Способ определения суммарной объемной активности радиоактивно-загрязненных пресных вод

Авторы патента:

G21F9/06 - способы обработки (разделение различных изотопов одного и того же химического элемента B01D 59/00)

Владельцы патента RU 2461901:

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

Изобретение относится к области определения радиоактивной загрязненности пресных вод. Определение суммарной объемной активности радиоактивно-загрязненной пресной воды производят путем концентрирования радионуклидов из определенного объема воды (не менее 1000 мл) на сорбентах на основе политетрафторэтилена (фторопласта), обработанных сурьмяной кристаллической кислотой и обработанных триоктиламином, с последующим радиометрическим измерением комплексного сорбента, высушенного при температуре 85-90°С, по бета-излучению. При этом воду пропускают последовательно через каждый вид блочного сорбента: для выделения катионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный кристаллической сурьмяной кислотой, для выделения анионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный триоктиламином, при необходимости выделения радионуклидов цезия - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный ферроцианидом калия-кобальта. Сорбенты изготавливают в виде блоков фиксированных размеров на основе крошки политетрафторэтилена (фторопласта), дважды обожженной при температуре 365-385°С. Изобретение позволяет с высокой точностью определять суммарную объемную активность пресных вод независимо от физико-химической формы радионуклидов и солевого состава анализируемых вод. 1 з.п. ф-лы, 3 пр., 1 табл.

Изобретение относится к области определения радиоактивной загрязненности пресных (до 1 г/л) вод.

Простейший способ определения суммарной объемной активности пресной воды заключается в выпаривании определенного объема воды с последующим радиометрическим измерением полученного сухого (зольного) остатка, высушенного при температуре 85-90ºС, по бета-излучению [Сборник методик по определению радионуклидов в объектах внешней среды и организме человека. - М.: Воениздат, 1978, с.23-24].

Недостатком этого способа является необходимость при небольшой удельной активности (менее 3,7·10⁴ Бк/л) упаривать значительные объемы воды (до 1000 мл), что требует большого количества времени (несколько часов).

Известен экспрессный (быстрый) способ определения суммарной объемной активности пресной воды, заключающийся в концентрировании радионуклидов из определенного объема воды (не менее 1000 мл) на смеси гранулированных ионообменных смол (сополимера стирола и дивинилбензола, обработанного серной кислотой катионита и обработанного моно- и дихлорметиловым эфиром с последующей обработкой триметиламином анионита) с последующим радиометрическим измерением сорбента, высушенного при температуре 85-90ºС, по бета-излучению [Сборник методик по радиохимическому анализу и радиометрическим измерениям. - М.: Воениздат, 1985, с.22-23]. Данный способ по своей технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Недостатком данного способа является то, что на ионообменных смолах не сорбируются радионуклиды, находящиеся во взвешенной, коллоидной и молекулярной форме. Кроме того, извлечь радионуклиды цезия (чаще всего определяющего удельную радиоактивность) из раствора, основными макрокомпонентами которого являются соли близкого по свойствам натрия, можно только удалив из него все ионы натрия, т.е. обессолив его и получив относительно большой объем активного сорбента [Никифоров А.С.и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.28].

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в повышении эффективности экспрессного определения суммарной объемной активности пресных вод независимо от физико-химической формы радионуклидов в пресных водах.

Техническим результатом изобретения является повышение точности определения общей объемной активности пресных вод независимо от физико-химической формы радионуклидов и солевого состава вод.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе определения суммарной объемной активности пресной воды, включающем концентрирование радионуклидов из определенного объема воды на сорбентах на основе полимерных носителей, обработанных минеральной кислотой и обработанных аминами, с последующим радиометрическим измерением комплексного сорбента, высушенного при температуре 85-90ºС, по бета-излучению, согласно изобретению в качестве полимерного носителя используют политетрафторэтилен (фторопласт), а в качестве минеральной кислоты - сурьмяную кристаллическую, а в качестве амина - триоктиламин, при этом воду пропускают последовательно через каждый вид блочного сорбента: для выделения катионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный кристаллической сурьмяной кислотой, для выделения анионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный триоктиламином, при необходимости выделения радионуклидов цезия - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный ферроцианидом калия-кобальта.

Для удобства определения суммарного бета-излучения радионуклидов, присутствующих в пресных водах, на устройствах радиохимического анализа типа «УРАН» (Епимахов В.Н. и др. Экспрессные методики радиохимического контроля технологических сред и объектов окружающей среды АЭУ. // Сборник тезисов докладов научно-технического совещания «Проблемы и перспективы развития химического и радиохимического контроля в атомной энергетике». г. Сосновый Бор. 16-18 октября 2001 г., с.9-10) в качестве носителей сорбентов используют цилиндрические блочные носители с диаметром от 25 до 70 мм и высотой от 5 до 8 мм. Получение наполнителя производят путем первичного отжига в поддонах измельченного исходного продукта - политетрафторэтилена (фторопласта) в необходимых формах при температуре 365-385ºС (температура спекания политетрафторэтилена), охлаждения, измельчения испеченного материала и последующего фракционирования с отбором фракции 0,16-0,5 мм.

Сорбция анионных и катионных форм радионуклидов на отдельных сорбентах, тем более с выделением на дополнительном сорбенте радионуклидов цезия, повышает точность измерений, а пористость носителя обеспечивает задержку почти всех радионуклидов, адсорбированных на взвесях, что увеличивает эффективность способа.

Для получения блочного сорбента для выделения катионных форм радионуклидов проводят вторичный отжиг в необходимых для этого формах измельченного обожженного фторопласта, перемешанного с кристаллической сурьмяной кислотой (5-40% от массы сорбента с фракцией менее 16 мм). Блочные сорбенты имеют двойную пористость. При этом средний диаметр макропор в блочном сорбенте после второго обжига составляет 3-5 мкм, а диаметр микропор от 0,1 до 0,01 мкм, что обеспечивает задержку почти всех радионуклидов, адсорбированных на взвесях.

При получении блочного сорбента с пропиткой жидкими реагентами предварительно проводят вторичный отжиг измельченного обожженного фторопласта в необходимых для этого формах.

Для получения блочного сорбента для выделения радионуклидов в анионных формах блоки из вторично обожженного фторопласта сначала смачивают ацетоном, а затем проводят вакуумную пропитку триоктиламином.

Получение блочного сорбента для выделения радионуклидов цезия проводят из блоков вторично обожженного фторопласта. Сначала смачивают его ацетоном, а затем проводят последовательную вакуумную пропитку 0,5 N растворами хлористого кобальта и калия железистосинеродистого.

Способ осуществляется следующим образом.

При определении суммарной объемной активности радионуклидов в пресной воде определенный ее объем (не менее 1000 мм) последовательно пропускают (фильтруют) через блочные сорбенты для выделения радионуклидов в катионитовой и анионитовой форме: для выделения катионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный кристаллической сурьмяной кислотой, для выделения анионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный триоктиламином, при необходимости выделения радионуклидов цезия - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный ферроцианидом калия-кобальта. Объемную бета-активность каждого сорбента, высушенного при температуре 85-90ºС, измеряют на бета-радиометрах.

Сурьмяная кристаллическая кислота (СКК) выполняет комплексную функцию сорбента-коллектора многозарядных ионных форм радионуклидов, в то время как фторопласт является матрицей сорбента и выполняет роль механического фильтра для удержания в порах блочного сорбента радионуклидов, адсорбированных на взвесях и коллоидах. Поэтому на этом блочном сорбенте выделяется наибольшее число радионуклидов, например многозарядные катионные формы радионуклидов (Со, Mn, Sr и др.) и, в том числе, сорбированные на взвесях и коллоидах.

Блочный сорбент с ферроцианидом кобальта-калия (ФЦ) с большой избирательностью сорбирует из пресной воды не только радионуклиды цезия, но и прошедшие сквозь СКК радионуклиды кобальта.

На блочном сорбенте для выделения радионуклидов, присутствующих в анионных формах, практически работает методика экстракционно-хроматографического выделения с использованием в качестве экстрагента триоктиламина (ТОА), что позволяет успешно выводить радиоизотопы I и анионные формы радионуклидов Мо, Сr, Тc, Ru.

Примеры конкретного выполнения

Пример 1 (Аналог). Определение радионуклидов проводили в низкоактивных пресных (солесодержание ~ 300 мг/л) водах природного состава. Было выпарено 38 литров воды с последующим радиометрическим измерением полученного сухого (зольного) остатка, высушенного при температуре 85-90ºС, по бета-излучению. Результаты приведены в таблице.

Пример 2 (Прототип). Отличается от примера 1 тем, что 38 литров воды того же состава было пропущено через ионообменную колонну, заполненную смесью гранулированных (0,3-1,2 мм) ионообменных смол (катионита КУ-2-8 и анионита АВ-17-8) с последующим радиометрическим измерением сорбента, высушенного при температуре 85-90ºС, по бета-излучению. Результаты приведены в таблице.

Пример 3 (Заявляемый способ). Отличается от примера 2 тем, что 38 литров воды того же состава было последовательно пропущено через колонки с блочными (диаметр 70 мм, высота 18 мм) сорбентами СКК, ТОА и ФЦ с последующим радиометрическим измерением сорбентов, высушенных при температуре 85-90ºС, по бета-излучению. Результаты приведены в таблице.

Результаты радиохимического анализа вод, полученные при использовании различных методов выделения радионуклидов
Пример №		Объемная активность, n·10^-1, Бк/л
¹³⁷Cs	¹³⁴Cs	¹³¹I	¹⁴⁴Ce	⁹⁵Zr	⁹⁵Nb	¹⁰³Ru	⁵¹Cr	⁶⁵Zn	⁵⁸Co	⁶⁰Co
1	Выпарка	139	10	-	32	15	-	26	270	-	5	10
2	КУ2+АВ17	109	27	85	3	29	5	1	119	-	2	6
3	СКК	9	-	-	46	29	3	3	49	3	7	13
	ФЦ	130	37	-	-	-	-	-	-	-	-	-
	ТОА	-	-	94	-	8	16	46	370	-	-	-
Сумма	139	37	94	46	37	19	49	419	3	7	13

Предлагаемый способ по сравнению с прототипом обеспечивает более точное определение суммарной объемной бета-активности в пресных водах. Причем пористый носитель на основе дважды обожженного политетрафторэтилена (фторопласта) гарантирует извлечение и радионуклидов, сорбированных на взвесях и коллоидах. Использование же блочных сорбентов фиксированных размеров (для удобства пользования радиометрами) позволяет в разы сократить время на определение общей удельной активности, т.е. является экспресс-методом.

Политетрафторэтилен (фторопласт) как основа для сорбентов и сами сорбенты СКК, ТОА, а также компоненты ФЦ выпускаются в промышленных масштабах. Таким образом, предлагаемый способ является промышленно применимым.

1. Способ определения суммарной объемной активности радиоактивно-загрязненных пресных вод, включающий концентрирование радионуклидов из определенного объема воды на сорбентах на основе полимерных носителей, обработанных минеральной кислотой и обработанных аминами, с последующим радиометрическим измерением комплексного сорбента, высушенного при температуре 85-90°С, по бета-излучению, отличающийся тем, что в качестве полимерного носителя используют политетрафторэтилен, в качестве минеральной кислоты - сурьмяную кристаллическую, а в качестве амина - триоктиламин, при этом воду пропускают последовательно через каждый вид блочного сорбента: для выделения катионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный кристаллической сурьмяной кислотой, для выделения анионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный триоктиламином, при необходимости выделения радионуклидов цезия - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный ферроцианидом калия-кобальта.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что сорбенты изготавливают в виде блоков фиксированных размеров на основе крошки политетрафторэтилена, дважды обожженной при температуре 365-385°С.

Изобретение относится к методам фракционирования долгоживущих радионуклидов при комплексной переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) и направлено на селективное выделение нептуния из совместного экстракта урана, нептуния, плутония и технеция.

Способ переработки мало- и среднеминерализованных низкоактивных жидких радиоактивных отходов в полевых условиях // 2439725

Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами и применяется для очистки вод радио- и химическитоксичных загрязнений в мобильных установках переработки ЖРО.

Способ очистки воздуха от радиоактивных веществ // 2422927

Изобретение относится к области защиты окружающей среды и ликвидации последствий аварий, касается процесса высокоэффективной очистки воздуха (газов) от радиоактивных веществ и предназначено для использования в системах газоочистки предприятий, производящих радиоактивные изотопы, и особенно в местах постоянного загрязнения воздушной среды радиоактивными веществами.

Способ очистки и дезактивации оборудования атомных электрических станций (варианты) // 2397558

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.

Способ дезактивации оборудования // 2387033

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам дезактивации оборудования ядерных паропроизводящих установок с регулированием мощности борной кислотой.

Способ дезактивации вод открытых водоемов, водных стоков // 2357309

Изобретение относится к способам дезактивации вод открытых водоемов, водных стоков, зараженных радионуклидами, а также для дезактивации нейтральных или щелочных технологических растворов радиохимических производств.

Способ очистки жидких радиоактивных отходов // 2345430

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к способам очистки сточных вод атомной и радиохимической промышленности, а также природных водных сред от радиоактивных изотопов.

Способ переработки жидких радиоактивных отходов // 2342720

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). .

Способ окислительного разрушения солей аммония // 2329554

Изобретение относится к области переработки растворов (в том числе радиоактивных растворов, образующихся при производстве и переработке ядерного топлива), содержащих соли аммония, и может быть использовано в радиохимической промышленности.

Способ выделения америция из растворов смеси америция, кюрия и редкоземельных элементов // 2305872

Изобретение относится к области радиохимии, а именно к способам выделения америция из растворов смеси америция, кюрия и редкоземельных элементов, и может быть использовано в технологии получения чистого америция, в препаративной химии.

Способ переработки жидких радиоактивных отходов от применения дезактивирующих растворов // 2473145

Изобретение относится к радиохимической технологии, конкретно к очистке жидких радиоактивных отходов

Способ обработки структуры, содержащей натрий и радиоактивное вещество // 2492535

Изобретение относится к области переработки отходов, содержащих натрий и радиоактивное вещество

Экстракционная смесь для выделения актинидов из жидких радиоактивных отходов // 2499308

Изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке жидких радиоактивных отходов. Заявленная экстракционная смесь состоит из диамида дипиридилдикарбоновой кислоты и полярного фторорганического разбавителя при следующем соотношении компонентов, мол./л: экстрагент - 0,03-0,15; разбавитель - остальное. Техническим результатом является возможность извлечения урана, плутония и америция совместно и отделения их от основной массы редкоземельных элементов и других продуктов деления, а также разделения актинидов на стадии реэкстракции. 1 з.п. ф-лы, 3 ил., 5 табл.

Способ обработки радиактивного раствора // 2514823

Изобретение относится к способу обработки радиоактивного раствора, содержащего радионуклиды кобальта совместно с органическим комплексообразователем и радионуклиды цезия. Способ включает введение в исходный радиоактивный раствор окисляющего реагента при обеспечении заданной величины рН раствора и содержащего железо(II) восстанавливающего реагента с восстановлением кобальта(III) до кобальта(II) и декомплексацией последнего, введение осадителя с переводом радионуклидов кобальта и цезия в осадок и его отделение от маточного раствора, содержащего органический комплексообразователь и остаточное количество радионуклидов кобальта и цезия. При этом в качестве окисляющего реагента используют азотную кислоту, содержащий железо(II) реагент вводят в количестве 0,5-2,0 г/л Fe(II) при рН 3,0-3,5 с декомплексацией кобальта образующимися в растворе соединениями железа(III), полученный раствор выдерживают в течение 2-6 часов, в качестве осадителя берут сульфид натрия Na2S в количестве, стехиометрически необходимом для образования при величине рН 4-6 основного коллективного осадка сульфида железа FeS, содержащего радионуклиды кобальта и цезия, при этом маточный раствор подвергают циклу доочистки. Способ обеспечивает снижение количества используемых реагентов и минимальную по отношению к очищаемому раствору массу подлежащего захоронению радиоактивного осадка, а также высокую степень очистки раствора от радионуклидов кобальта и цезия. 7 з.п. ф-лы, 4 пр.

Диамиды 2,2'-бипиридил-6,6'-дикарбоновых кислот и способ их получения // 2530025

Изобретение относится к диамидам 2,2′-бипиридил-6,6′-дикарбоновых кислот формулы , где X=R1=H, R2=4-C6H13, или X=R1=H, R2=4-Et, или X=R1=H, R2=4-iPr, или X=H, R1=2-Me, R2=4-Me, или X=H, R1=2-Me, R2=5-Me, или X=H, R1=3-Me, R2=4-Ме, или X=R1=H, R2=4-OEt, или X=Br, R1=R2=H, или X=Br, R1=H, R2=4-C6H13, или X=R1=H, R2=2-F, или X=R1=H, R2=3-F, или X=R1=H, R2=4-F, или X=NO2, R1=R2=H. Также изобретение относится к способу получения указанных диамидов. Технический результат: получены новые производные 2,2′-бипиридил-6,6′-дикарбоновых кислот, полезные для выделения актинидов из жидких радиоактивных отходов. 2 н.п. ф-лы.

Способ окислительного разрушения азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений // 2532396

Изобретение относится к способу разрушения азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений и может быть использовано для переработки растворов, образующихся при производстве и переработке ядерного топлива, содержащих соединения восстановленного азота, а также фосфорсодержащие соединения, к которым относятся растворы от регенерации экстрагента и комплексоны, образующие при упаривании среднеактивных хвостовых растворов неразлагаемые остатки, что не позволяет направлять растворы на остекловывание. Предложенный способ включает окислительную обработку азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений азотной кислотой при нагревании в автоклаве при концентрации азотной кислоты от 1 до 8 моль/л и температуре 130-220°C в зависимости от прочности соединений. Техническим результатом является разрушение как неорганических, так и органических азотсодержащих и фосфорсодержащих соединений. 3 з.п. ф-лы, 4 пр.

Способ переработки облученного топлива аэс // 2535332

Заявленное изобретение относится к способу переработки облученного топлива АЭС. Заявленный способ включает совместное экстракционное извлечение урана, плутония, нептуния и технеция 30%-ным трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе из азотнокислого раствора, промывку экстракта этих элементов раствором азотной кислоты, восстановительную реэкстракцию плутония и нептуния с отмывкой от урана с технецием комплексующим восстановителем - ацетогидроксамовой кислотой, селективную восстановительную реэкстракцию технеция раствором того же восстановителя с гидразином и реэкстракцию урана. При этом реэкстракцию технеция проводят во всем блоке его реэкстракции, дополнительно вводя в процесс уран(IV) в смеси с комплексующим восстановителем и гидразином, а процесс разделения урана и технеция проводят до полного извлечения урана (IV), обеспечив его распространение с экстрактом по блоку при отсутствии в реэкстракте технеция путем регулирования соотношения экстрагента и реэкстракта технеция при его отмывке от урана. Техническим результатам является повышение эффективности реэкстракции технеция. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 5 пр.

Способ удаления радиоактивного изотопа 60co из кубовых остатков атомных электростанций и система для его осуществления // 2558899

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к переработке жидких радиоактивных отходов, в частности кубовых остатков выпарных установок переработки трапных вод атомных электростанций. Способ удаления радиоактивного изотопа 60Co включает окисление кубового остатка в режиме циркуляции через трубчатый реактор под воздействием жесткого ультрафиолетового излучения ксеноновой лампы, вводимой перекиси водорода и непрерывным инжектированным воздухом в реактор, который предварительно направляют во внутренний электрод лампы, а полученную после этого озоно-воздушную смесь направляют в окисляемый раствор, и выделение активированных продуктов коррозии фильтрацией. Изобретение обеспечивает эффективное удаление радиоактивного изотопа 60Со из кубовых остатков атомных электростанций и экономию количества реагентов для соосадительной доочистки. 2 н.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Способ получения совместного раствора u и pu // 2561065

Заявленное изобретение относится к способу получения совместного раствора U и Pu при переработке облученного ядерного топлива АЭС. Заявленный способ включает предварительную экстракцию U, Pu, Np, Тc из азотнокислого раствора 30%-ным раствором трибутилфосфата в алифатическом разбавителе. Отделение Tc и реэкстракция Pu предусмотрены с помощью раствора обедненного или регенерированного урана в форме U(IV) с очисткой от нептуния с помощью стабилизированного нитратом гидразина раствора U(IV) с повышенной концентрацией азотной кислоты, подаваемого в первую ступень зоны отмывки реэкстракта Pu(III) от U(VI) блока реэкстракции Pu с расходом, обеспечивающим в отмытом реэкстракте Pu(III) весовое соотношение U:Pu до 6. Одновременно осуществляется подача в середину блока небольшого потока слабокислого раствора U(IV) и в конец блока раствора, содержащего 0,1-1,0 моль/л HNO3 и 0,05-0,5 моль/л N2H5NO3 с расходами, обеспечивающими выведение Np(IV) и избытка U(IV) с экстрактом U(VI) с последующим окислением U(IV) и разделением U(VI) и Np. Техническим результатом является совмещение способов совместного получения раствора Pu и обедненного U путем применения для реэкстракции плутония раствора обедненного урана в виде U(IV) и проведение этого процесса в сильнокислотном режиме для очистки Pu от Np. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Способ экстракционной переработки отработанного ядерного топлива аэс // 2574036

Изобретение относится к способу переработки отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (АЭС) и имеет целью отделение (фракционирование) и локализацию долгоживущих радионуклидов для их последующего захоронения в виде устойчивых матриц. Заявленный способ включает экстракцию урана(+6), плутония(+4), нептуния(+6) и технеция(+7) из азотнокислого раствора разбавленным трибутилфосфатом и циркония в присутствии хрома(+6) с насыщением экстракта актинидами более 85%, а также селективную восстановительную реэкстракцию нептуния(+5) из экстракта с помощью раствора пероксосоединений при содержании азотной кислоты в реэкстракте 0,7-2,5 моль/л с промывкой реэкстракта оборотным экстрагентом. При этом вводимый на реэкстракцию экстракт актинидов разбавляют в протоке оборотным экстрагентом до содержания в нем актинидов 65-82% в экстракте после реэкстракции нептуния и циркония. Техническим результатом является возможность эффективного (более чем на 97%) проведения реэкстракции нептуния совместно с цирконием во втором блоке экстракционной схемы, без промывки экстракта в головном экстракторе при потерях плутония и урана с реэкстрактом нептуния не более 0,1%. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл., 2 пр.