Сорбент для удаления радионуклидов из воды

Авторы патента:

Сорокина Ольга Анатольевна (RU)

Алыков Евгений Нариманович (RU)

Алыков Нариман Мирзаевич (RU)

Евсина Елена Михайловна (RU)

Кудряшова Анастасия Евгеньевна (RU)

Евсин Артем Михайлович (RU)

Алыкова Тамара Владимировна (RU)

Алыков Нариман Нариманович (RU)

Джигола Людмила Александровна (RU)

G21F9/12 - абсорбция; адсорбция; ионообмен

Владельцы патента RU 2499309:

Евсина Елена Михайловна (RU)
Алыков Нариман Мирзаевич (RU)

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 удалению радионуклидов стронция, рубидия. цезия, урана и некоторых токсичных ионов металлов из водных потоков с использованием опок. Изобретение может быть использовано во всех случаях, когда требуется очистка любых количеств воды от радионуклидов и тяжелых токсичных ионов металлов.

Известен способ очищения водных сбросов атомных электростанций путем выделения из них радионуклидов с помощью неорганических ионообменников - цианоферратов кобальта - калия (выделение цезия), сурьмяной кристаллической кислоты (выделение стронция) [1].

Недостатком данного способа является необходимость применения в сорбционной технологии большого числа дорогих и технологически неудобных для дальнейшей переработки ионообменных материалов.

Известен сорбционный способ, в котором в качестве сорбента используют гидрат силиката кальция состава CaSiO₃H₂O [2]. Сорбент проявляет ионообменную селективность по отношению к двухзарядным катионам Ni, Hg, Cu, Cd (k_d равен 800-1000). Частичное замещение кальция в сорбенте на натрий придает ему селективность к ионам цезия (K_d~1000).

Данный способ характеризуется низкой величиной коэффициента распределения при извлечении радионуклидов из растворов, содержащих постоянный электролит.

Известен способ обезвреживания жидких радиоактивных отходов, сущность которого заключается в том, что в растворе среднесолевых жидких радиоактивных отходов (ЖРО) корректируют pH до величины 8-12, создают солесодержание содержащие суммы органических и неорганических веществ не более 25 г/л [3], вводят в подготовленный раствор ЖРО отобранные фракции природного сорбента и осуществляют сорбцию радионуклидов путем перемешивания раствора ЖРО с сорбентом.

В качестве сорбента используют опоки и трепел с размерами частиц не менее 0,1 мкм (на уровне 80 мкм). Оделяют радиоактивный сорбент фильтрованием под давлением через мембранный фильтр с плазмохимическим покрытием, сбрасывают сорбент в накопитель и цементируют в геоцементный камень [RU 2189650 С2].

К недостаткам способа следует отнести большое число промежуточных операций, а также использование дезактивирующих веществ, в частности, анионные ПАВ, трилон Б, щавелевую кислоту, индустриальные масла.

Известен опаловый наполнитель туалетов [4], включающий частицы пористых минеральных природных пород диатомитов, или опок, или трепелов и добавок, отличающийся тем, что частицы наполнителя калиброваны по размеру диаметра от 2 до 20 мм, а в качестве добавок использованы средние, или кислые, или двойные, или комплексные, или галогеносодержащие соли бария, хрома, меди, железа.

Недостатком данного решения является введение в состав наполнителя туалетов солей бария, хрома, меди и железа в любых количествах, что сводит на нет сорбционные свойства природных алюмосиликатов но отношению к неорганическим и органическим соединениям.

Известен способ дезактивации от ¹³⁷Cs в режиме рсциркуляции нейтральной деминерализованной воды с бассейна выдержки топлива на АЭС в Брадуэлле [5, с.3431. Очищаемую воду пропускают вначале через колонну с цеолитом "Decalsoi", а затем через ионообменный деминерализатор.

В другом техническом решении [6| через гранулированный синтетический морденит пропустили 16 тыс.колоночных объемов хладагента из бассейна для хранения отработавшего топлива в режиме рециркуляции; в результате было удалено более 95% радионуклидов ¹³⁷Cs, ¹¹⁰Cs и Ag. Недостаток способа заключается в низкой селективности сорбента, на что указывает невысокий коэффициент очистки но радиологию (20) при довольно большом фильтроцикле.

Известны способы дезактивации с помощью гексацианофсрратов водного теплоносителя реактора от радиоцезия [7] и воды бассейна выдержки отработавшего топлива АЭС от ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr. Пo первому способу [8] через стеклянную колонку, загруженную 1 см³ гексацианоферрата титана, импрегнированного в катионообменную смолу в количестве 23%, пропускали имитат водного теплоносителя 1-го контура реактора ВВЭР-440 (0,065 моль/л Н₃ВО₃, 0,025 моль/л КОН, 0,002 моль/л NH₄OH) со скоростью 10 м/ч (сорбент был получен по польскому патенту Np-2255191, 1985 г. [8]). К конце фильтроцикла в 25 тыс. колоночных объемов (к.о.) коэффициент очистки по ¹³⁷Cs составлял 100, а концентрация гексацианоферрат-ионов 2 мг/л. По второму способу [8] очистку воды бассейнов выдержки отработавшего топлива от радиоактивных примесей в режиме рециркуляции ведут на фильтре смешанного действия, состоящего из отечественных катионита КУ-26 в Н+-форме и анионита АВ-17 в ОН-форме в соотношение 1:1, 10-20% количества которых из общего объема загрузки 300 л предварительно модифицируют гексацианоферратом никеля методом импрегнирования. Коэффициент очистки по ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr, равный 10, достигается при прохождении соответственно 5000 и 10 к.о. воды, имеющей солесодержание 400 мг/л и суммарную бета-активность 1107 Бк/дм³ (0,27 Ки/л).

Основной недостаток обоих способов [7,8] - применение неорганического сорбента на радиационно-несгойкой органической основе. что при высокой удельной активности воды (n107 Бк/л и выше) существенно снизит ресурс работы фильтра, а особенно при циклическом режиме его работы, когда поглощенная сорбентом активность находится в колонках в течение продолжительного времени (недели и месяцы). Другой недостаток, как видно из [9] заключается в невысоком ресурсе работы загрузки но долгоживущему ⁹⁰Sr, что связано с низкой селективностью сорбента-модификатора.

Известен способ, взятый нами в качестве прототипа, включающий осветление маломинерализованных слабо радиоактивно-загрязненных вод в емкости-отстойнике, в которую вводят взвесь измельченных отходов производства цеолитов. Затем производят очистку от остатков взвесей на механических фильтрах и ультрафильтрах с возвратом концентрата последних (50-90% потока вод) в емкость-отстойник и доочистку вод на фильтрах с синтетическим натриевым цеолитом. Очищенные воды подают в промежуточную емкость, а образующийся осадок, содержащий вторичные отходы, заключают в цемент. Данный способ обезвреживания позволяет достичь очистки от бета-нуклидов в 102-103 раза, сократить объем вторичных отходов до 0,2% объема исходных вод и снизить выщелачиваемость радионуклидов из продуктов отверждения до значений не более 1·10^-3 г/см²·сут, что позволяет захоранивать их в простейшие грунтовые могильники [9]. Кроме того, данный способ позволяет проводить непрерывную очистку воды от радионуклидов и токсичных элементов в потоке.

Недостатком способа является невозможность удаления радионуклидов из засоленных вод.

Сущность заявляемого изобретения заключается в том, что в качестве эффективного сорбента для очистки воды от радионуклидов и токсичных тяжелых элементов предлагается использовать опоки [10].

При изучении адсорбции ряда ионов металлов на них было обнаружено, что в широком диапазоне pH многие катионы прочно адсорбируются, причем в отдельных случаях наблюдается как бы необратимая сорбция. Прочно адсорбируются ионы аммония, калия, рубидия, цезия, железа, кобальта, никеля, марганца (II), хрома (III), цинка, кадмия, свинца, ртути, меди, редкоземельных элементов. Вместе с тем, захватываются при адсорбции из растворов ионы натрия, алюминия, галлия, циркония. Эти ионы могут быть десорбированы не только при подкислении элюирующего раствора, но также и при промывании сорбента водой.

Анализ результатов, полученных при изучении адсорбции катионов, позволил сделать начальное заключение: те ионы, которые содержат вакантные d- или f-орбитали, образуют с опоками прочные адсорбционные комплексы.

Опоки использованы для извлечения из воды различной степени засоленности ионов калия, рубидия, цезия, кальция, стронция и бария. Для этого была изучена адсорбция перечисленных ионов из специально приготовленных растворов, а также из воды природных водоемов и рассолов, заполнивших емкости для хранения газового конденсата и жидких углеводородов, которые были созданы спецметодом по проекту «Вега». Содержание всех рассматриваемых ионов определяли методами пламенной фотометрии и атомно-абсорбционной спектроскопии.

Адсорбция в динамическом режиме. В проточную систему загружали 2 кг сорбента - дробленые опоки с диаметром частиц от 20 до 50 мм. Сквозь этот сорбент пропускали воду с скоростью 1 cм³/c до тех пор, пока содержание изучаемых ионов в вытекающей воде не достигало 10% от содержания этих ионов в воде исходной. Результаты опытов приведены в табл.1.

Таблица 1
Изменение содержания ионов металлов в водных средах в зависимости от времени. Сорбент-крошка опоки диаметром 20-50мм.
Источник воды или раствор	Исходное содержание ионов, мг/дм³	Содержание ионов, мг/дм³,в зависимости от времени протекания (мин)
1	10	60	600	6000
Раствор, приготовленный растворением солей в дист. воде	Ca²⁺	100	0,01	0,01	0.10	5,00	10,00
	Sr²⁺	50	0,01	0,01	0,10	0,25	5,00
	Ba²⁺	10	0,01	0,01	0,10	0,25	5,00
	K⁺	100	0,01	0,01	0,10	0,25	0,05
	Rb⁺	20	0,01	0,01	0,10	0,25	0,02
Cs⁺	10	0,01	0,01	0,10	0,01	0,02
Ер. Берекет. 1000 м на Ю-В от Астраханского Газоперерабатывающего Завода	Ca²⁺	20	0,005	0,005	0,01	1,0	2,0
	Sr²⁺	5	0,001	0,001	0,005	0,01	0,5
	Ba²⁺	-	-	-	-	-	-
	K⁺	20	0,001	0,001	0,001	0,02	1,0
	Rb⁺	0,5	<0,001	<0,001	<0.001	0,005	0,008
Cs⁺	0,1	не обн.	не обн.	не обн.	0,001	0,01
Рассолы из емкостей для хранения углеводородов	Ca²⁺	50	0,01	0,01	0,05	0,5	5,0
	Sr²⁺	10	0,01	0,01	0,02	0,05	1,0
	Ba²⁺	-	-	-	-	-	-
	K⁺	250	0,01	0,01	0,01	0,05	0,10
	Rb⁺	0,5	<0,001	<0,001	<0,001	0,005	0,008
Cs	0,5	<0,001	<0,001	<0,001	0,005	0,008
*Соль предприятия«АКСОЛЬ». Приготовлен 20%-ный водный раствор	Ca²⁺	20	0,005	0,005	0,01	0,01	5,0
	Sr²⁺	20	0,005	0,005	0,01	0,01	5,0
	Ba²⁺	-	-	-	-	-	-
	K⁺	500	0,01	0,01	0,01	0,01	5,0
	Rb⁺	15	0,001	0,001	0,001	0,1	2,0
Cs	15	0,001	0,001	0,001	0,1	2,0
* Предприятие «АКСОЛЬ» использует рассолы для производства поваренной соли из емкостей, предназначенных для хранения углеродов

Адсорбция в статическом режиме. На дно трех стальных емкостей (Ст-3) (1×1×0,5) м³ слоем в 50 мм засыпали крошку опок с диаметром 20-50 мм, речной песок, или подложку специально не создавали. В каждую емкость заливали по 250 дм³ исследуемой воды и через определенные промежутки времени определяли содержание ионов в этой воде. Результаты опытов приведены в табл.2.

Таблица 2
Очистка воды от ионов металлов в статическом режиме крошкой опок с диаметром частиц от 20 до 50 мм.
Источник воды или раствор	Исходное содержание ионов, мг/дм³	Содержание ионов. мг/дм³, в зависимости от времени пропускания (сут.)
1	10	30	60	300
Раствор, приготовленный растворением солей в дист. воде	Ca²⁺	100	10,0	0,1	0,01	0,01	0,01
	Sr²⁺	50	10,0	0,1	0,01	0,01	0,01
	Ba²⁺	10	5,0	1,0	0,10	0,05	0,01
	K⁺	100	0,01	0,001	0,001	0,001	0,005
	Rb⁺	20	0,01	0,001	0,001	0,001	0,005
Cs⁺	10	0,01	0,001	0,001	0,001	0,005
ер. Берекет. 1000 м на Ю-В от АГПЗ	Ca²⁺	20	0,05	0,01	0,01	0,01	0,01
	Sr²⁺	5	0,05	0,01	0,01	0,01	0,01
	Ba²⁺	-	-	-	-	-	-
	K⁺	20	0,01	0,001	0,001	0,001	0,002
	Rb⁺	0,5	0,005	0,001	0,001	0,001	0,002
Cs⁺	0,1	<0,001	<0,001	<0,001	<0,001	<0,001
Рассолы из емкостей для хранения углеводородов	Ca²⁺	50	0,01	0,01	0,01	0,01	0,01
	Sr²⁺	10	0,01	0,01	0,01	0,01	0,01
	Ba²⁺	-	-	-	-	-	-
	K⁺	250	0,01	0,001	0,001	0,001	0,005
	Rb⁺	0,5	0,005	0,001	<0,001	<0,001	<0,001
Cs⁺	0,5	0,005	<0,001	<0,001	0,001	<0,001
*Соль предприятия «АКСОЛЬ». Приготовлен 20%-ный водный раствор	Ca²⁺	20	0,01	0,01	0,01	0,01	0,01
	Sr²⁺	20	0,01	0,01	0,01	0,01	0,01
	Ba²⁺	-	-	-	-	-	-
	K⁺	500	0,01	0,005	0,001	0,001	0,005
	Rb⁺	15	0,01	0,001	0,001	0,001	0,001
Cs⁺	15	0,005	0,001	0,001	0,001	0,002

Как видно из результатов, приведенных в табл.1 и 2, крупка из опок может быть эффективно использована для очистки воды от ионов кальция, стронция, бария, калия, рубидия и цезия.

В случае, если водоем содержит значительное количество названных элементов, то наилучшим вариантом является покрытие дна этого водоема слоем раздробленных опок, при этом через какое-то определенное время концентрация в воде данных элементов резко уменьшится. Сами элементы не десорбируются (табл.2) длительное время.

Источники:

1. Москвин Л.Н. Методы химического и радиохимического контроля в ядерной энергетике. [Текст] / Л.Н. Москвин, М.Ф. Гумеров, А.А. Ефимов // М., Энергоатомиздат, 1989.

2. El-Korashy S.A. "Synthetic Crystalline Calcium Silicate Hydrate (I): Cation Exchange and Caesium Selectivity", Monatshefte fur Chemie, 2002, v.133, pp.333-343.

3. Патент РФ №2189650, МПК G21F 09/12 от 20.09.06.

4. Патент 2153252 Российская Федерация, МПК А01K 23/00, А01K 1/015. Опаловый наполнитель туалетов [Текст] / О.Н. Хмыз, Н.М., Еремочкина, Л.Ф. Сиромаха.: заявитель и патентообладатель О.Н. Хмыз, - №99101041/13; заяв. 18.01.1999; опуб. 27.07.2000, стр.2.

5. Kourim V. Vojtech O. Methods of fission product separation from liquid radioactive wastes // Atomic Energy Rev. - 1974. - Vol.12, N 2. P.215-273.

6. Berak L. Uher E. Marhol M. Sorbents for the purification of low- and medium level radioactive waters. Atomic Energy Rev. 1975. - Vol.13, N 2. - P.325-366.

7. Franta P. Vanura P. Tomic L. et al. Poloprovozni overeni technologie cisteni chladiva, bazenu skladovani vyhoreleho palivajaderne elektrarny VI sorpei na syntetickeni mordenitu // Jad. energ. - 1987. - T.33, N 12. - C.453-458 (Цит. по РЖХим, 1988, 9И447).

8. A.c. СССР N 1679745 (гриф "ДСП"), кл. С02F 1/42, заявл. 23.07.87.

9. Алыков Н.Н. Опоки Астраханской области [Текст] / Н.Н. Алыков, Н.М. Алыков, Т.В. Алыкова, Н.И. Воронин. Монография. - Астрахань; Изд. Дом «АГУ», 2005. - 144 с.

10. Патент 2370312 Российская Федерация, МПК B01J 20/16, B01F 1/29. Способ получения природного сорбента для очистки воды в системе хозяйственно-питьевого водоснабжения [Текст] / Н.М. Алыков, Е.Н. Алыков, Н.И. Яворский, Т.В. Алыкова: заяв. 10.08.2007; опуб. 10.20.2009, бюл. №29.

Сорбент для удаления радионуклидов из воды для удаления из воды устойчивых изотопов калия, цезия, кальция, стронция, бария, а также их радионуклидов, предлагается сорбент, отличающийся тем, что в качестве сорбента используется крошка опок диаметром от 20 до 50 мм.

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.

Способ извлечения радионуклида 60co из жидких радиоактивных отходов аэс // 2497213

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.

Материал, включающий полиазациклоалканы, привитые на полипропиленовое волокно, способ его получения и способ удаления катионов металлов из жидкости // 2470951

Изобретение относится к материалам, применяемым для тонкой очистки жидкостей. .

Способ определения удельной активности радионуклидов в низкоактивных и сбросных минерализованных водах // 2446492

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

Способ дезактивации отработавшей ионообменной смолы // 2440631

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к технологии обработки радиоактивных отходов атомной электростанции (АЭС). .

Способ переработки радиоактивных растворов, содержащих плутоний и америций // 2432629

Изобретение относится к области переработки и утилизации радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности. .

Способ переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня // 2428758

Способ очистки от радионуклидов водной технологической среды атомных производств // 2399974

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

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.

Композитный материал для локализации молекулярной формы радиоактивного йода // 2395858

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.

Способ контроля содержания урана в технологических средах ядерных энергетических установок // 2499310

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.

Способ получения сорбента на основе микросфер зол-уноса для очистки жидких радиоактивных отходов (варианты) // 2501603

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.

Способ извлечения радионуклидов цезия из водных растворов // 2523823

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.

Способ извлечения радионуклидов из водных растворов // 2524497

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.

Состав экстракционно-хроматографического материала для селективного выделения u(vi), th(iv), np(iv) и pu (iv) из азотнокислых растворов // 2540603

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.

Система очистки концентрата // 2541357

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.

Способ определения концентрации тория-234 в морской воде // 2541449

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.

Способ определения концентрации тория-234 в морских донных отложениях // 2541450

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.

Способ извлечения радионуклидов и микроэлементов // 2550343

Изобретение относится к области сорбционной технологии извлечения радионуклидов и микроэлементов при переработке различных жидких и твердых объектов радиохимических производств. Заявленный способ включает контактирование с сорбентом на основе цианоферрата переходного металла, при этом контактирование осуществляют в среде суспензии, содержащей гуминовую кислоту в количестве 0,15-0,25 г/л по отношению к объему обрабатываемого раствора или 0,15-0,25 г/дм2 по отношению к поверхности обрабатываемого объекта, при соотношении Tсорб:Ж не менее 0,001 кг/л. Техническим результатом является возможность повышения степени очистки от радионуклидов и микроэлементов загрязненных объектов радиохимической промышленности. 1 табл.

Новый сорбент, способ его получения и его применение // 2551495

Группа изобретений относится к сорбентам и их применению. Сорбент анионов сурьмы содержит частицы или гранулы оксида циркония и характеризуется коэффициентом распределения анионов сурьмы, по меньшей мере, 10000 мл/г при рН в диапазоне от 2 до 10, причем указанные частицы имеют средний размер от 10 нм до 100 мкм, для которых скорость потока составляет от 100 до 10000 объемов слоя в час и указанные гранулы имеют средний размер от 0,1 до 2 мм, для которых скорость потока составляет от 10 до 50 объемов слоя в час. Также предложен способ получения нового сорбента, а также способы удаления сурьмы и, возможно, технеция из водных растворов, в частности из жидких ядерных отходов. Достаточно высокий коэффициент распределения делает этот материал привлекательным для применения в промышленности. Способ получения прост и сорбент может быть получен из легкодоступных веществ при умеренных условиях. 5 н. и 15 з.п. ф-лы, 5 ил., 5 табл.