Abstract
本研究係以沸石為離子交換劑來分離用過燃料（spent fule）再處理（reprocessin）後的高階放射性廢液（High Level Liquid waste ）中的銫─137 ，然後加以燒結固化處理。於本實驗中首先以鈉型沸石（Na-form ）分離模擬廢液中之銫，因廢液中含有大量的鈉離子，所以在進行離子交換反應時與銫產生競乎反應，使得原本具有高交換容量（exchange capacity ）的沸石降低交換容量很多。本實驗為提高沸石的交換容量，本研究曾試下列方法：一、改變鈉型之沸石為其他陽離子型式，其中吾人發現以鋅取代為最佳。二、利用亞鐵氰化物（ferrocyanide）對銫的交換具有高度的選擇性，將亞鐵氰化鉀注入（impregnated ）於鋅型沸石之中以合成亞鐵氰化鋅型沸石（Zn-ferrocyanide zeolite ）。實驗結果獲知鈉型沸石、鋅型沸石和亞鐵氰化鋅型沸石對銫之交換容量分別為0.04、0.23、0.76毫當量╱每克交換劑。最後經過燒結固化後，鈉型沸石、鋅型沸石和亞鐵氰化鋅型沸石加以進行瀝濾率（Leaching rate ）之實驗，所得結果大小依次為：鈉型沸石、亞鐵氰化鋅型沸石、鋅型沸石。