Композитный материал для локализации молекулярной формы радиоактивного йода

Изобретение относится к производству композитных материалов для локализации молекулярной формы радиоактивного йода в водных растворах и может быть использовано для снижения концентрации молекулярной формы радиоактивного йода в водных теплоносителях атомных электростанций (АЭС) и технологических растворах в процессах переработки отработавшего ядерного горючего. Сущность изобретения: материал приготовлен на основе катионита, который модифицирован путем ионного обмена ионами никеля или цинка. Содержание материалов в композитном материале составляет 5-8%. Композитный материал дополнительно обработан раствором гидразин гидрата для восстановления 15-20% от общего количества никеля или цинка в материале до металлического состояния, при этом 80-85% никеля или цинка находится в виде комплексов состава [М(N2H4)n]2+ (М - Ni, Zn; n=4-6 для никеля и 3-4 для цинка). Техническим результатом изобретения является низкая стоимость, термостойкость, высокая скорость конверсии молекулярной формы радиоактивного йода в его ионные формы в водных растворах. 3 табл.

 

Изобретение относится к производству композитных материалов для локализации молекулярной формы радиоактивного иода в водных растворах и может быть использовано для снижения концентрации молекулярной формы радиоактивного йода в водных теплоносителях атомных электростанций (АЭС) и технологических растворах в процессах переработки отработавшего ядерного горючего.

Известен материал, применяемый для локализации радиоактивного иода из водных растворов на основе ионообменных смол, модифицированных путем ионного обмена добавками веществ, повышающих селективность сорбции йода (аналог) [SU №1503582 A1, G21F 9/20, опубл. 15.05.92. Бюл. №18] [1].

Недостатком данного материала является тот факт, что в результате изотопного обмена нерадиоактивного иода, входящего в состав материала, с радиоактивным иодом из теплоносителя общая концентрация иода в виде I2 в теплоносителе не изменится. Это обозначает, что не изменится также количество радиоактивного йода, поступающее в газовую фазу в процессе работы реактора. Другим важным недостатком данного материала является невозможность надежной локализации радиоактивного йода, поскольку он постоянно участвует в обменных процессах, протекающих в системе. Вышесказанное относится ко всем формам радиоактивного йода, в том числе и молекулярной.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому решению является композитный материал на основе адсорбента, модифицированного ионами серебра, частично восстановленными до металлического состояния раствором гидразин гидрата (прототип) [RU №2225648 C2, G21C 17/022, опубл. 10.03.2004. Бюл. №7] [2].

Недостатками такого адсорбента, предлагаемого для извлечения радиоактивного йода из водных теплоносителей АЭС, является его высокая стоимость из-за входящего в его состав серебра, а также возможность применения мембран (основы адсорбента) со временем хранения не более месяца. Другим важным недостатком органического мембранного адсорбента является возможность радиационного разрушения органической матрицы в условиях эксплуатации на АЭС. В результате взаимодействия продуктов радиационного разрушения с радиоактивным йодом, присутствующим в водном теплоносителе, вероятно образование йодсодержащих органических соединений, в том числе йодистого метила, что приведет к увеличению загрязнения газовой фазы из-за его высоких коэффициентов распределения между жидкой и газовой фазами.

Целью предлагаемого изобретения является получение композитного материала для снижения концентрации молекулярной формы радиоактивного йода в водных растворах, обладающего высокими конвертирующими характеристиками по отношению к молекулярной форме радиоактивного йода и обеспечивающего надежность последующей локализации данной формы радиоактивного йода.

Поставленная цель достигается тем, что предложен композитный материал на основе катионита, модифицированного ионами никеля или цинка так, что содержание металлов в материале составляет 5-8 вес.%, при этом 15-20% от общего количества никеля или цинка восстановлено раствором гидразин гидрата до металлического состояния, а 80-85% никеля или цинка находится в виде комплексов состава [M(N2H4)n]2+ (M - Ni, Zn; n=4-6 для никеля и 3-4 - для цинка).

Предлагаемый композитный материал производит конверсию молекулярной формы радиоактивного йода в его ионные формы в водных растворах, что позволяет впоследствии надежно локализовать его на анионитах.

Для экспериментальной проверки заявляемого композитного материала были приготовлены образцы на основе промышленно выпускаемого и широко применяемого для очистки радиоактивных отходов катионита КУ-2. Заявляемый композитный материал получали путем обработки катионита КУ-2 водными растворами азотнокислой соли Ni2+ или Zn2+. Процесс вели при интенсивном перемешивании в течение 24 ч. После отделения маточного раствора и промывки дистиллированной водой влажный катионит обрабатывали при перемешивании 1.0 М раствором гидразин гидрата в течение 24 ч. Затем многократно промывали материал дистиллированной водой до рН промывок 6-7. Определение общего содержания никеля и цинка в композитном материале проводили титрованием исходного и конечного растворов солей никеля и цинка в процессе получения материала. Определение никеля и цинка проводили комплексонометрическим титрованием раствором ЭДТА в присутствии индикатора мурексида. Количество никеля или цинка, находящихся в составе композитного материала в виде комплексов с гидразином, определяли следующим образом. Материал обрабатывали 1.0 М раствором AgNO3 при нагревании. Затем осадок три раза промывали дистиллированной водой, все растворы объединяли. При этом в раствор переходили ионы Ni2+, замещаемые ионами серебра. Количество гидразина, входящего в состав комплексов, определяли титрованием исходных и конечных растворов азотной кислотой в присутствии индикатора метилоранж. Формулу малорастворимых комплексов гидразина с ионами металлов рассчитывали по их мольным соотношениям. Количество никеля или цинка, находящееся в композитном материале в металлическом состоянии, определяли по разности общего их содержания в материале и количества, входящего в состав комплексов.

В табл.1 представлены некоторые физико-химические свойства полученных образцов композитного материала.

Поскольку в водном растворе молекулярного радиоактивного иода одновременно могут присутствовать несколько форм, в том числе и ионные (I-, IO-, IO3-, и IO4-), использовать метод радиоактивных индикаторов для изучения эффективности конверсии I2 в его ионные формы не представлялось возможным. Поэтому эффективность конверсии I2 в его ионные формы на различных образцах композитных материалов исследовали методом колориметрии на неактивных водных растворах I2.

Таблица 1
Физико-химические свойства композитного материала на основе катионита КУ-2
Материал Характеристика Значение
KУ-2-5Ni-m* Цвет Темно-сиреневый
Размер гранул, мм 0.315-1.250
Количество металла, вес.% 5.6±0.1
Термическая стойкость, °C 85-95
KУ-2-8Ni-m Цвет Темно-сиреневый
Размер гранул, мм 0.315-1.250
Количество металла, вес.% 7.9±0.3
Термическая стойкость, °C 85-95
KУ-2-5Zn-m Цвет Светло-желтый
Размер гранул, мм 0.315-1.250
Количество металла, вес.% 5.6±0.1
Термическая стойкость, °C 85-95
KУ-2-8Zn-m Цвет Светло-желтый
Размер гранул, мм 0.315-1.250
Количество металла, вес.% 7,9±0,3
Термическая стойкость, °C 85-95
*m - смола модифицирована ионами никеля или цинка, частично восстановленными до металла. Цифра перед символом элемента соответствует его содержанию в материале в весовых процентах.

Эксперименты по определению эффективности конверсии I2 в его ионные формы исходной смолы, немодифицированных и модифицированных образцов заявляемого композитного материала проводили в дистиллированной воде и имитирующих растворах, состав которых был взят как среднее из данных по составу водного теплоносителя первого контура для первых блоков российских АЭС с реакторами типа ВВЭР (Калининская и Нововоронежская АЭС): NaCl - 1.17 мг/л; NH4Cl - 29.96 мг/л; H3BO3 - 5.0 г/л; pH 7-8.5, [I2] - 9·10-4 М.

Испытания проводили следующим образом. К 25 мл 9·10-4 М водного раствора I2 добавляли 25 мг исследуемого материала. Суспензию интенсивно перемешивали в течение 120 мин, затем осадок отделяли центрифугированием и 2 раза промывали водой. Полученные промывки и маточный раствор объединяли в одну фракцию.

Количество I2, оставшегося в конечном маточном и промывочном растворах, а также в исходном растворе, определялось с довольно большой точностью колориметрическим способом по изменению светопоглощения ионов I3- в водном растворе [Ксензенко В.И., Стасиневич Д.С. Химия и технология брома, йода и их соединений. - М.: Химия. 1995. С.69] [3]. Метод определения очень чувствителен (предел обнаружения 5 мкг/мл), причем молярный коэффициент светопоглощения ε для I3- при λ=350 нм составляет величину 25000.

Зная количество I2 в исходном и конечном растворе, рассчитывали степень конверсии α по формуле

где C0 и C1 - содержание I2 в исходном и конечном растворах соответственно.

Сравнение свойств смолы, не модифицированной и модифицированной ионами металлов, а также образцов композитного материала с частичным восстановлением ионов металлов до металлического состояния представлено в табл.2. Здесь же приведены данные по конверсии I2 в его ионные формы в дистиллированной воде, полученные в экспериментах, проведенных в аналогичных условиях.

Как видно из табл.2, степень конверсии α I2 для всех разработанных композитных материалов как в дистиллированной воде, так и в имитирующем растворе, отвечающего по своему составу водному теплоносителю первого контура АЭС с реакторами типа ВВЭР, превышают величину 99%.

В том случае, если содержание металла в композитном материале менее 5 вес.% (образец КУ-2-1Ni-m содержит 1.1 вес.% металла) степень конверсии α I2 снижается по сравнению с использованием заявляемого композитного материала примерно в 1.5 раза и составляет 75%.

Таблица 2
Значения степени конверсии α I2 для различных материалов в водных растворах
(V/m=100; [I2]=9·10-4 M; время контакта - 120 мин)
Материал Степень конверсии α, %
дистиллированная вода имитирующий водный раствор теплоносителя первого контура
КУ-2 ~0 ~0
КУ-2-№2+ 0 ~0
КУ-2-Zn2+ ~0 ~0
КУ-2-1Ni-m 48.9 50.0
КУ-2-3Ni-m 73.5 75.0
КУ-2-5Ni-m 99.2 99.5
КУ-2-8Ni-m 99.5 99.2
КУ-2-10Ni-m 99.4 99.5
КУ-2-1Zn-m 48.9 50.0
КУ-2-3Zn-m 73.5 75.0
КУ-2-5Zn-m 99.2 99.5
КУ-2-8Zn-m 99.5 99.2
КУ-2-10Zn-m 99.4 99.5

При повышении содержания металла в композитном материале более 8 вес.%, во-первых, значительно удлиняется процесс изготовления материала (более чем в 5 раз) и, во-вторых, увеличивается стоимость материала при сохранении степени конверсии α I2 в водном растворе (более 99%).

В табл.3 приведены результаты по конверсии I2 на некоторых образцах заявляемого композитного материала в зависимости от времени контакта. Данные табл.3 показывают, что практически полная конверсия I2 (более 99.0%) на образцах заявляемого материала достигается за 15 мин из раствора, отвечающего по своему составу водному теплоносителю первого контура АЭС с реакторами типа ВВЭР.

Таблица 3
Значения степени конверсии α I2 на различных композитных материалах в имитирующем водном растворе теплоносителя первого контура в зависимости от времени контакта
(V/m=100; [I2]=9·10-4 М)
Материал Степень конверсии α, %
Время контакта, мин
15 30 60 120
КУ-2-5Ni-m 99.0 99.5 99.4 99.6
KУ-2-5Zn-m 99.1 99.4 99.5 99.3

Преимуществами разработанного композитного материала являются: его низкая стоимость; высокая скорость конверсии молекулярной формы радиоактивного иода в его ионные формы в водных растворах, т.е. возможность надежной дальнейшей локализации его на анионитах; термостойкость до температуры 85-95°C; использование промышленно выпускаемого и широко применяемого для очистки радиоактивных отходов катионита КУ-2.

Композитный материал для локализации молекулярной формы радиоактивного йода в водных растворах на основе адсорбента, модифицированного ионами металла, частично восстановленными раствором гидразин гидрата до металлического состояния, отличающийся тем, что в качестве адсорбента использован катионит, модифицированный ионами никеля или цинка, содержание никеля или цинка в материале составляет 5-8 вес.%, при этом 15-20% от общего количества никеля или цинка восстановлено до металлического состояния, а 80-85% никеля или цинка находится в виде комплексов состава [М(N2H4)n]2+ (М - Ni, Zn; n=4-6 для никеля и 3-4 для цинка).



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к области очистки вод от стронция. .

Изобретение относится к охране окружающей среды, к области экологии, а именно к области сорбционной технологии, и может быть использовано для дезактивации водных, паводковых, ливневых, техногенных растворов путем извлечения из них -, -, -радионуклидов.

Изобретение относится к технологии очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) от радионуклидов цезия и может быть использовано для очистки кислых и нейтральных средне- и высокоактивных ЖРО.

Изобретение относится к области технологий очистки водных сред от загрязнений радиоактивными отходами и их последующей иммобилизации и может быть использовано для безопасной утилизации экологически опасных радиоактивных отходов.

Изобретение относится к производству сорбционных материалов для локализации молекулярной формы радиоактивного иода из водных растворов на основе ионообменных смол и предназначено для очистки водных теплоносителей атомных электростанций (АЭС), а также технологических растворов в процессах переработки отработавшего ядерного горючего.

Изобретение относится к способу получения сорбента для очистки среды от радиоактивных и токсичных загрязнений на основе измельченных железомарганцевых конкреций и предназначено для использования в процессе обработки жидких радиоактивных отходов, при очистке сточных промышленных вод и очистке воздушных и паро-воздушных сред.
Изобретение относится к области сорбционной технологии извлечения радионуклидов из водных сред и может быть использовано для очистки сбросных растворов радиохимических производств, природных водных растворов от опасных радиоактивных загрязнителей путем их извлечения в сорбент.

Изобретение относится к применению смеси, содержащей полифторированный спирт-теломер 1,1,7-тригидрододекафторгептанол-1, имеющий химическую формулу Н(CF2CF2) nСН2ОН, где n=3, и полиоксиэтиленгликолевые эфиры синтетических первичных высших жирных спиртов фракции C 12-C14 общей формулы C nH2n+1O(C2H 4O)mH, где n=12÷14, m=2, в качестве разбавителя растворов, содержащих макроциклические соединения, выбранные из группы, включающей: краун-эфиры, имеющие незамещенные ароматические фрагменты; краун-эфиры, имеющие замещенные ароматические фрагменты, содержащие алкильные и/или гидроксиалкильные заместители линейного и/или разветвленного строения; краун-эфиры, имеющие незамещенные циклогексановые фрагменты; краун-эфиры, имеющие замещенные циклогексановые фрагменты, содержащие алкильные и/или гидроксиалкильные заместители линейного и/или разветвленного строения; краун-эфиры, имеющие замещенные фрагменты -O-CHR-CH 2O-, где R - нормальный или разветвленный алкил или гидроксиалкил.
Изобретение относится к проблеме реабилитации почв, в частности, к способу реабилитации локальных участков с подзолистыми почвами, загрязненными тяжелыми естественными радионуклидами.
Изобретение относится к адсорбентам для дезактивации радиоактивных отходов и способам его получения и может быть использовано для уменьшения степени загрязнения радиоактивными изотопами и токсичными тяжелыми металлами, их локализации, транспортировки и безопасного хранения.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при очистке и дезактивации оборудования, эксплуатируемого в среде жидкого свинцового теплоносителя, и переработке (обезвреживании) образующихся жидких радиоактивных отходов на стадиях их очистки, концентрирования и отверждения

Изобретение относится к сорбционной технологии очистки от радионуклидов, прежде всего радионуклидов цезия, водной технологической среды атомных производств
Изобретение относится к области переработки и утилизации радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к технологии обработки радиоактивных отходов атомной электростанции (АЭС)
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и технологии обработки радиоактивных вод
Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) атомных электростанций (АЭС) и может быть использовано в процессе переработки трапных вод и кубового остатка ЖРО АЭС для удаления радионуклида 60Со с концентрированием его в твердой фазе. Способ извлечения радионуклида 60Со из жидких радиоактивных отходов АЭС включает введение в раствор катионов железа (III) и катионов никеля (II) в мольном соотношении 1:1 и ферроцианида калия в мольном соотношении с катионами железа (III) от 2:1 до 4:1. Изобретение позволяет упростить процесс извлечения радионуклида 60Со из ЖРО АЭС, уменьшить время его проведения. 1 табл.

Изобретение относится к способу дезактивации жидких радиоактивных отходов. Способ дезактивации жидких отходов, содержащих один или несколько предназначенных для удаления радиоактивных химических элементов, содержащий следующие стадии: - стадию введения в контакт в первом реакторе жидких отходов с твердыми частицами; - стадию отстаивания суспензии во втором реакторе, в результате чего получают твердую фазу и жидкую фазу; - стадию разделения указанной твердой фазы и указанной жидкой фазы, часть указанной твердой фазы, полученной после стадии отстаивания, повторно направляют в первый реактор для осуществления стадии введения в контакт. Изобретение позволяет повысить эффективность дезактивации. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к удалению радионуклидов стронция, рубидия, цезия, урана и некоторых токсичных ионов металлов из водных потоков. Радионуклиды и токсичные ионы металлов удаляют из воды сорбентами, в качестве которых используется крошка опок диаметром от 20 до 50 мм. Изобретение позволяет исключить промежуточные операции и использование дезактивирующих веществ. 2 табл.
Наверх