Способ извлечения радионуклидов из водных растворов

Авторы патента:

G21F9/12 - абсорбция; адсорбция; ионообмен

Владельцы патента RU 2524497:

Общество с ограниченной ответственностью Научно-производственное предприятие "Эксорб" (RU)

Изобретение относится к области радиоаналитической химии и может быть использовано для контроля содержания радионуклидов в пресной и морской воде, в моче людей, пострадавших от радиационных инцидентов и в пробах различных технологических растворов. Способ извлечения радионуклидов из водных растворов включает фильтрацию раствора через селективный сорбент, помещенный в капельную камеру устройства, применяемого для внутривенного переливания инфузионных растворов, и приготовление препарата, удобного для гамма-спектрометрического измерения. Техническим результатом является повышение экспрессности метода при сохранении высокой эффективности и уменьшении погрешности измерений и искажения результатов вследствие поглощения фильтрами измеряемого гамма-излучения. 1 з. п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к 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.

Испытания ядерного оружия, многочисленные радиационные инциденты и, особенно, аварии на Чернобыльской АЭС и на АЭС Фукусима-1 привели к глобальному загрязнению почвы и природных вод искусственными радионуклидами. Для выявления источников радиационного загрязнения природных вод, контроля содержания изотопов в некоторых технологических растворах, определения количества радионуклидов в организмах людей, подвергнувшихся радиационному воздействию, и для радиационного мониторинга окружающей среды, необходимы методы анализа водных растворов, включающие извлечение радионуклидов, подготовку концентрата и гамма-спектрометрическое измерение количества радионуклидов в концентрате. Методика определения радионуклидов в водных растворах должна иметь высокую чувствительность (до 0,01 Бк/л), низкую стоимость и возможность применения в крупномасштабных массовых исследованиях. Для извлечения радионуклидов из водных растворов применяются различные виды селективных сорбентов, но их массовому использованию мешают сложности с подготовкой сорбентов для концентрирования и загрузкой в колонки (для гранулированных форм), сложное аппаратурное оформление для мембранных форм сорбентов и т.п. Для массового использования сорбенты должны заранее находиться в устройствах, готовых к непосредственному применению, таких, например, как системы, предназначенные для переливания инфузивных растворов.

Если в заводских условиях организовать серийное производство систем, содержащих селективные сорбенты, то использование таких систем для извлечения радионуклидов из водных растворов будет экспрессным, простым, дешевым и доступным для массового мониторинга.

Известен способ извлечения радионуклидов из растворов, включающий прокачку раствора через селективный сорбент, помещенный в установку "Мидия", разработанную в НПО "Тайфун" (Методика контроля радиоактивного загрязнения водных объектов" МВИ. 01-7/96).

Установка сложна в эксплуатации, имеет высокую цену и требует много времени для подготовки к рабочему режиму.

Известен способ извлечения радионуклидов из растворов, используемый в "Методике выполнения измерений удельной активности радионуклидов цезия в растворах" (МВИ №253.13.17.245/2005).

Способ заключается в фильтрации раствора через сорбционную установку, содержащую селективный сорбент. Установка сложна в изготовлении и требует большого количества времени при подготовке к работе.

Известен способ извлечения радионуклидов из водных растворов, включающий прокачку раствора под давлением через мембраны, содержащие селективные сорбенты (Rapid Sampling Using 3M Membrane Technology. Innovative Technology Summary Report, DOE/EM-0501, prepared for U.S. Department of Energy. January 2000). Осуществление метода требует использования специального оборудования, а применяемые мембраны очень дороги (от 30$ за штуку, см. табл.8).

Наиболее близким к заявляемому способу по технической сущности, назначению и достигаемому результату является известный способ извлечения радиоактивного цезия из мочи селективным сорбентом гексацианоферратом меди (II), который нанесен на хлопковые фильтры диаметром 9-14 см (L. Johasson. С.Samuelsson. E. Holm. Адсорбция цезия из мочи гексацианоферратом меди (II) - комплект для крупномасштабного контроля загрязнения in situ. /Radiation Protecting Dosimetry. Vol.81, No. 2, pp.147-152. Nuclear Technology Publishing, 1999), выбранный в качестве прототипа.

Основным недостатком данного способа является то, что селективный сорбент гексацианоферрат меди (II) используют, пропитывая им хлопковые фильтры большого диаметра от 9 до 14 см. Хлопок удерживает большое количество раствора, который, поглощая измеряемое гамма-излучение цезия-137, увеличивает погрешность определения. Кроме того, измерение активности фильтров диаметром 9 см, а тем более 14 см, при диаметре стандартного детектора 7 см неэффективно и приводит к значительному искажению полученных результатов. Поскольку селективный сорбент используют в виде плоского образца небольшой толщины, то время контакта раствора с сорбентом небольшое и для достижения высокой степени извлечения радионуклидов требуется увеличение размера поверхности фильтра, а это мешает эффективному гамма-спектрометрированию полученного концентрата. Низкая концентрация сорбента в фильтрах - 5 мг/см² не позволяет использовать прототип для эффективного извлечения радионуклидов из проб растворов объемом 20-50 л, что резко сужает область применения способа для задач экологического мониторинга.

Целью заявляемого изобретения является создание недорогого способа извлечения радионуклидов из водных растворов, обладающего высокой эффективностью, экспрессностью, удобного для массового применения и позволяющего получить концентрат радионуклидов, удобный для гамма-спектрометрического измерения.

Поставленная цель достигается тем, что селективный сорбент, используемый для извлечения радионуклидов из водных растворов, помещают в капельную камеру устройства, предназначенного для внутривенного переливания инфузионных растворов, и применяют полученную сорбционную систему для быстрого, эффективного извлечения радионуклидов из водных растворов. На Фото 1 представлена «Система инфузионная SFM®», производства фирмы СФМ Госпиталь Продактс Гмбх, Германия. Аналогичные системы производятся сотнями компаний различных стран в количестве более чем 300 млн штук в год при средней оптовой цене продажи 15-20 евроцентов за единицу.

Основные элементы системы - трубки, подающие раствор, регулятор скорости подачи раствора и прозрачная капельная камера, объемом около 10 см³. Капельная камера снабжена внутренним нейлоновым дисковым микрофильтром с диаметром ячейки 15 мкм, что позволяет при высокой скорости фильтрации раствора улавливать мельчайшие частицы сорбента. В верхней части капельной камеры расположен водонепроницаемый мембранный воздушный клапан для очистки воздуха, поступающего в емкость с раствором (если раствор находится в герметичной емкости и необходимо создание атмосферного давления для вытекания раствора).

Объем капельной камеры позволяет помещать в нее до 15 г сорбента, что достаточно для извлечения радионуклидов из пробы воды до 50 л. Площадь сечения капельной камеры (около 2 см²) обеспечивает скорость фильтрации раствора до 2 л в минуту при размере гранул сорбента более 150 мкм (см. Фото 2).

После полного прохождения раствора через капельную камеру с сорбентом, для удаления раствора, оставшегося между гранулами сорбента и мешающего точному гамма-спектрометрическому измерению концентрата, шприцем через воздушный клапан камеры вводят 10-20 см³ воздуха, предварительно надев на пластмассовую иглу, соединенную с верхней частью камеры, герметичный защитный колпачок. Затем, для герметизации камеры с полученным концентратом радионуклидов, трубку, выходящую из камеры, обрезают, оставив 7-10 см, и закрепляют оставшуюся ее часть на корпусе камеры, используя скотч, резинку и т.п. материалы, как показано на Фото 3.

Ниже приведен пример осуществления заявляемого способа.

Пример 1

Извлечение цезия-137 из морской воды для радиоэкологического мониторинга природной среды.

Через инфузионную систему, в капельную камеру которой поместили 10 г гранулированного ферроцианида железа, профильтровали 50 л морской воды из бухты Золотой Рог, г. Владивосток, содержащей 417 Бк/л цезия-13 7 (добавленного из эталонного раствора). Время фильтрации - 25 минут. Через воздушный клапан капельной камеры воздухом (используя шприц) удалили остатки воды из сорбента и приготовили (как показано на Фото 3) концентрат радионуклидов для гамма-спектрометрического измерения. Общее время извлечения радионуклидов цезия из пробы 50 л морской воды и приготовления препарата для измерения не более 30 минут. Размер и геометрия полученного препарата удобны для его измерения внутри колодца детектора, что значительно повышает эффективность и снижает время измерения, по сравнению с измерениями препарата на поверхности детектора (Сапожников Ю.А. «Радиоактивность окружающей среды» - М., 2006 г, стр.183, рис.11.7). Степень извлечения цезия-137 из пробы морской воды - 99,81±0,22%.

Используя способ-прототип, невозможно извлечь из 50 л морской воды весь цезий, т.к. содержание сорбирующего вещества ферроцианида меди в прототипе не может быть больше 1,5 г (максимальная площадь фильтров 300 см, максимальное содержание 5 мг ферроцианида на 1 см²), а этого количества селективного сорбента достаточно для извлечения цезия из пробы воды не более 7 л. Но для радиоэкологического мониторинга анализируемая проба морской (или пресной) воды должна быть не менее 50 л, поскольку фоновые определяемые концентрации цезия-137 находятся на уровне 0,01 Бк/л, и полученный из такой воды концентрат цезия-137 требует длительного и эффективного гамма-спектрометрирования (Сапожников Ю.А. «Радиоактивность окружающей среды» - М., 2006 г., стр.148, табл.9.2).

Пример 2

Извлечение цезия-137 из мочи людей, пострадавших от аварии на Чернобыльской АЭС, с целью оценки внутреннего загрязнения населения.

Были представлены 15 проб мочи (по 2 л), взятых из накопленного суточного объема мочи у добровольцев, проживающих в Новозыбковском районе Брянской области, пострадавшем от выбросов после аварии на Чернобыльской АЭС.

По трубке инфузионной системы, в капельную камеру которой помещено 10 г ферроцианида железа, из 3-х литровой емкости, содержащей 2 л анализируемой пробы, подавали раствор при производительности извлечения 2 л за 4 мин. Одновременно проводили извлечения цезия из 5 проб, поскольку емкости с анализируемыми пробами устанавливали на штативах и подключали к ним сорбционные системы, которые без участия лаборанта профильтровали раствор через сорбент и сливали очищенный от цезия раствор в канализацию. После завершения фильтрации, воздухом удаляли оставшуюся в капельной камере жидкость и готовили препарат для измерения как и в примере 1. Гамма-спектрометрированием полученных препаратов, осуществленным внутри колодца стандартного детектора, показано, что содержание цезия-137 в исследованных пробах находится в пределах от 5,14 до 35,12 Бк/л.

Использование прототипа - воронки с тканевыми фильтрами, пропитанными ферроцианидом меди, для извлечения цезия из 2-х литровых проб мочи, показало следующие недостатки способа-прототипа:

- необходимо постоянно подливать раствор (объем воронки 400 мл, а объем пробы 2 л) и следить за его уровнем, т.к. возможно переполнение воронки и разбрызгивание раствора;

- после фильтрации раствора необходимо высушить тканевые и бумажные фильтры, т.к. оставшаяся жидкость мешает хранению и измерению препарата;

- размеры и геометрия фильтров не удобны для измерения, т.к. они не помещаются в колодце детектора и свисают при измерении на его поверхности (диаметр детектора 7 см, а диаметр фильтров 14 см или 9 см).

Пример 3

Извлечение радионуклидов йода из водопроводной воды.

Авария на АЭС Фукусима показала, что в результате разгерметизации ядерного реактора в атмосферу, а затем и в водопроводную воду могут поступать радионуклиды йода (г.Токио, апрель 2011 г), количество которых необходимо контролировать.

В пробу водопроводной воды объемом 100 л ввели отметчик йод-131 в количестве 571 Бк/л и профильтровали ее через инфузионную систему, в капельную камеру которой помещено 10 см³ угольного порошка, покрытого серебром (5% от массы угля).

После пропускания раствора, как в примере 1, подготовили препарат для гамма-спектрометрирования. Степень извлечения йода-131 составила 98,7±1,1%.

Пример 4

Извлечение серебра-110 из морской воды

В марте 2012 г. японские исследователи сообщили, что обнаружили в 400 милях от Фукусимы в морской воде изотопы серебра-110, что является следствием разрушения активной зоны ядерного реактора.

Для оценки эффективности заявляемого способа в 50 л морской воды ввели 8420 Бк серебра-110^m (168 Бк/л) и профильтровали пробу через инфузионную систему, в капельную камеру которой загрузили 10 г гранулированного сульфида цинка. Время фильтрации раствора - 100 минут. Подготовку препарата серебра-110^m для гамма-спектрофотометрирования проводили, как указано в примере 1. Степень извлечения серебра-110^m составила 98,4±1,8%.

Как видно из приведенных примеров, заявляемый способ извлечения радионуклидов из водных растворов является недорогим, эффективным, легко осуществляемым и не требует дополнительного оборудования. Стоимость элементов инфузионной системы, необходимых для осуществления способа, в ценах 2012 года не превышает 20 евроцентов. Стоимость 10 г сорбента, помещаемого в капельную камеру, не превышает (например, для ферроцианидов) 1-2 евро, т.е. получение концентрата радионуклидов из 1-50 литровых проб растворов, готовых к гамма-спектрометрическому измерению, не будет превышать 2-3 евро.

Применение инфузионных систем с капельными камерами объемом 50-70 см³ позволяет извлекать радионуклиды из проб объемом 250-300 л.

Имея запасы сорбционных систем, заряженных сорбентами, селективными к радионуклидам, поступающим в природную среду при радиационных инцидентах, можно масштабно, быстро и эффективно, при минимальных затратах организовать контроль за их распространением в пресных и морских водах, в моче людей и в различных технологических растворах, образующихся при ликвидации последствий радиационных аварий.

1. Способ извлечения радионуклидов из водных растворов, включающий фильтрацию раствора через селективный сорбент и подготовку полученного концентрата радионуклидов к гамма-спектрометрическому измерению количества радионуклидов, находящихся в концентрате, отличающийся тем, что сорбент, через который осуществляется фильтрация раствора, помещают в капельную камеру устройства, используемого для внутривенного переливания инфузионных растворов.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что активность полученного концентрата радионуклидов измеряют в капельной камере, без извлечения из нее сорбента.

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.

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.

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.

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.

Способ дезактивации жидких радиоактивных отходов от одного или нескольких радиоактивных химических элементов путем отделения твердой фазы от жидкой с использованием контура рециркуляции // 2498431

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. .

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.

Средство для дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами // 2560549

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. Заявлен также способ дезактивации почв, зараженных радиоактивными элементами, с применением указанных средств. Технический результат - заявленное вещество связывает радиоактивные элементы, снижает содержание их водорастворимых форм, продолжительно действует на структуру почв и урожайность, упрощает процесс дезактивации земель, зараженных радиоактивными элементами. 2 н. и 6 з.п. ф-лы, 8 табл., 6 пр.

Катализатор (варианты), способ его приготовления (варианты) и способ очистки жидких радиоактивных отходов // 2570510

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. В заявленном способе предусмотрена очистка жидких радиоактивных отходов от комплексонов путем их каталитического окисления пероксидом водорода при низких температурах (20-90°С) в присутствии гетерогенных катализаторов в виде порошка, гранул или нанесенного цеолита на пористые носители, на основе железосодержащих цеолитов. Техническим результатом является возможность очистки жидких радиоактивных отходов от комплексонов, таких как этилендиаминтетрауксусная, оксиэтилидендифосфоновая, нитрилтриметиленфосфоновая кислоты, цитраты, оксалаты, иминодиацетаты, нитрилтриацетаты со степенью превращения органического соединения до неорганических веществ в предлагаемом методе не менее 40%. 5 н. и 4 з.п. ф-лы, 9 пр., 1 табл., 2 ил.

Способ удаления радиоактивного иода и гидрофильная смола для удаления радиоактивного иода // 2572813

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. Предложен способ удаления радиоактивного иода с помощью гидрофильной смолы, которая адсорбирует радиоактивный иод, где гидрофильная смола представляет собой по меньшей мере одну, выбранную из группы, состоящей из гидрофильной полиуретановой смолы, гидрофильной полимочевинной смолы и гидрофильной полиуретан-полимочевинной смолы, и имеет гидрофильный сегмент в количестве 30-80 % мас. и в главной цепи и/или боковой цепи своей структуры третичную аминогруппу в количестве 0,1-50 экв./кг. Предложены также варианты способа и варианты используемой в способе гидрофильной смолы. Технический результат - предложенный способ удаления радиоактивного иода является простым и недорогим, не требует источника энергии, такого как электричество, может захватывать и стабильно иммобилизировать удаленный радиоактивный иод в виде твердого вещества и соответственно уменьшать объем радиоактивных отходов. 6 н. и 6 з.п. ф-лы, 4 ил., 15 табл., 9 пр.

Способ дезактивации отработанных ионообменных смол, загрязненных радионуклидами // 2573826

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.