固化体, 且该方法设备简 单,操作方便,因此具有良好的应用前景 . 参 考 文 献 [ 1] 盛嘉伟, 罗上庚, 汤宝龙, 等.90-19/ U 模拟高放玻璃固化 体的浸出特性评价.核化学核放射化学, 1995 , 17(1):1 [ 2] 罗上庚.放射性废物概论.北京:原子能出版社, 2003 [ 3] 张华.高放固化体处置条件下的浸出和模拟研究 [ 学位论 文] .北京:中国原子能研究院, 2004 [ 4] Lumpkin G R, Smith K L, Blackford M G..Electron micro￾scope study of synroc bef ore and aft er exposure to aqueous so￾lutions.Mater Res, 1991 , 6:218. [ 5] Smith K L .The du rabilit y of syn roc.Nucl Mater , 1992 , 190:287 [ 6] 李利宇, 罗上庚, 汪德熙.模拟高放废液钛酸盐陶瓷固化 体的浸出影响因素研究.辐射防护, 1997 , 17(5):373 [ 7] 朱鑫璋, 罗上庚, 汤宝龙, 等.富钙钛锆石型人造岩石固化 模拟锕系废物研究 (Ⅰ ).核科学与工程, 1999 , 19(1): 182 [ 8] 李利宇, 罗上庚, 汪德熙.模拟高放废液钛酸盐陶瓷固化 体的浸出影响因素研究.辐射防护, 1997 , 17(5):373 [ 9] 盛嘉伟, 罗上庚, 汤宝龙.国外高放废液玻璃固化体浸出 行为的研究及发展.辐射防护, 1996 , 16(2):154 [ 10] 张瑞珠, 郭志猛, 贾成厂, 等.自蔓延高温合成钙钛矿型人 造岩石固化体.北京科技大学学报, 2004 , 26(5):485 [ 11] Jantzen C M , Bibler N E , Beam D C , et al.St andard t est method relative t o durabilit y of nuclear w aste gasses.USA , 1991:30 [ 12] 罗上庚.回归自然———人造岩石固化放射性废物.自然杂 志, 1998 , 20(2):87 Leaching properties of HLW-S rTiO3 fo rm ZHANG R uizhu 1 , 2), GUO Zhimeng 1), LUO Ji 1) 1)Materials Science and Engineer School, Uni versit y of Science and Technology Beijing , Beijing 100083 , China2)North China Institute of Wa￾t er Conservancy and Hydroelectric Pow er , Zhengzhou 450045 , China ABSTRACT This paper investigated the influencing factors o n the leakage behavior of strontium titanate form SrTiO3 .The leaching rate w as evaluated by the materials characterization center method .Experimen￾tal results showed that the leaching rate of SrTiO3 gradually decreased w ith time and w as less than 0.1 g· m -2·d -1 , tw ice orders less than that of glass solid .It w as found that SrTiO3 had a steady chemical prop￾erty and w as a good form for high lever radioactive-wastes. KEY WORDS stro ntium titanate;immobilization ;leach rate ;high lever radioactive-w astes Vol.28 No.4 张瑞珠等:SrTiO3 固化高放废物浸出性能 · 375 ·