伟的国际1946bv殷祥标教授团队创新技术为放射性废物处理开辟新路径

论文引用:Unveiling the Immobilization Mechanism and Leaching Behavior of Strontium in Cold-Sintered Carbonate Sludge for Nuclear Waste Treatment.Journal of the European Ceramic Society(2026), 46: 118351.https://doi.org/10.1016/j.jeurceramsoc.2026.118351

近日，bv1946伟德国际始于英国殷祥标教授团队再传捷报—其最新研究成果“Unveiling the Immobilization Mechanism and Leaching Behavior of Strontium in Cold-Sintered Carbonate Sludge for Nuclear Waste Treatment”成功发表于国际陶瓷领域知名期刊Journal of the European Ceramic Society(中科院小类一区, IF= 6.2)。该研究以二次放射性废物处理原创性技术突破为目标，针对福岛核事故后放射性污泥安全处置的世界级难题，创新性提出一种基于冷烧结技术的放射性锶（Sr）固化新方法，为典型二次放射性废物的高效、安全处理提供了创新解决方案，填补了低温固化放射性污泥领域的技术空白。

福岛核事故后，ALPS系统处理废水时产生的含锶镁钙混合碳酸盐污泥（Sr-MCS）是困扰全球核安全领域的典型二次放射性废物，不仅放射性核素含量高、化学组成复杂，更为关键的是，传统处理方法难以兼顾安全性与经济性，成为行业内难以突破的技术瓶颈。此前，传统高温固化技术（如玻璃固化）需1000℃以上高温，极易导致碳酸盐分解挥发，进而降低固化体致密性和结构稳定性，难以满足实际工程应用的严苛需求。

为破解这一行业痛点，团队秉持“创新破局”的思路，创新性地将冷烧结技术（Cold SinteringProcess）应用于放射性污泥固化处理，自主开发了基于低温高压条件的锶固化新工艺。该技术以15 wt% 1M Na₂CO₃为瞬态液相，在200℃低温、500 MPa高压条件下烧结1小时，成功将含锶碳酸盐污泥转化为高密度、高稳定性的陶瓷固化体。材料表征结果表明，固化体相对密度达96%，抗压强度高达719 MPa（约为普通混凝土的10倍），显微硬度达2.69 GPa，展现出优异的机械性能。

图1.冷烧结固化体形成机理示意图及其微观结构演化过程

在固化机理方面，研究揭示了"溶解-重结晶-晶粒生长"的微观过程：在低温高压环境下，瞬态液相促进碳酸盐颗粒表面溶解，锶离子通过重结晶被稳定嵌入碳酸盐晶格，最终形成连续致密的多晶网络结构，有效阻止放射性核素泄漏。这种独特的固化机制突破了传统高温烧结的局限，实现了放射性核素的低温高效固化。

图2.冷烧结固化体在不同介质中的浸出性能测试结果

研究采用国际标准的MCC-1静态浸出、ANSI/ANS-16.1加速浸出和PCT产品一致性测试，全面评估固化体的化学耐久性。结果表明，固化体在90℃下浸泡42天后，去离子水中锶浸出率低至5.95×10⁻⁵ g·m⁻²·day⁻¹，浸出指数达9.8，远超国际核废料处置安全标准。在酸性（0.1M HNO₃）、碱性（0.1M NaOH）及盐溶液（0.1M NaCl）等严苛环境中，固化体仍保持结构完整，表面仅轻微腐蚀，展现出超稳定的化学耐久性。

该研究将低温烧结技术与核废料处理创新结合，体现了"绿色核能"理念，不仅为福岛核废水二次废料处理提供了切实可行的新方案，也为其他放射性核素（如铯、钴）的固化开辟了新路径。团队下一步将重点研究长期辐照对固化体稳定性的影响，推动技术从实验室走向工程应用，为放射性废物的安全处置提供技术支撑。