混合缓冲材料吸附水中Pb2+的研究.doc

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1、Four short words sum up what has lifted most successful individuals above the crowd: a little bit more.-author-date混合缓冲材料吸附水中Pb2+的研究混合缓冲材料吸附水中Pb2+的研究毕业(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： 080572

2、42 指导老师： 罗 太 安 二零一二年六月-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Pb2+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Pb2+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Pb2+浓度为5g/L时，混合缓冲材料对Pb2+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AB

3、STRACTThe 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 ti

4、me. 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

5、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; q

6、uartz sand; adsorption removal; buffer material mixed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

7、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.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

8、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

9、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

10、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，其中很多碎片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

11、，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

12、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8.510

13、4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

14、。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

15、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

16、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

17、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。德国将采取对乏燃料直接处置的技术方案，处置库围岩为岩盐，除把放射性废物划分为高放、中放和低放废物外，还按废物的发热情况把废物分为发热废物和非发热废物。德国目前有7.6x104 m3非发热废物、8.4x 103 m3发热废物。据预测，到2040年，将有2.97x105 m3非发热废物、2.4x104 m3发热废物。发热废物中，908 m3为高放废液玻璃固化体，2.8

18、14x103 m3为中放废物，其余为乏燃料。被处置的放射性废物总活度为102Bq。德国负责放射性废物处置工作的有关机构是:（1)联邦环境、自然保护和核安全部负责核安全和辐射防护，其下属的联邦辐射防护办公室为放射性废物处置的实施机构。(2)联邦经济和技术部：负责废物处置的有关技术开发工作，其下属的联邦德国地球科学和自然资源研究院为技术支撑单位，开展场址调查、地学研究、工程地质和岩石力学等工作。(3)废物处置库建造和运行公司：在此公司的指导下成立，负责处置库规划、设计、建造和运行等工作。目前，DBE负责戈勒本勘探设施、康纳德铁矿等设施的运行和维护。关于放射性废物处置，德国政府决定所有放射性废物均需

19、处置在深部地质体中，并且，所有废物仅处置在一个处置库中，要求该处置库应于2030年建好并运行。除已处理的乏燃料外，德国将采取对乏燃料直接处置的技术方案。鉴于德国北部有200个大小不同的盐丘以及岩盐的优点，德国于20世纪60年代就选定岩盐作为放射性废物处置库的围岩，并开始了放射性废物处置研究工作。20世纪60年代建造有位于盐矿中的Asse试验处置库(运行期为1967-1978年)，70年代建设有位于盐矿中Morse-leben处置库(原民主德国)，运行期为1971 -1998年。1976年起开始研究在康纳德废弃铁矿中处置非发热废物的研究。戈勒本盐矿(Gorleben)于1977年选为高放废物地质

20、处置库候选场址，1979-1984年开展了地质调查，共施工了4个深度约为2000 m的钻孔、500多个小于1000 m的钻孔；1986-1994年开挖完成2个深达840 m的坚井；1996年起开展了综合的坑道场址调查工作。2000年德国绿党执政之后，于2001年6月11日通过一项协议，决定德国今后放弃核电，并暂停戈勒本场址的工作。目前，DBE只有近200名员工在该处作维修工作。德国从1960年起开始高放地质深部地质处置技术研究主要包括：(1)选址和场址评价研究：根据德国的地质情况，选择了岩盐为主岩；(2)深部地质环境研究：以戈勒本和Asse盐矿为基地开展研究；（3）工程屏障研究：主要是废物罐的

21、研究；(4)处置库施工和作业技术研究；(5)地下实验室研究，主要在Asse盐矿开展；(6)性能评价研究。在基础研究方而，德国已建立完整的室内大型研究设施，如BGR的大型岩石力学研究设施、DBE的处置作业设施和设备原型设施等，曾在Asse开展过地下实验室研究（1987年结束)。由于暂停了国内的高放废物地质处置研究，德国转而积极参与了国外地下实验室的一系列试验和技术交流，如参加了瑞士Grimsel， Mont Terri，瑞典入Aspo和法国Meuse/Haute Maine场址等的地下现场研究。1.1.4.4 国内高放废物处置研究进展中国的高放废物主要来源于核电站乏燃料经后处理产生的高放废液以及

22、以前积累的军工高放废液，此外，还包括一部分CANDU堆乏燃料和超铀废物。能源短缺乃是制约中国经济可持续发展的主要因素，作为能源(煤、石油)匮乏、水电开发成本高的中国，发展核电是保证中国国民经济发展的重要保障，目前中国也已制定了核电发展计划，而发展核电的关键保障条件之一是要安全经济地处置核废物。据估计，中国已暂存了一定量的军工高放废液，目前运行的轻水堆核电站每年约产生170 吨乏燃料。按中国核电发展规划推算，到2020年中国产生的轻水堆乏燃料累计将达到2.0x103 吨，此后，每年产生约1.0x 103 吨乏燃料，而重水堆(秦山3期)运行期满后，共将产生约8x103吨乏燃料7。中国从1985年开

23、始开展了高放废物地质处置跟踪性研究，已初步提出处置库开发“二步曲”式的技术路线，开展了高放废物地质处置研究工作，包括选址和场址评价研究、处置库概念设计调研、缓冲/回填材料(主要是膨润上)性能研究、核素迁移和核素水溶液化学研究、天然类比研究、普通地下实验室场址初选、性能评价调研和计算机模拟等工作。目前已初步确定甘肃北山为高放废物处置库的重点预选区，并正在该区的旧井、野马泉和向阳山地段开展场址评价方法学研究，并已确定内蒙古高庙子钠基膨润上为处置库候选回填材料，其他工作也取得了一定的进展。1999-2003年，核工业北京地质研究院开展了“甘肃北山深部地质环境研究”，施工了首批4个深钻孔，初步建立了一

24、些场址评价方法。但是，由于缺少宏观规划，没有在国家层次上集中力量开展研究，目_经费投入极其有限，开展的仅仅是跟踪性的研究，一些重大科学问题还没有解决。由于至今还没有一些专用试验设备和现场研究的必备设施-地下研究实验室，大量课题根本就没有开展，距完成地质处置任务所需的科学技术积累还相差甚远。2005年8月1日至3日，国防科学技术工业委员会在北京组织召开了高放废物地质处置研讨会。这是中国首次由政府部门举行的第一次与高放废物安全处置有关的研讨会。来自国防科学技术工业委员会、国家环境保护总局、财政部、解放军总参、总装备部、21基地、中国科学院武汉岩上力学研究所、中国科学院金属研究所、国家自然科学基金委

25、、中国核工业集团总部、核工业北京地质研究院、中国原子能科学研究院、核工业第二研究设计院、中国辐射防护研究院和14所大学等近120名代表参加了此次会议。防科学技术工业委员会副主任、国家原子能机构主任张华祝和国家环境保护总局核安全司副司长赵永康在会议开幕式上做了讲话。会议邀请潘自强院士、谢和平院士和刘元方院士及有关专家作了大会报告。会议公布了防科学技术工业委员会提出的高放废物地质处置中长期研发规划指南(讨论稿)，提出了“统筹规划、协调发展、分步决策、循序渐进”的总体思路8。提出中国应在21世纪中叶建成高放废物处置库。提出“十一五”的主要任务是：充实研究队伍，构建研发平台，编制研发网络，评价预选场址

26、，全而协调发展。会议宣布成立了“防科学技术工业委员会高放废物地质处置专家组”。这是一次总结工作，交流经验，分析问题，规划未来，部署今后高放废物地质处置总体思路和工作安排的会议。会议成果将对今后中国高放废物地质处置工作产生长远的影响9。1.2 缓冲材料在高放废物处置库中的作用和地位1.2.1 高放废物的处置模式消除放射性废物对生态环境危害，可通过3种模式：核嬗变处理法、稀释法和隔离法10。隔离法又分为地质处理、冰层处置、太空 处置等方法。而高放废物最现实可行的方法是地质处置法。地质处置法是指利用土壤、岩石等地质介质，采用地质手段将核废物与生态环境长期或永久隔离，不再因取。地质处置的优点是：所涉及

27、的技术成熟、充分利用天然和人工屏障、可进行长期监测、在必要时可进行回取。按照处置工程的不同，高放废物的地质处置可分为深岩硐处置法、废矿井处置法、深钻孔处置法、岩石熔融处置法和深海床处置法。除丹麦拟采用深钻孔处置外，世界各国均优先考虑深岩硐处置，其次拟采用深海床处置。俄罗斯根据其国内已积存大量核废物、较困难的经济条件和民众的反对等实际情况，高放废物的处置拟分近期和长远2种途径区别对待:近期在核废物产生地附近选取符合隔离要求的地点，用深井进行核废物处置；长远的目标是建立全国性的处置库。深岩硐处置是高放废物地质处置中最主要的形式，本文所指高放废物深地质处置主要是以此种方式为讨论对象。它是将固化高放废

28、物处置于地下(深度大于200 m，多大于500 m)人工深岩硐中。处置库可分为地面与地下设施，其中地下处置库由中央1竖井大厅、坚井、巷道和处置室组成。废物容器在地下处置室中的放置并不完全相同11。可以是废物容器放置于处置室或处置巷道中，或者是废物容器置于处置室和处置平巷底的钻孔中或在处置室支撑岩体的水平处置孔内，但世界上大多数国家拟采用放置于平巷底板的钻孔中。深岩硐处置法隔离放射性核素是基于多重屏障的概念：由废物体、废物包装容器和回填材料组成的人工屏障和由岩石与土壤组成的天然屏障。实现这一隔离目标的技术关键有2个：即天然屏障的有效性及工程屏障的有效性。前者与场地的地质和力学稳定性及地下水有关，

29、可通过选取有利场地、有利水文地质条件和有利围岩来实现；后者可通过完善的处置库设计和优良的工程屏障(选取有利的固化体、包装与回填材料)来实现。1.2.2 缓冲材料的作用及地位缓冲材料是指在废物容器之间及废物容器与地质体之间填入的材料。由于缓冲材料是最后一道人工屏障，因此其材料的选择和工程特性对于整个高放废物处置系统就显得非常重。缓冲材料作为高放废物处置库中的工程阻挡层，填充在废物容器和围岩之间，它的作用为12：（1）工程屏障作用：缓冲围岩力对废物罐的影响，保持废物罐处于处置孔中心，维护处置库结构的稳定性。（2）水力学屏障作用:充填废物容器与围岩间的孔隙和近场岩石中的裂隙或孔隙，阻止地下水流到废物

30、罐表面。（3）化学屏障作用:阻滞核素迁移(处置库设计有一个重要前提:避免氧化侵蚀，因为氧化环境下腐蚀过程会加速，废物溶解度会增加)，阻止氧化剂到达废物罐表面废物罐被穿透和其内衬被腐蚀必须有水通过裂口加入，同时缓冲材料阻止放射性气体和水溶化合物渗漏到围岩中。（4）导热作用：传导核燃料残余能量。1.3 膨润土的结构及特性1.3.1 膨润土的结构1888年地质学家W.c.knight在美国怀俄明州落基山河附近发现了一种绿黄色吸水膨胀的粘土物质，由于产地为“FortBton”，因而取名膨润土（Betonite），它是由火山玻璃状熔岩、火山凝灰岩或其它火山岩石在碱性水作用下蚀变而形成的一种层柱状化合物，

31、经自然风化而形成13。如图1，从外观来看膨润土呈白色、淡灰色、淡黄色等，膨润土主要是以蒙脱石为组分的岩石14，含有少量石英、长石、云母、高岭土等。图1 钙基膨润土膨润土理想化学式为(Na，Ca) 0.33(Al，Mg，Fe)2（Si，Al）4 O10(OH)2.nH2O，结构如图2所示，其主要成分蒙脱石主要的结构单元是由Si-O四面体和Al-O(OH)八面体组成的，四面体片和八面体片相间排列成2：1层，即二个四面体片夹一个八面体片。图2 膨润土（蒙脱石）的晶体结构图Si四面体片结构如图3所示，它的形状近似六方环网格，由处于同一平面的 Si-O四面体的三个顶点O与相邻Si-O四面体共用而连结。图

32、3 四面体及四面体片八面体片结构如图4所示，Al-O(OH)八面体以Al为中心原子，Al原子与彼此顶点相对的四面体的四个顶点O处于同一平面的两个羟基构成六配位的Al-O(OH)八面体结构，这些八面体彼此借O（OH）与相邻八面体中心原子配位组成八面体片。氧铝图4 八面体及八面体片1.3.2 膨润土的特性1.3.2.1 晶格置换Si-O四面体中的Si4+可被Fe3+置换，Al-O(OH)八面体的Al3+可被Fe2+、Mg2+、Zn2+、Li+等置换，当四面体、八面体中的阳离子被置换为低价时，原结构增加等当量的负电荷，从而自发地吸附阳离子补偿，如Ca2+ 、Na+等，这种晶格内的异价类同象置换是蒙脱

33、石最基本、最重要的性质。1.3.2.2 电负性蒙脱石的电负性主要来源于三个方面（1）晶格置换晶格置换而形成电负性也称为结构电荷或永久电荷，把蒙脱石颗粒看成是一个带电的“负离子”，永久电荷大部分分布在蒙石晶层的层面上，此电荷与环境的pH值无关。（2）破键产生的负电荷破键产生的负电荷受pH值的制约，在酸性介质中，破键吸附H+，而使蒙脱石带正电荷：在碱性介质中，破键不能吸附H+从而使蒙脱石端面带负电荷，等电点在pH值为7或接近7的介质中。八面体解离形成的负电性受pH值制约，在酸性介质中，OH-（AlO33-）的离解占优势，使蒙脱石晶体端面带正电荷：在碱性介质中，Al3+的离解占优势，使蒙脱石晶体端面

34、带负电荷，等电点在pH值为9.2附近。因此，反应形成的净电荷可正可负，这主要决定于溶液的pH值和盐度。在相对较低的pH值下，蒙脱石具有阴离子的交换能力，在相对较高pH值下，蒙脱石具有阳离子交换能力。1.3.2.3 吸附性由于蒙脱石为2:1型层状结构，具有很大的内外表面积(600800m2/g)和孔容，伴随产生了巨大的表面能，从而对气体、水分、溶液中的某些色素、有机化合物等具有很强的吸附性。膨润土的吸附主要分为四种:物理吸附、化学吸附、阳离子交换吸附和阴离子交换吸附。阳离子交换吸附，是指吸附在膨润土层间和表面的阳离子可以和溶液中的同号离子进行阳离子交换。其吸附亲和力大小取决于离子基团所带的电荷及

35、水合程度。电荷数高、水合程度弱的离子(且离子半径大)易被交换吸附。蒙脱石的阳离子交换性有下列特点：(1)等号离子相互交换。蒙脱石单位晶层中的阳离子与溶液中的阳离子之间的交换作用是化学计量反应，符合质量作用定律。(2)等电量相互交换。粘土表面交换出来的阳离子与被粘土吸附的阳离子的电量是相等的，如一个Ca+与两个Na+相互交换。 (3)阳离子的交换和吸附是可逆的。此外膨润土也具有阴离子交换吸附的能力，其规律：与表面羟基结合的A13+、Fe3+，将吸附阴离子；阴离子吸附时受溶液pH值的影响，低pH值时有最大的吸附；阴离子的吸附性大小顺序为:PO43-AsO32-Se032-MO42-(M为金属)SO

36、42-=F-Cl-N03-15；其他类型阴离子的存在，将引起吸附位置的竞争，有时像Ca2+、A13+这样一些交换性阳离子的存在可以导致不溶产物的形成。1.3.2.4 吸水膨胀性和亲油性膨润土能吸附5倍于自身重量的水，而体积能膨胀至吸水前的20-30倍15，表现出强烈的吸水膨胀性，这主要与其阳离子交换性有关。蒙脱石层间以范德华力结合，键能很弱易分离，因此水分子能进入层间形成水化阳离子，使晶层键断裂，层间距加大，引起晶格定向膨胀;同时晶胞带有许多金属阳离子和轻基亲水基，表现出强烈的亲水性。蒙脱石层间的水化阳离子，可以被大的有机阳离子所取代，从而在蒙脱石结构中引入亲油性有机分子，使蒙脱石由亲水性变为

37、亲油性，由于引入有机大分子，有机膨润土的体积膨胀更大。一般无机膨润土层间距约0.96-2.10nm，而有机膨润土层间距可达2.596nm。1.3.2.5 悬浮性和分散性膨润土在水中具有悬浮性，这是由于蒙脱石颗粒非常细小(0.2 um下)16而且具有很大而不规则的表面，另外蒙脱石晶胞带负电(层间负电荷)，彼此同性相斥，在稀溶液里很难聚集成大颗粒而表现出良好的悬浮性。1.3.2.6 粘结性和可塑性膨润土具有亲水性、颗粒细小及不规则性、晶体表面电荷的多样化等特点，从而与水混合会带来很大的粘结性。膨润土还具有良好的可塑性，它的可塑性水的百分含量大于高岭土和伊利石，而变形所需的外力远远小于其他粘上。1.

38、3.2.7 触变性该性能在一定范围内表现突出，即有外力搅动时悬浮液表现为流动性很好的溶胶液；停止搅动时，就会自行排列成具有网状结构的凝胶，并不发生沉降分层和水的离析;再施加外力搅动时，凝胶又能迅速被打破，恢复原来流动性17,18。1.3.2.8 稳定性和无毒性膨润土具有良好的化学稳定性表现在:能耐3000高温，具有良好的热稳定性；基本不溶十水及有机溶剂，在强酸、常温下不被强氧化剂、还原剂破坏；另外膨润土对人、畜、植物均无腐蚀剂、土壤改良剂及化肥载体。在强碱性条件下微溶；无毒害，因此能用作医药载体、饲料添加剂、土壤改良剂及化肥载体。1.4 本文研究的目的及主要内容缓冲/回填材料吸附能力的高低会影

39、响到高放废物的安全处置，因此探讨其吸附特性具有重要的意义。本文主要通过对Pb2+的吸附性能的初步探讨混合缓冲材料的吸附特性，研究的内容主要有：吸附时间、Pb2+的浓度、pH值、温度对混合缓冲材料吸附性能的影响；初步讨论其吸附机制。2. 实验部分2.1 主要仪器及试剂氨水，氢氧化钠、盐酸、石英砂和膨润土、硝酸铅、电热恒温水浴锅、电热、恒温鼓风干燥箱、磁力恒温搅拌器、精密数显酸度计、往复式水浴恒温振荡器。2.2 实验流程实验流程如图5所示：进行实验记录反应数据过滤、干燥沉淀稳重记录数据计算数据绘制成图准备试剂、药品配制所需溶液装置仪器分别改变实验条件图5 实验方案流程图2.3 实验方案实验方案如表

40、1所示表1 实验方案实验组1234时间(h)17444Pb2+ 浓度(g/L)51555pH值661146温度（）40404020702.4 测试方法用沉淀方法沉淀被缓冲材料吸附后的溶液的铅离子，计算出其吸附铅离子的量，进而得到其去除率。计算公式：去除率=1-n(Pb(OH)2)M(Pb2+)/m(Pb2+)总 3. 结果与讨论3.1 时间对混合缓冲材料水中铅离子去除率的影响实验条件：的浓度为5g/L，pH值为6，温度为40，结果见图6。图6 吸附时间与去除率之间的关系图6表明，开始时随着吸附时间的增加，去除率增加，当反应时间为4h时，去除率就达到最大，可是膨润土内的表面吸附水和层间水迅速作用

41、，以及原土和石英砂的防渗作用，促使了空隙的形成和结构的通畅，随着吸附时间的延长，空隙和通道的数量不再增加，吸附能力基本保持不变，故吸附最佳时间为4h。3.2 铅离子浓度对混合缓冲材料水中铅离子去除率的影响实验条件：时间为4h，pH值为6，温度为40，结果见图7。图7 铅离子浓度与去除率之间的关系图7表明，随着Pb2+浓度的增加，在溶液中膨润土与石英砂组成的混合缓冲材料与Pb2+的碰撞几率就变大，从而，Pb2+的去除率达到稳定。但当Pb2+浓度达到0.5g/L时，Pb2+的去除率达到稳定，故Pb2+浓度为5g/L时，Pb2+的去除最高。3.3 pH值对混合缓冲材料水中铅离子去除率的影响实验条件：

42、时间为4h，Pb2+浓度为5g/L，温度为40，结果见图8。pH值 图8 pH值与去除率之间的关系图8表明，当pH值在14之间时，随着pH值的增大，混合缓冲材料对Pb2+吸附效果急剧增加，。当pH值在45之间时，去除率开始有所下降，当pH值在56之间时，去除率急剧增大，吸附效果达到最大，当pH6后，去除又开始下降，产生这种原因，可能是在强酸性条件下混合缓冲材料解离出更多的OH-离子，使表面上的正电荷密集，不利于Pb2+的吸附。在pH值接近到中性时，蒙脱石端面解离出更H+离子，使表面上的负电荷密集，有利于混合缓冲材料对Pb2+的吸附，随着pH的升高，Pb2+产生沉淀，沉积在膨润土表面，堵塞了膨润

43、土内部的空隙，因而不利于膨润土的吸附，因此在pH6后的去除率相比较之下，又有一定的下降。3.4 温度对混合缓冲材料水中铅离子去除率的影响实验条件为：时间为4h，Pb2+的浓度为5g/L，pH值为6，结果见图9。图9 温度与去除率之间的关系图9表明，随着温度的升高，缓冲材料对Pb2+的去除率逐渐升高，在3040吸附效果最好。当温度低于30时，升高温度促进传质对物理吸附有效，当达到吸附最高点时，化学吸附达到平衡，由于吸附是放热过程，当温度升高到5060时，混合缓冲材料对Pb2+的去除率反而下降。故本实验的最佳吸附温度为40。3.5 混合缓冲材料对Pb2+的吸附机制组成混合缓冲材料的膨润土的主要成分

44、是蒙脱石， 蒙脱石具有良好的晶格置换性、电负性、吸附性、吸水膨胀性、亲油性、悬浮性、分散性、粘结性、可塑性等，而石英砂不具有吸附能力。因此混合缓冲材料对Pb2+的吸附机制为蒙脱石的吸附机制。4. 结论本论文选用石英砂与膨润土为基材，混合成缓冲材料，通过本论文的研究可得出以下结论：（1）在离子浓度为5g/L、pH值为6、温度40的条件下，缓冲材料的吸附先随时间的增加而增加，到4h时吸附达到最好，大于4h后吸附有所下降；在时间为4h、pH值为6、温度40的条件下，缓冲材料的吸附随着离子浓度的增大而增强；在时间为4h、离子浓度为5g/L、温度40的条件下，强酸强碱都不利于缓冲材料的吸附，接近中性反而

45、对缓冲材料的吸附性能有所提高；在时间为4h、离子浓度为5g/L、pH值为6，温度对缓冲材料的吸附影响与时间对它的影响有着类似的规律，缓冲材料的吸附性能随着温度的升高而提高，达到40时吸附性能为最大，大于40后吸取性能开始下降。（2）混合缓冲材料吸附的最佳条件为：温度40、时间4h、pH值为6、离子浓度为5g/L。（3）混合缓冲材料的吸附机制主要为蒙脱石的吸附机制。致 谢本论文是在罗太安老师的亲切关怀和悉心指导下完成的。他严肃的科学态度，严谨的治学精神，精益求精的工作作风，深深地感染和激励着我。罗老师不仅在学业上给我以精心指导，同时还在思想、生活上给我以无微不至的关怀，在此向罗老师致以诚挚的谢意和崇高的敬意。我还要感谢在一起愉快的度过专业论文的同学们，正是由于你们的帮助和支持，我才能克服一个一个的困难和疑惑，直至本论文的顺利完成。参考文献1 王驹，陈伟明，等.高放废物地质处置及其若干关键科学问题J .岩石力学与工程学报. 2009，25（4）：801. 2 罗嗣海，钱土虎，周文斌，李金轩，等. 高放废物深地质处置及其研究概论J.3 Chapman N A, Mckinley I