Способ дезактивации отработанных ионообменных смол, загрязненных радионуклидами



Способ дезактивации отработанных ионообменных смол, загрязненных радионуклидами
Способ дезактивации отработанных ионообменных смол, загрязненных радионуклидами
Способ дезактивации отработанных ионообменных смол, загрязненных радионуклидами

 


Владельцы патента RU 2573826:

ОБЩЕСТВО С ОГРАНИЧЕННОЙ ОТВЕТСТВЕННОСТЬЮ "НАУКА - ТЕХНОЛОГИИ - ПРОИЗВОДСТВО" (RU)

Изобретение относится к технологии обработки ионообменной смолы. В заявленном изобретении отработанный катионит или смесь катионита и анионита дезактивируют раствором, содержащим ионы натрия в количестве 1-3М и щелочь, при одновременной очистке этого раствора от радионуклидов цезия с применением селективного, устойчивого в щелочных средах катионита на основе резорцинформальдегидной смолы. Техническим результатом является увеличение десорбции радионуклидов цезия с катионита, растворение глинистых отложений с высвобождением радионуклидов и существенным снижением объема радиоактивных отходов. 11 з.п. ф-лы, 3 ил., 10 пр.

 

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

В процессе эксплуатации катионита в водородной форме для очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), содержащих кремний, возможно образование труднорастворимых силикатов как на поверхности ионита, так и в виде отдельной фазы. В то же время в присутствии катиона алюминия в ЖРО при их очистке на гидроксильной форме анионита возможно образование труднорастворимых соединений алюминия. При эксплуатации смешанных фильтров, содержащих смесь анионитов и катионитов, процессы осадкообразования носят более сложный характер и сопровождаются формированием труднорастворимых глинистых отложений. Характерной особенностью таких отложений является склонность к захвату радионуклидов цезия, как в процессе образования, так и посредством сорбции на уже сформированной фазе. Проблема эффективной дезактивации отработанных ионообменных смол (ИОС), загрязненных глинистыми отложениями, таким образом, сводится к растворению этих отложений.

Известен способ дезактивации катионита установок обработки радиоактивных сред АЭС, включающий очистку от радионуклидов катионита пропусканием через него дезактивирующего раствора в виде разбавленного раствора азотной кислоты и очистку полученного грязного раствора от радионуклидов цезия на ферроцианидном сорбенте (патент RU 1762666).

Недостатками этого способа являются невысокая эффективность десорбции с катионита радионуклидов и сорбции последних ферроцианидным сорбентом из грязного дезактивирующего раствора, а также невозможность использования способа для очистки катионита, загрязненного глинистыми отложениями.

Наиболее близким к предлагаемому решению по технической сущности и достигаемому результату является способ дезактивации отработанного катионита установок обработки радиоактивных сред АЭС, включающий очистку от радионуклидов катионита пропусканием через него дезактивирующего раствора и очистку полученного грязного дезактивирующего раствора от радионуклидов цезия на ферроцианидном сорбенте (патент RU 2183871).

В этом способе в качестве дезактивирующего раствора выбран кислый раствор натриевой соли, что обеспечивает эффективную очистку катионита от радионуклидов цезия, сорбированных на смоле преимущественно по ионообменному механизму, однако этот способ не предусматривает очистку смолы от радионуклидов цезия, связанных не с функциональными группами ионита, а с образованными в процессе эксплуатации глинистыми отложениями.

Очевидно, что использование кислых растворов не позволяет решить проблемы, связанной с излечением цезия, находящегося в глинистых отложениях, образованных на смоле. Таким образом, необходимо создать способ, который может быть использован для дезактивации отработанных, загрязненных радиоактивным цезием, ИОС разных категорий активности, включая недоочищенные при обработке растворами кислот.

Способ по изобретению заключается в обработке отработанной ИОС, загрязненной радионуклидами цезия, щелочным (pH 13 и более) дезактивирующим раствором, содержащим ионы натрия с концентрацией от 1 до 3М, при этом дезактивирующий раствор очищают с использованием синтетического слабокислотного катионита на основе резорцинформальдегидной смолы (РФС), селективного к ионам цезия.

Ионы натрия могут быть введены в виде гидроксида натрия, в виде нитрата натрия или в виде смеси гидроксида и нитрата натрия.

Очистку дезактивирующего раствора от радионуклидов цезия предпочтительно проводить одновременно с обработкой смолы путем контактирования дезактивирующего раствора с отработанной смолой и с РФС с последующим разделением смол, что позволяет сдвинуть ионообменное равновесие в сторону десорбции радионуклидов цезия со смолы, и существенным образом сказывается на эффективности дезактивации.

Для удобства разделения используют РФС, нанесенную на магнитный носитель, при этом РФС смешивают с очищаемой смолой, а последующее разделение смол осуществляют магнитной сепарацией.

В одном из вариантов осуществления РФС смешивают с очищаемой смолой, при этом диаметр зерен РФС подбирают таким образом, чтобы обеспечить дальнейшее ее отделение от очищенной ИОС методом фракционирования, например, на сите.

В другом варианте осуществления ИОС сначала обрабатывают раствором комплексообразователя, например, динатриевой соли ЭДТА, для связывания радионуклидов коррозионной группы, а затем доводят состав раствора до концентрации ионов натрия и pH, обеспечивающих очистку ИОС от радионуклидов цезия.

Ионы натрия, в виде нитрата, можно ввести непосредственно в раствор комплексообразователя, в этом случае, после связывания радионуклидов кобальта в комплекс, в раствор вводят только щелочь для достижения необходимого значения pH. Очистку дезактивирующего раствора от радионуклидов цезия осуществляют с использованием РФС.

После очистки от радионуклидов цезия дезактивирующий раствор очищают от радионуклидов кобальта любым известным способом, например, гидротермальной обработкой на макропористом катализаторе в присутствии перекиси водорода.

Очищенный дезактивирующий раствор после корректировки состава используют повторно.

Катиониты на основе РФС проявляют высокую селективность к катиону цезия в щелочных средах (pH 12 и более) и регенерируются кислотами. РФС не разрушается в растворах в присутствии комплексообразователей. О применении РФС для сорбции радионуклидов цезия впервые упомянуто в американском патенте US 5441991, где описана оригинальная методика синтеза катионита. РФС получают поликонденсацией резорцина и формальдегида в присутствии щелочи. В настоящее время катионит производится промышленно, например, компаниями Boulder Scientific Со (США) и Microbeads (Норвегия) в виде зерен неправильной и сферической формы.

В результате проведенных исследований обнаружено, что благодаря использованию дезактивирующего раствора предложенного состава возможно эффективное извлечение радионуклидов цезия как из катионита, так и из катионит-анионитовой смеси, загрязненной глинистыми отложениями. При этом одновременно с регенерационными процессами происходит растворение отложений с высвобождением в раствор окклюдированных и сорбированных на них радионуклидов цезия. В результате проведенных исследований было установлено, что содержание ионов натрия в дезактивирующем растворе должно составлять не менее 1М при pH не менее 13. При pH ниже 13 не удается полностью растворить глинистые отложения и перевести в раствор все сорбированные на них радионуклиды цезия. Содержание ионов натрия в растворе не ниже 1М препятствует вторичной сорбции радионуклидов цезия на катионите, при этом максимальный эффект достигается при содержании ионов натрия 3М, и дальнейшее повышение концентрации ионов натрия нецелесообразно. Введение в систему катионита на основе РФС, селективного к ионам цезия и устойчивого в щелочной среде, позволяет повысить регенерационную (дезактивирующую) емкость раствора благодаря смещению ионообменного равновесия. Таким образом, достигаются высокие коэффициенты дезактивации ИОС (до 99,99%), при этом 80-95% радионуклидов цезия концентрируется на РФС, которая может быть удалена из системы на любой стадии процесса и после регенерации кислотой использована повторно. Недоочищенные по радионуклидам цезия дезактивирующие растворы после корректировки состава могут быть многократно использованы, а впоследствии выведены из системы и доочищены на РФС, т.е. переведены в категорию неактивных технологических растворов. В результате предложенного способа достигается полная очистка отработанных ИОС от радионуклидов цезия с переводом их в категорию неактивных отходов, что позволяет размещать их на полигонах промышленных отходов.

Преимуществом предлагаемого способа дезактивации является простота использования, отсутствие необходимости строгого контроля pH, как при использовании ферроцианидных сорбентов при очистке дезактивирующих растворов, при этом не используются агрессивные среды; дезактивацию возможно осуществить как в непрерывном, так и в периодическом режиме со значительным снижением вторичных радиоактивных отходов. Существенным преимуществом предлагаемого способа является возможность введения в дезактивирующий раствор комплексообразователей, способных прочно связывать радионуклиды коррозионной группы, включая радионуклид 60Co, в комплексы, устойчивые в щелочной среде. При этом проблема удаления радионуклидов коррозионной группы из дезактивирующих растворов предложенного состава решается известным из современного уровня техники способом, например, раскрытым в патенте RU 2297055.

Далее осуществление изобретения будет подробно раскрыто с помощью примеров и прилагаемых чертежей, на которых изображено:

Фиг. 1. Зависимость концентрации 137Cs в растворе от времени контакта со смолой.

Фиг. 2. Приспособление для дезактивации смолы.

Фиг. 3. Зависимость активности ионитов по 137Cs от времени нахождения системе смола - дезактивирующий раствор - РФС.

Пример 1

Предварительно набухший в дистилляте, отработанный ионообменный материал, состоящий из смеси катионита и анионита из фильтров смешанного действия, загрязненный радионуклидами 137Cs (удельная активность по 137Cs в воздушно-сухом состоянии - 1,2·104 Бк/кг) в процессе очистки ЖРО станции очистки ЖРО Института физической химии и электрохимии РАН, обрабатывали раствором гидроксида натрия 1Μ при соотношении Т:Ж=1:2,5 при непрерывном перемешивании на шейкере со скоростью 50 об/мин в течение 1 часа. Обработку повторили трижды, при этом после первой обработки в раствор перешло 30% 137Cs, а в результате трехкратной обработки активность смолы по 137Cs снизилась на 60%. Дезактивирующий раствор был очищен от радионуклидов 137Cs в статических условиях путем добавления в него резорцинформальдегидной смолы в объемном соотношении раствор: РФС около 100 в течение 4 часов до полного удаления 137Cs из раствора, при этом в течение первого часа из раствора удалилось более 80% радионуклидов цезия.

Пример 2

Осуществляют, как пример 1, но концентрация гидроксида натрия повышена до 3М. После первой обработки в раствор перешло 50% 137Cs, и после трех последовательных обработок активность смолы снизилась на 85%.

Пример 3

Осуществляют, как пример 2, но вместо гидроксида натрия использовали раствор, содержащий NaNO3 3М и NaOH 3М в соотношении 3:1, т.е содержание щелочи снизили в 4 раза при той же концентрации ионов натрия (3М). При этом после первой обработки из смолы было удалено 65% 137Cs, а после трех обработок - не менее 85% 137Cs.

Пример 4

Осуществляют, как пример 3, но вместо гидроксида натрия 3М использовали гидроксид натрия 1М, т.е. концентрация ионов натрия составила 2,5М. При этом после первой обработки из смолы было удалено 50% 137Cs, а после трех последовательных обработок - 80%).

Пример 5

Осуществляют, как пример 3, но при соотношении Т:Ж=1:10 в течение 20 часов. При этом после 1,5 ч обработки активность раствора составила 65% от исходной активности смолы. В дальнейшем активность раствора медленно возрастала и достигла 85%) после 20 часов обработки. Кинетика процесса дезактивации отражена на фиг. 1, из которой видно, что за быстрой стадией десорбции обменного 137Cs следует медленная, связанная с высвобождением 137Cs из глинистых отложений в раствор и перераспределением его в системе раствор-катионит.

Иная картина наблюдается при обработке этого же материала 4М азотной кислотой при тех же условиях (фиг. 1). Как видно из графика, в раствор азотной кислоты извлеклось 50% 137Cs после установления ионообменного равновесия в первые 2 часа, и в дальнейшем содержание 137Cs в растворе не увеличивается.

Очевидно, что обработка ионообменного материала кислыми растворами солей, а также азотной кислотой в концентрации 4Μ существенно уступает предложенному способу. При этом существенно снижается возможность введения комплексообразователей. Например, при введении этилендиаминтетраацетата натрия в кислые растворы при дезактивации катионита, находящегося в водородно-солевой форме, требуется корректировка pH, т.к. при значительном снижении pH выпадает осадок малорастворимой этилендиаминтетрауксусной кислоты, который растворяется при подщелачивании раствора.

Пример 6

Осуществляли, как пример 5, но в емкость (1) с очищаемой ИОС помещали стакан (2) меньшего диаметра и высоты с предварительно набухшей в дезактивационном растворе РФС. Для этого использовали держатель (3). Дезактивирующий раствор контактировал при перемешивании мешалкой (4) как с отработанной смолой, так и с РФС, но частицы смол не смешивались. Схема приспособления для дезактивации изображена на фиг. 2. Отношение объема дезактивируемой смолы к объему РФС составило 10. Для взятия пробы стакан с РФС удаляли из емкости с очищаемой ИОС, а дезактивирующий раствор сливали в одну емкость. Затем измеряли активность по 137Cs смол в емкости и стакане и дезактивирующего раствора. Из фиг. 3 можно увидеть, как изменяется содержание 137Cs в дезактивируемой ИОС в зависимости от времени нахождения в предлагаемой системе.

Пример 7

Осуществляют, как пример 6, но в дезактивирующий раствор вводили комплексообразователь - динатриевую соль этилендиаминтетрауксусной кислоты (трилон Б) в концентрации 0,01 моль/л. Как видно из фиг. 3, введение комплексообразователя в дезактивирующий раствор не снижает эффективности извлечения 137Cs из раствора на РФС; при этом очевидно, что в присутствии ЭДТА, во-первых, растворение глинистых отложений происходит интенсивнее благодаря связыванию катионов жесткости в комплекс, и, во-вторых, возможно совместное удаление радионуклидов коррозионной группы, преимущественно радионуклидов кобальта, посредством связывания их в этилендиаминтетраацетатные комплексы, устойчивые в щелочной среде. После цикла дезактивации смолы на РФС, дезактивирующий раствор может быть очищен от радионуклидов кобальта с применением гидротермальной технологии окисления комплекса Со-ЭДТА, известной из уровня техники, например, как в примере 10.

Пример 8

Осуществляют, как пример 5, но очищаемую ИОС смешивали с РФС, нанесенной в процессе синтеза на синтетический магнетит (10% от объема смолы), при соотношении объема очищаемой ИОС к объему РФС, равному 10. При необходимости РФС легко удалялась из системы с использованием магнита. Из фиг. 3 видно, что время полной очистки смолы от радионуклидов 137Cs снизилось в 2 раза по сравнению с примерами 6-7, при этом вся активность по 137Cs переведена на РФС.

Пример 9

Осуществляют, как пример 8, но РФС использовали в гранулированном виде с диаметром гранул 1,5-2 мм, т.е. в 2 раза превышающем максимальный диаметр зерен очищаемой ИОС, а соотношение объема очищаемой ИОС к объему РФС составило 50. При необходимости РФС удалялась из системы как с помощью магнита, так и посредством разделения на сите с диаметром отверстий 1.25 мм.

Пример 10

Модельный катионит КУ-2-8 (удельная активность: по 137Cs - 100 Бк/мл, по 57Co - 135 Бк/мл, содержание железа (III) 0,05 г/г ионита), предварительно набухший в дистилляте, поместили в стакан и обработали 0,02М раствором трилона Б в статических условиях на мешалке в течение 2 часов при объемном соотношении Т:Ж=1:5, при этом в раствор перешло 92% кобальта, 3% цезия. Затем в емкость добавили NaNO3 и NaOH таким образом, чтобы получить дезактивирующий раствор, как в примере 7, а также в стакан внесли РФС на магнетите (как в примере 8). После 2 часов обработки на смоле осталось 2%, 137Cs и 6% 57Co, а 80% цезия перешло на РФС. После 4 часов обработки удельная активность катионита КУ-2-8 составила: по 137Cs - менее 0,5 Бк/мл, по 57Co - 10 Бк/мл; удельная активность РФС по 137Cs - 103 Бк/мл; удельная активность дезактивирующий раствора: по 137Cs - 1 Бк/мл, по 57Co - 12.5 Бк/мл. В дальнейшем смолу отделили от дезактивирующий раствора и РФС, дезактивирующий раствор доочистили на РФС в течение 5 часов (удалилось 70% остаточного цезия), а затем, для очистки от радионуклидов кобальта, 200 мл дезактивирующего раствора обработали в реакторе гидротермальной установки при T=250°C на 1 г макропористого катализатора (оксида железа (III)) в динамическом режиме в присутствии перекиси водорода, при этом активность раствора по 57Co снизилась в 200 раз и составила 0,06 Бк/мл, удельная активность отработанного катализатора - 2.4·103 Бк/г.

Пример 11

Катионит (как в примере 10) обработали раствором, содержащим 3М NaNO3 и 0,01Μ трилона Б, в статических условиях при соотношении Т:Ж=1:10 в течение 1 часа, при этом в раствор перешло 92% кобальта и 82% цезия. Затем в емкость со смолой и раствором добавили NaOH 6М до концентрации 0,5 моль/л и гранулированный РФС (как в примере 9, но в соотношении объема КУ-2-8 к объему РФС, равном 10). После 4 часов обработки удельная активность катионита КУ-2-8 составила: по 137Cs - менее 0,5 Бк/мл, по 57Co - 5 Бк/мл; удельная активность РФС: по 137Cs - 104 Бк/мл; удельная активность дезактивирующего раствора: по 137Cs - 1 Бк/мл, по 57Co - 13 Бк/мл. В дальнейшем смолу отделили, а раствор после доочистки по цезию обработали на гидротермальной установке, как в примере 10.

Приведенные примеры свидетельствуют об увеличении десорбции радионуклидов цезия с катионита, растворении глинистых отложений с высвобождением радионуклидов и существенным снижением объема радиоактивных отходов.

1. Способ дезактивации отработанной ионообменной смолы (ИОС), включающий обработку отработанной ИОС, загрязненной радионуклидами цезия, дезактивирующим раствором и очистку дезактивирующего раствора от радионуклидов цезия, отличающийся тем, что обработку отработанной ИОС, загрязненной радионуклидами цезия, проводят щелочным с pH 13 и более дезактивирующим раствором, содержащим ионы натрия с концентрацией от 1 до 3М, очистку дезактивирующего раствора осуществляют синтетическим катионитом на основе резорцинформальдегидной смолы (РФС), селективной к радионуклидам цезия.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что ионы натрия вводят в виде гидроксида натрия и/или нитрата натрия.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что очистку дезактивирующего раствора от радионуклидов цезия проводят одновременно с обработкой ИОС путем контактирования дезактивирующего раствора с ИОС и с РФС с последующим разделением смол.

4. Способ по п. 3, отличающийся тем, что используют РФС, нанесенную на магнитный носитель, при этом РФС смешивают с очищаемой смолой, и последующее разделение смол осуществляют магнитной сепарацией.

5. Способ по п. 3, отличающийся тем, что РФС смешивают с очищаемой смолой, при этом диаметр зерен РФС подбирают таким образом, чтобы обеспечить возможность ее дальнейшего отделения от очищенной смолы методом фракционирования, например, на сите.

6. Способ по любому из пп. 1-5, отличающийся тем, что дезактивирующий раствор, после очистки от радионуклидов цезия и кобальта, используют повторно.

7. Способ по любому из пп. 1-5, отличающийся тем, что ИОС обрабатывают раствором комплексообразователя, после связывания радионуклидов кобальта в комплекс, в раствор вводят ионы натрия и щелочь и, после очистки от радионуклидов цезия, дезактивирующий раствор очищают от радионуклидов кобальта и используют повторно.

8. Способ по п. 7, отличающийся тем, что в качестве комплексообразователя используют раствор динатриевой соли ЭДТА.

9. Способ по п. 7, отличающийся тем, что дезактивирующий раствор очищают от радионуклидов кобальта гидротермальной обработкой на макропористом катализаторе оксиде железа(III) в присутствии перекиси водорода.

10. Способ по любому из пп. 1-5, отличающийся тем, что ИОС обрабатывают
раствором комплексообразователя, в который введен нитрат натрия, после связывания радионуклидов кобальта в комплекс, в раствор вводят щелочь и, после очистки от радионуклидов цезия, дезактивирующий раствор очищают от радионуклидов кобальта и используют повторно.

11. Способ по п. 10, отличающийся тем, что в качестве комплексообразователя используют раствор динатриевой соли ЭДТА.

12. Способ по п. 10, отличающийся тем, что дезактивирующий раствор очищают от радионуклидов кобальта гидротермальной обработкой на макропористом катализаторе оксиде железа(III) в присутствии перекиси водорода.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способам удаления радиоактивного иода, присутствующего в жидкости и/или твердом теле, образующегося в атомной электростанции или в установке для переработки отработанного ядерного топлива.

Изобретение относится к способам очистки жидких радиоактивных отходов от комплексонов, представляющих собой органические соединения, содержащие атомы N, S и/или Р, способные к координации ионов металлов.

Изобретение относится к сельскому хозяйству и защите окружающей среды, в частности к средствам для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами. Средство для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами, содержит в своем составе поли-N,N-диалкил-3,4-диметиленпирролидиний галогенид общей формулы в которой R1 и R2 означают независимо друг от друга линейный или разветвленный алкил с 1-6 атомами углерода и X означает фтор, хлор, бром, йод или тетрафторборат, причем средняя молекулярная масса полимера составляет от 75000 до 100000 г/моль.

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.

Изобретение относится к области сорбционной технологии извлечения радионуклидов и микроэлементов при переработке различных жидких и твердых объектов радиохимических производств.

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 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.

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.

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.

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.

Изобретение относится к способу разложения щавелевой кислоты из азотнокислых маточных растворов на биметаллическом платино-рутениевом катализаторе. Процесс ведут в динамических условиях в сорбционной колонке, заполненной биметаллическим платино-рутениевым катализатором при соотношении платины к рутению (0,4-0,5):(0,6-0,5). При этом исходный раствор подают в колонку снизу вверх, разложение щавелевой кислоты проходит в колонке с выделением газообразных продуктов, а очищенный раствор свободно перетекает в приемную емкость. Предлагаемый способ позволяет повысить скорость разложения щавелевой кислоты и увеличить степень ее разложения в динамических условиях по сравнению со статическими условиями. 1 з.п. ф-лы, 2 ил., 3 табл., 4 пр.

Группа изобретений относится к удалению радиоактивного йода и цезия, содержащихся в жидком или твердом веществе. Способ удаления радиоактивного цезия заключается в обработке радиоактивной отработанной жидкости и/или твердого вещества с помощью гидрофильной смоляной композиции. Гидрофильная смоляная композиция содержит гидрофильную смолу и соединение ферроцианид металла, одну гидрофильную смолу, выбранную из группы, состоящей из гидрофильной полиуретановой смолы, гидрофильной полимочевинной смолы и гидрофильной полиуретан-полимочевинной смолы, каждая из которых имеет гидрофильный сегмент, соединение ферроцианид металла диспергировано в гидрофильной смоляной композиции в соотношении по меньшей мере от 1 до 200 массовых частей относительно 100 массовых частей гидрофильной смолы. Имеются также варианты осуществления способа. Группа изобретений позволяет захватывать и стабильно удерживать удаленные радиоактивные вещества в твердом теле. 11 н. и ф-лы, 11 з.п. ф-лы, 9 ил., 17 табл.

Группа изобретений относится к переработке израсходованных ядерных топлив. Отделяют америций от других металлических элементов, присутствующих в кислотной водной фазе или в органической фазе, путем образования комплекса америция с водорастворимым производным этилендиамина. Способ селективного извлечения америция из кислотной водной фазы, содержащей америций и другие металлические элементы, включает упомянутое отделение америция. Обеспечивается повышение эффективности отделения америция от других металлических элементов. 2 н. и 25 з.п. ф-лы, 3 ил., 8 табл., 3 пр.
Изобретение относится к способу удаления из теплоносителей ядерных энергетических установок (ЯЭУ) потенциально опасных веществ, в частности ртути. Способ удаления ртути из первого контура ЯЭУ с водным теплоносителем включает вывод из контура парогазовой смеси теплоносителя первого контура без расхолаживания реактора при температуре до 300°C с последующей очисткой теплоносителя от ртути на минеральном термостойком сорбенте, модифицированном серебром, без конденсации парогазовой смеси теплоносителя при температуре 200-300°C. Техническим результатом является повышение эффективности очистки теплоносителя и упрощение технологии удаления ртути.

Изобретение относится к области сорбционной технологии извлечения радионуклидов, а именно к способу извлечения микроконцентраций урана из водных растворов. Способ проводят путем сорбции с использованием тонкослойного неорганического сорбента на основе гидроксида металла, осажденного на природное органическое вещество. При этом предварительно в очищаемый раствор вводят комплексон до достижения в воде его концентрации 0,15·10-3 - 0,3·10-3 моль/л при значениях рН от 6 до 8. Изобретение позволяет повысить динамическую обменную емкость (ДОЕ) сорбента по отношению к извлекаемому радионуклиду и увеличить скорость процесса сорбции. 3 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 пр.
Наверх