Способ дезактивации жидких радиоактивных отходов от одного или нескольких радиоактивных химических элементов путем отделения твердой фазы от жидкой с использованием контура рециркуляции

Авторы патента:

G21F9/12 - абсорбция; адсорбция; ионообмен

Владельцы патента RU 2498431:

КОММИССАРИАТ А Л' ЭНЕРЖИ АТОМИК Э ОЗ ЭНЕРЖИ АЛЬТЕРНАТИВ (FR)

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.

Область техники, к которой относится изобретение

Настоящее изобретение относится к способу дезактивации жидких радиоактивных отходов, содержащих один или несколько предназначенных для удаления химических элементов, при этом указанные элементы являются радиоактивными изотопами. Указанный способ включает стадию отделения твердой фазы от жидкой (или так называемую стадию соосаждения).

Такой способ находит применение, в частности, в переработке жидких радиоактивных отходов, содержащих, в частности, стронций, рутений, америций, плутоний, уран или цезий.

Уровень техники

Дезактивация жидких отходов, в частности, радиоактивных жидких отходов путем соосаждения была разработана в 60-е годы. Она состоит во введении в предназначенный для дезактивации жидкий отход предварительно сформированных твердых частиц и/или реактивов-предшественников указанных частиц, при этом указанные реактивы реагируют непосредственно в самом дезактивируемом жидком отходе, образуя указанные частицы. Эти частицы выбирают с учетом их способности селективно захватывать и удерживать указанный или указанные предназначенные для удаления элементы. Среди твердых частиц, которые могут захватывать и удерживать металлические элементы, можно указать:

- частицы сульфата бария, которые могут захватывать и удерживать стронций;

- частицы гидроксидов железа и меди, которые могут захватывать и удерживать рутений и альфа-излучатели, такие как америций, плутоний и уран;

- частицы ферроцианидов никеля и кобальта, которые могут селективно захватывать и удерживать цезий.

Дезактивацию можно осуществлять в двух режимах:

- в периодическом режиме, при котором обрабатывают только заранее определенный объем дезактивируемого жидкого отхода, подаваемого в реактор, в который вводят твердые частицы, способные захватывать и удерживать указанный или указанные предназначенные для удаления химические элементы, и/или реактивы-предшественники указанных частиц;

- в непрерывном режиме, при котором в реактор непрерывно и с постоянным или переменным расходом вводят предназначенные для дезактивации отходы, твердые частицы, которые могут захватывать и удерживать указанный или указанные предназначенные для удаления химические элементы, и/или реактивы-предшественники указанных частиц, при этом частицы и/или реактивы можно добавлять в каскад реакторов.

Как в периодическом, так и в непрерывном режиме после обработки в реакторе получают суспензию твердых частиц, захвативших предназначенные для удаления элементы, первоначально присутствовавшие в жидких отходах. После этого конечную обработку производят на стадии разделения жидкой и твердой фаз, как правило, в отстойнике. Эту стадию можно облегчить путем добавления в суспензию коагулятора и/или флокулянта. Твердая фаза, собираемая по завершении этой стадии (называемая на этой стадии «шламом»), считается последним отходом, и перед складированием ее упаковывают, как правило, в битум или в цементную матрицу. Что касается дезактивированной жидкости, то ее удаляют в окружающую среду, если это допускает ее радиологический и химический состав. В противном случае жидкость могут повторно подвергнуть дальнейшей дезактивации.

В случае жидких отходов, обладающих высокой активностью или прошедших лишь частичную дезактивацию в ходе предыдущей обработки, их можно снова ввести в контакт с твердыми частицами-комплексообразователями химических элементов, что приводит в результате обработки к образованию шлама во все возрастающем количестве, по причине увеличения числа необходимых операций обработки, и, следовательно, требует наличия больших площадей для складирования.

Поэтому существует потребность в разработке непрерывного способа дезактивации радиоактивных жидких отходов, позволяющего ограничить количество твердых частиц, используемых для дезактивации данного объема жидких отходов, с целью ограничения объема шлама, получаемого в результате способа дезактивации, и, следовательно, объема, необходимого для изолирования полученного шлама, сохраняя и даже повышая при этом эффективность дезактивации.

Раскрытие изобретения

Объектом изобретения является непрерывный способ дезактивации жидких отходов, содержащих один или несколько предназначенных для удаления радиоактивных химических элементов, содержащий следующие стадии:

- стадию введения в контакт в первом реакторе указанных жидких отходов с твердыми частицами, способными захватывать и удерживать указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы, в результате чего получают суспензию твердых частиц, содержащую указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы;

- стадию отстаивания указанной суспензии во втором реакторе, в результате чего получают твердую фазу, содержащую твердые частицы, содержащие указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы, и жидкую фазу с низким содержанием или не содержащую указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы;

- стадию разделения указанной твердой фазы и указанной жидкой фазы;

отличающийся тем, что часть указанной твердой фазы, полученной после стадии отстаивания, повторно направляют в первый реактор для осуществления вышеуказанной стадии введения в контакт.

Этот новый способ имеет следующие преимущества:

- при одном количестве предназначенных для удаления радиоактивных химических элементов повышение эффективности дезактивации без увеличения количества образующейся твердой фазы за счет повторного использования части твердой фазы для дезактивации жидких отходов;

- в конечном счете, уменьшение количества твердых отходов за счет повторного использования части твердой фазы для удаления соответствующих радиоактивных химических элементов;

- вследствие этого - повышение эффективности дезактивации и/или концентрация предназначенных для удаления радиоактивных химических элементов в меньшем объеме твердых отходов.

При этом следует уточнить, что под непрерывным способом классически следует понимать способ, в котором стадии осуществляют без перерыва, то есть в момент t один объем жидких отходов проходит через стадию введения в контакт, тогда как другой объем подвергают стадии отстаивания и разделения.

Согласно изобретению, способ содержит стадию введения в контакт в первом реакторе указанных жидких отходов с твердыми частицами, способными захватывать и удерживать указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы, в результате чего получают суспензию твердых частиц, содержащую указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы.

Согласно способу в соответствии с настоящим изобретением, твердые частицы, способные захватывать или удерживать указанный или указанные элементы на стадии введения в контакт, являются частицами двух типов:

- часть из них получают в первом реакторе из непрерывного потока неиспользованных частиц (то есть, еще не прошедших через стадию введения в контакт с жидкими отходами) и/или реактивов, способствующих образованию указанных частиц в ходе химической реакции; и

- другую часть получают после вышеупомянутой стадии повторного введения.

Благодаря тому, что способ дезактивации является непрерывным способом, в первый реактор в течение осуществления способа подают поток предназначенных для дезактивации жидких отходов и поток вышеупомянутых частиц и/или реактивов, при этом часть частиц получают в ходе стадии повторного введения.

Предпочтительно первый реактор может содержать смесительное устройство, позволяющее осуществлять смешивание входящих потоков и гомогенизацию содержимого реактора. В данном случае система, состоящая из жидких отходов и частиц, образует суспензию без осаждения твердых частиц в первом реакторе.

Поскольку входящие потоки являются непрерывными, может произойти образование избытка, и в этом случае способ может содержать, - одновременно со стадией введения в контакт, - стадию удаления избытка, например, путем перелива.

Твердые частицы, способные захватывать и удерживать предназначенный или предназначенные для удаления из жидких отходов радиоактивные химические элементы, выбирают таким образом, чтобы захватывать и удерживать соответствующий или соответствующие радиоактивные химические элементы. Радиоактивные химические элементы могут быть выбраны из группы, в которую входят стронций, рутений, цезий, альфа-излучатели, такие как америций, плутоний и уран, и их смеси. Способ дезактивации в соответствии с настоящим изобретением может быть способом дезактивации радиоактивных жидких отходов, поступающих, например, из ядерных установок.

Например, если химическим элементом является стронций, твердыми частицами могут быть частицы сульфата бария, карбоната бария, карбоната кальция, гидроксида железа, фосфата кальция, фосфата железа, диоксида марганца, диоксида титана, но предпочтительно используют частицы сульфата бария.

Если химический элемент является рутением или альфа-излучателем, таким как америций, плутоний и уран, твердыми частицами могут быть частицы гидроксида железа и меди.

Если химический элемент является цезием, твердыми частицами могут быть частицы ферроцианидов никеля и кобальта, тетрафенилбората и/или в целом частицы, имеющие цеолитную структуру. Предпочтительно твердыми частицами, которые могут захватывать и удерживать цезий, являются частицы ферроцианидов никеля и кобальта.

После завершения стадии введения в контакт способ в соответствии с настоящим изобретением содержит стадию отстаивания, причем на этой стадии отстаивания в реакторе типа отстойника классически оставляют в состоянии покоя суспензию, полученную на предыдущей стадии, чтобы произошло осаждение частиц, захвативших и удерживающих предназначенные для удаления химические элементы. Таким образом, после этой стадии получают фазу, содержащую указанные частицы в нижней части отстойника, и жидкую фазу над осадком с низким содержанием или не содержащую указанного или указанных предназначенных для удаления радиоактивных химических элементов и, следовательно, указанных твердых частиц.

Поскольку на стадии отстаивания мембрану не применяют, его преимуществом является отсутствие радиоактивного заражения мембраны и, следовательно, устранение проблем, связанных с ее дезактивацией. Действительно, использование мембраны, в частности органической мембраны, классически применяемой в области отделения твердой фазы от жидкой, может создать проблемы транспортировки и упаковки таких зараженных мембран, в частности, по причине потенциального выделения водорода, связанного с радиолизом мембран захваченными в них радиоактивными элементами.

С практической точки зрения во второй реактор типа отстойника подают поток, выходящий из первого реактора, причем этот выходной поток содержит указанную суспензию. Отстаивание можно облегчить при помощи стадии добавления коагулянта и/или флокулянта во второй реактор.

Поскольку способ в соответствии с настоящим изобретением является непрерывным способом, то, если не предусмотреть мер по удалению, количество верхней жидкой фазы и нижней твердой фазы стремилось бы к увеличению.

Поэтому способ в соответствии с настоящим изобретением содержит стадию разделения указанной твердой фазы и указанной жидкой фазы, при этом жидкую фазу над осадком классически удаляют путем перелива, тогда как твердую фазу классически удаляют путем, как правило, периодического извлечения, при этом часть этой твердой фазы повторно направляют в первый реактор для повторного участия в стадии введения в контакт с другим объемом предназначенных для дезактивации жидких отходов. Полученную жидкую фазу с низким содержанием и даже не содержащую радиоактивных химических элементов, задержанных фазой с высоким содержанием твердых частиц, можно удалить в окружающую среду, если это позволяет радиологический анализ, либо, в случае необходимости, подвергают дальнейшей обработке.

Как было указано выше, часть твердой фазы, полученной после отстаивания, повторно направляют в первый реактор, как правило, в виде потока, доставляющего твердую фазу из второго реактора в первый реактор (этот поток можно называть «контуром рециркуляции»).

Работа этого контура приводит к повторному введению твердой фазы в контакт с жидкими отходами, содержащими предназначенный(ые) для удаления химический(ие) элемент(ы). Твердая фаза может опять связывать определенное количество этих химических элементов, в результате чего повышается химическая активность этих частиц.

Таким образом, учитывая непрерывность способа в соответствии с настоящим изобретением, количество частиц, выходящих из первого реактора и поступающих во второй реактор, зависит от двух факторов:

- с одной стороны, от введения предварительно сформированных частиц и, в случае необходимости, от химических реакций, происходящих при введении в контакт реактивов;

- и, с другой стороны, от количества частиц, получаемых в контуре рециркуляции.

Следует понимать, что количество радиоактивных химических элементов, удерживаемых в твердой фазе, увеличивается с количеством твердых частиц в первом реакторе. Поскольку стадия повторного введения твердых частиц позволяет повысить концентрацию твердых частиц в реакторе, способ в соответствии с настоящим изобретением обеспечивает, таким образом, более глубокую дезактивацию обрабатываемых отходов.

Кроме того, благодаря стадии повторного введения, можно также уменьшить общее количество реактивов и/или твердых частиц, вводимых во время обработки. Несмотря на уменьшение количества реактивов и/или твердых частиц, вводимых в первый реактор, эффективность дезактивации можно сохранить на прежнем уровне и даже повысить путем корректировки количества повторно вводимых частиц из второго реактора в первый реактор.

Уменьшение введения частиц и/или реактивов в первый реактор приводит к сокращению общего объема твердых отходов. Поскольку эффективность сохраняется и даже повышается, то повышается также экстрагирующая активность.

Перед осуществлением вышеупомянутых стадий (стадии введения в контакт, отстаивания и разделения) способ в соответствии с настоящим изобретением предпочтительно может содержать стадию заполнения первого реактора заранее определенным объемом обрабатываемых жидких отходов и заранее определенным количеством твердых частиц, которые могут захватывать и удерживать указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы, чтобы во время первого запуска стадии введения в контакт стадию повторного введения можно было производить с указанной суспензией.

После начала способа повторно вводимая в дальнейшем твердая фаза будет содержать твердые частицы, уже прошедшие через стадию введения в контакт.

Другие отличительные признаки и преимущества изобретения будут более очевидны из описания нижеследующего иллюстративного и не ограничительного примера со ссылками на единственную прилагаемую фигуру.

Краткое описание чертежей

На фигуре 1 в виде принципиальной схемы представлен пример установки, предназначенной для осуществления способа в соответствии с настоящим изобретением.

Осуществление изобретения

ПРИМЕР

Этот пример иллюстрирует применение способа в соответствии с настоящим изобретением для дезактивации жидких отходов, содержащих стронций.

Для описания этого примера обратимся к фигуре 1, на которой в виде принципиальной схемы представлен пример установки 1, предназначенной для осуществления способа в соответствии с настоящим изобретением в рамках промышленного процесса дезактивации водных отходов, например, полученных после переработки облученного ядерного топлива, содержащего стронций.

Установка 1 соответственно содержит:

- первый реактор 3, предназначенный для введения в него дезактивируемых жидких отходов и твердых частиц (или реактивов, способных реагировать с образованием соответствующих частиц), которые могут захватывать и удерживать стронций, содержащийся в жидких отходах, причем этот первый реактор выполнен в виде стеклянного реактора полезным объемом в 2,5 литра; первый реактор 3 оборудован смесительным устройством 5 и металлическими переборками и переливным каналом (не показан), предназначенным для удаления, в случае необходимости, избытка;

- второй реактор 7, обеспечивающий функцию отстойника, предназначенного для введения в него суспензии, полученной в первом реакторе, причем эта суспензия содержит твердые частицы, образовавшие комплекс со стронцием, причем этот второй реактор является реактором цилиндрически-конусного типа с полезным объемом в 13 литров, при этом суспензию подают в его центр;

- первый трубопровод 9, соединенный с первым реактором 3, обеспечивающий его питание водными отходами, содержащими предназначенный для удаления элемент стронций, при этом его подача облегчается за счет наличия перистальтического насоса (не показан);

- второй трубопровод 11, соединенный с первым реактором 3 и обеспечивающий его питание реактивами, способными реагировать с образованием твердых частиц, способных захватывать и удерживать стронций, и/или уже образованными твердыми частицами (этими частицами в данном случае являются твердые частицы сульфата бария), при этом питание облегчается за счет наличия перистальтического насоса (не показан);

- третий трубопровод 13, соединяющий первый реактор 3 со вторым реактором 7 и обеспечивающий подачу в виде переливного потока суспензии, содержащей твердые частицы, захватившие и удерживающие стронций, из первого реактора во второй реактор;

- четвертый трубопровод 15, который соединяет второй реактор 7 с первым реактором 3 и который обеспечивает подачу части твердой фазы, отстоявшейся во втором реакторе, в первый реактор (и который называют также контуром рециркуляции);

- пятый трубопровод 17, который позволяет отбирать дезактивированную жидкую фазу 16;

- шестой трубопровод 19, который позволяет отбирать твердую фазу 18, которую повторно не направляют в первый реактор.

Эффективность обработки оценивают при помощи параметра, такого как коэффициент очистки, обозначаемый FD. В рамках дезактивации от стронция коэффициент FD соответствует соотношению концентрации стронция во входном потоке (поток, проходящий через первый трубопровод 9) и его концентрации в выходящем из первого реактора потоке (поток, проходящий через третий трубопровод 13). FD можно также определить как соотношение концентрации стронция во входном потоке (поток, проходящий через первый трубопровод 9) и его концентрации в потоке, выходящем из второго реактора (поток, проходящий через трубопровод 17).

В представленном устройстве отходы, вводимые в реактор 3 через трубопровод 9, содержат 0,5 моль/л нитрата натрия, 0,1 моль/л сульфата натрия и 1,14.10^-4 моль/л нитрата стронция. Удаляемым элементом является стронций. Расход отходов в трубопроводе 9 регулируют по значению 14 л/час. Реактивом, вводимым через трубопровод 11, является раствор нитрата бария с содержанием 0,29 моль/л, и расход в трубопроводе 11 составляет 1 л/час.

Ионы сульфатов, поступающие через трубопровод 9, реагируют с ионами бария, вводимыми через трубопровод 11, образуя твердые частицы сульфата бария, которые будут захватывать и удерживать стронций.

Если контур рециркуляции не активирован (нулевой расход в трубопроводе 15), то после 40 минут работы коэффициент FD, измеренный на выходе реактора 3 через трубопровод 13, равен 60±5, а FD, измеренный на выходе реактора 7 через трубопровод 17, равен 100±10.

Если же расход суспензии в трубопроводе 15 примерно равен 1200 г/час, FD в жидкой фазе в трубопроводе 13 увеличивается примерно в 8 раз, то есть примерно равен 500±150. FD в жидкой фазе в трубопроводе 17 примерно равен 500±50.

Улучшение дезактивации связано с наличием контура рециркуляции и, с химической точки зрения, кроме всего прочего, со снижением скорости кристаллического роста BaSO₄, вытекающим из присутствия этого контура, при этом снижение скорости связано с количеством и с площадью кристаллов BaSO₄, значения которых выше по сравнению со случаем, когда контура рециркуляции нет. Было установлено, что снижение скорости кристаллического роста BaSO₄ способствует удалению стронция.

ПРИМЕР 2

В этом примере использовали устройство, идентичное устройству, применявшемуся в примере 1.

Отходы, вводимые в реактор 3 через трубопровод 9, содержат 0,5 моль/л нитрата натрия, 0,1 моль/л сульфата натрия и 1,14.10^-4 моль/л нитрата стронция. Удаляемым элементом является стронций. Расход отходов в трубопроводе 9 регулируют по значению 14 л/час. Реактивом, вводимым через трубопровод 11, является раствор нитрата бария с содержанием 0,29 моль/л, и расход в трубопроводе 11 составляет 0,5 л/час, то есть в два раза ниже, чем в примере 1. Вследствие этого выход сульфата бария в реакторе 3 уменьшается вдвое. В результате часовое производство шлама снижается в 2 раза.

Если контур рециркуляции не активирован (нулевой расход в трубопроводе 15), то FD, измеренный на выходе реактора 3 через трубопровод 13, равен 20±3, а FD, измеренный на выходе реактора 7 через трубопровод 17, равен 30±3.

Если же расход суспензии в трубопроводе 15 примерно равен 3600 г/час, FD в жидкой фазе в трубопроводе 13 увеличивается примерно в 5 раз, то есть примерно равен 100±10. FD в жидкой фазе в трубопроводе 17 примерно равен 150±10. Следует напомнить, что для достижения такой же эффективности без применения контура рециркуляции необходимо использовать в два раза больше реактивов, и, следовательно, получают в два раза больше отходов.

1. Способ дезактивации жидких отходов, содержащих один или несколько предназначенных для удаления радиоактивных химических элементов, содержащий следующие стадии:
- стадию введения в контакт в первом реакторе указанных жидких отходов с твердыми частицами, способными захватывать и удерживать указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы, в результате чего получают суспензию твердых частиц, содержащую указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы;
- стадию отстаивания указанной суспензии во втором реакторе, в результате чего получают твердую фазу, содержащую твердые частицы, содержащие указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы, и жидкую фазу с низким содержанием или не содержащую указанный или указанные предназначенные для удаления радиоактивные химические элементы;
- стадию разделения указанной твердой фазы и указанной жидкой фазы; отличающийся тем, что часть указанной твердой фазы, полученной после стадии отстаивания, повторно направляют в первый реактор для осуществления вышеуказанной стадии введения в контакт.

2. Способ дезактивации по п.1, в котором твердые частицы, способные захватывать или удерживать указанный или указанные элементы на стадии введения в контакт, являются частицами двух типов:
- часть из них получают в первом реакторе из непрерывного потока неиспользованных частиц (то есть, еще не прошедших через стадию введения в контакт с жидкими отходами) и/или реактивов, способствующих образованию указанных частиц в ходе химической реакции в указанном первом реакторе; и
- другую часть получают со стадии повторного введения, указанного в п.1.

3. Способ дезактивации по п.1 или 2, в котором радиоактивные химические элементы выбирают из группы, в которую входят стронций, рутений, цезий, альфа-излучатели, такие как америций, плутоний и уран, и их смеси.

4. Способ дезактивации по п.3, в котором предназначенным для удаления радиоактивным химическим элементом является стронций, а твердыми частицами являются твердые частицы сульфата бария, карбоната бария, карбоната кальция, гидроксида железа, фосфата кальция, фосфата железа, диоксида марганца и/или диоксида титана.

5. Способ дезактивации по п.3, в котором предназначенный для удаления радиоактивный химический элемент является рутением или альфа-излучателем, таким как америций, плутоний и уран, а твердыми частицами являются твердые частицы гидроксидов железа и меди.

6. Способ дезактивации по п.3, в котором предназначенный для удаления радиоактивный химический элемент является цезием, а твердыми частицами являются твердые частицы ферроцианидов никеля и кобальта, тетрафенилбората и/или частицы, имеющие цеолитную структуру.

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 получения сорбента для очистки воды от радиоактивного стронция // 2393011

Изобретение относится к области очистки вод от стронция. .

Сорбент для удаления радионуклидов из воды // 2499309

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.

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.