RU2330340C2 - Способ извлечения радионуклидов из водных растворов - Google Patents
Способ извлечения радионуклидов из водных растворов Download PDFInfo
- Publication number
- RU2330340C2 RU2330340C2 RU2006107769/06A RU2006107769A RU2330340C2 RU 2330340 C2 RU2330340 C2 RU 2330340C2 RU 2006107769/06 A RU2006107769/06 A RU 2006107769/06A RU 2006107769 A RU2006107769 A RU 2006107769A RU 2330340 C2 RU2330340 C2 RU 2330340C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radionuclides
- sorbent
- sio
- sorption
- extracting
- Prior art date
Links
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
- Silicates, Zeolites, And Molecular Sieves (AREA)
- Gas Separation By Absorption (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области сорбционной технологии извлечения радионуклидов из водных сред и может быть использовано для очистки сбросных растворов радиохимических производств, природных водных растворов от опасных радиоактивных загрязнителей путем их извлечения в сорбент. Предлагаемый способ обеспечивает извлечение радионуклидов урана, плутония, цезия, стронция из водных растворов путем сорбции с использованием в качестве сорбента немагнитной фракции продукта переработки металлургического шлака, имеющей следующий состав: силикат кальция Ca2SiO4, оксид железа-лития Li9,28Fe21,34O32, коэзит SiO2, железистый гроссуляр Ca3Al1,332Fe0,668Si3O12, рингвудит Fe2SiO4, алюмосиликат натрия Na14,88Al15,26Si32,74O96. Процесс осуществляют при начальном значении рН не менее 2-х и конечном значении рН не более 14-ти. Изобретение позволяет извлекать радионуклиды из водных растворов с использованием в качестве сорбента недорогого неорганического материала, обладающего высокими значениями коэффициента распределения по отношению к целому ряду радионуклидов. 1 табл.
Description
Изобретение относится к области сорбционной технологии извлечения радионуклидов из водных сред и может быть использовано для очистки сбросных растворов радиохимических производств, природных водных растворов от опасных радиоактивных загрязнителей путем их извлечения в сорбент.
Известен способ очистки водоемов от радиоактивных изотопов Sr-90 и Cs-137 путем внесения в него природного сорбента, в качестве которого используют цеолитовый порошок или отходы глиноземного производства - красный шлам, а в качестве осадителя - мирабилит, и производят также дополнительную очистку воды водными растениями, которые предварительно высаживают в водоем (заявка на выдачу патента РФ №2003134820, МПК G21F 09/20, опубл. 10.05.2003).
Недостаток известного способа в том, что он неэффективен при наличии изотопов урана или плутония и требует продолжительного времени для проведения очистки.
Известен способ очищения водных сбросов атомных электростанций путем выделения из них радионуклидов с помощью неорганических ионообменников - цианоферратов кобальта - калия (выделение цезия), сурьмяной кристаллической кислоты (выделение стронция) ("Методы химического и радиохимического контроля в ядерной энергетике". Л.Н.Москвин, М.Ф.Гумеров, А.А.Ефимов и др. под ред. Л.Н.Москвина, М., Энергоатомиздат, 1989).
Недостатком данного способа является необходимость применения в сорбционной технологии большого числа дорогих и технологически неудобных для дальнейшей переработки ионообменных материалов.
Известен сорбционный способ, в котором в качестве сорбента используют гидрат силиката кальция состава CaSiO3H2O (El-Korashy S.A. "Synthetic Crystalline Calcium Silicate Hydrate (I): Cation Exchange and Caesium Selectivity", Monatshefte fur Chemie, 2002, v.133, pp.333-343). Известный сорбент проявляет ионообменную селективность по отношению к двухзарядным катионам Ni, Hg, Cu, Cd (Kd равен 800-1000). Частичное замещение кальция в сорбенте на натрий придает ему селективность к ионам цезия (Kd~1000).
Данный способ характеризуется низкой величиной коэффициента распределения при извлечении радионуклидов из растворов, содержащих постоянный электролит.
В качестве прототипа выбран способ извлечения радионуклидов из водных растворов в динамическом режиме с помощью неорганического композиционного сорбента, содержащего смешанный гексацианоферрат определенных металлов и воду (патент РФ №2113024, МПК G21F 09/12 от 20.02.96). Наиболее эффективно обеспечивается данным способом извлечение радионуклидов цезия.
Однако данный способ характеризуется невысоким коэффициентом распределения по отношению к другим радионуклидам, например урану, плутонию, стронцию. Особенно это относится к работе с растворами, содержащими посторонний электролит, что, как правило, характерно для всех природных и техногенных водных растворов.
Задача, стоящая перед данным изобретением, заключалась в создании способа извлечения радионуклидов из водных растворов, преимущественно, радиохимических производств, природных водных растворов, с использованием в качестве сорбента недорого неорганического материала, обладающего высокими значениями коэффициента распределения по отношению к целому ряду радионуклидов.
Поставленная задача решена тем, что в способе извлечения радионуклидов из водных растворов в динамическом режиме с помощью композиционного неорганического сорбента, согласно изобретению в качестве композиционного неорганического сорбента используют немагнитную фракцию продукта переработки металлургического шлака, имеющую следующий состав: (1) силикат кальция Ca2SiO4, (2) оксид железа - лития Li9,28Fe21,34O32, (3) коэзит SiO2, (4) железистый гроссуляр Са3Al1,332Fe0,668Si3O12, (5) рингвудит Fe2SiO4, (6) алюмосиликат натрия Na14,88Al15,26Si32,74O96, при этом процесс осуществляют при начальном значении рН не менее 2 и конечном значении рН не более 14.
Исследования сорбционного процесса с использованием указанного материала, состоящего из перечисленных фракций, показали, что сорбционный процесс происходит по необменному механизму за счет частичного растворения компонентов сорбционного материала. Все же известные сорбенты используют, в основном, ионообменный механизм сорбции. Необменный механизм отличается тем, что двух- и трехразрядные ионы переходят в раствор и реагируют с молекулами воды в соответствии со стехиометрией, изменяя химический состав раствора и рН и соответственно обеспечивая высокое сорбционное сродство сорбируемых из раствора радионуклидов к сорбенту. При этом величина коэффициента распределения остается довольно высокой для целого ряда радионуклидов, таких как цезия, урана, плутония, стронция. Выбор условия проведения реакции является наиболее оптимальным для получения необходимого результата.
В таблице приведены результаты сравнения сорбционных свойств гидрата силиката кальция, обеспечивающего ионообменный механизм сорбции, и композиционного неорганического сорбента, используемого в заявляемом способе. Положительным эффектом предлагаемого технического решения является практически полное извлечение из водной фазы радионуклидов урана и плутония в диапазоне рН раствора 3-11 при увеличение в 20 раз коэффициента распределения сравниваемых ионов цезия с учетом того, что Kd у предлагаемого материала получен на природной воде озера Иткуль.
| Таблица | ||||
| Наименование свойств сорбента |
Наименование сорбента | |||
| Способ ионообменной сорбции гидратом силиката кальция | Предлагаемый способ необменной сорбции на неорганическом материале фазового состава: (1)-(6) | |||
| Полная обменная емкость, мг-экв/г | 2-10 | Ионный обмен отсутствует | ||
| Кислотность раствора | рН=3 | рН=8 | рН=3 | рН=8 |
| Коэффициент распределения Kd, мл/г | ||||
| U-235 | - | - | 310000 | 7550 |
| Pu-239 | - | - | 5600 | 8500 |
| Sr-90 | - | - | 130 | 160 |
| Cs-137 | 7,5 | - | >140 | 120 |
| рН раствора после сорбции | не меняется | 11 | 11 | |
| Возможность иммобилизации в цемент | имеется | имеется | ||
Обеспечение динамического режима извлечения производят либо путем перемешивания водного раствора с гранулированным композиционным сорбентом, либо при истечении водного раствора через гранулированный композиционный сорбент.
Радиоактивные растворы готовят на озерной воде внесением рассчитанного количества радионуклида, U-235, Pu-239, Cs-137, Sr-90. Солесодержание озерной воды составляет 0,25 г/л и характеризуется в основном ионами Na, K, Са, SO, Cl и рН=7,65.
В емкость с водным раствором, содержащим радионуклиды и ионы металлов природного или технического состава, помещают сорбент фазового состава: (1) - силикат кальция Са2SiO4, (2) - оксид железа-лития Li9,28Al21,34O32, (3) - коэзит SiO2, (4) - железистый гроссуляр Са3Al1,332Fe0,668Si3O12, (5) - рингвудит Fe2SiO4, (6) - алюмосиликат натрия Na14,88Al15,26Si32,74O96. Кислотность раствора устанавливают более, добавляя необходимое количество NaOH. Процесс сорбции ведут до установления рН раствора в диапазоне 10-14. Коэффициент распределения Kd (мг/г) используемого сорбента определяют путем измерения исходной Со (до сорбции) и равновесной С (после сорбции) удельной активности контролируемого радионуклида в растворе и вычисления коэффициента распределения по известной формуле Kd=(v/m)(Co-C)/C, где v - объем жидкой фазы (мл), m - масса сорбента.
Предлагаемое техническое решение иллюстрируется следующими примерами.
Пример 1. В емкость помещают раствор озерной воды с рН=3 и известным содержанием радионуклида, U-235, Pu-239, Cs-137, Sr-90. Затем добавляют сорбент в соотношении "твердое/жидкое" = 1/100. Раствор выдерживают при температуре 22°С и перемешивании, измеряя каждые 0,5 часа значения рН до установления постоянного рН. Процесс сорбции завершают, отделяют сорбент от раствора отстаиванием. После определения в пробе раствора конечной концентрации контролируемых радионуклидов методами альфа-, бета- и гамма-радиометрии рассчитывают величины Kd для каждого металла по приведенной выше формуле. Kd приведены в таблице.
Пример 2. В емкость помещают раствор озерной воды с рН=8 и известным содержание радионуклида, U-235, Pu-239, Cs-137, Sr-90. Затем добавляют сорбент в соотношении "твердое/жидкое" = 1/100. Раствор выдерживают при температуре 22°С и перемешивании, измеряя каждые 0,5 часа значения рН до установления постоянного рН. Процесс сорбции завершают, отделяют сорбент от раствора отстаиванием. После определения в пробе раствора конечной концентрации контролируемых радионуклидов методами альфа-, бета- и гамма-радиометрии рассчитывают величины Kd для каждого металла по приведенной выше формуле. Kd приведены в таблице.
Пример 3. В хроматографическую колонку помещают 2 грамма сорбента и пропускают 200 мл раствора озерной воды с рН=3 и известным содержание радионуклида, U-235, Pu-239, Cs-137, Sr-90 при скорости истечения 1,5 см/мин. Измеряя содержание радионуклида во фракциях фильтрата, определяют величину удерживаемого объема и вычисляют долю радионуклида, сорбированного колонкой с загрузкой (100%): U-100; Pu-100; Cs-78, Sr-74.
Пример 4. В хроматографическую колонку помещают 2 грамма сорбента и пропускают 200 мл раствора озерной воды с рН=8 и известным содержание радионуклида, U-235, Pu-239, Cs-137, Sr-90 при скорости истечения 1,5 см/мин. Измеряя содержание радионуклида во фракциях фильтрата, определяют величину удерживаемого объема и вычисляют долю радионуклида, сорбированного колонкой с загрузкой (100%): U-100; Pu-100; Cs-68, Sr-80.
Пример 5. Через хроматографические колонки, полученные в примерах 3-4 пропускают 200 мл раствора озерной воды с рН=7,5 без введенного радионуклида при скорости истечения 1,5 см/мин. Измеряя содержание радионуклида во фракциях фильтрата, определяют величину концентрации десорбированного радионуклида и вычисляют долю радионуклида, десорбированного из колонки с загрузкой (100%): U-0; Pu-0; Cs-7; Sr-6.
Предлагаемое техническое решение позволяет не только эффективно решать технологические задачи удаления большого числа радионуклидов из природных и техногенных вод, но и отверждать, иммобилизировать сорбционный продукт в составе цемента.
Claims (1)
- Способ извлечения радионуклидов из водных растворов в динамическом режиме с помощью композиционного неорганического сорбента, отличающийся тем, что в качестве композиционного неорганического сорбента используют немагнитную фракцию продукта переработки металлургического шлака, имеющего следующий состав: силикат кальция Ca2SiO4, оксид железа - лития Li9,28Fe21,34O32, коэзит SiO2, железистый гроссуляр Ca3Al1,332Fe0,668Si3O12, рингвудит Fe2SiO4, алюмосиликат натрия Na14,88Al15,26Si32,74O96, при этом процесс осуществляют при начальном значении рН не менее 2 и конечном значении рН не более 14.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2006107769/06A RU2330340C9 (ru) | 2006-03-13 | 2006-03-13 | Способ извлечения радионуклидов из водных растворов |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2006107769/06A RU2330340C9 (ru) | 2006-03-13 | 2006-03-13 | Способ извлечения радионуклидов из водных растворов |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2006107769A RU2006107769A (ru) | 2007-09-27 |
| RU2330340C2 true RU2330340C2 (ru) | 2008-07-27 |
| RU2330340C9 RU2330340C9 (ru) | 2008-09-27 |
Family
ID=38953675
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2006107769/06A RU2330340C9 (ru) | 2006-03-13 | 2006-03-13 | Способ извлечения радионуклидов из водных растворов |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2330340C9 (ru) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2550343C1 (ru) * | 2013-11-21 | 2015-05-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт химии твердого тела Уральского отделения Российской академии наук | Способ извлечения радионуклидов и микроэлементов |
| RU2575044C1 (ru) * | 2014-12-18 | 2016-02-10 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Южно-Уральский государственный университет" (национальный исследовательский университет) (ФГБОУ ВПО "ЮУрГУ" (НИУ)) | Композиционный гранулированный сорбент на основе силикатов кальция |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2014126699A1 (en) * | 2013-02-13 | 2014-08-21 | Rohm And Haas Company | Removal of uranium from water |
-
2006
- 2006-03-13 RU RU2006107769/06A patent/RU2330340C9/ru not_active IP Right Cessation
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2550343C1 (ru) * | 2013-11-21 | 2015-05-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт химии твердого тела Уральского отделения Российской академии наук | Способ извлечения радионуклидов и микроэлементов |
| RU2575044C1 (ru) * | 2014-12-18 | 2016-02-10 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Южно-Уральский государственный университет" (национальный исследовательский университет) (ФГБОУ ВПО "ЮУрГУ" (НИУ)) | Композиционный гранулированный сорбент на основе силикатов кальция |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2006107769A (ru) | 2007-09-27 |
| RU2330340C9 (ru) | 2008-09-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Pansini | Natural zeolites as cation exchangers for environmental protection | |
| Rengaraj et al. | Studies on adsorptive removal of Co (II), Cr (III) and Ni (II) by IRN77 cation-exchange resin | |
| CA1245944A (en) | Fixation of dissolved metal species with a complexing agent | |
| Lehto et al. | Selective separation of radionuclides from nuclear waste solutions with inorganic ion exchangers | |
| JP5922193B2 (ja) | 新規吸着剤、その製造方法およびその使用 | |
| JP2002506979A (ja) | 放射性核種用の吸着剤 | |
| CA2101261C (en) | Method of composite sorbents manufacturing | |
| Rizk et al. | Investigations on sorption performance of some radionuclides, heavy metals and lanthanides using mesoporous adsorbent material | |
| EP0118493B1 (en) | Fixation of anionic materials with a complexing agent | |
| CA2896971A1 (en) | Strontium and cesium specific ion-exchange media | |
| Mulyutin et al. | Sorption of Cs, Sr, U, and Pu radionuclides on natural and modified clays | |
| EP3412361A1 (en) | Method for preparing particulate form caesium-removal inorganic ion adsorbent and product and application thereof | |
| JP6240382B2 (ja) | 放射性セシウム吸着剤及びそれを用いた放射性セシウムの回収方法 | |
| Prajapati | Cation exchange for ammonia removal from wastewater | |
| CN105617982B (zh) | 一种去除放射性水中110mAg的无机吸附剂及其制备方法 | |
| RU2330340C2 (ru) | Способ извлечения радионуклидов из водных растворов | |
| Fuks et al. | Sorption of selected radionuclides from liquid radioactive waste by sorbents of biological origin: The alkaline earth alginates | |
| US20170341954A1 (en) | Uranium capture on inorganic-organic graphite-based hybrid material: adsorbent material for mining reclamation and domestic water uses | |
| RU2446492C1 (ru) | Способ определения удельной активности радионуклидов в низкоактивных и сбросных минерализованных водах | |
| JPH05346493A (ja) | 放射性廃棄物の処理方法 | |
| Nikolaev et al. | Sorption of Cesium and Strontium Radionuclides by Synthetic Ivanyukite from Model and Process Solutions | |
| RU2401469C2 (ru) | Коллоидно-устойчивый наноразмерный сорбент для дезактивации твердых сыпучих материалов и способ дезактивации твердых сыпучих материалов с его использованием | |
| RU2021009C1 (ru) | Способ получения композитных сорбентов и композитный сорбент | |
| Perlova et al. | Dynamic Sorption of Carbonate Forms of Uranium (VI) with FIBAN Fibrous Ion Exchangers | |
| Fosso-Kankeu et al. | Regeneration and reuse of clinoptilolite for recovery of copper and cobalt from aqueous solutions |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| TK4A | Correction to the publication in the bulletin (patent) |
Free format text: AMENDMENT TO CHAPTER -FG4A- IN JOURNAL: 21-2008 FOR TAG: (72) |
|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20150314 |