Способ извлечения радионуклида 60co из жидких радиоактивных отходов аэс


 


Владельцы патента RU 2497213:

Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина Российской академии наук (ИФХЭ РАН) (RU)

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 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 60Co с концентрированием его в твердой фазе.

Некоторые жидкие отходы АЭС помимо высокой концентрации солей нерадиоактивных элементов (трапные воды) содержат и органические комплексообразователи, такие как этилендиаминтетрауксусная кислота (ЭДТА) (кубовый остаток). Образование в таких растворах устойчивых комплексов с кобальтом (II) препятствует его извлечению из растворов методами сорбции или осаждения.

Известны способы, в которых для выделения кобальта из таких растворов вначале проводят разрушение органических соединений окислителями [1, 2]. Однако применение этих методов либо дорого, либо недостаточно эффективно.

Известен способ переработки кубового остатка ЖРО, который включает очистку от радионуклида 137Cs путем пропускания его через ферроцианидный сорбент; окисление кислородсодержащим окислителем при температуре не ниже температуры кипения кубового остатка и при давлении выше давления насыщенного пара жидкости для этой температуры; отделение шлама, содержащего 60Co (аналог) [RU №2297055, G21F 9/20, опубл. 10.04.2007, Бюл. №10].

Недостатком данного способа является применение повышенных температуры и давления, а, следовательно, сложность проведения процесса.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому решению является способ извлечения радионуклида 60Co из жидких радиоактивных отходов АЭС, включающий введение катионов железа (III), выдержку раствора при комнатной температуре, термообработку, осаждение и отделение осадка (прототип) [Локшин Э.П., Иваненко В.И., Корнейков Р.И. // Атомная энергия. 2011. Т. 110, №5. С.285-288]. В этом способе катионы Co2+ вытесняются из комплексов с ЭДТА катионами Fe3+, после чего их удаляют из отходов путем соосаждения с гидроксидом железа без проведения предварительного окислительного разложения органических комплексообразователей.

Недостатками указанного способа, предлагаемого для извлечения кобальта из жидких радиоактивных отходов АЭС, являются длительность проведения процесса (продолжительность выдержки раствора при комнатной температуре после введения ионов железа составляет от трех до 10 суток), а также повышенная температура последующей обработки в термостате.

Технический результат заявленного изобретения является упрощение процесса извлечения радионуклида кобальта из жидких радиоактивных отходов АЭС и уменьшение времени его проведения.

Технический результат достигается тем, что способ извлечения радионуклида 60Co из жидких радиоактивных отходов АЭС, включающий введение катионов железа (III), выдержку раствора при комнатной температуре, осаждение и отделение осадка, отличающийся тем, что к раствору добавляют катионы никеля (II) и ферроцианид калия в мольном соотношении с катионами железа (III) 1:1 и от 2:1 до 4:1 соответственно.

Железо (III) и двухвалентные d-элементы могут образовывать с ферроцианидом калия смешанные ферроцианиды состава KFeIII[FeII(CN)6] и K2MII[FeII(CN)6], где MII=Cu, Ni, Zn, Co [3]. Таким образом, при добавлении в ЖРО, содержащие радионуклиды цезия и кобальта, катионов железа (III) и никеля (II), происходит замещение в комплексных соединениях катионов Со2+ катионами Fe3+ и Ni2+, а при добавлении ферроцианида калия образуются труднорастворимые смешанные ферроцианиды KFe[Fe(CN)6] и K2Ni[Fe(CN)6], вместе с которыми в осадок переходят радионуклиды 60Со и 137Cs. Одновременное удаление также и 137Cs из ЖРО является преимуществом перед прототипом.

Предлагаемый способ осуществляется следующим образом.

К жидким радиоактивным отходам: трапным водам или кубовому остатку, содержащим нитраты цезия и кобальта с концентрацией 0,5·10-5 M каждый, добавляют раствор смеси нитратов железа и никеля и раствор ферроцианида калия. Причем мольное соотношение катионов никеля (II) с катионами железа (III) составляет 1:1, а ферроцианида калия и катионов железа (III) - от 2:1 до 4:1. Полученный осадок перемешивают в течение 30 мин и отделяют его от жидкой фазы.

Радиоактивность нуклидов измеряли методом гамма-спектрометрии на многоканальном анализаторе с помощью Ge-Li детектора. Радионуклиды 60Со и 137Cs, поставляемые ОАО "Изотоп", в виде азотнокислых растворов без носителя, использовались как радиоактивные метки для весовых количеств неактивных Co2+ Cs+. В связи с этим обозначения 60Со и 137Cs относятся к меченым соединениям, а не к соединениям чистых радионуклидов.

Приведенные в таблице примеры подтверждают предлагаемое изобретение.

При проведении опытов использовали следующие составы растворов:

Трапные воды, г/л Кубовый остаток, г/л
NaNO3-3,0 NaNO3-300,0
Na2B4O7-l,0 KNO3-41,5
NaCl-0,1 ЭДТА4--1,0
рН-9 рН-11

Из таблицы видно, что в случае добавления катионов железа (III) и никеля (II) происходит очистка ЖРО от 60Со на 97,5% и более, а от 137Cs более, чем на 99,5%. При добавлении только катионов железа (III) показатели очистки ЖРО от 60Со снижаются. Эффективность очистки снижается также и при несоблюдении соотношений между компонентами.

Раствор Концентрация добавляемых компонентов в растворе, М Мольное соотношение компонентов Содержание радионуклидов в осадке, %
K4[Fe(CN)6] Fe(NO3)3 Ni(NO3)2 K4[Fe(CN)6]:Fe3+ Ni2+:Fe3+ 60Со 137Cs
Кубовый остаток 0,1 0,05 0,05 2:1 1:1 99,0 99,9
0,2 0,05 0,05 4:1 1:1 96,1 99,6
0,15 0,1 0,05 1,5:1 2:1 91,1 99,2
0,12 0,06 - 2:1 - 60,2 95,1
Трапные воды 0,1 0,05 0,05 2:1 1:1 98,6 100
0,2 0,05 0,05 4:1 1:1 97,7 99,9
0,1 0,1 0,1 1:1 1:1 82,0 92,8
0,12 0,06 - 2:1 - 59,7 99,0
* 0,1 0,05 0,05 2:1 1:1 95,8 100
* В состав трапных вод входит ЭДТА с концентрацией 0,5·10-5М

Преимуществами предлагаемого изобретения по сравнению с прототипом являются упрощение процесса извлечения радионуклида кобальта из жидких радиоактивных отходов АЭС, уменьшение времени его проведения, отсутствие операций при повышенной температуре, а также одновременная очистка от радионуклида 137Cs.

Литература:

1. Селиверстов А.Ф., Ершов Б.Г, Лагунова Ю.О. и др. Окислительное разложение ЭДТА в водных растворах при действии УФ-излучения. // Радиохимия, 2008. Т.50, №1. С.62-65.

2. Авраменко В.А., Братская С.Ю., Войт А.В. и др. Применение проточной гидротермальной технологии переработки концентрированных жидких отходов атомных станций. // Хим. технология. 2009. Т.10, №5. С.307-314.

3. Тананаев И.В., Сейфер Г.Б., Харитонов Ю.Я. и др. Химия ферроцианидов. М.: Наука, 1971. С.59, 78.

Способ извлечения радионуклида 60Со из жидких радиоактивных отходов АЭС, включающий введение катионов железа (III), выдержку раствора при комнатной температуре, осаждение и отделение осадка, отличающийся тем, что к раствору добавляют катионы никеля (II) и ферроцианид калия в мольном соотношении с катионами железа (III) 1:1 и от 2:1 до 4:1 соответственно.



 

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

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 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.

Изобретение касается области радиационной экологии и биогеохимии и предназначено для концентрирования Th из морской воды и определения его содержания, которое может быть использовано для измерения скорости седиментационных процессов в морских водоемах. Способ определения концентрации тория-234 в морской воде состоит в том, что концентрирование тория-234, растворенного в морской воде, выполняют в последовательно соединенных адсорберах, содержащих диоксид марганца, и осуществляют прямую радиометрию адсорбированного 234Th по его основному β-излучению. Каждый адсорбер работает в радиально точном режиме, который обеспечивают путем размещения дискового адсорбера между диафрагмами. Исследуемая проба воды поступает в центральную часть адсорбера с помощью диафрагмы с центральным отверстием, затем перетекает к периферии сорбирующей поверхности с помощью диафрагмы с периферийными прорезями.

Изобретение относится к средствам морской радиоэкологии и биогеохимии. Способ определения концентрации тория-234 в морских донных отложениях состоит в том, что в качестве трассера радиохимического выхода используют естественный долгоживущий α-излучающий изотоп 232Th, исходную активность которого определяют в части пробы по γ-излучению свинца-212 при соблюдении условия радиоактивного равновесия между Th и Pb, а другую часть пробы, отделив торий от сопутствующих элементов методом оксалатного осаждения, используют для жидкостно-сцинтилляционного (ЖС) спектрометрического анализа активности 234Th и 232Th по и β- и α-излучению, после чего рассчитывают радиохимический выход тория (R) и исходную концентрацию тория-234 (234Thисх, Бк/кг) по приведенным формулам. Изобретение обеспечивает повышение эффективности и надежности определения содержания 234Th.
Наверх