SK83097A3 - Process for decontaminating radioactive materials - Google Patents

Process for decontaminating radioactive materials Download PDF

Info

Publication number
SK83097A3
SK83097A3 SK830-97A SK83097A SK83097A3 SK 83097 A3 SK83097 A3 SK 83097A3 SK 83097 A SK83097 A SK 83097A SK 83097 A3 SK83097 A3 SK 83097A3
Authority
SK
Slovakia
Prior art keywords
solution
ion exchange
carbonate
magnetic
particles
Prior art date
Application number
SK830-97A
Other languages
English (en)
Other versions
SK280392B6 (sk
Inventor
David Bradbury
George R Elder
Original Assignee
Bradtec Ltd
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 Bradtec Ltd filed Critical Bradtec Ltd
Publication of SK83097A3 publication Critical patent/SK83097A3/sk
Publication of SK280392B6 publication Critical patent/SK280392B6/sk

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/001Decontamination of contaminated objects, apparatus, clothes, food; Preventing contamination thereof
    • G21F9/002Decontamination of the surface of objects with chemical or electrochemical processes
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/20Disposal of liquid waste
    • G21F9/22Disposal of liquid waste by storage in a tank or other container
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Electrochemistry (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Food Science & Technology (AREA)
  • Processing Of Solid Wastes (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
  • Treatment Of Sludge (AREA)
  • Detergent Compositions (AREA)
  • Measurement Of Radiation (AREA)

Description

Spôsob dekontaminácie rádioaktívnych materiálov
Oblasť techniky
Tento vynález sa dotýka spôsobu dekontaminácie rádioaktívnych materiálov.
Doterajší stav techniky
Kontaminácia životného prostredia rádioaktívnymi materiálmy je všeobecným problémom. Tento problém môže nastať ako dôsledok ťažobných operácií, ako napr. pri ťažbe uránu, alebo ako kontaminácia spôsobená prevádzkou jadrových zariadení s nedostatočnou kontrolou úniku do okolia, alebo spôsobená pri likvidácii rádioaktívnych odpadov. Okrem toho ku kontaminácii môže dôjsť v dôsledku rozptýlenia uránových teliesok (čiastočiek) používaných ako vysokohutný materiál vo vojenských či civilných aplikáciách ako dôsledok vojenskej alebo civilnej nehody.
V ťažobnom priemysle boli vypracované praktické a hospodárne metódy získavania niektorých rádioaktívnych prvkov z kontaminovaných materiálov. Avšak cieľom v baníctve je obvykle hospodárne získavanie materiálov a sekundárny odpad je len zriedkavo hlavným cieľom. Pri ochrane životného prostredia je ekonomickým cieľom dosiahnutie efektívnej úpravy s minimálnym sekundárnym odpadom pri minimálnych nákladoch a hodnota regenerovaných rádioaktívnych látok má len druhoradý význam. Metódy a chemikálie, ktoré nie sú ekonomické alebo vhodné pre ťažobné aplikácie, môžu byť prakticky použiteľné pre ochranu životného prostredia.
Je všobecne známe, že rádioaktívne prvky možno regenerovať z materiálov pre ochranu životného prostredia mechanickým praním vodou s pridaním alebo bez pridania povrchové aktívnych aditív. Avšak tieto postupy sú obvykle obmedzené na mechanickú separáciu pevných látok a neodstránia sa kontaminanty chemicky viazané na pevnú fázu..
Boli vypracované chemické metódy rozpúšťania nerozpustných rádioaktívnych kontaminantov v koncentrovaných rozpúšťadlách (ako sú silné kyseliny) v procese známom ako kyselinové vylúhovanie. Tieto procesy sú účinné, avšak sú nevýhodné v prípade, že koncentrovaný roztok sa nakoniec stane odpadom. V mnohých prípadoch sú koncentrované rozpúšťadlá samy nebezpečné, a nielen tým, že obsahujú rádioaktívny kontaminant, ktorý sa má procesom koncentrovať. Kyselinové vylúhovanie a podobné procesy používajúce koncentrované chemikálie na rozpúšťanie rádioaktívneho kontaminentu majú ďalšiu nevýhodu, že tiež rozpúšťajú iné kontaminanty, pre ktoré nebol postup určený a to aj nerádioaktívne kovy.
-2Prvé spôsoby dekontaminácie vnútorných povrchov v okruhoch jadrových reaktorov pozostávali v umývaní koncentrovanými chemickými roztokmi, a teda v rozpúšťaní kontaminantov a získavaní koncentrovaného roztoku kontaminantov Bolo však zistené, že spracovanie týchto odpadových roztokov je obtiažne a nevhodné a že vedie k odpadu vyžadujúceho likvidáciu. Technológia pokročila a umožnila regeneráciu rádioaktivity s pomocou bežnej výmeny iontov systémom zriedenej kyseliny. Tieto zriedené a kyslé roztoky neobsahujú uhličitan, takže nie sú dobre použiteľné a vhodné pre rozpúšťanie aktinidov, pretože nevytvárajú komplexy s aktinidmi.
Pri dekontaminácii reaktorov bolo zistené, že je možné použiť určité reagencie na rozpúšťanie kontaminácie a k jej prevedeniu na iontexovú živicu v recirkulačnom procese a to tak, že organický aktivátor sa nepretržite vracia do procesu. Ako príklad roztokov používaných na dekontamináciu reaktorov je mravenčan vanaditý, kyselina pikolinová a hydroxid sodný. V iných postupoch sa používa zmes kyseliny citrónovej a oxalovej. Tieto roztoky na dekontamináciu reaktorov majú tú nevýhodu, že sa nedajú použiť na jednorazovú aplikáciu na rozpúšťanie aktinidov, rádia a niektorých štiepnych produktov, ako je technecium.
Uvedné roztoky na dekontamináciu reaktorov neobsahujú uhličitan a sú kyslé, takže rozpúšťajú oxidy železa obsahujúce súčasne rádioaktívne prvky, ktoré sa v kontaminovaných okruhoch reaktora vyskytujú. Táto neselektívna rozpúšťacia schopnosť je nevýhodou kyslých roztokov, ktoré sú tým nepoužiteľné na dekontamináciu takých materiálov ako je zemina (pôda) obsahujúca železo a iné kovy, ktoré nechceme regenerovať. Inou nevýhodou kyslých roztokov je to, že materiály ako je betón alebo vápenec sa v kyslom prostredí poškodia alebo sa rozpúšťajú. Taktiež pri použití vyššie uvedených čistiacich roztokov na dekontamináciu pôdy, prejde príliš mnoho neselektívne rozpustených kontaminantov do roztoku, čo bráni regenerácii kontaminantov a recirkulácii roztokov pre použitie na ďalšiu dekontamináciu.
Bolo zistené, že urán a transuránové rádioaktívne prvky je možné rozpúšťať v koncentrovaných (pH 1) chemických systémoch. Avšak acidita vedie k vyššie uvedeným obtiažam. Urán, a niekedy thórium, sa získavajú pri ťažobných operáciách v koncentrovanom zásaditom prostredí obsahujúcom uhličitan. Použitie koncentrovaných roztokov je motivované potrebou rozpúšťať materiál ekonomickou rýchlosťou vzhľadom na ťažobné operácie, avšak tieto roztoky nie sú zvlášť vhodné v prípadoch, kde je prvotným záujmom vystríhať sa
-3sekundárnym odpadom. Vyskytujú sa tiež návrhy rozpúšťať urán a plutónium v zriedených zásaditých roztokoch ktoré obsahujú uhličitan, citrát (ako chelatačné činidlo) a oxidačné alebo redukčné činidlo.
V patente US 5,322.644 je popisovaná metóda rozpúšťania rádioaktívnych kontaminantov v zriedenom roztoku so zásaditým pH a s účinným množstvom chelatačného činidla. V patente sa tiež popisujú kroky na získanie kontaminantov z roztoku, ktorá spočíva vo výmene aniontov alebo kationtov alebo v selektívnej výmene kationtov a taktiež sa popisuje použitie magnetických iontexov na separáciu kontaminantov.
Je dobre známe, že urán je možné rozpustiť v zásaditom prostredí uhličitanu a opäť získať výmenou aniontov ( čo je základ tzv. procesu “živica v kale”, pri ktorom sa použijú pórovité vrecia s anexovou živicou na vybratie karbonátových komplexov uránu z kalov kontaminového materiálu a rozpúšťacieho prostriedku). Avšak, ako uvádza USP 5,322.644, bolo zistené, že karbonátové roztoky bez prídavku chelatujúceho činidla, sú veľmi neúčinné na rozpúšťanie plutónia.
Dôvod tejto neschopnosti rozpúšťať plutónium za neprítomnosti chelatujúceho činidla sa pripisuje pomerne malej rozpustnosti a stabilite komplexu PuIV-karbonát a teoreticky sa predpokladá, že prítomnosť chelatujúceho činidla (ako je EDTA) v rozpúšťačom prostriedku napomáha rozpusteniu stabilizovaním rozpusteného PuIV ako komplexu EDTA. Túto hypotézu potvrdili termodynamické výpočty. Ukázalo sa tiež, že prítomnosť oxidačného činidla podporuje rozpúšťanie uránu i plutónia. V prípade uránu je známe, že oxidačné činidlo zvyšuje jeho oxidačný stav na (VI), v ktorom prechádza do roztoku. Bez pochybností bola potvrdená zlepšená kinetika rozpúšťania po zmene oxidačného stavu ko vu v pevnej mriežke.
Podstata vynálezu
Vyvinuli sme spôsob dekontaminácie rádioaktívnych materiálov s použitím rozpúšťacieho prostriedku obsahujúceho uhličitan a neobsahujúceho chelatujúce činidlo.
Na základe toho, predložený vynález poskytuje spôsob dekontaminácie rádioaktívnych materiálov, pozostávajúceho z dvoch krokov:
I) uvedenie materiálu určeného na dekontamináciu do styku so zriedeným roztokom uhličitanu za prítomnosti ionexových častíc, ktoré buď majú chelatačnú funkciu samé, alebo majú chelatačnú funkciu na ne viazanú; a
-4II) separácia ionexových častíc od zriedeného roztoku obsahujúceho uhličitan.
Rádioaktívnym materiálom dekontaminovaným spôsobom podľa vynálezu môžu byť prírodné materiály ako je zemina (pôda), alebo vyrobené materiály, ako je kontaminovaný betón alebo kontaminovaná oceľ.
Podrobný popis vynálezu
Podaný vynález je najmä využiteľný na rozpúšťanie a opätovné získanie aktinidov, a to s omnoho vyššou účinnosťou v porovnaní so spôsobom popísaným v USP 5,322.644. Jedným z dôvodov väčšej selektivity spôsobu podľa vynálezu oproti spôsobu podľa USP 5,322.644 je neprítomnosť chelatujúceho činidla v rozpúšťačom prostriedku, a toto činidlo by malo tendenciu rozpúšťať aj nerádioaktívne ionty, ako je železo.
Postup podľa tohto vynálezu je veľmi účinný preto, že rádioaktívna kontaminácia je vynímaná z rozpúšťacieho prostriedku súčasne s rozpúšťaním, takže koncentrácia rozpustených kontaminantov je udržovaná na minime, čím sa znížia požiadavky na premývanie a zlepší sa dosiahnuteľná dekontaminácia.
K vykonaniu spôsobu podľa tohto vynálezu sa materiál určený na dekontamináciu uvedie do styku s rozpúšťacím prostriedkom (roztokom) a súčasne je tento roztok v styku s pevnými časticani ionexu, ktoré majú na seba viazanú chelatačnú funkciu, alebo majú chelatačnú funkciu samé. V kontaktnom zariadení obvykle dochádza k primeranému premiešaniu pevných častíc s roztokom, avšak miešanie nesmie byť príliš prudké, aby sa častice ionexu nepoškodili. Častice ionexu sú zavesené v pórovitom vreci vnútri rozpúšťacieho prostriedku (roztoku), alebo (ak obsahujú magnetický materiál) sa pridávajú priamo do zmesi rozpúšťacieho prostriedku a kontaktovaného materiálu. V prípade, že dekontaminovaný materiál je veľký predmet, rozpúšťači prostriedok (roztok) sa uvedie do styku s predmetom a rýchlo sa vracia do nádoby, v ktorej rozpúšťači prostriedok prichádza do styku s ionexami. V kontaktovaní (v dotyku) dekontaminovaného materiálu a rozpúšťacieho prostriedku (roztoku) pokračujeme, až sa kontaminant prenesie z kontaktovaného materiálu (rozpustením do roztoku) na ionexový materiál.
-5Ďalším krokom je separácia ionexového materiálu. Ak je tento v pórovitom vreci, vyberieme jednoducho vrece z roztoku. Ak je ionexový materiál premiešaný s kontaktovaným materiálom, oddelíme tieto dva napr. magnetickou separáciou, ak obsahujú ionexové častice magnetický materiál. Roztok a kontaktovaný materiál (ktorý je v podstate nemagnetický) prejdú magnetickým separátorom, v ktorom sa ionexový materiál zadrží.
V niektorých aplikáciách nie je potrebné separovať kontaktovaný materiál a roztok. V prírodných materiáloch bývajú najčastejšie uhličitany, ktoré sú prijateľné na navrátenie kontaktovaného materiálu do okolitého prostredia. Ak je potrebná separácia kontaktovaného materiálu od roztoku, možno použiť Štandartné zariadenie na separáciu pevných látok od roztoku, ako sú tlakové filtre a plachtové kalolisy. Oddelený rozpúšťači prostriedok (roztok) je potom možné recyklovať a použiť na dekontamináciu ďalšieho materiálu.
Rozpúšťači prostriedok (roztok) pozostáva z účinného množstva zriedeného zásaditého roztoku uhličitanu, postačujúceho na rozpustenie kontaminantov v materiály. Zdroj uhličitanu obsahuje plynný oxid uhličitý, kyselinu uhličitú, uhličitan sodný, bikarbonát sodný a iné uhličité soli. Uhličité soli tvoria rozpustné komplexy s rôznymi aktinidmi. Je možné použiť aj iné aniontové radikály, schopné vytvárať rozpustné komplexy s aktinidmi.
Rozpúšťacia kvapalina (roztok) má zásadité pH, t.j. pH od 7 do 11, výhodnejšie od 9 do 11 a najvýhodnejšie je pH 9, Postup začína úpravou pH rozpúšťacej kvapaliny na hodnotu 9 pridaním určitého množstva zásady ako je hydroxid sodný. Tu použitý termín “zásada” zahŕňa akúkoľvek látku schopnú zvýšiť pH roztoku nad hodnotu 7, a táto látka nesmie inak narušiť rozpúšťaciu funkciu roztoku. Z iných použiteľných zásad je to hydroxid draselný, hydroxid amónny a uhličitan amónny. Uhličitan amónny je dosť nevhodný, ale má naviac výhodu z hľadiska likvidácie odpadu, pretože môže byť z roztoku odstránený odparením. Podľa definície uvedenej vyššie, môže byť použitá akákoľvek zásada. Množstvo zásady účinnej na úpravu pH na žiadanú hodnotu závisí od špecifičnosti samotnej použitej zásady, na ostatných zložkách roztoku a na vlastnostiach príslušnej zeminy alebo iného materiálu, ktorý je dekontaminovaný.
Ďalšou alternatívou je, že roztok uhličitanu podľa tohto vynálezu je možné použiť tiež na rozpustenie niektorých aktinidov pri neutrálnom pH.
-6Spôsob podľa vynálezu tiež zahŕňa stupeň vytvorenia uhličitanu pridaním účinného množstva plynného oxidu uhličitého k roztoku ešte pred kontaktným stupňom. Plynný oxid uhličitý prebubláva rozpúšťacou kvapalinou obsahujúcu všetky zložky okrem uhličitanu a vytvára roztok uhličitanu napr. podľa nasledovných rovníc:
CO2 + H2O-> H2CO3
2NaOH + H2CO3 -> Na2CO3 + 2H2O
Postup prebublávania plynného oxidu uhličitého cez rozpúšťaciu kvapalinu možno tiež použiť na úpravu pH roztoku na príslušnú hodnotu. Účinné množstvo plynného oxidu uhličitého, postačujúceho na vytvorenie uhličitanu a úpravu pH roztoku okamžitým postupom, je možné stanoviť bežnými analytickými metódami. Inou alternatívou spôsobu podľa vynálezu je vytvorenie uhličitanového roztoku pridaním určitého množstva uhličitanu k rozpúšťacej kvapaline. Výhodnou koncentráciou uhličitanu je 1 mol.
Roztok použitý podľa vynálezu môže tiež obsahovať oxidačnú látku ako je peroxid vodíku, s výhodou v koncentrácii 0,005-molámej. Oxidovadlo zvýši oxidačný stav určitých aktanidov a uľahčí ich rozpúšťanie v roztoku, ako dokladá nasledovná rovnica.
UO2 + H2O2+3Na2CO3 Na4UO2(CO3)3 + 2NaOH
Oxidačné činidlá v roztoku sú tiež potrebné na rozpustenie plutónia. Ďalšími účinnými oxidačnými látkami sú ozón, vzduch a permanganát draselný.
Výhodnú rozpúšťaciu kvapalinu podľa tohto vynálezu tvorí 1 mol uhličitanu, 0,005 molov peroxidu vodíka a účinné množstvo hydroxidu sodného a to také, aby pH roztoku bolo upravené na hodnotu 9. Vynález predpokladá použitie aj iných množstiev vyššie uvedených zložiek, ktoré by postačovali na rozpustenie aktinidov v pôde a v iných materiáloch. Takéto roztoky obsahujú 0,01 až 1-molámu koncentráciu uhličitanu a 0,005 až 0,03-molárny roztok peroxidu vodíka.
Zistilo sa, že zvýšenie teploty nad teplotu okolia je veľmi účinné. Použije sa teplota od teploty okotia až do 100°C, s výhodou 50°C.
Ďalším krokom postupu podľa vynálezu je separácia kontamiriantov od rozpúšťacej kvapaliny absorpciou na ionexovom médiu. Absorpcia použitá v tomto procese spočíva vo využití chelatačnej reakcie na ionexovej živici, ako je znázornené nižšie pre funkciu kyseliny iminodioctovej, chemicky viazanej na pevnú časticu:
-7Na4UO2(CO3)3 - 2(živica - N[CH2COO2]Na2) -> 2(živica - N[CH2COO]2)UO2Na2 + 3Na2CO3
Vzhľadom na stabilitu takto vytvorených komplexov v porovnaní s uhličitanovými komplexami, je chelatačná reakcia schopná vytiahnuť aktinidy z roztoku, a to pri dostatočných koncentráciách uhličitanu, umožňujúcich rozpúšťanie aktinidov zo starších zemín, v ktorých kontaminácia už bola silno absorbovaná v pôde.
Špecifická chelatačná reakcia znázornená vyššie je uvedená len ako príklad, je však možné použiť aj iné chelatačné reakcie (napr. s využitím rovnakej funkcie pri resorcinarsonovej kyseline, 8-hydroxychinoline alebo amidoxine); prvotnou požiadavkou na chelatačná funkciu je vytvorenie termodynamicky stabilného komplexu s tými prvkami aktinidov, ktoré si prajeme vyňať.
Chelatačná funkcia môže byť podľa tohto vynálezu viazaná fyzikálne alebo výmenou iontov na pevný absorbent, avšak výhodnou metódou je prevedenie chelatačnej funkcie chemickou väzbou na pevnú časticu. Príkladom vhodného, komerčne dostupného chelatujúceho ionexu tohto typu je DOWEX Al, DUOLITE ES346, C466 a 467, a CHELEX 100. Použitie týchto ionexov spôsobom podľa vynálezu všeobecne vyžaduje, aby pevné častice boli v rozpúšťacej kvapaline suspendované tak, že ich uzatvoríme v pórovitom vreci.
Chelatačná funkcia môže byť tiež uskutočnená fyzikálnou absoipciou, výmenou iontov alebo chemickou väzbou na pevnú časticu, ktorá je magnetická, ako sa popisuje v Európskom patente čís. 0522856. V tomto prípade sa pevný magnetický materiál obsahujúci absorbované kontaminanty vyberie z rozpúšťacej kvapaliny magnetickou separáciou.
Do spôsobu podľa vynálezu je možné zaradiť ďalší krok na vybratie kontaminantov z chelatujúceho ionexu. Je ním vylúhovanie (elúcia) kontaminantov pomocou roztoku, ktorý vyberie kontaminenty z absorbentu. Elučný roztok, nazývaný eluent, je možné vopred zvoliť tak, aby bol selektívny pre určitý kontaminant. Voľba je založená na známych vlastnostiach kontaminantu a absorbentu. Typickým eluentom je kyselina, ako napr. kyselina dusičná pri strednej, asi 1-molámej koncentrácii. Stupeň koncentrácie kontaminantu v eluente je možné meniť podľa špecifickosti použitého eluentu, avšak v každom prípade bude vyššia ako v nespracovanom kontaminovanom materiáli.
-8Stupeň regenerácie rádioaktívnych kontaminantov môže ďaje zahrňovať ďalší krok, a to recirkuláciu rozpúšťacej kvapaliny, separovanej od kontaktovaného materiálu, späť do kontaktného (umývacieho) stupňa.
Tento vynález tiež umožňuje riadenie objemu kvapalín v kontaktnom stupni. Buď zemina opúšťajúca proces má vyšší obsah vody než na vstupe, alebo sa z rozpúšťajúcej kvapaliny odparí a využije čistá vody. Na predchádzanie vzniku veľkých objemov sa použije jedna z týchto metód, alebo aj iné metódy.
Príklady uskutočnenia vynálezu
Nasledujú názorné príklady, ktorými tento vynález nie je obmedzený.
Príklad 1
Podľa metódy popísanej v Európskom patente čís. 0522856 bola pripravená magnetická živica s viazanou funkciou kyseliny iminodioctovej. Táto živica bola 0,1 Nacetátom amónnym prevedená na amónnu formu. Staršia, plutóniom kontaminovaná pôda získaná z jedného miesta v USA (6 gramov) bola zmiešaná s rozpúšťacou kvapalinou (100 ml roztoku), obsahujúcou 1 N-uhličitan a pH upraveným na hodnotu 9. Pridaný bol peroxid vodíka (51 mikrolitrov, 30% roztok) a magnetická živica (0,8 g sušiny) a zmes bola miešaná pri 50°C dve hodiny. Živica bola separovaná od zeminy magnetickou separáciou a premytá vodou. Rozpúšťacia kvapalina bola od zeminy separovaná filtráciou. Magnetická živica bola regenerovaná premývaním 8-molámou (8N) kyselinou dusičnou. Zemina, eluent z regenerácie živice a rozpúšťacia kvapalina boli analyzované na plutónium.
Priemerné výsledky vzoriek ukazujú, že 27% plutónia pôvodne prítomného na zemine na nej ešte zostalo, 68% plutónia pôvodne prítomného na zemine prešlo do elučného roztoku a 5% plutónia pôvodne prítomného na zemine bolo regenerované z rozpúšťacej kvapaliny.
Príklad 2
Magnetická živica s viazanou funkciou kyseliny iminodioctovej bola pripravená rovnako ako v Príklade 1. Staršia, plutóniom kontaminovaná zemina, získaná z jedného miesta v USA (6 gramov) bola zmiešaná s rozpúšťacou kvapalinou (100 ml roztoku), obsahujúcou 1 N-uhličitan a s pH upraveným na hodnotu 9. Pridaný bol peroxid vodíka (51 mikrolitrov, 30%
-9roztok) a magnetická živica (0,8 g sušiny) a zmes bola miešaná pri 50°C dve hodiny. Zemina bola separovaná (oddelená) od roztoku a živice. Tá istá zemina bola štyri razy podrobená pôsobeniu čerstvej živice a rozpúšťacej kvapaliny s použitím rovnakého postupu. Po ukončení týchto piatich kontaktov, priemer dvoch duplikátnych vzoriek ukázal, že koncentrácia plutónia v zemine sa znížila z pôvodných 35,8 Bq.g'1 na 3,7 Bq.g’1, t.j. 90% plutónia bolo vyňatého zo zeminy.

Claims (13)

  1. PATENTOVÉ NÁROKY
    1. Spôsob dekontaminácie rádioaktívnych materiálov, vyznačujúci sa tým, že sa skladá z dvoch krokov:
    I) uvedenie materiálu určeného na dekontamináciu do styku so zriedeným roztokom uhličitanu za prítomnosti ionexových častíc, ktoré buď majú chelatačnú funkciu, alebo alebo chelatačnú funkciu majú na seba viazanú;
    II) oddelenie ionexových častíc od zriedeného roztoku obsahujúceho uhličitan.
  2. 2. Spôsob podľa nároku 1,vyznačujúci sa tým, že zriedený roztok obsahujúci uhličitan má pH v rozmedzí od 7 do 11.
  3. 3. Spôsob podľa nároku 1 alebo nároku 2, vyznačujúci sa t ý m, že roztok (rozpúšťacia kvapalina) ďalej obsahuje oxidačné činidlo.
  4. 4. Spôsob podľa nároku 3,vyznačujúci sa tým, že oxidačným Éinidlom je peroxid vodíka.
  5. 5. Spôsob podľa ktoréhokoľvek z predošlých nárokov, vyznačujúci sa tým, že chelatačnú funkciu vytvára radikál iminodioctovej kyseliny, resorcinarsonovej kyseliny
    8-hydroxychinolinu alebo aminodoxinu.
  6. 6. Spôsob podľa ktoréhokoľvek z predošlých nárokov, vyznačujúci sa tým, že častice ionexu sú tiež magnetické.
  7. 7. Spôsob podľa nároku 6, vyznačujúci sa tým, že magnetický materiál je vložený (uložený) do častíc ionexu.
  8. 8. Spôsob podľa ktoréhokoľvek z predošlých nárokov, vyznačujúci sa tým, že častice ionexu sú vložené do pórovitého vreca.
  9. 9. Spôsob podľa nároku 6 alebo nároku 7,vyznačujúci sa tým, že magnetické častice ionexu sa oddelia v magnetickom separátore.
  10. 10. Spôsob podľa ktoréhokoľvek z predošlých nárokov, vyznačujúci sa tým, že kontaktovaný (dekontaminovaný) materiál sa oddelí od zriedeného roztoku obsahujúceho uhličitan.
  11. 11. Spôsob podľa nároku 10, vy z n a č u j ú c i sa t ý m, že separácia sa vykoná s použitím tlakového filtra alebo plachtového kalolisu.
  12. 12. Spôsob podľa ktoréhokoľvek z predošlých nárokov, vyznačujúci sa tým, že kontaminanty sa regenerujú z chelatujúceho ionexu.
  13. 13. Spôsob podľa nároku 12 , vy z n a č u j ú c i sa t ý m, že kontaminanty sa vylúhujú vhodným eluentom.
SK830-97A 1994-12-22 1995-12-14 Spôsob dekontaminácie rádioaktívnych materiálov SK280392B6 (sk)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GBGB9426023.9A GB9426023D0 (en) 1994-12-22 1994-12-22 Process for decontaminating radioactive materials
PCT/GB1995/002919 WO1996019812A1 (en) 1994-12-22 1995-12-14 Process for decontaminating radioactive materials

Publications (2)

Publication Number Publication Date
SK83097A3 true SK83097A3 (en) 1998-01-14
SK280392B6 SK280392B6 (sk) 2000-01-18

Family

ID=10766454

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SK830-97A SK280392B6 (sk) 1994-12-22 1995-12-14 Spôsob dekontaminácie rádioaktívnych materiálov

Country Status (24)

Country Link
US (1) US5852786A (sk)
EP (1) EP0799486B1 (sk)
JP (1) JP3469899B2 (sk)
KR (1) KR100387877B1 (sk)
CN (1) CN1145976C (sk)
AT (1) ATE176829T1 (sk)
AU (1) AU689676B2 (sk)
BG (1) BG63234B1 (sk)
BR (1) BR9510508A (sk)
CA (1) CA2208033A1 (sk)
CZ (1) CZ285742B6 (sk)
DE (1) DE69507905T2 (sk)
DK (1) DK0799486T3 (sk)
EE (1) EE03635B1 (sk)
ES (1) ES2131348T3 (sk)
GB (1) GB9426023D0 (sk)
GE (1) GEP20002251B (sk)
GR (1) GR3030139T3 (sk)
HU (1) HU219330B (sk)
PL (1) PL181516B1 (sk)
RU (1) RU2142172C1 (sk)
SK (1) SK280392B6 (sk)
UA (1) UA27086C2 (sk)
WO (1) WO1996019812A1 (sk)

Families Citing this family (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6217743B1 (en) * 1997-02-12 2001-04-17 Sachem, Inc. Process for recovering organic hydroxides from waste solutions
GB9709882D0 (en) * 1997-05-16 1997-07-09 British Nuclear Fuels Plc A method for cleaning radioactively contaminated material
US6497769B1 (en) 2001-10-12 2002-12-24 Bobolink, Inc. Radioactive decontamination and translocation method
US6605158B1 (en) 2001-10-12 2003-08-12 Bobolink, Inc. Radioactive decontamination and translocation method
US7148393B1 (en) * 2003-04-22 2006-12-12 Radiation Decontamination Solutions, Llc Ion-specific radiodecontamination method and treatment for radiation patients
US6972095B1 (en) 2003-05-07 2005-12-06 Electric Power Research Institute Magnetic molecules: a process utilizing functionalized magnetic ferritins for the selective removal of contaminants from solution by magnetic filtration
FR2861494B1 (fr) * 2003-10-28 2005-12-23 Commissariat Energie Atomique Utilisation de carbonates mixtes frittes pour le confinement de carbone radioactif.
JP4114076B2 (ja) * 2004-02-17 2008-07-09 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 アクチノイド元素の分離方法
KR101086600B1 (ko) * 2006-02-09 2011-11-23 가부시끼가이샤 도시바 화학 제염 장치 및 그 제염 방법
GB0717612D0 (en) * 2007-09-10 2007-10-17 Mallinckrodt Inc Purification of metals
US8097164B2 (en) * 2007-11-08 2012-01-17 Electric Power Research Institute, Inc. Process for preparing magnetic particles for selectively removing contaminants from solution
WO2011121291A1 (en) * 2010-04-01 2011-10-06 University Of Dundee Decontamination method
US9214248B2 (en) * 2010-12-15 2015-12-15 Electric Power Research Institute, Inc. Capture and removal of radioactive species from an aqueous solution
US8658580B2 (en) * 2012-03-01 2014-02-25 Uchicago Argonne, Llc Superabsorbing gel for actinide, lanthanide, and fission product decontamination
KR101431375B1 (ko) * 2013-03-15 2014-08-19 한국원자력연구원 중합체가 부착된 방사성 콘크리트 폐기물의 제염 방법
CN103308936A (zh) * 2013-06-18 2013-09-18 中国原子能科学研究院 一种用于微堆退役的堆水池清理方法
EP3565675A1 (en) * 2017-01-06 2019-11-13 Georoc International, Inc. Integrated ion-exchange disposal and treatment system
RU2654195C1 (ru) * 2017-06-01 2018-05-17 Общество с ограниченной ответственностью "РАОТЕХ" Способ переработки жидких радиоактивных отходов
CN113897201A (zh) * 2021-11-29 2022-01-07 北京师范大学 一种由氨基酸强化的碳酸盐基清洗活性材料

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB229312A (en) * 1924-02-12 1926-05-11 British Thomson Houston Co Ltd Improvements in and relating to pressure relieving diaphragms for electrical apparatus casings
CS245861B1 (en) * 1984-06-01 1986-10-16 Zdenek Matejka Method of heavy metals separation from aminocarboxyl complexing substances
GB2229312B (en) * 1989-03-14 1993-01-06 British Nuclear Fuels Plc Actinide dissolution
US5087372A (en) * 1989-03-24 1992-02-11 Asahi Kasei Kogyo Kabushiki Kaisha Method for removing heavy metal ions from contaminated water and a porous membrane usable therefor
GB9115018D0 (en) * 1991-07-11 1991-08-28 Bradtec Ltd Purification of solutions
US5322644A (en) * 1992-01-03 1994-06-21 Bradtec-Us, Inc. Process for decontamination of radioactive materials

Also Published As

Publication number Publication date
BR9510508A (pt) 1998-01-13
AU4184496A (en) 1996-07-10
BG101603A (en) 1998-02-27
EP0799486A1 (en) 1997-10-08
GEP20002251B (en) 2000-09-25
DE69507905T2 (de) 1999-09-16
GR3030139T3 (en) 1999-08-31
EP0799486B1 (en) 1999-02-17
PL320794A1 (en) 1997-10-27
EE03635B1 (et) 2002-02-15
KR980701128A (ko) 1998-04-30
HUT77056A (hu) 1998-03-02
CZ285742B6 (cs) 1999-10-13
JPH10510924A (ja) 1998-10-20
WO1996019812A1 (en) 1996-06-27
DK0799486T3 (da) 1999-09-20
HU219330B (en) 2001-03-28
ATE176829T1 (de) 1999-03-15
PL181516B1 (pl) 2001-08-31
CZ190197A3 (en) 1997-11-12
AU689676B2 (en) 1998-04-02
ES2131348T3 (es) 1999-07-16
KR100387877B1 (ko) 2003-08-19
US5852786A (en) 1998-12-22
CN1175318A (zh) 1998-03-04
BG63234B1 (bg) 2001-06-29
UA27086C2 (uk) 2000-02-28
CN1145976C (zh) 2004-04-14
SK280392B6 (sk) 2000-01-18
CA2208033A1 (en) 1996-06-27
RU2142172C1 (ru) 1999-11-27
DE69507905D1 (de) 1999-03-25
GB9426023D0 (en) 1995-02-22
EE9700140A (et) 1997-12-15
JP3469899B2 (ja) 2003-11-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0550221B1 (en) Process for decontamination of radioactive materials
SK83097A3 (en) Process for decontaminating radioactive materials
JP3078670B2 (ja) 土地改善法
US5730874A (en) Extraction of metals using supercritical fluid and chelate forming legand
US5770085A (en) Extraction of metals and/or metalloids from acidic media using supercritical fluids and salts
US5356538A (en) Supercritical fluid extraction
US5965025A (en) Fluid extraction
EP0682806B1 (en) Process for the treatment of particulate material
US5547583A (en) Method for separating contaminants from solution employing an organic-stabilized metal-hydroxy gel
McFadden Organic components of nuclear wastes and their potential for altering radionuclide distribution when released to soil
JP5072334B2 (ja) 放射性廃棄物の処理方法および処理装置
JPS6324025A (ja) ホスホニツク基含有イオン交換相を使用したインジウム、ゲルマニウム及び/又はガリウムの回収方法
Bostick et al. FY 1995 separation studies for liquid low-level waste treatment at Oak Ridge National Laboratory
Nagar et al. Recovery of plutonium from assorted laboratory wastes
Brewer et al. Selective partitioning of mercury from co-extracted actinides in a simulated acidic ICPP waste stream