CS217764B1 - A method of separating radiocesia from waste gases - Google Patents

A method of separating radiocesia from waste gases Download PDF

Info

Publication number
CS217764B1
CS217764B1 CS334580A CS334580A CS217764B1 CS 217764 B1 CS217764 B1 CS 217764B1 CS 334580 A CS334580 A CS 334580A CS 334580 A CS334580 A CS 334580A CS 217764 B1 CS217764 B1 CS 217764B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
radiocesium
zinc
radiocesia
generated during
removal
Prior art date
Application number
CS334580A
Other languages
Czech (cs)
Inventor
Frantisek Kepak
Jaroslav Kanka
Original Assignee
Frantisek Kepak
Jaroslav Kanka
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Frantisek Kepak, Jaroslav Kanka filed Critical Frantisek Kepak
Priority to CS334580A priority Critical patent/CS217764B1/en
Publication of CS217764B1 publication Critical patent/CS217764B1/en

Links

Landscapes

  • Gas Separation By Absorption (AREA)

Abstract

Účelem vynálezu je efektivní odstranění radiocesia z odpadního plynu, vznikajícího při vitriíikaci vysoce radioaktivních odpadů. Podstatou vynálezu je použití kyanoželeznatanu zinečnatého, který umožňuje účinné odloučení radiocesia. Uvedená látka je připravena tak, že se 0,5 M kyanoželeznatan sodný sráží při teplotě 24 ± 2 °C 0,5 M chloridem zinečnatým, který je v 10% nadbytku stechio,metrického množství. Po vysrážení je sraženina dekantována, odfiltrována, vymyta a po vysušení použita frakce o velikosti zrnění 0,2 až 0,8 mm. Takto připravený sorbent použitý v koloně, odstraní radiocesium z odpadního plynu z vitrifikace s účinností tří řádů. Uvedeného sorbentů lze použít pro odstranění radiocesia z plynů, vznikajících při přepracování vyhořelého jaderného paliva a pro' odstranění radiocesia z plynů, vznikajících při spalování radioaktivních odpadů.The purpose of the invention is the effective removal of radiocesium from waste gas generated during the vitrification of highly radioactive waste. The essence of the invention is the use of zinc ferric cyanoate, which enables the effective separation of radiocesium. The said substance is prepared by precipitating 0.5 M sodium ferric cyanoate at a temperature of 24 ± 2 °C with 0.5 M zinc chloride, which is in a 10% excess of the stoichiometric amount. After precipitation, the precipitate is decanted, filtered, washed and after drying, a fraction with a grain size of 0.2 to 0.8 mm is used. The sorbent prepared in this way, used in the column, removes radiocesium from waste gas from vitrification with an efficiency of three orders of magnitude. The said sorbent can be used for the removal of radiocesium from gases generated during the reprocessing of spent nuclear fuel and for the removal of radiocesium from gases generated during the combustion of radioactive waste.

Description

Vynález se týká způsobu separace radiocesia z odpadních plynů za použití kyanoželeznatanu zinečnatého.BACKGROUND OF THE INVENTION The present invention relates to a process for the separation of radiocesium from waste gases using zinc cyanide.

Plyny vznikající při vitrlflkači vysoce aktivních odpadů obsahují dlouhodobý radíonuklid 137Gs. Doposud byla věnována pozornost jen záchytu radioruthenia (RuOí) z plynné fáze, rovněž vznikajícíhd při tomto procesu. Radioruthenium je odstraňováno hlavně sorpcí na anorganických so-rbentech, převážně na silikagelu. Avšak so-rhenty na záchyt radioruthenia jso-u pro radioceslum nedostatečně účinné [J. D. Christian,The gases generated by the vitrification of highly active wastes contain a long-term radionuclide of 137 Gs. So far, attention has been paid only to the capture of radioruthenium (RuOi) from the gas phase, also occurring in this process. Radioruthenium is mainly removed by sorption on inorganic compounds, predominantly on silica gel. However, radioruthenium trapping agents are insufficiently effective for radioclesl [JD Christian,

D. T. Pence, Zpráva PNL-2486 (1977)].Pence, T. T., PNL-2486 Report (1977)].

Podle dostupné literatury nebyl doposud použit postup, určený výhradně pro- efektivní záchyt radiocesia z -odpadního- plynu z vitrifikace, který by zaručil, že radioceslum nebude používanými Čisticími systémy v nedovolené míře procházet.According to the available literature, a procedure intended solely for the effective capture of radiocesium from the waste gas from the vitrification has not been used so far to guarantee that the radioceslum will not pass through the used cleaning systems to an unauthorized extent.

Podstata způsobu separace radiocesia podle uvedeného vynálezu spočívá v toto, že se jako sorbentu p-ro záchyt radiocesia použije kyanoželeznatanu zinečnatého -o zrnitosti 0,2 — 0,8 mm, který je připraven následujícím postupem: 500 ml 0,5 M kyanoželeznatanu sodného je sráženo při teplotě 24 ± 2 °C po dobu 30 minut 0,5 M chloridem zinečnatým, který je v 10% nadbytku ste-chiometrického množství. Po ukončení srážení j-e sraženina kyanoželeznatanu zin-ečnatého- dekantována 1000 m-1 destilované v-ody a ponechána stát po dobu dvanácti hodi-n. Potom je odfiltrována, vymyta 500 ml destilované vody a vysušena při 130 + 1 °C do konstantní váhy. Vysušená sraženina je rozdrcena a pro použití je oddělena frakce 0,2 — 0,8 mm.The principle of the radiocesium separation process according to the invention is based on the use of zinc ferrocyanide having a grain size of 0.2-0.8 mm as the sorbent p-ro for the capture of radiocesia, prepared as follows: 500 ml of 0.5 M sodium ferrocyanide is precipitated at 24 ± 2 ° C for 30 minutes with 0.5 M zinc chloride, which is in a 10% excess of stoichiometric amount. After the precipitation was complete, the precipitate of zinc ferrocyanide was decanted with 1000 ml of distilled water and allowed to stand for twelve hours. It is then filtered, washed with 500 ml of distilled water and dried at 130 + 1 ° C to constant weight. The dried precipitate is crushed and a 0.2-0.8 mm fraction is separated for use.

Tento- postup přípravy se liší Od postupů popsaných v literatuře [S. Kawamura, H. Kuřáku-, K. Ku-rotaki: Anal. Chim. Acta 49,This preparation procedure differs from that described in the literature [S. Kawamura, H. Kuřák-, K. Ku-rotaki: Anal. Chim. Acta 49,

317 (1970); V. Kouřím, J. Rais, B. Million: J. Inorg. Nud. Chem. 26, 1111 (1964)].317 (1970); V. Smirim, J. Rais, B.Million: J. Inorg. Bored. Chem. 26, 1111 (1964)].

Jak vyplyne z příkladu, kyanoželeznata-n zinečnatý připravený postupem podle -vynálezu vykazuje vyšší účinnost pro odstranění radiocesia z plynné fáze, -než kyanoiže-leznatan zinečnatý, připravený podle uvedené literatury. Výhoda použití uvedeného sorbentu spočívá i v tom, že prodlouží funkci vysoce účinného aerosolového filtru, zařazeného na konci čisticí soustavy. Zařazením uvedeného s-orbentu- v koloně před vysoce účinný filtr se sníží zanášení filtru, a tím se zvýší jeho životnost.As can be seen from the example, zinc cyanoferrate (II) prepared according to the process of the invention exhibits a higher efficiency for the removal of radiocesia from the gas phase than zinc cyanol-ironeate prepared according to the literature. The advantage of using said sorbent is that it extends the function of the high efficiency aerosol filter downstream of the cleaning system. Placing said s-orbent in the column in front of the high efficiency filter will reduce clogging of the filter and thereby increase its lifetime.

PříkladExample

Exhalát z vitrifikace modelového vysoceaktivníh-o odpadu, -obsahující stopové koncentrace radiocesia (řádově 1O-7 gCs/1) byl uveden do styku s 3,1 g kyanoželeznatanu zinečnatého v kolonce, připraveného podle tohoto vynálezu. Rychlost průtoku plynu kolonkou byla cca 17 cm®-1. Za těchto podmínek bylo odstraněno 99,92 % -radiocesia z plynu. !Exhale from vitrification vysoceaktivníh-model of the waste -containing radiocesia trace concentrations (of the order of 1O -7 GCS / 1) was contacted with 3.1 g of zinc ferrocyanide in box, prepared according to the present invention. The gas flow rate through the column was about 17 cm @ -1 . Under these conditions 99.92% -radiocesia was removed from the gas. !

Naproti tomu při uvedení exhalátu z vitrifikace modelového vysoceaktivníbo odpadu, obsahujícího stopoyé koncentrace radiocesia (řádově 10-7 g Cs/1) do styku s 3,1 g kyanoželeznatanu zinečnatého v kolonce, připraveného postupem podle uvedené literatury, bylo při průtokové rychlosti plynu c-ca 17 cms-1 odstraněno jen -99,10 o/o radiocesia z plynu.On the other hand, when contacting an exhalate from vitrification of a model high-activity or waste stream containing trace concentrations of radiocesia (of the order of 10 -7 g Cs / l) with 3.1 g of zinc ferrocyanide in a column prepared according to the literature, ca 17 cms -1 removed only -99,10 o / o radiocesia from gas.

Z příkladu vyplývá, že sorbentem připraveným podle vynálezu by-la snížena koncentrace -radiocesia v odpadním plynu z vitrifikace o tři řády, zatímco sorbentem připraveným podle literatury jen o dva řády.The example shows that the sorbent prepared according to the invention reduced the concentration of -radiocesia in the waste gas from the vitrification by three orders of magnitude, while the sorbent prepared according to the literature by only two orders of magnitude.

Claims (2)

Způs-ob separace radiocesia z odpadních plynů, vyznačený tím, že se tyto plyny vedou- přes s-orbent, kterým- je kyanoželeznatan zinečnatý, připravený vysrážením 0,5 M kyanoželeznatanu sodného- při teplotě 24Process for separating radiocesium from waste gases, characterized in that these gases are passed through an orbent, which is zinc cyanoferrate, prepared by precipitation of 0.5 M sodium ferrocyanide at 24 ° C. ± ± 2°C 0,5 M chloridem zinečnatý-m, který± ± 2 ° C 0.5 M zinc chloride, which Je v 10% nadbytku stechto,metrického množství, vzniklý kyanoželeznata-n zinečnatý se dekantuje destilovanou vodou, odfiltruje Se, vymyje se destilovanou vodou, vysuší pří 130 ± 1°C do konstantní hmotnosti -a použije ve frakci 0,2 až 0,8 mm.It is in a 10% excess of these metric quantities, the resulting zinc cyanoferrate is decanted with distilled water, filtered off, washed with distilled water, dried at 130 ± 1 ° C to constant weight and used in a fraction of 0.2 to 0.8 mm.
CS334580A 1980-05-14 1980-05-14 A method of separating radiocesia from waste gases CS217764B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS334580A CS217764B1 (en) 1980-05-14 1980-05-14 A method of separating radiocesia from waste gases

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS334580A CS217764B1 (en) 1980-05-14 1980-05-14 A method of separating radiocesia from waste gases

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CS217764B1 true CS217764B1 (en) 1983-01-28

Family

ID=5373226

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS334580A CS217764B1 (en) 1980-05-14 1980-05-14 A method of separating radiocesia from waste gases

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS217764B1 (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
FR2357988A1 (en) IMPREGNATION OF CARBON ADSORBERS WITH IODINE OXACID SALTS FOR THE BINDING OF RADIOACTIVE METHYL IODIDE
Raghavan et al. Isolation of Low-Molecuter-Weight Lead-Binding Protein from Human Erythrocytes
Attrep et al. Atmospheric technetium-99
Lieser et al. Neutron activation as a routine method for the determination of trace elements in water
Roos et al. Comparison of AMP precipitate method and impregnated Cu2 [Fe (CN) 6] filters for the determination of radiocesium concentrations in natural waters
GB2244485A (en) Method of removal of metal atoms and explosives from aqueous solution using suspended plant cells
CA1154885A (en) Method of decontaminating nuclear power plant waste liquids or removing radioactive components therefrom
CS217764B1 (en) A method of separating radiocesia from waste gases
JP2018066709A (en) Separation and recovery method of long-lived nuclides contained in radioactive liquid waste
Beneš et al. Particulate forms of radium and barium in uranium mine waste waters and receiving river waters
Buchanan Radiochemical procedure for beryllium
Chakravarti et al. Analyses of radionuclides of biological interest in Pacific waters
Morris et al. Determination of thorium-234/uranium-238 disequilibrium in freshwater systems
Desai et al. Interaction of trace elements with the organic constituents in the marine environment
JPS5531409A (en) Removing phosphate ion from waste water
Germian et al. Neptunium-237 in the marine environment determination in animal and plant species in the English Channel: Biological indicators and trophic relationships
FR2421147A1 (en) APPARATUS FOR THE PURIFICATION OF SOLVENT-LOADED WATER
CH614306A5 (en) System for precipitating pollutants from the exhaust air of plants in which iodine isotopes can occur
JPS55103460A (en) Method and device for automatic analysis of micro-amount of nitric acid on and nitrous acid ion contained in industrial waste water
Jenson Sampling calciner off-gas for radioactive ruthenium using a polyethylene absorber
Suganuma et al. Separation of polonium species in nitrate solutions by paper chromatography
Yarbro et al. Airborne effluent control for LMFBR fuel reprocessing plants
Sakurai et al. Application of silver-free zeolites to remove iodine from dissolver off-gases in spent fuel reprocessing plants
Hamester et al. The Adsorptive and Radiocolloidal Properties of Carrier-free Silver
Frierson et al. Radiocontaminants in biological studies with copper-64