Lâm Đồng
Hiện nay trên thế giới, sét bentonit đƣợc ứng dụng vào rất nhiều lĩnh vực khác nhau, trong đó có 4 lĩnh vực có nhu cầu rất lớn là làm khuôn đúc, vê viên quặng sắt, dung dịch khoan và lọc nƣớc. Ở Việt Nam, bentonit đƣợc sử dụng chủ yếu làm dung dịch khoan dầu khí, khoan trong điều tra địa chất và hoạt động khoáng sản, khoan trong xây dựng, làm khuôn đúc và ít hơn trong sản xuất gốm sứ,
và sét ứng dụng làm vật liệu để cô lập chất thải có tính phóng xạ trong bồn chứa rác thải hạt nhân còn khá mới mẻ.
Qua kết quả phân tích XRD và nhiệt vi sai cho thấy hàm lƣợng montmorillonit của sét vùng Di Linh Lâm Đồng chỉ đạt 53% thấp hơn một số loại sét hiện nay đƣợc đề nghị làm vật liệu buffer nhƣ sét Wyoming (83.7%), Milos (76.8%) (Bảng 9) và so với tiêu chuẩn trên thì sét Di Linh chƣa đạt yêu cầu cho phép > 75%. Ngƣợc lại, trong sét Di Linh lại có hàm lƣợng illit và cholrit tƣơng đối thấp, đây là các khoáng vật không trƣơng nở, hàm lƣợng cao sẽ gây ảnh hƣởng không tốt đến khả năng trƣơng nở của buffer. Vì vậy, illit và chlorit còn đƣợc coi là các khoáng vật có hại. Nhƣng theo Pusch (2001), trong công trình nghiên c ứu của mình tác giả này cho rằng khả năng hydrat hóa của illit cũng đủ lớn khiến cho buffer vẫn duy trì đƣơ ̣c độ dẻo và mềm cần thiết cả ở tỉ trọng khô cũng nhƣ bão hòa, chính yếu tố này làm cho illit vẫn có thể đƣợc sử dụng trong vật liệu buffer hay backfill. Theo nghiên cứu mới đây, sự tƣơng tác giữa vật liệu buffer với môi trƣờng trong thời gian dài cho thấy xảy ra hiện tƣợng smectit hóa (khoáng vật IS-ml, diVS- ml có xu hƣớng chuyển thành montmorillonit (Kasbohm et al., 2014, tài liệu trao đổi cá nhân). Điều đó cho thấy illit cũng không phải là khoáng vật gây hại trong thành phần vật liệu buffer. Hàm lƣợng chlorit cần phải kiểm soát, hàm lƣợng chlorit càng ít càng tốt bởi nó ảnh hƣởng đến khả năng trƣơng nở của buffer trong một thời gian dài.
Cần nhấn mạnh rằng, hàm lƣợng illit và montmorillonit xác định đƣợc trong kết quả XRD, DTA thực tế là các hạt IS-ml và diVS-ml đã xác định đƣợc chi tiết và chính xác bằng phƣơng pháp TEM-EDX. Nhƣ vậy, tỉ lệ pha trƣơng nở trong sét Di Linh chiếm khoảng > 60%. Có thể làm tăng hàm lƣợng pha trƣơng nở (hay IS-ml, diVS-ml) trong sét Di Linh cũng nhƣ loại bớt thành phần chlorit bằng các phƣơng pháp tuyển khoáng, làm giàu khoáng.
Đáng chú ý, trong thành phần sét Di Linh hầu nhƣ không có các khoáng vật có hại nhƣ pyrit, thạch cao hay calcit, đáp ứng yêu cầu chỉ tiêu cho phép của Công ty Quản lý Rác thải Hạt nhân Phần Lan - Posiva.
Về tổng thành phần hóa học, theo Savage & Arthur (2012) thì bentonit Kucth (Ấn Độ) cũng đƣợc khuyến cáo là không phù hợp làm vật liệu buffer do có hàm lƣợng Fe quá cao (13.23%) (Bảng 3).
Bảng 9. Thành phần khoáng vật của một số loại bentonit đƣợc phân tích bằng phƣơng pháp Rietveld (Kumpulainen và Kiviranta, 2010) Khoáng vật MX-80, Wyoming, Hoa Kì AC200, Milos, Hi Lạp Basic Star, Kutch, Ấn Độ Friedland, CHLB Đức Smectit 83.7 76.8 73 23.9 Illit 0.1 5.7 7 34.8 Kaolinit 4 8.5 Calcit 0.5 5.8 1.9 Muscovit 5.3 4.7 4.9 4.3 Dolomit 3.8 0.4 Thạch anh 3.8 0.2 0.8 23.1 Plagiocla 1.5 1.5 0.5 0.9 Siderit 1.6 Cristobalit 1.9 0.4 Trydimit 2.6 1.7 0.4 Thạch cao 0.7 1.2 1.5 2 Goethit 0.4 1.8 Hematit 0.7 1.5 Maghemit 1.5 Manhetit 1.2 0.8 Anatas 0.1 0.3 0.7 Pyrit 0.7 1.4 0.8
Hàm lƣợng Fe này trong buffer trong một thời gian dài sẽ làm tăng điện tích lớp và giảm khả năng trƣơng nở, tăng độ thấm của buffer - đây là điều không mong muốn khi sử dụng trong thời gian dài và không đáp ứng đƣợc yêu cầu an toàn cho bồn chứa. Tuy nhiên, theo kết quả phân tích hóa XRF thì trong sét Di Linh có hàm
lƣợng Fe < 10%, tƣơng tự nhƣ sét Friedland của Đức – hiện nay vẫn đang đƣợc tiếp tục nghiên cứu và đƣợc coi nhƣ là một lựa chọn triển vọng làm lớp đệm và lớp phủ cho bồn chứa rác thải hạt nhân. Ở góc độ thành phần hóa học này, sét Di Linh có thể đƣợc xem xét và nghiên cứu nhƣ một lựa chọn làm lớp đệm và lớp phủ.
Mặt khác, cũng theo kết quả phân tích hóa XRF cho thấy, trong mẫu nghiên cứu benonit Di Linh hầu nhƣ không có carbon hữu cơ, sulphur hay sulphit, đây cũng là một một trong những ƣu điểm của loại sét này.
Tóm lại, qua kết quả nghiên cứu cho thấy, đặc điểm thành phần khoáng vật của sét Di Linh khá phức tạp, thành phần chủ yếu là khoáng vật sét lớp xen IS-ml, diVS-ml, với hàm lƣợng pha trƣơng nở thấp hơn yêu cầu cho phép làm vật liệu đệm. Tuy nhiên, trong thành phần sét vùng Di Linh hầu nhƣ không có các thành phần có hại nhƣ carbon hữu cơ, sulphur hay sulphit, và hàm lƣợng các khoáng vật có hại (chlorit) tƣơng đối thấp nên sét Di Linh có thể sử dụng làm vật liệu phủ với yêu cầu về hàm lƣợng pha trƣơng nở thấp hơn, hoặc có thể làm giàu để sử dụng nhƣ là vật liệu đệm. Tuy nhiên, để đánh giá khả năng sử dụng sét Di Linh – Lâm Đồng làm vật liệu cô lập chất thải trong bồn chứa rác thải hạt nhân còn cần các nghiên cứu sâu hơn để đánh giá các chỉ tiêu kỹ thuật, cũng nhƣ đánh giá sự biến đổi và độ bền của sét trong các điều kiện của bồn chứa rác thải hạt nhân.
Đối với các chất thải có tính phóng xạ khác, nhƣ rác thải trong y tế, công nghiệp, nông nghiê ̣p, môi trƣờng… có hoa ̣t đô ̣ thấp , thì yêu cầu của lớp chắn đi ̣a kỹ thuâ ̣t (buffer) chủ yếu chỉ đòi hỏi vật liệu có độ trƣơng nở cao , nhằm ngăn cản sƣ̣ thoát phóng xạ với hoạt độ nhỏ hơn rất nhiều so với hoạt độ phóng xạ của rác thải tƣ̀ các nhà máy điê ̣ n ha ̣t nhân . Do vâ ̣y, sét Di Linh , với hàm lƣợng pha trƣơng nở đa ̣t tới 60%, hoàn toàn có khả năng sử dụng để làm lớp đệm, lớp lót chôn lấp , xƣ̉ lí loại chất thải này mà không cần phải làm giàu , bởi yêu cầu về chỉ tiêu kĩ thuâ ̣t của vâ ̣t liê ̣u sét dùng để xử lí trong trƣờng hợp này không nghiêm ngă ̣t nhƣ làm vật liệu buffer hay backfill trong bồn chƣ́a chất thải ha ̣t nhân.
KẾT LUẬN
Sét Di Linh – Lâm Đồng đã đƣợc làm rõ thành phần khoáng vật, bao gồm chủ yếu là các khoáng sét lớp xen illit/smectit (IS-ml) (với 60% lớp montmorillonit), sét lớp xen di-vermicullit/smectit (diVS-ml) và ngoài ra còn có các khoáng vật nhƣ kaolinit, sét lớp xen kaolinit/smectit/vermiculit, chlorit, và thành phần khoáng vật phi sét bao gồm thạch anh, goethit, lepidocrokit, rutil/anatas.
Về thành phần hóa học sét Di Linh thuộc loại rất giàu K, sét lớp xen có thành phần kiềm hỗn hợp Na2O và CaO; hàm lƣợng Fe2O3 khá cao và hầu nhƣ không chứa các chất gây hại nhƣ carbon hữu cơ, sulphur hay sulphit. Sét Di Linh có thành phần cũng tƣơng đối giống với loại sét Friedland, CHLB Đức – là loại sét đƣợc biết bao gồm chủ yếu là sét lớp xen illit/smectit giàu Fe với 60 – 70% lớp smectit.
Qua kết quả nghiên cứu, cho thấy đây là một thành tạo sét có thành phần khá phức tạp, hàm lƣợng pha trƣơng nở (IS-ml và diVS-ml) khoảng 60%. Căn cứ vào các chỉ tiêu về thành phần hóa học, khoáng vật đã đƣợc thảo luận trong nhiều công trình nghiên cứu về sét dùng trong bồn chứa rác thải hạt nhân trên thế giới, có thể kết luận rằng để có thể ứng dụng sét bentonit Di Linh làm vật liệu sét đệm (buffer) trong bồn chứa chất thải hạt nhân thì có thể cần phải làm giàu và có các nghiên cứu chi tiết về những đặc tính công nghệ cũng nhƣ mức độ biến đổi của nó trong các điều kiện bồn chứa rác thải hạt nhân. Sét Di Linh có thể dùng làm vật liệu sét phủ bởi các yêu cầu kĩ thuật của vật liệu backfill đòi hỏi hàm lƣợng pha trƣơng nở thấp hơn nhƣ đối với sét làm vật liệu buffer.
Đối với rác thải phóng xạ có hoạt độ thấp nhƣ rác thải trong y tế, công nghiệp, nông nghiê ̣p, môi trƣờng… thì sét Di Linh hoàn toàn có khả năng sƣ̉ du ̣ng để xử lí loại chất thải này mà không cần phải làm giàu , bởi yêu cầu về chỉ tiêu kĩ thuâ ̣t của vâ ̣t liê ̣u sét dùng để xƣ̉ lí t rong trƣờng hợp này không nghiêm ngă ̣t nhƣ làm vật liệu buffer hay backfill trong bồn chứa chất thải hạt nhân .
Kết quả của nghiên cứu này sẽ góp phần định hƣớng cho việc nghiên cứu nguyên liệu sét bentonit ở Việt Nam áp dụng cho việc cô lập chất thải phóng xạ trong tƣơng lai.
TÀI LIỆU THAM KHẢO
Tiếng Việt
1. Lê Đặng Bình (1987), Báo cáo thăm dò sơ bộ sét bentonit Di Linh, Tài liệu lƣu trữ Liên đoàn địa chất 6, Tp. Hồ Chí Minh.
2. Lê Công Hải và nnk (1979), Đặc điểm thành phần vật chất sét Bentonit vùng Di linh, Trung tâm thông tin lƣu trƣ̃ Đi ̣a chất, Hà Nội.
3. Đoàn Sinh Huy & nnk (1982), Sơ đồ địa chất mỏ sét Tam Bố - Di Linh- Lâm Đồng có chỉnh lý và bổ sung, Trung tâm thông tin lƣu trữ Địa chất, Hà Nội. 4. Đoàn Sinh Huy (1982), Báo cáo nghiên cứu tỉ mỉ sét Bentonit Tam Bố - Di Linh
– Lâm Đồng, Trung tâm thông tin lƣu trữ Địa chất, Hà Nội.
5. Kiều Quý Nam (1996), “Bản chất nguồn cung cấp vật liệu trong quá trình hình thành mỏ sét bentonit Tam Bố”, TC Các KH về TĐ, 18/3: 314-318, Hà Nội. 6. Âu Duy Thành (2001), Phân tích nhiệt các khoáng vật trong mẫu Địa chất,
NXB Khoa học Kĩ thuật, Hà Nội.
7. Hoàng Minh Thảo (2013), Nghiên cứu so sánh các mô hính bồn chứa rác thải hạt nhân trên thế giới và lựa chọn dạng bồn chứa rác thải hạt nhân áp dụng ở Việt Nam, Báo cáo năm 2013 - Chƣơng trình khoa học công nghệ cấp nhà nƣớc nghiên cứu ứng dụng và phát triển công nghệ năng lƣợng, mã số KC 05.15/11-15. 8. UBND Huyê ̣n Di Linh (2011), Báo cáo 6 tháng đầu năm,
http://www.dilinh.gov.vn/about/.
9. UBND Tỉnh Lâm Đồng (2011), Niên giám thống kê. http://www.lamdong.gov.vn/vi- VN/congdan/thong-tin-can-biet/NGTK2011/Pages/index.htm
Tiếng Anh
10. Apted, M. (1995), “Repository and barrier concepts” in: The Scientific and Regulatory Basis for the Geological Disposal of Radioactive Wastes (ed. D. Savage), Wile Chichester.
11. Grim, R.E. (1968), Clay Mineralogy (2nd edition), International Series in the Earth and Planetary Sciences, McGrawn -Hill Book Company, New York. 12. JCPDS International Center for Diffraction Data (1978), ASTM - set 28 & 29 of
the power diffraction file, USA.
13. JCPDS International Center for Diffraction Data (1979), Power diffraction file: alphabetical index inorganic materials, USA.
14. Juvankoski, M., and Marcos, N. (2009), “Design basis for buffer components”,
Posiva Working Report 2009-132, Posiva Oy,Olkiluoto, Finland.
15. Henning, K. H. & Störr, M. (1986), Electron micrographs (TEM, SEM) of clays and clay minerals, Akademie-Verlag Berlin [Schriftenreihe für geologische Wissenschaften, Bd. 25]: 352 pp.
16. Herbert et al, (2011). “Safety Research for High Radioactive Wastes Disposal in Germany and main GRS activities”, Seminar Discussion On The Materials For Radioactive Waste Disposal And Radiation Safety. Ho Chi Minh city, 03/11/2011.
17. Hoang-Minh T., Lai L.T., Kasbohm J., Gieré R. (2010), UVprotection characteristics of some clays, Applied Clay Science.
18. Karnland, O., Olsson, S., Nilsson, U., and Sellin, P. (2006), “Mineralogy and sealing properties of various bentonites and smectite-rich clay materials”, SKB Technical Report TR-06-30, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company, Stockholm, Sweden.
19. Chatterjee K. K. (2009), Uses of industrial minerals, rocks and fresh water.
20. Knight, W.C. (1898), “Bentonite”, Engineering and Mining Journal 66, 491. 21. Kock, D. (2008), “European Bentonites as alternatives to MX-80”, Science &
Technology Series n° 334 (2008) – Andra.
22.Kumpulainen, S., and Kiviranta, L. (2010), Mineralogical and chemical characterization of various bentonite and smectite-rich clay materials. Part A: Compari-son and development of mineralogical characteriza-tion methods. Part B: Mineralogical and chemical characterization of clay materials, Posiva Working Report 2010-52, Posiva Oy, Oliluoto, Finland.
23. Meunier, A. & Velde, B. (2004), Illite, Springer, 286 pp. (Reviews in Clays and Clay Minerals, 52 (6) 792-795, 2004.)
24. Moore, D. E., & Reynolds, R.C. (1997), X-Ray Diffraction and the Identification and Analysis of Clay Minerals. 2nd Edition, Oxford University Press, 378 pp. (Reviews in Am. Mineral. 84: 689-690.
25. Murray, H. H. (2007), Applied clay mineralogy: Occurrences, Processing and Application of Kaolins, Bentonites, Palygorskite-Sepiolite and CommonClays, DevelopmentsinClayScience, 2. ElsevierB.V, Netherlands.
26. Nagra. (2002), “Project Opalinus Clay Safety Report. Demonstration of disposal feasibility for spent fuel, vitrified high-level waste and long-lived intermediate-level waste (Entsorgungsnachweis)”, Technical Report 02-05. Nation Cooperative for the Disposal of Radioactive Waste, Switzerland.
27. Posiva, TKS-2009, “Nuclear Waste Management at Olkiluoto and Loviisa Power Plants. Review of Current Status and Future Plans for 2010–2012”,
Posiva report TKS 2009, Posiva Oy, Olkiluoto, Finland, 2010.
28. Posiva (2011), “Quality Control and Characterization of Bentonite Materials”,
Working Report 2011-84, Posiva Oy, Olkiluoto, Finland.
29. Posiva (2012a), “Buffer Production Line 2012: Design, Production and Initial State of the Buffer”, Posiva 2012 - 17 , Posiva Oy, Olkiluoto, Finland.
30. Posiva (2012b), “Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto Description of the Disposal System 2012”, Posiva 2012 - 05 , Posiva Oy, Olkiluoto, Finland.
31. Posiva(2013), “Buffer Design 2012”, Posiva 2012 – 14, Posiva Oy, Olkiluoto, Finland.
32. Pusch, R. (2001), The buffer and backfill handbook Part1: Definitions, basic relationships, and laboratory methods, SKB Technical Report SKB TR- 02 20, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company, Stockholm, Sweden.
33. Rosenberg, P.E. (2002), “The nature, formation, and stability of end-member illite”, A hypothesis. Am. Mineral. (87): 103-107.
34. Savage, D., Arthur, R. (2012), “Exchangeability of bentonite buffer and backfill materials”, STUK-TR 12, Radiation and Nuclear Safety Authority, Final.
35. Schroeder, P. (2010), Clay Mineralogy –
Lecture. URL: http://www.gly.uga.edu/Schroeder/geol6550/CM06.html
36. SKB (2010a), “Design, production and initial state of the buffer”, SKB Report TR-10-15, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company, Stockholm, Sweden.
37. SKB (2010b), “Chemical and mineralogical characterization of the bentonite buffer for the acceptance control procedure in a KBS-3 repository, technical”,
Report TR-10-60, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company, Stockholm, Sweden.
38. SKB (2011), “Long-term safety for the final repository for spent nuclear fuel at Forsmark. Main report of the SR-Site project Volumes I-III”, SKB Report TR-11-01, Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company, Stockholm, Sweden.
39.Środoń, J., Elsass, F., McHardy, W.J., Morgan, D.J. (1992), Chemistry of illite- smectite inferred from TEM measurements of fundamental particles, Clay Miner. 27, 137–158.
40.US DOE (2008), “Radioactive waste: an international concern”.
41. Willson, J., Savage, D., and Pusch, R. (2011), A Review of key properties, processes and issues for consideration in the UK context, Quintessa Limited QRS-1378ZG-1, Version 1.1