Способ отверждения жидких высокоактивных отходов



Владельцы патента RU 2522274:

Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Ордена Ленина и Ордена Октябрьской революции Институт геохимии и аналитической химии им. В.И. Вернадского Российской академии наук (ГЕОХИ РАН) (RU)

Изобретение относится к способу отверждения жидких высокоактивных отходов с целью переведения их в компактный материал, пригодный для долговременного и безопасного хранения. Способ заключается в переведении отходов в гелеобразное состояние и характеризуется тем, что в растворы высокоактивных отходов вводят соли циркония, железа и глицерин до концентрации их в растворах соответственно не менее 0,12, 0,6 и 0,23 М/л, выдерживают полученную смесь в течение не менее 2,5 ч с последующим добавлением в смесь раствора однозамещенного фосфата калия в фосфорной кислоте до мольного соотношения компонентов Zr:Fe:K:PO4=1:3:2:5-8, высушиванием, прокаливанием полученного полимерного геля цирконилфосфата соответственно при 70-90°C и 300-400°С и плавлением полученных гранул при 980-1000°С. 2 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 пр.

 

Изобретение относится к способам отверждения жидких высокоактивных отходов, образующихся в результате переработки ядерного топлива с целью переведения их в компактный материал, пригодный для долговременного и безопасного хранения.

Образующиеся отходы помимо продуктов деления содержат неактивные элементы, входящие в состав конструкционных материалов тепловыделяющих сборок, основными из которых являются цирконий и железо.

Известен способ переработки высокоактивных отходов ядерных реакторов, включающий кальцинацию ВАО, смешение кальцината ВАО с TiO2, CaO, ZrO2, Аl2О3, нагрев смеси в восстановительной атмосфере до рабочей температуры от 1000°С до 1500°С под давлением не ниже атмосферного, выдержку при рабочей температуре до образования кристаллов керамического материала и охлаждение до получения монолитного материала, пригодного для долгосрочного хранения.

В результате реализации известного способа происходит образование цирконолитсодержащей керамики с включенным в нее кальцинатом ВАО. [Патент США N 4274976, G21F 9/34, опубл. 23.06.81.]

Аналогичным вышеуказанному является способ переработки высокоактивных отходов ядерных реакторов, содержащих радиоактивные элементы актинидной группы (уран, плутоний, нептуний и т.д.), а также цирконий и редкоземельные элементы, согласно которому указанные отходы кальцинируют, кальцинат смешивают с окислами титана, кальция и марганца при следующем соотношении компонентов, вес.%: TiO2 - 50-60, СаО - 10-20, МnО - 5-15, кальцинат высокоактивных отходов - 15-25, полученную смесь нагревают в окислительной атмосфере до рабочей температуры 1100-2000°С при давлении не ниже атмосферного, выдерживают при рабочей температуре до образования кристаллов керамического материала, после чего полученный конечный продукт охлаждают до получения монолитного материала, пригодного для долгосрочного хранения. В результате происходит образование керамики, в которой присутствует кристаллический материал, чей состав характеризуется обобщенной формулой (Са, Mn, REE)4(An, Zr, Ti)2Ti7O22, который по своей физико-химической природе, а также по отношению к элементам актинидной группы, цирконию и редкоземельным элементам сходен с цирконолитом, причем, чем выше давление, тем быстрее происходит процесс кристаллообразования получаемого керамического продукта. [Пат. РФ №2140106, G21F 9/16, опубл. 10.10.1999.]

Недостатком известных способов является пониженное качество получаемого конечного продукта, связанное с его пониженной водоустойчивостью (применительно к ВАО), величина которой, определяемая суммарной скоростью вымываемости актинидов из цирконолита при 90°С, составляет 10-4-10-5 г/м2 сутки.

Взятый за прототип способ переработки отходов, образующихся при переработке тепловыводящих сборок ядерного реактора, характеризуется переведением их в керамическую матрицу. Для этого раствор отходов предварительно денитрируют формальдегидом, затем смешивают в основном с оксидами титана, бария, кальция и дополнительно алюминия, ниобия. Полученную суспензию высушивают, отжигают, при температуре 650-800°С, измельчают с образованием порошка. Далее порошок прессуют при 1000-1400°C и спекают в восстановительной атмосфере в интервале температур 1000-1400°С.

При этом достигается образование керамической среды, содержащей фазы холандита, перовскита и цирконолита, содержащие 30-60 мас.% TiO2, 1-10 мас.% BaO, 1-10 мас.% СаО, в которой предполагается растворение и фиксация продуктов деления. (З. РФ №2002115623, G21F 9/00, опубл. 20.12.2003 г.)

Несмотря на кажущуюся простоту исполнения и химическую стойкость получаемой керамики, данный способ не лишен недостатков. Способ не обеспечивает равномерного распределения продуктов деления в объеме матрицы, что отрицательно влияет на процесс их длительного хранения, многостадийность процесса синтеза матрицы, использование восстановительной среды и температур более 1000°С, значительные расходы оксидов для превращения раствора в суспензированное состояние.

Задачей изобретения является упрощение процесса переработки - отверждения жидких отходов при сохранении термической и гидролитической устойчивости получаемого монолитного материала.

Поставленная задача решается способом отверждения жидких высокоактивных отходов и переведением их в гелеобразное состояние, характеризующимся введением в растворы отходов солей циркония, железа и глицерина до концентрации их в растворах соответственно не менее 0,12, 0,6 и 0,23 М/л, выдерживанием полученной смеси в течение не менее 2,5 ч, добавлением в смесь раствора однозамещенного фосфата калия в фосфорной кислоте до мольного соотношения компонентов Zr:Fe:K:PO4=1:3:2:5-8, и последующим высушиванием, прокаливанием полученного полимерного геля цирконилфосфата соответственно при 70-90°C и 300-400°С и плавлением полученных гранул при 980-1000°С.

Предпочтительно, в качестве солей циркония и железа использовать соответственно цирконилхлорид и азотнокислое железо.

Обычно используют 2-2,1 М/л раствора фосфата калия в 4 М фосфорной кислоте.

Таким образом, для упрощения процесса отверждения жидких отходов предлагается вместо оксидной матрицы использование цирконий-железо-фосфатной матрицы, не уступающей по своей термической и гидролитической устойчивости керамической матрице, указанной в прототипе. Причем синтез матрицы происходит в жидкой фазе при смешивании раствора отходов с добавлением солей металлов с раствором фосфата калия в фосфорной кислоте. Метод основан на склонности водных растворов циркония к образованию полимерных соединений, возможности образования значительного числа простых и сложных фосфатов.

Предварительно в жидкие отходы вносятся необходимые количества солей циркония и железа, а также глицерин. Роль последнего сводится к образованию комплексного соединения с цирконием, а в последующем к денитрации смешанного раствора. В полученную смесь вводят раствор KH2PO4 в фосфорной кислоте. Через некоторое время происходит гелеобразование цирконилфосфата, которое регулируется процессом комплексообразования цирконилиона с глицерином и температурой процесса. Полученный однородный гель цирконилфосфата прозрачен и стекловиден, желтоватого цвета. Гель высушивают, прокаливают при t=300-400°С до окончания выделения окислов азота, при необходимости измельчают и плавят при температуре около 1000°С. Полученный плав стекловиден, имеет цвет от светло-коричневого до темно-коричневого в зависимости от состава и количества отходов и представляет собой твердый раствор простых и сложных фосфатов продуктов деления в железофосфатном стекле и частично в виде самостоятельных фаз, сцементированных стеклом.

Высушивание геля возможно осуществлять двумя путями. Первый вариант: смешанный раствор до начала гелеобразования переливают в пластиковые поддоны и высушивают в потоке горячего воздуха (70-90°С). Второй вариант: смешанный раствор диспергируют на капли в нагретом минеральном масле с получением в конечном итоге сферических частиц геля матрицы, что ускоряет процесс высушивания и устраняет необходимость измельчения продукта.

Пример

Подготавливают раствор отходов для получения цирконий-железо-фосфатной матрицы. Для этого предварительно определяют содержание циркония и железа в отходах и корректируют их в соответствии с мольным соотношением путем добавления солей цирконилхлорида - ZrOCl2 8H2O и азотнокислого железа - Fе(NO3)3 9H2O до концентрации их в растворе соответственно не менее 0,12 и 0,6 М/л, а также глицерина - 0,23 М/л (мольное отношение цирконий:глицерин=1:1,1). Указанные концентрации обеспечивают получение достаточно прочного и устойчивого геля цирконилфосфата. Подготовленный раствор выдерживают до установления равновесия в течение 2,5 ч.

Далее готовят раствор однозамещенного фосфата калия - КН2РО4 растворением в 4-мольной фосфорной кислоте до концентрации его в растворе 2 М/л.

Поведение циркония в растворах трудно прогнозируется по многим причинам, в том числе историей его происхождения и временем хранения его солей. Поэтому предварительно проводят тестирование процесса гелеобразования на малых объемах. Регистрируют время начала гелеобразования в смешанном растворе для определения времени его «жизни». Коррекцию времени «жизни» проводят путем добавления глицерина или охлаждения растворов. Смешивают основную часть отходов с 2 М/л раствором фосфата калия в 4 М/л фосфорной кислоте, разливают в пластиковые поддоны или диспергируют на капли в минеральном масле. Высушивание проводят потоком нагретого воздуха (70-90°С), затем прокаливают при 300-400°С до прекращения выделения окислов азота и плавят полученные гранулы при температуре около 1000°С.

Получаемый полимерный гель цирконилфосфата характеризуется мольным соотношением компонентов Zr:Fe:K:PO4=1:3:2:6. Гель эффективно поглощает СВЧ-излучение, что позволяет проводить прокаливание и плавку в микроволновой печи.

Испытания гидролитической устойчивости матрицы на выщелачивание трансурановых элементов проводили следующим образом.

Готовили 120 мл азотнокислого раствора иммитаторов продуктов деления, соответствующего солевому и радионуклидному составу отходов радиохимических производств. Раствор был поделен надвое, в каждую часть которого ввели аликвоты азотнокислых растворов Np-239 в одну и Pu-239 с Am-241 в другую часть.

Растворили в каждой части раствора навески ZrOCl2 8Н2О и Fе(МО3)3 9Н2О до конечной концентрации 0,2 М/л и 0,6 М/л соответственно. Ввели и перемешали в растворе глицерин до его содержания около 0,23 М/л и выдержали 2,5 ч для установления равновесия. Одновременно готовили при умеренном нагревании 2 М/л раствор КН2РO4 в 4 М фосфорной кислоте.

Смешали полученные растворы с раствором фосфата калия (2 М/л КН2РO4 в 4 М/л МН3РО4). После образования геля цирконилфосфата, которое произошло на 36 минуте от начала смешивания при температуре 22°С (мольное соотношение Zr:Fe:K:PO4=1:3:2:5-8), гели были высушены, прокалены и расплавлены в алундовых тиглях при температуре 980-1000°С.

Данные об образцах представлены в таблице 1.

Таблица 1
Нукли-ды Масса нуклида в объеме приготовленной матрицы, мг Количество Бк в объеме приготовленной матрицы Вес образца Поверхность образца, см2 Массовая доля актинида в исходном образце, %
Np-237 5,4 1.4×105 10,4 18,2 0,052
Am-241 0,1 1,27×107 9,9 17,5 0,001
Pu-239 4,5 1,0×107 0,045

Гидролитическое выщелачивание проводили при температуре 90°С с радиометрическим определением содержания радионуклидов в выщелатах.

Полученные данные результатов гидролитической устойчивости при температуре 90°С и соотношении STB./VH2O≤10, R - скорость выщелачивания, представлены в таблице 2.

Таблица 2
Время, сутки R, г/(см2·сут)
Np-237 Рu-239 Аm-241
1 1,7·10-5 7,0·10-5 7,2·10-5
3 1,8·10-5 6,2·10-6 6,1·10-6
7 1,3·10-5 3,6·10-7 3,0·10-7
14 5,4·10-6 5,7·10-7 4,9·10-7
21 3,9·10-7 7,4·10-7 6,4·10-7
28 8,1·10-8 4,5·10-7 5,1·10-7

Таким образом, предлагаемый способ позволяет перерабатывать кислые растворы (до 2,5 М/л по азотной кислоте) и получать компактный продукт с кажущейся плотностью от 2,2 до 2,6 г/см3, что на порядок и более снижает объем отходов. Гидролитическая устойчивость матрицы ограничивает скорость выщелачивания инкорпорированных радионуклидов в пределах от 10-6 до 10-8 г/см2 сутки (при 90°С), которые принимаются как прогнозируемые в процессе длительного хранения.

1. Способ отверждения жидких высокоактивных отходов переведением отходов в гелеобразное состояние, характеризующийся тем, что в растворы высокоактивных отходов вводят соли циркония, железа и глицерин до концентрации их в растворах соответственно не менее 0,12, 0,6 и 0,23 М/л, выдерживают полученную смесь в течение не менее 2,5 ч с последующим добавлением в смесь раствора однозамещенного фосфата калия в фосфорной кислоте до мольного соотношения компонентов Zr:Fe:K:PO4=1:3:2:5-8, высушиванием, прокаливанием полученного полимерного геля цирконилфосфата соответственно при 70-90°С и 300-400°С и плавлением полученных гранул при 980-1000°С.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве солей циркония и железа используют соответственно цирконилхлорид и азотнокислое железо.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что используют 2-2,1 М/л раствор фосфата калия в 4 М фосфорной кислоте.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к гидрометаллургии урана и может быть использовано для утилизации маточников, образующихся при получении тетрафторида урана из азотнокислых растворов с использованием процессов экстракции, реэкстракции и термообработки соединений урана, получаемых из реэкстрактов с получением диоксида урана и дальнейшей его обработкой хлоридно-фторидными растворами.

Изобретение относится к области переработки гетерогенных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности к переработке отработавших мелкодисперсных абразивных фильтроматериалов, и может быть использовано при переработке отработавшего фильтроперлита (ФП) систем спецводоочисток.
Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов, образующихся в процессе переработки ОЯТ. Описан способ переработки технециевых растворов, включающий осаждение технеция из азотнокислых растворов с концентрацией азотной кислоты или нитрат-иона, не превышающей 3 моль/л, концентрированными водными растворами о-фенантролиновых или α-бипиридильных комплексов двухвалентных переходных металлов, или смешанными комплексами указанных органических соединений, или смешанными комплексами, содержащими о-фенантролин или α-бипиридил с двухосновными аминами.

Заявленное изобретение относится к способам обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и синтетическими поверхностно-активными веществами, в полевых условиях.
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. .

Изобретение относится к технологии переработки жидких отходов, в том числе и радиоактивных отходов (РАО). .
Изобретение относится к области атомной техники и касается технологии переработки высокосолевых жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности, содержащих до 30% органических веществ, путем включения их в магнезиальный цемент.

Изобретение относится к области переработки жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в радиохимической промышленности.

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к области экологии, к защите природных объектов от загрязнений жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) и/или другими жидкими токсичными отходами (ЖТО), побочно образующимися при переработке отработанного ядерного топлива (ОЯТ) или промышленной деятельности.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» 99Мо как генератора 99mТc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов технологии отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Описаны варианты способов селективного экстракционного извлечения значительной части молибдена или совместно молибдена и циркония из радиоактивных растворов с получением экстракта. Перерабатываемый радиоактивный раствор обрабатывают экстрагентом, представляющим собой трудно растворимый в водной фазе спирт, в присутствии экстрагируемого комплексообразователя, в качестве которого могут быть использованы гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов 6-12, что обеспечивает достаточно полное извлечение молибдена и циркония в органическую фазу. Из экстракта выделяют молибден или молибден и цирконий в компактном виде сублимацией или реэкстракцией. Технический результат - получение экстракта, очищенного от альфа- и гамма-радиоактивных примесей более чем в 100 раз, и последующее раздельное выделение радионуклидов из экстракта, совмещенное в заключительной стадии процесса с регенерацией экстрагента. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 2 табл., 12 пр.

Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, а именно к способу извлечения редкоземельных элементов из жидкого сплава с цинком. Предлагаемый способ включает погружение сплава в солевой расплав с последующим переводом редкоземельных элементов из жидкого сплава в расплав путем окисления. При этом окисление редкоземельных элементов осуществляют в расплаве хлорида цинка в интервале температур 420-550°С, а в качестве окислителя используют ионы цинка из расплава. Способ обеспечивает большой выход по массе среди продуктов деления. 2 табл., 2 пр.

Заявленная группа изобретений относится к средствам обработки радиоактивных растворов. В заявленном способе обработки радиоактивных растворов перед заполнением емкости раствором в ее нижнюю часть помещают дополнительную емкость из тонкой диэлектрической пленки. Затем радиоактивный раствор заливают в емкость, добавляют в него вещества для управления процессом обработки. После этого раствор подвергают облучению однополярными электромагнитными импульсами мощностью более 1 МВт и длительностью менее 1 нс, частотой повторения не менее 1 кГц. Раствор обрабатывают в течение 10-30 минут, выдерживают в емкости в течение 1-4-х суток, после чего обработанный раствор сливают и удаляют дополнительную емкость, которую подвергают захоронению. Заявленная установка содержит токопроводящий корпус (1), в центральной части которого размещен электрод (2), выполненный в виде горизонтальной пластины. Пластина повторяет форму сечения корпуса, но имеет размеры 20-30% от площади сечения корпуса. Установка также содержит расположенный вне корпуса генератор (3) однополярных электромагнитных импульсов. На время обработки в нижней части корпуса размещена дополнительная емкость (4). Техническим результатом является упрощение технических средств обработки радиоактивных растворов с сохранением высокого качества очистки. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки жидких радиоактивных отходов радиохимических производств и АЭС. В заявленном способе предусмотрено гетерогенное каталитическое разложение технологических растворов, содержащих оксалат-ионы с концентрацией 16-18 г/л (комплексоны (до 2 г/л), ПАВ (до 50 мг/л)) и азотную кислоту (до 60 г/л) на платиновом катализаторе, нанесенном на анионообменную смолу ВП-1АП (0,05-2 вес.% платины). Техническим результатом является достижение степени разложения оксалат-ионов, комплексонов, поверхностно-активных веществ до 99,9%, остаточных концентраций - менее 10 мг/л по оксалат-иону и менее 1 мг/л по комплексону (ЭДТА, трилон Б) и ПАВ (сульфонол). 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

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

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к обезвреживанию жидких радиоактивных отходов, и может быть реализовано при утилизации радиоактивных отходов методом отверждения в стабильные твердые матрицы. Способ иммобилизации радионуклидов из жидких радиоактивных отходов заключается в том, что в жидкие радиоактивные отходы добавляют сорбент, в качестве которого используют слоистый титанат гидразина и/или синтетический титаносиликат иванюкит, перемешивают, отстаивают до образования стабильного осадка и прозрачного раствора, фильтруют или декантируют, контролируют гамма- и/или бета-активность полученного раствора, проводят термическую обработку осадка, насыщенного радионуклидами, с получением керамической матрицы, при этом сорбенты применяют в следующем соотношении: от 40 до 100 г титаната на 1 л отходов, от 10 до 20 г титаносиликата на 1 л отходов. Изобретение обеспечивает эффективную иммобилизацию радионуклидов, позволяет производить комплексную очистку жидких радиоактивных отходов и дальнейшее долговременное захоронение продуктов очистки. 5 з.п. ф-лы, 6 табл., 8 пр.

Изобретение относится к области биотехнологии и трансмутации химических элементов. Радиоактивное сырье, содержащее радиоактивные химические элементы или их изотопы, обрабатывают водной суспензией бактерий рода Thiobacillus в присутствии элементов с переменной валентностью. В качестве радиоактивного сырья используют руды или радиоактивные отходы ядерных циклов. Способ ведут с получением полония, радона, франция, радия, актиния, тория, протактиния, урана, нептуния, америция, никеля, марганца, брома, гафния, иттербия, ртути, золота, платины и их изотопов. Изобретение позволяет получать ценные радиоактивные элементы, осуществлять инактивацию ядерных отходов с превращением радиоактивных изотопов элементов отходов в стабильные изотопы. 2 з.п. ф-лы, 18 ил., 5 табл., 9 пр.

Изобретение относится к способу гетерогенного каталитического разложения комплексонов и поверхностно-активных веществ в технологических растворах радиохимических производств на никель-феррицианидном катализаторе. При этом феррицианид никеля, нанесенный на анионообменную смолу, используют в качестве катализатора при воздействии окислительной системы, состоящей из пероксида водорода и азотной кислоты, в динамическом режиме в термостатируемом аппарате колонного типа. Возможность осуществления заявляемого способа подтверждена исследованиями на лабораторной установке, изображенной на фиг. 1, в состав которой входят: каталитическая колонна с рубашкой (1), термостат (2), перистальтический насос (3), емкость с исходным раствором (4), приемная емкость (5), мерный цилиндр (6); В-01, В-02, В-03 - игольчатые вентили для регулирования расхода. Предлагаемый способ позволяет достичь степени разложения более 99% и остаточных концентраций менее 1 мг/л по комплексону (ЭДТА, трилон Б) и поверхностно-активному веществу (сульфонол). 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл., 3 пр.
Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. В заявленном способе предусмотрена автоклавная обработка азотнокислого раствора карбидного ОЯТ. В процессе такой обработки выпадает молибдат циркония, частично захватывающий плутоний. Полученный в результате автоклавной обработки молибденсодержащий осадок подвергают переосаждению, растворяя его в присутствии разрушаемого комплексона. Далее осаждают повторно при разрушении комплексона с возвращением вторичного маточного раствора на стадию растворения ОЯТ. Техническим результатом является возможность получения растворов карбидного ОЯТ, c концентрацией суммы актинидов более 200 г/л при потерях плутония с твердой фазой не более 0,02%, устойчивых к вторичному осадкообразованию и пригодных к экстракционному извлечению актинидов. Способ полностью применим для переработки карбидного ОЯТ тепловых и исследовательских реакторов, реакторов на быстрых нейтронах и других ядерно-энергетических установок. 7 з.п. ф-лы, 7 пр.
Изобретение может быть использовано при подготовке растворов отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС) к экстракционной переработке, при выделении радионуклидов из радиоактивных растворов облученных урановых мишеней в биомедицинских целях, а также при анализе технологических растворов. Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов включает его обработку экстрагентом в присутствии комплексообразователя в виде гидроксамовых кислот, его последующую реэкстракцию и регенерацию экстрагента щелочной обработкой. Реэкстракцию молибдена проводят окислительным реагентом с разрушением гидроксамовых кислот. Обработанный щелочным реагентом экстрагент пропускают через сорбент. В качестве окислительного реагента используют реагенты, образующие при нагревании газообразные продукты: растворы азотной кислоты, хлора, брома или двуокиси азота, или раствор нитрита аммония. В качестве сорбента для регенерации экстрагента после щелочной промывки используют оксид меди (I) в смеси с порошком металлической меди или соли металлов из ряда: Ag, Pb, Hg, Bi, Cu, нанесенные на пористый носитель. Изобретение позволяет получить не содержащий посторонних металлов реэкстракт молибдена, очищенного от радиоиода более чем в 10 раз, при циклическом использовании экстрагента. 3 з.п. ф-лы, 10 пр.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности 2014-07-10 2014-07-10T00:50:31
Наверх