水相环境中U(Ⅵ)在伊利石上的吸附特征

卫纯纯，冷阳春，王彦惠，李东瑞，赵玉婷

(西南科技大学 国防科技学院，四川 绵阳 621000)

随着核能的不断开发和应用，产生的放射性废物日益增多，这些放射性废物的处置也引起了人们的重视。目前公认的最切实可行的处置方法是深地质处置，采取天然屏障和工程屏障相结合的方式，隔离或阻滞放射性物质进入自然环境。高放废物处置库围岩是高放废物处置的最后一道屏障，其矿物组成和化学成分应有利于吸附放射性核素，以到达阻滞、延缓核素迁移的目的[1-3]。2005年，我国初步确定花岗岩为候选围岩，但相比于花岗岩，层状结构的黏土矿物(蒙脱石、伊利石及高岭石)具有良好的离子交换性能、渗透率低、自封闭性等特点，更适合作为地质库围岩材料，为此国家“十三五”规划明确将内蒙古阿拉善地区作为黏土岩选址[4-5]。

1 实验

1.1 主要材料

伊利石，河北灵寿县华硕矿产品加工厂，200目，粒径为74 μm，其化学组成列于表1；八氧化三铀，分析纯，湖北楚盛化工有限公司；铀标准溶液，100 mg/L，核工业北京化工冶金研究院；氯化钠、氢氧化钠、氯化钾、硝酸钠、偶氮胂Ⅲ等均为市售分析纯。

表1 伊利石的化学组成Table 1 Chemical composition of illite

1.2 主要仪器

UV-1100型紫外可见分光光度计，上海美析仪器有限公司；CHA-SA气浴恒温振荡器，金坛科技仪器公司。

1.3 方法

称取适量八氧化三铀，在酸性条件下配置成100 mg/L的U(Ⅵ)溶液(pH=1.37)，取该溶液300 mL于1 000 mL容量瓶中，用超纯水定容后得到浓度为30 mg/L的U(Ⅵ)溶液，溶液均匀，无沉淀产生，以此溶液作为U(Ⅵ)储备液。

在室温下，称取……