NGHIÊN cứu ổn ĐỊNH hóa CHẤT THẢI PHÓNG xạ BẰNG PHƯƠNG PHÁP gốm hóa tạo vật LIỆU DẠNG SYNROC

TRƯỜNG ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI
TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN
----------*****----------

NGUYỄN HOÀNG LÂN

NGHIÊN CỨU ỔN ĐỊNH HÓA CHẤT THẢI PHÓNG XẠ
BẰNG PHƢƠNG PHÁP GỐM HÓA TẠO VẬT LIỆU DẠNG SYNROC

LUẬN VĂN THẠC SỸ KHOA HỌC


TRƢỜNG ĐẠI HỌC QUỐC GIA HÀ NỘI
TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN
----------*****----------

NGUYỄN HOÀNG LÂN

NGHIÊN CỨU ỔN ĐỊNH HÓA CHẤT THẢI PHÓNG XẠ
BẰNG PHƢƠNG PHÁP GỐM HÓA TẠO VẬT LIỆU DẠNG SYNROC

Chuyên ngành: Hóa vô cơ
Mã số: 60440113

LUẬN VĂN THẠC SỸ KHOA HỌC

NGƢỜI HƢỚNG DẪN KHOA HỌC:
PGS.TS. TRỊNH NGỌC CHÂU
PGS.TS. LÊ BÁ THUẬN

LỜI CẢM ƠN
Trong một khoảng thời gian từ khi nhận đề tài làm luận văn thạc sỹ
nghiên cứu cho đến khi hoàn thiện luận văn, em đã tiếp thu được nhiều kiến
thức bổ ích về nghiên cứu khoa học. Có được những kết quả đó, em xin bày tỏ
lòng cảm tạ sâu sắc nhất đến hai thầy hướng dẫn là PGS.TS.Trịnh Ngọc Châu
và PGS.TS. Lê Bá Thuận đã trực tiếp truyền đạt kinh nghiệm và kiến thức
trong suốt quá trình triển khai làm luận văn.
Bên cạnh đó, em xin gửi lời chân thành cảm ơn tới toàn thể quý thầy cô
bộ môn Hóa vô cơ – khoa Hóa - Trường ĐH KHTN – ĐH QGHN.
Cuối cùng, xin gửi tới các anh chị công tác tại Viện Công nghệ xạ hiếm
lời cảm ơn trân trọng vì đã có nhiều tham gia và đóng góp quí báu cho việc
hoàn thành luận văn này.

Hà Nội, tháng 9 năm 2014
Học viên cao học

Nguyễn Hoàng Lân


DANH MỤC BẢNG

Bảng 1.1. Các tính chất điển hình của các nhóm chất thải phóng xạ [IAEA, 1994].
Bảng 1.2. Thành phần các nhân phóng xạ trong chất thải phóng xạ hoạt độ cao.
Bảng 1.3. Sự phân bổ các nhân phóng xạ bên trong synroc.
Bảng 1.4. Các thành phần chính trong thải SRP.
Bảng 1.5. Các thành phần hóa học của synroc D.
Bảng 3.1. Các pha xuất hiện trong hệ CaO-TiO2-ZrO2.
Bảng 3.2. Các pha xuất hiện từ sự ảnh hưởng của Al2O3 và BaO trên hệ CaO-TiO2ZrO2.
Bảng 3.3. Bảng kết quả xác định độ co ngót của các mẫu ở hai nhiệt độ 1250 và
1300oC.

Bảng 3.4. Bảng kết quả đo tỉ trọng của các mẫu ở hai nhiệt độ 1250 và 1300oC.
Bảng 3.5. Bảng kết quả phân tích synroc sau khi nạp Sr.
Bảng 3.6. Bảng kết quả xác định độ co ngót của synroc sau khi nạp Sr.
Bảng 3.7. Bảng kết quả xác định độ thấm nước của synroc sau khi nạp strontri.
Bảng 3.8. Kết quả xác định tốc độ hòa tách của mẫu Sr/synroc.


DANH MỤC HÌNH VẼ

Hình 1.1. Các bước cơ bản trong quản lý chất thải phóng xạ.
Hình 1.2. Cấu trúc lập phương của canxi titanat.
Hình 1.3. Cấu trúc pyrochlore và florit khuyết của zirconolite.
Hình 1.4. Cấu trúc hollandite dạng chuỗi đôi tạo các kênh mở bởi các bát
diện

(Ti,Al)O6 và định vị các cation nặng trong đó.

Hình 1.5. Sự lưu biến bên trong cấu trúc của đá.
Hình 1.6. Sự thay đổi hoạt độ và chuyển hóa hạt nhân của chất thải phóng xạ
hoạt độ cao qua thời gian.
Hình 1.7. Thiết bị ép nóng đẳng tĩnh sử dụng trong chế tạo synroc.
Hình 2.1. Khuôn ép viên.
Hình 2.2. Nhiễu xạ tia X theo mô hình Bragg.
Hình 2.3. Mô hình bố trí thực nghiệm kiểm tra độ hòa tách.
Hình 3.1. Giản đồ nhiễu xạ tia X của mẫu M1 ở nhiệt độ 1250oC.
Hình 3.2. Giản đồ nhiễu xạ tia X của mẫu M2 ở nhiệt độ 1250oC.
Hình 3.3. Giản đồ nhiễu xạ tia X của mẫu M3 ở nhiệt độ 1250oC.
Hình 3.4. Giản đồ nhiễu xạ tia X của mẫu M4 ở nhiệt độ 1250oC.
Hình 3.5. Giản đồ nhiễu xạ tia X của mẫu M1 ở nhiệt độ 1300oC.
Hình 3.6. Giản đồ nhiễu xạ tia X của mẫu M2 ở nhiệt độ 1300oC.

Hình 3.7. Giản đồ nhiễu xạ tia X của mẫu M3 ở nhiệt độ 1300oC.
Hình 3.8. Giản đồ nhiễu xạ tia X của mẫu M4 ở nhiệt độ 1300oC.


Hình 3.9. Cân bằng pha của hệ CaO–TiO2–ZrO2 ở 1450-1550oC theo
Coughanour.
Hình 3.10. Cân bằng pha trong hệ CaO – TiO2 – ZrO2 ở 1300oC theo
Figueiredo.
Hình 3.11. Ảnh SEM của mẫu M3 ở 1250oC (a-Độ phóng đại 20000 lần) và
1300oC (b-Độ phóng đại 15000 lần).
Hình 3.12. Giản đồ nhiễu xạ tia X của mẫu Fm1 ở nhiệt độ 1250oC.
Hình 3.13. Giản đồ nhiễu xạ tia X của mẫu Fm2 ở nhiệt độ 1250oC.
Hình 3.14. Giản đồ nhiễu xạ tia X của mẫu Fm3 ở nhiệt độ 1250oC.
CÁC KÝ HIỆU VIẾT TẮT TRONG LUẬN VĂN

Chữ viết tắt

Tiếng Anh

Tiếng Việt

Synthesis rock

Đá tổng hợp

LLW

Low Level Waste

Chất thải phóng xạ hoạt độ

thấp

ILW

Intermediate Level Waste

Chất thải hoạt độ trung bình

HLW

High Level Waste

Chất thải phóng xạ hoạt độ
cao

HIP

Hot Isostatic Pressing

Ép nóng đẳng tĩnh

SEM

Scanning Electron
Microscope

Kính hiển vi điện tử quét

XRD

X-ray Diffraction

Nhiễu xạ tia X

EDS

Energy-Dispersive X-ray
Spectroscopy

Phổ tán xạ năng lượng tia X

IAEA

International Atomic Energy
Agency

Cơ quan năng lượng nguyên
tử quốc tế

PER

Perovskite

Perovskit

ZIR

Zirconolite

Zirconolit

Synroc


HOL

Hollandite

Hollandit

SRP

Savannah River Plant

Nhà máy Savannah River

RE

Rare earth

Đất hiếm


MỤC LỤC

MỞ ĐẦU ......................................................................................................... 9
CHƢƠNG 1. TỔNG QUAN ......................................................................... 10
1.1. Giới thiệu về quản lý chất thải phóng xạ .............................................. 11
1.1.1 Chất thải phóng xạ và phân loại ...................................................... 11
1.1.2. Quản lý chất thải phóng xạ ............................................................. 13

1.1.3. Ổn định hóa chất thải phóng xạ ...................................................... 15
1.2. Ổn định hóa chất thải phóng xạ trên nền vật liệu synroc............... Error!
Bookmark not defined.
1.2.1. Giới thiệu về vật liệu gốm trong ổn định hóa chất thải phóng xạ
................................................................... Error! Bookmark not defined.
1.2.2. Các pha tinh thể trong ổn định hóa chất thải phóng xạ ........... Error!
Bookmark not defined.
1.2.3. Vật liệu synroc ................................ Error! Bookmark not defined.
1.3. Các tính chất của vật liệu ổn định hóa nền synroc ... Error! Bookmark
not defined.
1.3.1. Tính chất vật lý của vật liệu ổn định hóa nền synroc .............. Error!
Bookmark not defined.
1.3.2. Tính chất hóa học của vật liệu ổn định hóa nền synroc........... Error!
Bookmark not defined.
1.3.3. Tính chất phóng xạ của vật liệu ổn định hóa nền synroc ........ Error!
Bookmark not defined.


1.4. Các phương pháp tổng hợp vật liệu synroc ......... Error! Bookmark not
defined.
1.4.1. Phương pháp sol-gel ....................... Error! Bookmark not defined.
1.4.2. Phương pháp đồng kết tủa .............. Error! Bookmark not defined.
1.4.3. Phương pháp phân tán rắn - lỏng .... Error! Bookmark not defined.
1.4.4. Quá trình ép nóng đẳng tĩnh (HIP) . Error! Bookmark not defined.
1.4.5. Phương pháp điều chế gốm truyền thống ...... Error! Bookmark not
defined.
1.4.5.1. Giới thiệu về quá trình thiêu kết vật liệu
…………………………….29
CHƢƠNG 2. PHƢƠNG PHÁP NGHIÊN CỨU VÀ THỰC NGHIỆM
......................................................... ERROR! BOOKMARK NOT DEFINED.

2.1. Hóa chất và dụng cụ nghiên cứu ........... Error! Bookmark not defined.
2.1.1. Hóa chất: ......................................... Error! Bookmark not defined.
2.1.2. Dụng cụ ........................................... Error! Bookmark not defined.
2.2. Phương pháp nghiên cứu và thực nghiệm ........... Error! Bookmark not
defined.
2.2.1. Đối tượng nghiên cứu ..................... Error! Bookmark not defined.
2.2.2. Phương pháp nghiên cứu và thực nghiệm ..... Error! Bookmark not
defined.
2.2.3. Phương pháp và kỹ thuật phân tích đánh giá . Error! Bookmark not
defined.
CHƢƠNG 3. KẾT QUẢ VÀ BÀN LUẬN ...... ERROR! BOOKMARK NOT
DEFINED.


3.1. Sự hình thành pha trong hệ CaO-TiO2-ZrO2 ....... Error! Bookmark not
defined.
3.2. Ảnh hưởng của Al2O3 và BaO đến sự hình thành pha hollandite trong
hệ CaO-TiO2-ZrO2 ....................................... Error! Bookmark not defined.
3.3. Khảo sát nạp strontri trong mạng synroc ............. Error! Bookmark not
defined.
3.4. Đánh giá mức độ hòa tách Sr của synroc............. Error! Bookmark not
defined.
KẾT LUẬN .................................... ERROR! BOOKMARK NOT DEFINED.
TÀI LIỆU THAM KHẢO ............................................................................ 19


MỞ ĐẦU

Trong nhiều thập kỷ qua, sự nghiên cứu phát triển về khoa học và công nghệ
hạt nhân trong nhiều lĩnh vực khác nhau như sản xuất điện, công nghiệp, dược học,

nông nghiệp đã đem lại nhiều ứng dụng vào cuộc sống. Tồn tại song song với những
lợi ích đem lại, quá trình ứng dụng năng lượng nguyên tử sinh ra một lượng chất thải
phóng xạ yêu cầu cần phải quản lý một cách thích hợp và an toàn. Quản lý chất thải
phóng xạ nhằm tiếp cận với chất thải phóng xạ theo tiêu chí bảo vệ sức khỏe con
người và môi trường đồng thời giảm thiểu gánh nặng cho thế hệ tương lai. Để quản lý
chất thải phóng xạ hiệu quả, các nhân phóng xạ thường được ổn định trong các chất
nền tạo một dạng bền nhằm che chắn chất phóng xạ với môi trường bên ngoài. Sự áp
dụng kỹ thuật ổn định hóa đối với chất thải phóng xạ có thể kể đến xi măng hóa và
bitum hóa. Trong phương pháp xi măng hóa, xi măng cùng với chất thải phóng xạ
được trộn đều, rót khuôn và qua thời gian xi măng và chất phóng xạ sẽ đóng rắn tạo
khối đồng nhất. Còn với bitum hóa là phương pháp có sử dụng kỹ thuật nhiệt, dưới
tác dụng của nhiệt độ bitum được làm nóng chảy sau đó trộn đều với chất thải phóng
xạ theo tỉ lệ và để nguội tạo khối. Cả xi măng và bitum đều được áp dụng nhiều để cố
định các nhân phóng xạ. Bên cạnh xi măng và bitum, thủy tinh bo silicat được sử
dụng để đưa các nhân phóng xạ về dạng thủy tinh tạo sản phẩm có độ chắc đặc để lưu
giữ hoặc chôn cất. Thủy tinh thể hiện được nhiều tính chất quí cho chất thải phóng
xạ, tuy nhiên yêu cầu mức đầu tư phải lớn.
Để phát triển các kỹ thuật ổn định hóa, các nhà nghiên cứu tiếp tục tìm kiếm
các vật liệu có thể cố định chất phóng xạ theo hướng cân bằng giữa vật liệu nền –
nhân phóng xạ - điều kiện môi trường. Người ta thấy rằng một số khoáng chất tự
nhiên có thể chứa các nhân phóng xạ như U, Th và khoáng này tồn tại đến hàng trăm
triệu năm mà không hề gây ô nhiễm môi trường. Vật liệu đá synroc được nghiên cứu
tổng hợp với sự kết hợp một số khoáng tự nhiên và có thể chứa các nhân phóng xạ
bên trong các cấu trúc khoáng đó. Synroc thể hiện được nhiều ưu điểm về độ bền cơ,
bền hóa trong cố định chất thải phóng xạ.
11


Thời gian qua, việc nghiên cứu đối với các phương pháp ổn định hóa chất thải
phóng xạ như: phương pháp xi măng và bitum đã được thực hiện ở một số đơn vị

nghiên cứu, đã giải quyết được một số vấn đề về ổn định chất thải phóng xạ. Tuy
nhiên, sự mở rộng về ứng dụng năng lượng nguyên tử hiện nay cần có sự chuẩn bị về
các biện pháp quản lý an toàn, bền vững với lượng chất thải phóng xạ sẽ để lại đó.
Với mục tiêu tìm ra được một loại vật liệu thích hợp và để có thể ứng dụng được
ngay khi có các nhu cầu đặt ra, chúng tôi lựa chọn luận văn: “Nghiên cứu ổn định hóa
chất thải phóng xạ bằng phương pháp gốm hóa tạo vật liệu dạng synroc”.
Chƣơng 1. TỔNG QUAN

1.1. Giới thiệu về quản lý chất thải phóng xạ
1.1.1 Chất thải phóng xạ và phân loại [12]
Chất thải phóng xạ là vật liệu chứa hoặc bị nhiễm các nhân phóng xạ ở nồng
độ hoặc hoạt tính lớn hơn mức xả thải được miễn trừ do cơ quan pháp quy ban hành
và không dự tính được sử dụng tiếp. Chất thải phóng xạ cũng có thể tồn tại cùng với
vật liệu hóa chất độc hại và vật liệu sinh học. Chất thải phóng xạ được hình thành
trong quá trình vận hành, tháo dỡ cơ sở hạt nhân, sản xuất, sử dụng vật liệu phóng xạ
trong lĩnh vực nghiên cứu, y tế, công nghiệp, nông nghiệp, thương mại, khai thác, chế
biến và đốt cháy nguyên liệu chứa vật liệu phóng xạ tự nhiên.
Chất thải phóng xạ có thể tồn tại ở nhiều dạng khác nhau về tính chất hóa học,
vật lý như nồng độ và đời sống bán hủy của nhân phóng xạ. Chất thải phóng xạ có thể
tồn tại dưới dạng:
 Dạng khí, sinh ra từ các cơ sở sử dụng vật liệu phóng xạ, nhà máy điện
hạt nhân.
 Dạng lỏng, từ các dung dịch nhấp nháy ở các cơ sở nghiên cứu, sản xuất
đồng vị cho đến chất thải lỏng hoạt độ cao từ quá trình tái chế nhiên liệu
đã cháy.

12


 Dạng rắn, từ các vật dụng nhiễm xạ ở bệnh viện, cơ sở nghiên cứu,

phòng thí nghiệm dược chất phóng xạ cho đến chất thải tái chế được
thủy tinh hóa hoặc nhiên liệu đã cháy từ nhà máy điện hạt nhân nếu
được coi là chất thải.
Chất thải phóng xạ có thể được phân loại theo nhiều cách khác nhau như: theo
nguồn gốc (từ nhà máy điện hạt nhân, chế biến quặng phóng xạ, chu trình nhiên
liệu...), theo trạng thái vật lý (rắn, lỏng, khí) hoặc theo chu kỳ bán hủy. Cách phân
loại phổ biến nhất được sử dụng là phân làm ba nhóm theo hoạt độ phóng xạ: chất
thải hoạt độ thấp, trung bình và cao [IAEA 1970]. Đây là cách phân loại có tính chất
thực tế nhất đối với các hoạt động có liên quan đến chất thải phóng xạ. Thông thường
cũng có sự phân loại dựa trên sự kết hợp giữa hoạt độ và trạng thái vật lý được sử
dụng, ví dụ chất thải lỏng hoạt độ trung bình (ILLW), chất thải rắn hoạt độ thấp
(LLSW) và chất thải lỏng hoạt độ cao (HLLW).
Cho đến năm 1994, IAEA đã đưa ra hệ thống phân loại mới trọng tâm vào tiêu
chí chôn cất chất thải sau khi xem xét và chỉnh lý các hệ thống phân loại cũ. Trong
cách phân loại mới chất thải hoạt độ thấp và trung bình được kết hợp vào một nhóm,
và trong nhóm này tiếp tục chia thành hai nhóm nhỏ: chất thải đời sống ngắn và chất
thải đời sống dài. Khoảng thời gian để chia hai nhóm ngắn và dài là 30 năm. Bảng 1.1
đưa ra các tính chất điển hình của các nhóm chất thải theo hệ thống phân loại mới.
Bảng 1.1. Các tính chất điển hình của các nhóm chất thải phóng xạ [IAEA,
1994]
Nhóm chất thải

Các tính chất điển hình

Phương án
chôn cất

1. Chất thải miễn Các mức hoạt độ tại hoặc nhỏ hơn các mức Không
trừ

sạch dựa trên suất liều hàng năm đối với công khuyến cáo
chúng < 0,01 mSv

2. Chất thải hoạt

Các mức hoạt độ lớn hơn các mức sạch và

độ thấp và trung

công suất nhiệt < 2 kWm-3
13


bình
2.1. Chất thải đời Giới hạn nồng độ hoạt độ các nhân đời sống
sống ngắn

dài (các nhân rã alpha đời sống dài có nồng
độ hoạt độ trung bình giới hạn mức 400Bq.g1

/1 cấu kiện chất thải và nồng độ hoạt độ các

nhân rã anpha đến 4000Bq.g-1/ cấu kiện chất
thải riêng lẻ

Chôn

cất

nông

hoặc

chôn cất địa
chất

Nồng độ hoạt độ các nhân phóng xạ đời sống
dài vượt quá giới hạn đối với chất thải đời
2.2. Chất thải

sống ngắn

đời sống dài
Chôn cất địa
chất
3. Chất thải hoạt Công suất nhiệt > 2 kWm-3 và nồng độ hoạt Chôn cất địa
độ cao

độ nhân phóng xạ đời sống dài vượt qua giới chất
hạn đối với chất thải đời sống ngắn

1.1.2. Quản lý chất thải phóng xạ [13]
Quản lý chất thải phóng xạ hiệu quả cần thiết phải có những chiến lược và
phương pháp cụ thể với sự tham gia của các bên có trách nhiệm về quản lý chất thải
phóng xạ. Quản lý chất thải phóng xạ được định nghĩa là toàn bộ các hoạt động vận
hành và quản lý hành chính phục vụ việc xử lý sơ bộ, xử lý, ổn định hóa, vận chuyển,
lưu giữ, chôn cất chất thải. Việc quản lý chất thải phóng xạ gồm có một số bước cơ
bản từ khi phát sinh chất thải cho đến khi chôn cất như sau (hình 1.1):

14

Hình 1.1. Các bước cơ bản trong quản lý chất thải phóng xạ.
Trước hết, chất thải cần được xác định các tính chất đặc trưng về vật lý, hóa
học và tính phóng xạ. Việc xác định các tính chất đặc trưng của thải nhằm phân loại
chất thải phóng xạ về các dạng miễn trừ, tái sử dụng hoặc để áp dụng các biện pháp
chôn cất, đóng gói chất thải đáp ứng các yêu cầu về bảo quản và chôn cất. Việc vận
chuyển chất thải có thể xảy ra trong các bước quản lý chất thải.
Lưu giữ chất thải phóng xạ bao gồm sự duy trì chất thải phóng xạ như: tách
biệt, bảo vệ môi trường, kiểm soát và một số hành động như: xử lý, ổn định hóa và
chôn cất. Trong một số trường hợp, sự lưu giữ chủ yếu về mặt kỹ thuật như bảo quản
chất thải chứa nhân phóng xạ đời sống ngắn để phân rã và tiếp theo là thải ra ngoài
môi trường trong giới hạn cho phép, hoặc bảo quản chất thải hoạt độ cao với sự lưu
tâm về nhiệt trước khi chôn cất.
Xử lý sơ bộ chất thải là bước đầu trong quản lý chất thải. Quá trình xử lý sơ bộ
có thể bao gồm việc thu gom, phân loại, điều chỉnh hóa học và tẩy xạ hoặc cũng có
thể bao gồm việc lưu giữ tạm thời. Đây là khâu quan trọng bởi nó là cách tốt nhất để
phân loại chất thải và thực hiện các bước tiếp theo, ví dụ có thể tái sử dụng hoặc chôn
cất chất thải như những chất thải không có phóng xạ thông thường. Xử lý chất thải sơ
bộ cũng đưa ra phương án chôn cất nông hoặc chôn cất sâu.
Bước tiếp theo là xử lý chất thải phóng xạ bao gồm các quá trình làm tăng tính
an toàn bằng cách làm thay đổi các tính chất của chất thải phóng xạ. Khái niệm xử lý
15


cơ bản là làm giảm thể tích, tách nhân phóng xạ và thay đổi thành phần. Ví dụ như
các quá trình: đốt chất thải hoặc nén ép chất thải rắn khô (giảm thể tích); bay hơi, lọc
hoặc trao đổi ion của thải lỏng (tách nhân phóng xạ); và kết tủa hoặc keo tụ hóa học
(thay đổi thành phần). Thông thường những quá trình này có thể được sử dụng kết
hợp để làm tăng tính hiệu quả trong việc xử lý chất thải lỏng và một số chất thải thứ

cấp có thể sinh ra (vật liệu lọc, nhựa trao đổi ion, bùn thải).
Ổn định hóa chất thải phóng xạ là các hoạt động nhằm tạo ra một cấu kiện chất
thải thích hợp cho việc tiếp xúc, vận chuyển, lưu giữ hoặc chôn cất. Sự ổn định hóa
có thể bao gồm việc cố định chất thải, chứa thải trong các container và chuyển về thể
rắn. Các phương pháp ổn định hóa phổ biến bao gồm hóa rắn các chất thải phóng xạ
hoạt độ thấp và trung bình trong xi măng hoặc bitum và thủy tinh hóa chất thải phóng
xạ hoạt độ cao trên nền thủy tinh. Chất thải sau khi được ổn định hóa được chứa
trong các thùng thép thích hợp có độ dày tùy thuộc vào đặc trưng chất thải phóng xạ.
Trong nhiều trường hợp bước xử lý và ổn định hóa có sự liên hệ chặt chẽ với nhau.
Chôn cất là bước cuối cùng trong hoạt động quản lý chất thải phóng xạ. Cơ sở
chôn thải được thiết kế đảm bảo an toàn trong việc bố trí chất thải bên trong. Các chất
thải đã được ổn định hóa về dạng thích hợp được đặt tách biệt với môi trường trong
cơ sở chôn cất bởi các lớp che chắn xung quanh nhằm ngăn chặn sự rò rỉ các nhân
phóng xạ. Lớp che chắn có thể là tự nhiên hoặc kỹ thuật và một hệ tách biệt có thể có
một hoặc nhiều lớp che chắn. Một hệ thống nhiều lớp che chắn có tính an toàn cao
hơn và đảm bảo cho sự rò rỉ nhân phóng xạ ra môi trường trong một giới hạn thấp
chấp nhận được.
1.1.3. Ổn định hóa chất thải phóng xạ [3]
Ổn định hóa chất thải phóng xạ là khâu quan trọng trong quản lý chất thải
trước khi đem thải đi lưu giữ, chôn cất. Đối với từng loại thải khac nhau người ta sử
dụng kỹ thuật ổn định hóa khác nhau. Nhưng một cách tổng quát thì các kỹ thuật ổn
định hóa chất thải đều nhằm một mục đích là cố định chất thải trong một vật liệu nền
hữu cơ hoặc vô cơ ở đó có xảy ra liên kết hóa học hoặc vật lý nhằm giảm thiểu tối đa
sự phát tán các nhân phóng xạ ra ngoài môi trường. Theo định nghĩa của IAEA thì ổn
16


định hóa là sự chuyển dạng các chất phóng xạ thành một dạng bền hơn bằng các
phương pháp hóa rắn hoặc đóng gói. Sau đó vật liệu chứa thải sau ổn định hóa được
đem lưu giữ hoặc chôn cất cho đến khi các nhân phóng xạ phân rã đến một giới hạn

chấp nhận được.
Các kỹ thuật ổn định hóa được triển khai ở nhiều nước có ứng dụng công nghệ
hạt nhân. Đối với thải hoạt độ thấp và trung bình cho đến hiện nay có thể nhắc đến
các kỹ thuật điển hình như xi măng hóa, bitum hóa, ở đó chất thải được trộn với xi
măng, bitum với một tỷ lệ thích hợp sau đó đóng rắn thành khối và đem lưu giữ, sự
cố định thải là sự gắn kết vật lý giữa thải và lớp vật liệu sử dụng, một số ít quá trình
hóa học có thể xảy khi sử dụng xi măng (quá trình xi măng hóa). Sự ổn định hóa chất
thải có hoạt độ cao được thực hiện bằng sự kết hợp hóa học giữa các nhân phóng xạ
trong một cấu trúc có nền thích hợp (điển hình là thủy tinh và gốm) tạo liên kết hóa
học bền chặt để ngăn cản tối đa sự phát tán của các chất phóng xạ. Một số yêu cầu
đối với vật liệu sử dụng để ổn định hóa chất thải phóng xạ như sau:
- Tải lượng chất thải cao: vật liệu nền phải có khả năng chứa một lượng đáng
kể các chất thải (thường 20-35 %) để giảm thiểu khối lượng chất thải phóng xạ sau ổn
định hóa, tiết kiệm không gian kho lưu giữ hoặc chôn cất.
- Tiến hành dễ dàng: quá trình ổn định hóa được thực hiện trong điều kiện
không quá nghiêm ngặt như nhiệt độ và khí quyển, tạo môi trường làm việc linh hoạt,
dễ thao tác, giảm thiểu liều lao động và vốn chi phí đầu tư.
- Độ bền bức xạ lớn: chất thải đã ổn định hóa phải có khả năng chịu được tác
động bức xạ từ sự phân rã của chính chất phóng xạ bên trong nhằm giảm thiểu sự
chuyển pha (có thể gây ảnh hưởng đến độ bền của chất thải đã ổn định hóa) và sự
phồng nở gây ra các vết nứt.
- Độ linh hoạt hóa học: chất nền cần có khả năng chứa một hỗn hợp của nhân
phóng xạ và một số chất gây ô nhiễm khác có thể cạnh tranh đến hiệu suất ổn định
hóa các chất phóng xạ.

17


- Độ bền môi trường: chất nền phải có khả năng chống chịu được sự xâm thực
của môi trường dưới các điều kiện chôn cất thực tế để giảm sự phát tán các chất

phóng xạ ra ngoài môi trường.
1.1.3.1. Phương pháp xi măng hóa [6]
Xi măng được ứng dụng để ổn định chất thải phóng xạ có hoạt độ thấp hoặc
trung bình. Cơ chế của sự ổn định hóa là: sự tương tác hóa học giữa các sản phẩm
hydrat hóa của xi măng và nhân phóng xạ, sự hấp phụ vật lý các chất ô nhiễm trên bề
mặt sản phẩm hydrat hóa, tính cách ly của các nhân phóng xạ trong khối xi măng hóa
rắn với các môi trường bên ngoài. Có nhiều loại xi măng được sử dụng để cố định
chất thải như: xi măng Portland, xi măng Portland – natri silicat.
Việc lựa chọn các loại xi măng cho việc cố định hóa chất thải được xem xét
dựa trên các đặc tính của chất thải như: khả năng tương thích của xi măng với chất
thải, độ ổn định hóa học của nhân phóng xạ, tính cách ly vật lý giữa dạng thải và môi
trường, độ bền dạng thải, hình thức chất thải hóa rắn và chi phí - hiệu quả của việc ổn
định hóa. Trong thực tế, các chất phụ gia thường được sử dụng để tăng tính đóng rắn
của chất thải phóng xạ khi sử dụng xi măng.
1.1.3.2. Phương pháp bitum hóa [11]
Bitum là một hợp chất polymer hữu cơ cao phân tử, thường được dùng làm
nhựa trải đường nhưng bitum có một số đặc tính hấp dẫn để cố định chất thải nguy
hại, chất thải phóng xạ như tính ít thấm nước, khả năng chống axit, kiềm, muối, cùng
độ nhớt thấp. Phương pháp bitum hóa là phương pháp có sử dụng nhiệt, do vậy có ưu
điểm làm bay hơi nước đối với các loại thải dạng bùn. Chất thải sau khi được làm bay
hơi nước để lại các hạt rắn gắn kết trong khối bitum tạo sản phẩm cuối cùng có độ
đồng nhất cao và được rót vào thùng chứa bằng thép. Thành phần và tính chất vật lý
của sản phẩm có thể thay đổi đáng kể theo từng mẻ sản xuất nhưng người ta thường
sử dụng bitum để đóng gói chất thải có mật độ 1,01 g/cm3 ở nhiệt độ môi trường
xung quanh, có điểm mềm ở 90°C, và độ chớp cháy > 290°C. Bitum đã được sử dụng
trong thực tế từ những năm 1993 với 12 nhà máy đi vào hoạt động để cố định các
18


chất thải phóng xạ hoạt độ thấp và trung bình bao gồm bùn, tro của lò đốt chất thải

phóng xạ và các dung môi. Tuy nhiên, do đây là phương pháp có sử dụng nhiệt và
bitum có thể cháy nên cần có những quy định về an toàn cháy nổ trong quá trình vận
hành.
1.1.3.3. Phương pháp thủy tinh hóa [24]
Thủy tinh là vật liệu đầu tiên được sử dụng để ổn định hóa chất thải hoạt độ
cao bằng công nghệ nấu thủy tinh. Dạng thủy tinh phổ biến nhất được sử dụng là bo
silicat và phốt phát. Ưu điểm của phương pháp là thể tích dạng thải thủy tinh không
lớn, kết hợp được với nhiều loại nhân phóng xạ ở điều kiện nhiệt độ nóng chảy thấp
(1050 đến 1150oC) và có độ bền lớn.
Thủy tinh hóa là công nghệ đã được thương mại hóa trong vòng 40 năm qua tại
một số nước như Pháp, Đức, Nhật Bản và Mỹ. Tổng sản phẩm của tất cả các nhà máy
thủy tinh hóa tính đến cuối năm 2000 vào khoảng 10.000 tấn thủy tinh phóng xạ chứa
trong khoảng 20.000 thùng chứa. Hiện nay, thủy tinh hóa cũng được ứng dụng mở
rộng để cố định hóa các chất thải có hoạt độ thấp và trung bình (LILW) phát sinh từ
quá trình vận hành cũng như tháo dỡ các nhà máy điện hạt nhân.
Trong thực tế, dạng thải thủy tinh hóa không hoàn toàn là dạng thủy tinh thể
đồng nhất bởi nó chứa lượng nhỏ bọt, một số chất không thủy tinh như các oxit vật
liệu chịu lửa và các thành phần khác không hòa tan, như vậy dạng thải thủy tinh hóa
có thể được coi là một tập hợp của các pha tinh thể và pha thủy tinh, tuy nhiên cấu
trúc chủ yếu của dạng thủy tinh hóa vẫn là dạng vô định hình. Thủy tinh hóa là quá
trình nấu nóng chảy chất thải phóng xạ với các chất kết dính dạng thủy tinh để thu
được sản phẩm dạng thủy tinh trong đó các nhân phóng xạ được cố định bằng các
liên kết hóa học hoặc vật lý. Động học của quá trình hình thành thủy tinh yêu cầu
phải duy trì một tốc độ làm lạnh đủ lớn để tránh sự kết tinh và nhiệt độ cuối cùng của
quá trình làm lạnh thấp hơn nhiệt chuyển trạng thái thủy tinh Tg của vật liệu. Tuy
nhiên, đối với một số vật liệu sự hình thành thủy tinh không nhất thiết phải duy trì
một tốc độ làm lạnh nhanh như vậy, ví dụ như một số oxit, chalogen và muối. Người
19

ta thường sử dụng loại thủy tinh phổ biến nhất là thủy tinh bo silicat, thủy tinh silicat
có thể hòa tan một dải rộng các nhân phóng xạ trong chất thải và dễ dàng thay đổi các
điều kiện của quá trình để tối ưu các đặc tính của thủy tinh, boric oxit được sử dụng
để biến tính silica, hạ thấp nhiệt độ của quá trình trong khi duy trì độ ổn định tốt.
Công nghệ thủy tinh hóa có mức độ giảm thể tích lớn và an toàn tuy nhiên đây
là một quá trình phức tạp và tốn kém đòi hỏi vốn đầu tư tương đối cao và tồn tại một
số hạn chế. Ví dụ thủy tinh hóa không thích hợp với một số thải chứa các oxit chịu
lửa (spinel, R2O3) và chất thải phóng xạ chứa các chất dễ bay hơi (I, Cl), gây ăn mòn
các vật liệu chịu lửa hoặc tạo thành các tinh thể ngưng tụ tại đáy nồi nấu trong quá
trình thủy tinh hóa.
TÀI LIỆU THAM KHẢO
Tiếng Việt
1. Nguyễn Văn Đỗ (2004), Các phương pháp phân tích hạt nhân, NXB ĐHQG
Hà Nội.
2. Nguyễn Đăng Hùng (2006), Công nghệ sản xuất vật liệu chịu lửa, NXB Bách khoa,
Hà Nội.
3. Đỗ Quý Sơn (2006), Bài giảng chuyên đề: Nhiên liệu và chất thải nhà máy điện
hạt nhân, Viện Công nghệ xạ hiếm, Hà Nội.
4. Phan Văn Tường (2007), Các phương pháp tổng hợp vật liệu gốm, NXB Đại học
quốc gia Hà Nội.
5. Phạm Xuân Yên, Huỳnh Đức Minh, Nguyễn Thu Thủy (1995), Kỹ thuật sản xuất
gốm sứ, NXB Khoa học kỹ thuật.

20


Tiếng Anh
6. Batchelor B (2006), “Overview of waste stabilization with cement”, Waste
Management, 26, pp. 689–698.
7. Coughanour L. W, Roth R. S, Marzullo S and Sennett F. E, Res J (1955), Nat, Bur.

Stand, 54, pp. 191 -199.
8. Donald I.W, Metcalfe B.L, Taylor R.N.J (1997) “The immobilization of high level
radioactive wastes using ceramics and glasses”, Journal of materials science, 32,
pp. 5851–5887.
9. Donchev I, Dipchikov F, Petrov O, Zidarov N, Tarsov M (2002), “Synthesis of
artifical rocks (synrock type)”, GEOLOGIE.
10. Hart K. P, Vance E. R, Day R. A, Begg B. D, and Angel P. J, “Immobilization of
Separated Tc and Cs/Sr in Synroc”, Scien. Basis for Nuclear Waste Management,
XIX.
11. IAEA Technical Reports, Bituminization Processes to Condition Radioactive
Wastes, Series 352.
12. IAEA Safety Standards, Classification of Radioactive Waste – General Safety
Guide, No. GSG – 1.
13. IAEA Nuclear Energy Series, Policies and Strategies for Radioactive Waste
Management, No. NW-G-1.1.
14. Lee W. E, Ojovan M. I, Stennett M. C, Hyatt N. C (2006), “Immobilisation of
radioactive waste in glasses, glass composite materials and ceramics”, Advances in
Applied Ceramics, Vol 105, No. 1.
15. Markus Winterer, Hand Book of Nanocrystalline Ceramics, synthesis and
structure, Springer Sieries in Material Science.
16. McHale J. M, Coppa N. V, “Instantaneous Formation of Synroc-B Phases at
Ambient Pressure”, Scientific Basis for Nuclear Waste Management, XIX, eds.
21


17. Munz D, Fett T, Hand book of Ceramics, Mechanical Properties, Failure
Behaviour, Materials selection.
18. Pena M. A. and Fieno J. I.G. (2001), “ Chemical structure and performance
of perovskite oxides”, Chemical Reviews, Vol.101, No.7.
19. Potdara H.S, Vijayanand S, Khaja Mohaideen K, Patil K.R, Joya P.A, Raja

Madhavan R, Kutty K.V.G, Ambashta R.D, Wattal P.K (2010), “A simple
chemical co-precipitation/calcination route for the synthesis of simulated synroc-B
and synroc-C powders”, DOI: 10.1016/j.matchemphys, 2010.05.039.
20. Ryerson F.J, Durham W. B, Hoenig C.L, Tewhey J. D, “The application of
synroc to high level U.S. defense wastes”, Lawrence Livermore Laboratory.
21. Ringwood A. E, Kesson S. E, Reeve K. D, Levins D. M. and Ramm E. J (1988),
“Radioactive Waste Forms for the Future”, edited by Lutze. W and Ewing R.C,
Science Publishers, New York, pp. 233-334.
22. Rossell H. J (1992), Solid State Chem, 99, pp. 38-51.
23. Ruizhu Zhang et al (2010), “ Immobilization of radioactive wastes into CaTiO3
Synroc by the SHS Method”, Advanced Materials Research, Vol 152-153, pp.
315-319.
24. Sobolev I. A, Dmitriev S. A, Lifanov F. A, Kobelev A. P, Stefanovsky S. V. and
Ojovan M. I (2005), “Glass Technol”, Vol 46, pp. 28-35.
25. Vance E. R (2002), “Synroc Ceramics for Nuclear Waste Immobilization”,
Journal of Australasian Ceramic Society, Vol 38, No. 1, pp. 48-52.

22