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鉛鉍冷卻反應(yīng)堆是加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)的堆型, 相比于水冷堆及鈉冷堆, 鉛鉍反應(yīng)堆具有其固有的安全特性.俄羅斯、美國、日本、歐盟及中國等均已開展了相關(guān)研究工作, 但鉛鉍冷卻反應(yīng)堆同時也面臨210Po這一重要的輻射安全防護問題.210Po具有放射性且極毒, 放射防護委員會規(guī)定人體對210Po的一次zui大允許攝入量僅為0.74 kBq.計算結(jié)果顯示, 15 MW靶回路運行一年后預(yù)計產(chǎn)生的210Po放射性活度約為104 Ci.若對核事故條件下產(chǎn)生的含210Po廢水不進行處理直接排放, 將會對生態(tài)環(huán)境和人體健康將構(gòu)成潛在的嚴(yán)重威脅.因此, 含Po放射性廢水的凈化研究就顯得尤為重要.

　　氧化石墨烯(GO)具有比表面積大、耐輻照、化學(xué)性質(zhì)穩(wěn)定和表面官能團豐富等優(yōu)勢, 是放射性核素吸附研究的理想濾材.Zhao等(通過研究發(fā)現(xiàn), GO對U(Ⅵ)的zui大吸附量達111.7 mg·g-1, 顯著高于其它吸附劑.目前, 通過不同化學(xué)修飾手段, 制備對某種放射性核素具有強選擇吸附能力的復(fù)合材料是GO吸附研究的主要方向.有研究表明, 利用殼聚糖、偕胺肟官能團和硫醇基等對GO進行改性后制備的復(fù)合材料分別對Cu2+、Pb2+、U(Ⅵ)、Hg2+等有毒及放射性金屬具有良好的吸附效果.但到目前為止, 有關(guān)GO吸附Po(Ⅳ)的機理研究還鮮有報道.因此, 研究GO吸附Po的性能及機制, 尤其是含氧官能團對Po的吸附作用, 對石墨烯基材料改性制備吸附能力突出的復(fù)合材料具有重要的指導(dǎo)意義.

　　在自然水環(huán)境中, Po主要以Po(Ⅳ)形式存在, 其與Te(Ⅳ)化學(xué)行為的相似性也在之前的研究中有過報道.基于此, 本文以Te(Ⅳ)代替Po(Ⅳ), 首先研究氧化石墨烯對碲的吸附性能, 其次, 利用常見的吸附動力學(xué)和吸附等溫線模型對GO吸附Te(Ⅳ)的動力學(xué)數(shù)據(jù)和吸附平衡數(shù)據(jù)進行擬合, 初步預(yù)測GO吸附Te(Ⅳ)的行為;在此基礎(chǔ)上, 利用TEM、FTIR和XPS等表征方法對吸附前后的GO進行分析, 揭示GO吸附Te(Ⅳ)所涉及的機制.

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