Способ определения удельной активности радионуклидов в низкоактивных и сбросных минерализованных водах


 


Владельцы патента RU 2446492:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" (RU)

Изобретение относится к области аналитической радиохимии и технологии обработки радиоактивных вод. Способ определения удельной активности радионуклидов в низкоактивных и сбросных минерализованных водах включает их фильтрование через слой сорбента, содержащего ферроцианид тяжелого металла, сульфид тяжелого металла и сорбент для стронция, с выделением на нем радионуклидов и их последующий спектрометрический анализ. В состав сорбента, содержащего ферроцианид тяжелого металла и сульфид тяжелого металла, дополнительно включают анионообменную смолу. Фильтрат, полученный после пропускания вод через трехкомпонентный сорбент, дополнительно фильтруют через слой сорбента для стронция, в качестве которого используют катионообменную смолу. Производят гамма-спектромерическое определение удельной активности радионуклидов, сорбированных на трехкомпонентном сорбенте. Определение удельной активности радионуклидов, сорбированных на катионообменной смоле, производят путем радиометрического измерения их суммарной β-активности в элюате. Изобретение направлено на повышение точности определения удельной активности γ-излучающих радионуклидов и упрощение определения удельной активности γ- и β-излучающих радионуклидов в низкоактивных и сбросных минерализованных водах. 1 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к области аналитической радиохимии и технологии обработки радиоактивных вод.

Определение удельной активности радионуклидов в низкоактивных и сбросных водах осуществляется путем их предварительного концентрирования (для повышения точности и достоверности измерений) с последующим гамма-спектрометрическим и бета-спектрометрическим измерением активности по отдельным радионуклидам. Необходимость бета-спектрометрического контроля в дополнение к гамма-спектрометрическому обуславливается тем, что один из основных и радиотоксичных радионуклидов в низкоактивных и сбросных водах 89,90Sr практически не обладает γ-излучением и может быть идентифицирован только по β-излучению. Точность такого контроля особенно важна для сбросных вод, содержание в которых отдельных радионуклидов может быть следовым, но должно учитываться в суммарном годовом сбросе. Максимальное концентрирование радионуклидов из низкоактивных вод (коэффициент сокращения объема ≥103) достигается при выведении их на сорбентах, из которых максимальной сорбционной емкостью по ионам практически всех радионуклидов обладают ионообменные смолы (полная емкость 3-5 мг-экв/г).

Простейший способ концентрирования радионуклидов из сбросных вод заключается в последовательном фильтровании их через слои катионообменной и анионообменной смол, что позволяет выводить на фильтрах радионуклиды как в катионной, так и в анионной форме. [Раузен Ф.В., Соловьева З.Я. Удаление радиоактивных изотопов из сбросных вод. - Атомная энергия, 1965, т.18, вып.6, с.623-626]. При этом гамма-спектрометрический анализ радионуклидов может производиться непосредственно на ионитах, а их хорошая обратимость позволяет элюировать радионуклиды кислотой из ионитов для последующего бета-спектрометрического анализа.

Недостатком этого способа является то, что для более полного извлечения радионуклидов из низкоактивных и сбросных вод часто приходится использовать двухстадийную сорбцию - последовательную фильтрацию через 4 слоя ионитов (катионит, анионит, катионит, анионит) [Раузен Ф.В., Соловьева З.Я. Удаление радиоактивных изотопов из сбросных вод. - Атомная энергия, 1965, т.18, вып.6, с.623-626], что ведет к увеличению количества фильтров и ионитов и, соответственно, к снижению в них концентрации радионуклидов, то есть к снижению достоверного контроля удельной активности.

Известен способ выведения радионуклидов из низкоактивных вод, заключающийся в фильтрации вод через смешанный (двухкомпонентный) слой катионообменных и анионообменных смол. Это приводит к резкому возрастанию элементарных актов ионирования и позволяет использовать для контроля удельной активности радионуклидов в низкоактивных и сбросных минерализованных водах одностадийную фильтрацию с одним ионитным фильтром смешанного действия [Патент Франции №1131909, МКИ СО2В, 1957].

Недостатком этого способа является низкая эффективность при извлечении радионуклидов из засоленных (более 0,2 г/л) вод, так как полное извлечение радионуклидов достигается только при полном обессоливании вод ионитами [Хоникевич А.А. Очистка радиоактивно-загрязненных вод. - М., Атомиздат, 1974, с.284]. Кроме того, в этом случае если на анионите легко выделяются гамма-спектрометрически определяемые γ-излучающие радионуклиды йода, хрома, молибдена и др., то на катионите выделяются как γ-излучающие радионуклиды цезия, кобальта, железа и др., так и β-излучающие радионуклиды стронция, что требует проведения и аппаратурно-сложного бета-спектрометрического анализа.

Известен способ концентрирования радионуклидов из низкоактивных минерализованных вод путем фильтрования их через слой смешанного сорбента, содержащего не менее двух соединений из группы: ферроцианид меди, нерастворимая соль бария (сульфат или карбонат) и(или) сульфид тяжелого металла (железа, меди или марганца). При этом степень минерализации (даже свыше 1 г/л) вод практически не влияет на эффективность выделения радионуклидов, и при введении корректирующего раствора сульфата натрия выводятся даже следовые количества радионуклидов цезия и стронция. [Патент Великобритании №1312852, МКИ G21F 9/12, опубл. 11.04.1973. Аналог - Патент РФ №468446, МКИ G21F 9/04, опубл. 25.04.1975]. Данный способ по своей сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к заявляемому и выбран нами в качестве прототипа.

Недостатком данного способа является то, что таким смешанным сорбентом лишь частично выводятся и, соответственно, анализируются радионуклиды, находящиеся в анионной форме. Так, например, радионуклиды йода можно частично вывести лишь на сульфиде меди. Кроме того, в данном случае в одном слое сорбента в труднорастворимых формах оказываются γ-излучающие радионуклиды цезия и β-излучающие радионуклиды стронция, что требует извлечения из фильтра и последующего растворения кислотой всего объема смешанного сорбента с проведением как гамма- так и бета-спектрометрического анализа.

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в повышении эффективности концентрирования и определения удельной активности в минерализованных водах радионуклидов йода и других радионуклидов, находящихся в анионной форме, а также раздельном выделении и определении радионуклидов цезия и стронция.

Техническим результатом изобретения является повышение точности определения удельной активности γ-излучающих радионуклидов и упрощение определения удельной активности γ- и β-излучающих радионуклидов в низкоактивных и сбросных минерализованных (свыше 1 г/л) водах.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе определения удельной активности радионуклидов в низкоактивных и сбросных минерализованных водах, включающем их фильтрование через слой сорбента, содержащего ферроцианид тяжелого металла, сульфид тяжелого металла и сорбент для стронция, с выделением на нем радионуклидов и их последующий спектрометрический анализ, согласно изобретению в состав сорбента, содержащего ферроцианид тяжелого металла и сульфид тяжелого металла, дополнительно включают анионообменную смолу, а фильтрат, полученный после пропускания вод через трехкомпонентныи сорбент, дополнительно фильтруют через слой сорбента для стронция, в качестве которого используют катионообменную смолу, затем производят гамма-спектромерическое определение удельной активности радионуклидов, сорбированных на трехкомпонентном сорбенте, а определение удельной активности радионуклидов, сорбированных на катионообменной смоле, производят путем простого радиометрического измерения их суммарной β-активности. Сорбция γ-излучающих радионуклидов на трехкомпонентном фильтре отдельно от β-излучающего стронция повышает эффективность их концентрирования и, соответственно, точность определения удельной активности. Отдельные виды сорбентов в трехкомпонентном сорбенте могут располагаться в фильтре как в виде смеси, так и отдельными последовательными слоями без смешения. Причем в последнем случае при гамма-спектрометрическом анализе сорбированных на них радионуклидов повышается точность гамма-спектрометрического определения удельной активности отдельных γ-излучающих радионуклидов, сорбированных в каждом слое, и появляется возможность определять, в какой ионной форме эти радионуклиды находятся в воде. В то же время для катионообменной смолы существует возможность ее регенерации, т.е. элюирования сорбированных на ней радионуклидов с последующим простым радиометрическим определением их удельной суммарной β-активности (т.е. без бета-спектрометрии), что приводит к упрощению определения удельной активности γ- и β-излучающих радионуклидов.

По сравнению с известными способами, применяемыми для контроля удельной активности радионуклидов в низкоактивных и сбросных водах, использование согласно изобретению ионообменных смол обеспечивает эффективное концентрирование и определение удельной активности γ- и β-излучающих радионуклидов в минерализованных водах, что не следует явным образом из уровня техники, так как применение ионообменных смол при засоленности вод более 0,2 г/л неэффективно [Хоникевич А.А. Очистка радиоактивно-загрязненных вод. - М., Атомиздат, 1974, с.284] и, следовательно, заявляемый способ соответствует критерию изобретательского уровня.

Способ осуществляется следующим образом.

Низкоактивные или сбросные минерализованные воды пропускают через слой трехкомпонентного сорбента, включающего в свой состав сульфиды тяжелых металлов (никеля, кобальта, меди, цинка, марганца или железа), предпочтительнее FeS, ферроцианиды тяжелых металлов (никеля, кобальта, меди, цинка, марганца или железа), предпочтительнее ферроцианид кобальта-калия, и анионообменную смолу (анионит), предпочтительнее АВ-17-8 чс, предпочтительнее в равных массовых долях. При этом на многокомпонентном сорбенте выводятся радионуклиды активированных продуктов коррозии (т.е. железа, кобальта, марганца и др.) и цезия, а также радионуклиды, находящиеся в анионной форме, в том числе йода. Поскольку радионуклиды йода эффективно выводятся на анионите, то, в отличие от прототипа, в качестве тяжелых металлов в сульфидах и ферроцианидах могут использоваться не только медь, но и никель, цинк, марганец, железо, кобальт и т.д., обладающие не меньшей сорбционной эффективностью по цезию, рутению, кобальту и др. [Никифоров А.С., Куличенко В.В., Жихарев М.И. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М., Энергоатомиздат, 1985, с.36-37]. В то же время радионуклиды стронция практически полностью проходят в фильтрат. Затем фильтрат трехкомпонентного сорбента пропускают через слой катионита, предпочтительнее КУ-2-8 чс, на котором радионуклиды стронция, в отличие от цезия, эффективно сорбируются даже при значительной (свыше 1 г/л) минеаализации вод. Определение удельной активности γ-излучающих радионуклидов производят путем непосредственного гамма-слектрометрического анализа трехкомпонентного сорбента, а β-излучающих радионуклидов - путем радиометрического определения суммарной β-активности элюата (кислотного регенерата) катионитного фильтра.

Примеры конкретного выполнения.

Пример 1 (Аналог 1). Минерализованные (солесодержанием 4,5 г/л морские воды) сбросные воды, содержащие по 5·10-3 Бк/л 137Cs, 90Sr, 60Co, 131I, фильтровали с линейной скоростью 4 мл/мин·см2 через фильтры с высотой слоя по 20 мм последовательно расположенных катионита КУ-2-8 чс, анионита АВ-17-8 чс, катионита КУ-2-8 чс и анионита АВ-17-8 чс до их насыщения. Гамма-спектрометрический анализ ионитов показал выделение на сорбентах 137Cs~95%, 60Со~90%, 131I~90%. При элюировании HNO3 радионуклидов из катионитовых фильтров с последующим бета-спектрометрическим анализом было установлено, что выделено на сорбентах 90Sr~99%.

Пример 2 (Аналог). Отличается от примера 1 тем, что фильтрацию сбросных вод проводили через фильтр с высотой слоя 40 мм, представляющего собой смесь катионита КУ-2-8 чс и анионита АВ-17-8 чс, до их насыщения. Гамма-спектрометрический анализ ионитов показал выделение на сорбентах 137Cs~80%, 60Со~90%, 131I~90%. При элюировании HNO3 радионуклидов из катионитовых фильтров с последующим бета-спектрометрическим анализом было установлено, что выделено на сорбентах 90Sr~99%.

Пример 3 (Прототип). Отличается от примера 2 тем, что фильтрацию сбросных вод проводили через фильтр с высотой слоя 60 мм, представляющего собой смесь гранулированных в размерах ионитов сорбентов на основе сульфата бария, сульфида железа и ферроцианида меди, до их насыщения. Гамма-спектрометрический анализ ионитов показал выделение на сорбентах 137Cs~90%, 60Со~80%, 131I~20%. При элюировании HNO3 радионуклидов из катионитовых фильтров с последующим бета-спектрометрическим анализом было установлено, что выделено на сорбентах 90Sr~95%.

Пример 4 (Заявляемый способ). Отличается от примера 3 тем, что фильтрацию сбросных вод проводили через фильтр с высотой слоя 60 мм, представляющего собой смесь гранулированных в размерах ионита сорбентов на основе сульфида железа и ферроцианида кобальта-калия и анионита АВ-17-8 чс, а затем через слой высотой 20 мм катионита КУ-2-8 чс до их насыщения. Гамма-спектрометрический анализ ионитов показал выделение на сорбентах 137Cs~99%, 60Со~90%, 131I~90%. При элюировании HNO3 радионуклидов из катионитовых фильтров с последующим радиометрическим анализом было установлено, что выделено на сорбентах 90Sr~99%.

Пример 5 (Заявляемый способ). Отличается от примера 4 тем, что фильтрацию сбросных вод проводили через фильтр с высотой слоя 60 мм, представляющего собой раздельно размещенные слои гранулированных в размерах ионита сорбентов на основе сульфида железа, ферроцианида кобальта-калия и анионита АВ-17-8 чс, а затем через слой высотой 20 мм катионита КУ-2-8 чс до их насыщения. Гамма-спектрометрический анализ ионитов показал выделение на сорбентах 137Cs~99%, 60Со~95%, 131I~95%, причем 60Со выделялся на всех трех слоях сорбентов. При элюировании HNO3 радионуклидов из катионитовых фильтров с последующим радиометрическим анализом было установлено, что выделено на сорбентах 90Sr~99%.

Предлагаемый способ по сравнению с прототипом обеспечивает повышение эффективности концентрирования и определения удельной активности в минерализованных водах радионуклидов йода и других радионуклидов, находящихся в анионной форме, а также раздельное выделение и определение удельной активности радионуклидов цезия и стронция. При этом достигается упрощение определения удельной активности γ- и β-излучающих радионуклидов, так как радионуклиды стронция в отсутствие остальных радионуклидов, сорбированных на трехкомпонентном фильтре-сорбенте, контролируются путем простого радиометрического определения суммарной β-активности элюата катионита.

Предлагаемый способ является промышленно применимым, т.к. необходимые для его реализации сорбенты и реагенты для их получения выпускаются в промышленных масштабах.

1. Способ определения удельной активности радионуклидов в низкоактивных и сбросных минерализованных водах, включающий их фильтрование через слой сорбента, содержащего ферроцианид тяжелого металла, сульфид тяжелого металла и сорбент для стронция, с выделением на нем радионуклидов и их последующий спектрометрический анализ, отличающийся тем, что в состав сорбента, содержащего ферроцианид тяжелого металла и сульфид тяжелого металла, дополнительно включают анионообменную смолу, а фильтрат, полученный после пропускания вод через трехкомпонентный сорбент, дополнительно фильтруют через слой сорбента для стронция, в качестве которого используют катионообменную смолу, затем производят гамма-спектромерическое определение удельной активности радионуклидов, сорбированных на трехкомпонентном сорбенте, а определение удельной активности радионуклидов, сорбированных на катионообменной смоле, производят путем радиометрического измерения их суммарной β-активности в элюате.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что отдельные виды сорбентов в трехкомпонентном сорбенте располагаются последовательными слоями без смешения.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к технологии обработки радиоактивных отходов атомной электростанции (АЭС). .
Изобретение относится к области переработки и утилизации радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности. .

Изобретение относится к сорбционной технологии очистки от радионуклидов, прежде всего радионуклидов цезия, водной технологической среды атомных производств. .

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 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.
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 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.
Изобретение относится к области аналитической радиохимии и обеспечения безопасности эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Контроль содержания урана в технологических средах ЯЭУ осуществляют следующим образом: отбирают пробу технологической среды, подщелачивают ее до рН 9-11 добавлением аммиака, фильтруют через ацетатцеллюлозную мембрану со свежеосажденной двуокисью марганца, растворяют мембрану с двуокисью марганца в соляной кислоте при кипении, восстанавлливают уран аскорбиновой кислотой и металлическим цинком до степени окисления IV, а затем определяют содержание урана в растворе фотометрическим методом с использованием арсеназо III в солянокислой среде. Техническим результатом является упрощение и повышение оперативности контроля, а также снижение предела обнаружения урана в 40 раз.

Изобретение относится к сорбентам, полученным на основе микросфер зол-уноса тепловых электростанций, и может быть использовано для очистки жидких отходов от радионуклидов. Синтез сорбента включает осаждение активного компонента на поверхности микросфер путем перемешивания их с раствором ферроцианида щелочного металла (осадитель), удаление избытка раствора осадителя, по которому определяют удерживаемый микросферами объем осадителя. К смеси, состоящей из микросфер и осадителя, добавляют раствор соли переходного металла, выдерживают до разделения фаз, после чего удаляют жидкую фазу, а полученный сорбент сушат. По второму варианту синтез сорбента включает обработку микросфер раствором соли ванадия, или циркония, или вольфрама с последующим удалением избытка раствора, по которому определяют удерживаемый микросферами объем раствора соли, а затем в полученную смесь добавляют осадитель, которым служит кислый раствор ферроцианида щелочного металла, смесь компонентов выдерживают до разделения фаз, после чего жидкую фазу удаляют, а полученный сорбент сушат. В обоих вариантах сушку сорбента проводят при температуре 60-80°С в течение 1-2 часов или при комнатной температуре в течение 15-20 часов до воздушно-сухого состояния. Сорбент, получаемый заявленным способом, эффективен для извлечения радионуклидов, например цезия, кобальта, церия, европия и др., обладает хорошими кинетическими характеристиками и высокой плавучестью, что позволяет использовать его для очистки жидких радиоактивных растворов низкой и средней активности. 2 н. и 9 з.п.ф-лы, 6 ил., 6 пр., 1 табл.
Изобретение относится к технологии сорбционного извлечения радионуклидов цезия из водных растворов. Способ извлечения радионуклидов цезия включает фильтрацию водного раствора через селективный сорбент, представляющий собой ферроцианид железа-калия на носителе, десорбцию цезия из сорбента щелочным раствором, содержащим Трилон Б и оксалат калия. Полученный при десорбции элюат далее фильтруют через сорбент, представляющий собой ферроцианид никеля-калия. Технический результат заключается в снижении времени извлечения цезия и минимизации объема получаемого концентрата, содержащего радионуклиды цезия. 1 табл., 2 пр.

Изобретение относится к области радиоаналитической химии и может быть использовано для контроля содержания радионуклидов в пресной и морской воде, в моче людей, пострадавших от радиационных инцидентов и в пробах различных технологических растворов. Способ извлечения радионуклидов из водных растворов включает фильтрацию раствора через селективный сорбент, помещенный в капельную камеру устройства, применяемого для внутривенного переливания инфузионных растворов, и приготовление препарата, удобного для гамма-спектрометрического измерения. Техническим результатом является повышение экспрессности метода при сохранении высокой эффективности и уменьшении погрешности измерений и искажения результатов вследствие поглощения фильтрами измеряемого гамма-излучения. 1 з. п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области переработки радиоактивных растворов. Состав экстракционно-хроматографического материала для селективного выделения U(VI), Th(IV), Np(IV) и Pu(IV) из азотнокислых растворов содержит три компонента. В качестве комплексообразующих компонентов состав содержит 33 % метилтриоктиламмоний нитрата (МТОАН) и 1-16% фосфорилподанда. В качестве матрицы состав содержит макропористый сферический гранулированный сополимер стирола с дивинилбензолом. В качестве фосфорилподанда используют производные 1,5-бис[2-(оксиэтоксифосфорил)-4-(алкил)фенокси-3-оксапентана общей формулы I, где Alk - алкил C1-C12. Техническим результатом является расширение спектра высокоэффективных селективных сорбентов для извлечения U(VI), Th(IV), Np(IV) и Pu(IV) из азотнокислых растворов. 8 ил.

Заявленное изобретение относится к системе для очистки потока отходов, преимущественно жидких или водных радиоактивных отходов, для их безопасной утилизации и превращения их в одну или две формы, включая водную форму для безопасного сброса в окружающую среду и отверждаемую форму для безопасной утилизации. При осуществлении заявленного изоберетения предусмотрена реализация пяти шагов, обозначенных как I-V. Синхронизация выбора сорбирующих веществ и мультирецикловой опции для удаления целевых веществ из потока отходов предусмотрена как этап шага II (сорбция или изотопное восстановление с помощью порошкового сорбента). Другие шаги соотносятся с сорбционным шагом (II), включая окисление (I) для дезактивации или разрушения существующих хелирующих агентов, твердо-жидкостную сепарацию (III) и селективный ионный обмен (IV) для достижения конечного желаемого результата обработки потока отходов. Завершающим шагом является конечная обработка (V). Техническим результатом является возможность применения заданной специфической стратегии для целевого элемента с помощью синхронизации выбора сорбирующих веществ и мультирецикловой опции для удаления целевых веществ из потока радиоактивных отходов. 3 н. и 25 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх