WO2002021538A2 - Verfahren zur volumenreduzierenden entsorgung von zu lagernden radioaktiv belasteten ionenaustauschern - Google Patents

Verfahren zur volumenreduzierenden entsorgung von zu lagernden radioaktiv belasteten ionenaustauschern Download PDF

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Abstract

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Volumenreduzierung von zu lagernden, radioaktiv belasteten Ionenaustauschern. Mit dem erfindungsgemäßen Verfahren lassen sich radioaktiv belastete Ionenaus-tauscher, die insbesondere im Nuklearbereich als Adsorber-materialien genutzt werden, entsorgen, indem die radio-aktiven Metalle und/oder Radionuklide von den Ionenaus-tauschern eluiert werden, das Eluat mit Biosorbentien dekontaminiert wird, die Biosorbentien mit den gebundenen, radioaktiven Metallen und/oder Radionukliden verbrannt werden und die festen Verbrennungsreste in Glaspulver, Zement oder Bitumen eingeschlossen werden.

Description

Verfahren zur volumenreduzierenden Entsorgung von zu lagernden radioaktiv belasteten Ionenaustauschern
Beschreibung
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Volumenreduzierung von zu lagernden, radioaktiv belasteten Ionenaustauschern. Mit dem erfindungsgemäßen Verfahren lassen sich radioaktiv belastete Ionenaustauscher, die insbesondere im Nuklearbereich als Adsorbermaterialien genutzt werden, entsorgen, indem die radioaktiven Metalle und/oder Radionuklide von den Ionenaustauschern eluiert werden, das Eluat mit Biosorbentien dekontaminiert wird, die Biosorbentien mit den gebundenen radioaktiven Metallen und/oder Radionukliden verbrannt werden und die festen Verbrennungsreste in Glaspulver, Zement pder Bitumen eingeschlossen werden. Das erfindungsgemäße Verfahren hat Bedeutung für die Entsorgung und Beseitigung radioaktiver Bestandteile aus Ionenaustauschern, die in Industrieanlagen, wie z.B. in Kernkraftanlagen und in mit radioaktiven Metallen und/oder Radionukliden arbeitenden Einrichtungen der Wissenschaft und Krankenhäusern eingesetzt werden.
Wie bei allen Dekontaminationsverfahren für gelöste, toxische Metalle aus der Umwelt, können auch Ionenaustauscher mit radioaktiven Metallen und Radionukliden nicht beseitigt werden. Diese Materialien können nur durch Verlagerung in sichere, vor der Umwelt abgeschlossene, Zwischen- und/oder Endlager entsorgt werden. Der Bedarf an sicheren Zwischen- und Endlagern steigt auf Grund der Zunahme radioaktiven Materials aus Kernkraftwerken, wissenschaftlichen Einrichtungen und Krankenhäusern ständig an. Dieser Bedarf kann aber aus unterschiedlichsten Gründen nicht erfüllt werden. Die Verringerung der Mengen endlagerungsfähigen, radioaktiven Materials ist deshalb immens wichtig.
Zur Überführung der mit Radionukliden beladenen Ionenaustauscher werden diese beispielsweise nach bestimmten Technologien in Glas oder Zement eingeschlossen, z.B. gemäß dem US-Patent 4 483 789. Dabei wird allerdings das Volumen des in Zwischen- oder Endlagern zu entsorgenden radioaktiven Materials noch mehr vergrößert. Zudem ist der Einschluss von synthetisch-organischen Ionenaustauschern, deren Matrix in vielen Fällen ein Copolymer des Polystyrens darstellt, in Glas oder Zement teuer und technologisch schwierig. Dies führt dazu, dass in den Kernkraftwerken und Zwischenlagern für radioaktive Abfälle große Mengen mit radioaktiven Nukliden beladene Ionenaustauscher zwischengelagert sind, die auf eine geeignete und preiswerte Entsorgung warten.
Aufgabe der vorliegenden Erfindung war es deshalb, ein kostengünstiges, leicht durchführbares und effektives Verfahren zur volumenreduzierenden Entsorgung von zu lagernden radioaktiv belasteten Ionenaustauschern, die z.B. in riesigen Mengen bei der Dekontamination von Wässern aus Kernkraftwerken auftreten, zur Verfügung zu stellen, insbesondere solchen auf Polystyrenbasis .
Erfindungsgemäß wird die Aufgabe gelöst, indem radioaktiv belastete Ionenaustauscher eluiert werden und die Eluate mit den radioaktiven Metallen und/oder Radionukliden mit Biosorbentien in Kontakt gebracht werden, die in den Lösungen enthaltenen radioaktiven Metalle und/oder Radionuklide an den Biosorbentien gebunden werden, die beladenen Biosorbentien von den bis zu den abgabefähigen Grenzwerten der radioaktiven Metalle und/oder Radionuklide befreiten Lösungen abgetrennt werden, die Biosorbentien mit den gebundenen radioaktiven Metallen und/oder Radionukliden einem Verbrennungsprozess unterworfen werden, die auf ein sehr kleines Volumen reduzierten, festen Verbrennungsreste der beladenen Biosorbentien in einem Material wie Glas, Zement oder Bitumen eingeschlossen werden und so volumenreduziert und stabil lagerungsfähig einem Zwischen- bzw. Endlager für radioaktive Abfälle zugeführt werden.
Die Erfindung betrifft vor allem organisch-synthetische Ionenaustauscher, insbesondere Ionenaustauscher auf Polystyrenbasis, ganz besonders Kugelharzionenaustauscher.
Die Elution der radioaktiven Metalle und/oder Radionuklide von den Ionenaustauschern wird unter geeigneten und technisch bekannten Bedingungen vorgenommen, in der Regel und bevorzugt also unter sauren pH-Bedingungen bei pH- Werten kleiner 7, vorzugsweise zwischen 1 und 3. Die Elution ist selbstverständlich auch mit wäßrigen Lösungen von Komplexbildnern, z.B. EDTA (Ethylendiamintetra- essigsäure) oder NTE (Nitrilotriessigsäure) möglich.
Als Biosorbentien können im Sinne der vorliegenden Erfindung alle unlöslichen Materialien biologischer Herkunft eingesetzt werden, die zur Biosorbtion von radioaktiven Metallen und/oder Radionukliden fähig sind. Die mit Biosorbentien durchführbare Biosorption ist eine relativ neue und sehr ökonomische Möglichkeit zur Entfernung toxischer Metalle aus der Umwelt (Biotechnol. Prog. 1995, 11, 235-250 und Appl . Microbiol . Biotechnol. 1997, 48, 577-587) , da Biosorbentien unterschiedlichster Herkunft und Struktur toxische Metalle mit mitunter sehr hohen Bindungsraten binden können. Biosorbentien sind in den meisten Fällen billig und leicht zugänglich. Biosorbentien sind bekannte Materialien, die u.a. aus der Biomasse von Moosen, Algen, Pilzen oder Bakterien gewonnen werden können. Sie fallen teilweise sogar großtechnisch bei large scale-Fermentationen - oft sogar als Abfallstoff- an. Vor allem aber auch aus sehr billigen und einfachst zugänglichen, nachwachsenden biologischen (cellulose- und lignocellulosehaltigen) Roh- und Reststoffen der Land-, Forst-, Papier-, Nahrungsmittel- und Fischwirtschaft können Biosorbentien mit guten Metallbindungseigenschaften gewonnen werden, z.B. aus Holzresten, Sägemehl, Stroh, Maisspindeln, Rübenschnitzel, Papierbrei, Kleie und Krabbenschalen. Obwohl diese Biosorbentien in ihrer natürlichen Vorkommensweise häufig schon ein gutes Bindungsverhalten gegenüber toxischen Metallen besitzen', werden sie oft noch weiter chemisch modifiziert, um ihr Bindungsvermögen noch weiter zu erhöhen. Alle bisher genannten modifizierten und unmodifizierten Biosorbentien, aber auch aus Material biologischer Herkunft isolierte und gereinigte und gegebenenfalls ebenfalls noch chemisch und/oder biologisch modifizierte Biomakromoleküle wie z.B. Zellulosen, Stärke, Xylane, Agarose, Dextrane, Lignine, Huminsäuren, Chitin, Chitosan und Co-Makromoleküle der vorstehend genannten Biomakromoleküle werden als Bioadsorber verstanden im Zusammenhang mit ihrer Verwendung in diesem Patent .
In einer vorteilhaften Ausführungsform der Erfindung werden Biosorbentien gemäß DE 197 184 52 AI eingesetzt.
Bevor die radioaktiv belasteten Eluate von Ionenaustauschern jedweder Herkunft mit den aufgeführten Biosorbentien in Kontakt gebracht werden, müssen die Biosorbentien auf einen für die Anbindung der radioaktiven Metalle und/oder Radionuklide geeigneten pH-Wert gebracht werden. Der pH-Bereich, bei dem eine Anbindung von radioaktiven Metallen und/oder Radionukliden an Biosorbentien durchgeführt wird, liegt bei pH-Werten zwischen 2.0 bis 14, insbesondere zwischen 4.0 und 8.0. Die Kontaktnahme der radioaktiv belasteten Flüssigprobe mit dem Biosorbent erfolgt nach zwei Möglichkeiten, entweder nach dem Batch-Verfahren oder nach dem Säulenverfahren.
Beim Batch-Verfahren werden die radioaktive Metalle und Radionuklide bindenden Biosorbentien in das in einem Reaktor befindliche radioaktiv belastete Eluat eingetragen und die entstandene Suspension wird unterschiedliche Zeiten bei Temperaturen von 5°C bis 50°C, vorzugsweise bei einer Temperatur von 15°C bis 30°C gerührt. Die Rührzeiten liegen bei 5 Minuten bis 10 Stunden, vorzugsweise bei 1 Stunde bis 3 Stunden.
Beim Säulenverfahren werden die Biosorbentien in eine zur Chromatographie geeignete Säule in für den Anwendungsfall geeigneter Menge gefüllt, durch die das radioaktive Metalle und/oder Radionuklide enthaltende Eluat geleitet wird. Beim Durchfluss durch die gefüllte ' Chromatograph!esäule werden die radioaktiven Metalle und/oder Radionuklide an die Biosorbentien gebunden. Auch hier gelten die Arbeitstemperaturen wie beim Batch-Verfahren.
Die Bedingungen zur Bindung werden im speziellen Anwendungsfall im Rahmen der vorgegebenen und oben genannten allgemeinen Bindungsbedingungen dabei so gewählt, dass die vorgeschriebenen Abgabewerte für radioaktive Abwässer (Eluatrückstand) in die Vorfluter, die unter bzw. bei 25 Bq/1 liegen müssen, erreicht werden. Einflussgrößen dafür sind z.B. die Menge an zu bindenden, radioaktiven Metallen und/oder Radionukliden, die Biosorbentienmenge, der pH-Wert der zu reinigenden Eluat-Lösungen, die Arbeitstemperaturen und Rühr- bzw. Durchlaufzeiten. Nach dem Bindungsvorgang werden die Biosorbentien von den gereinigten radioaktiven Eluat-Lösungen abgetrennt, vorteilhafterweise durch Filtration über geeignete Sperrschichten oder durch geeignete Membranmodule, gegebenenfalls nach Zugabe von verbrennbaren und dabei keinen Ruß erzeugenden Filterhilfsmitteln. In manchen Fällen, wo die Eigenschaften der beladenen Biosorbentien eine Filtration nicht erlauben, kann die Abtrennung auch durch Zentrifugation erfolgen. Als Rückstände dieses Verfahrensschrittes verbleiben dann die entsprechend der Erfindung beladenen und noch weiter zu entsorgenden Biosorbentien sowie die an die Vorfluter abgäbefähigen, von der Radioaktivität befreiten Eluat-Lösungen sowie wieder einsatzfähige Ionenaustauscher.
Die mit radioaktiven Metallen und/oder Radionukliden beladenen Biosorbentien werden anschließend verbrannt . Der Verbrennungsprozess ist zwar für radioaktiv belastete organische Ionenaustauscher auf Polystyrenbasis schon versucht worden, er konnte technisch aber auf Grund der beschriebenen Schwierigkeiten bisher nicht umgesetzt werden. Mit radioaktiven Metallen und/oder Radionukliden beladene Biosorbentien eignen sich aber sehr gut für ihre Entsorgung durch Verbrennung und einer damit einhergehenden dramatischen Verringerung des Volumens radioaktiven Abfalls, weil sie lediglich unter Bildung von gasförmigen Produkten, Wasser und einem sehr geringen Ascherest aus anorganischem Material verbrennen. Bei der Verbrennung dieser Biosorbentien wird kein Ruß gebildet, der bisher den Einsatz der Verbrennungstechnologie bei der Entsorgung radioaktiven Materials auf der Basis des Polystyrens so erschwerte bzw. ganz verhinderte.
Die Verbrennung der mit radioaktiven Metallen und/oder Radionukliden beladenen Biosorbentien erfolgt in der Weise, dass die mit radioaktiven Metallen und/oder Radionukliden beladenen Biosorbentien in eine übliche,, atomrechtlich genehmigte Verbrennungsanlage eingetragen werden. Diese Verbrennungsanlagen dienen bisher dem Verbrennen von Abfällen, die z.B. beim Betrieb und' beim Rückbau kerntechnischer Anlagen anfallen, also z.B. von Schutzanzügen oder brennbaren Baumaterialien aus Kernkraftwerken, die entsorgt werden müssen.
Diese Verbrennungsanlage mit einem Durchsatz von etwa 50 kg/Stunde besteht aus einem Verbrennungsofen, einer Nachbrennkammer und nachgeschalteten Anlagen zur Partikel- abscheidung und Rauchgaswäsche. Ein in die Anlage eingebauter Saugzugfilter hält die gesamte Verbrennungsanlage bis hin zum Beschickungssystem unter Unterdruck, so dass vor ihrer Reinigung zur Entfernung radioaktiver Partikel und Gase keine Abgase die Verbrennungsanlage verlassen und die Umwelt ungereinigt erreichen können. Nach ihrer Reinigung und analytischen Kontrolle werden die Abgase über einen Kamin der Umwelt zugeführt . Die Beschickung der Verbrennungsanlage erfolgt automatisch und diskontinuierlich in Abhängigkeit von der Temperatur und den Druckverhältnissen in den Verbrennungsöfen und den Konzentrationen an zudosiertem Sauerstoff und bei der Verbrennung entstehendem Kohlenmonoxid bzw. Kohlendioxid in den Rauchgasen. Die nach der Verbrennung anfallenden Aschereste werden automatisch aus der Anlage ausgetragen und erfindungsgemäß einer weiteren Konfektionierung durch Einschluss in Glaspulver, Zement oder Bitumen zugeführt. Die Verbrennung der Biosorbentien wird im Ofen bei < 1100°C vorgenommen. In der Nachbrennkammer (NBk) sind nach der letzten Verbrennungsluftzufuhr für eine Verweilzeit der Verbrennungsgase von 2 Sekunden als Mindesttemperatur 850°C und als Mindestsauerstoffgehalt 6% einzuhalten. Der geringe, verbleibende Rest nach der Verbrennung ist aus anorganischem Material bestehende Asche, die nur einen verschwindend geringen Bruchteil des Volumens der radioaktiven Biosorbentien und noch wesentlich ' geringeren der flüssigen, radioaktiven Eluat-Lösungen, die zur Beladung der Biosorbentien verwendet wurden, ergibt. Nach dem bis hierher beschriebenen Verfahren zur Verringerung radioaktiv belasteter Abfälle tritt ein bisher nicht erreichter Volumenreduktionseffekt an radioaktiv belasteten Abfällen ein. Die Volumina verringern sich bei der Entsorgung der radioaktiv belasteten Ionenaustauscher auf der Basis des Polystyrens und in Abhängigkeit von der Art der verbrannten Bioadsorber und der Menge an gebundenen radioaktiven Metallen und/oder Radionukliden, auf 0,05 bis 5% des Ausgangsvolumens der dekontaminierten Ionenaustauscher auf Polystyrenbasis, wobei der Ionenaustauscher selbst wieder einsatzfähig ist.
Die für die Zwischen- oder Endlagerung nach den erfindungsgemäßen Verfahren hergestellten erfindungsgemäßen Einschlussprodukte sind im Rahmen der für radioaktive Abfälle geltenden Arbeitsrichtlinien einfach zu handhaben beim Transport und der Lagerung, da sie beim Herstellungs- prozess entsprechend ihrer Lagerart geformt und verpackt werden können. So können sie, den Zwischen- oder Endlagern zugeführt, platzsparend gelagert werden. Die bisher geringen Lagerkapazitäten für radioaktive Abfälle können dadurch wesentlich effektiver genutzt werden. Der nach der Erfindung erreichte Volumenreduktionseffekt der hergestellten radioaktiven Abfälle trägt wesentlich zu einer wirtschaftlicheren Zwischen- oder Endlagerung radioaktiver Abfälle bei .
Die erfindungsgemäß eingesetzten Biosorbentien werden aus nachwachsenden Rohstoffen gewonnen. Sie sind billig und leicht zugänglich. Bei ihrer Verbrennung entstehen wesentlich geringere Mengen an radioaktiven Abfällen, die die Lagerkapazitäten belasten, als beim gegenwärtigen Stand der Technik. Als Hauptverbrennungsrückstand wird nur soviel Kohlendioxid gebildet, wie auch für die biologische Synthese der Biosorbentien aus der Atmosphäre verbraucht wurde. Der Verbrennungsprozess ist vorteilhafterweise C02- neutral . Die Verbrennung erfordert keine Zugabe zusätzlicher, die Verbrennung fördernder Materialien. Die Verbrennung der mit radioaktiven Metallen und/oder mit Radionukliden beladenen Biosorbentien erfordert nur niedrige Temperaturen, so dass die Gefahr der Belastung der Umwelt mit radioaktivem Material über die Verbrennungsprodukte technisch mit einfacheren Mitteln minimiert bzw. ganz ausgeschlossen wird.
Die als Asche in anorganischer Form zurückbleibenden, radioaktiven Rückstände nehmen nur ein kleines Volumen ein, sind trocken und lassen sich gut zu Gemischen mit Glaspulver, Zement oder Bitumen verarbeiten. Es treten keine besonders beim Vermischen von Bitumen mit wässrigen, radioaktiv belasteten Abwasserkonzentraten zu erwartende- Entmischungsprobleme einzelner Komponenten der zum Ein- schluss verwendeten Materialien auf . Auf hochwertige und teure Spezialkomponenten, wie sie z.B. im US-Patent 5 707 922 verwendet werden und auch auf für die Umwandlung in stabile Lagerprodukte erforderliche Spezialzemente kann beim erfindungsgemäßen Verfahren verzichtet werden.
Für die Verringerung des Volumens der Ionenaustauscher gab es bisher keine technisch relevante Lösung. Aus Kostengründen wurden sie deshalb häufig auch in unveränderter Form und mit ihrem unveränderten Volumen in Fässern abgepackt der Zwischen- oder Endlagerung zugeführt. Durch das erfindungsgemäße Verfahren entstehen aus großen Volumina kleine Mengen fester, gut zwischen- und/oder endlagerungsfähiger, radioaktiver Abfälle mit sehr guten Lagerungseigenschaften. Ein besonderer Vorteil des in der Erfindungsbeschreibung dargelegten Verfahrens besteht darin, dass mit radioaktivem Material beladene Ionenaustauscher auf Polystyrenbasis unter Beseitigung der bisherigen Nachteile ihrer Entsorgungstechnologien kostengünstig dekontaminiert und entsorgt werden können.
Ausführungsbeispiele
Beispiel 1
Alle Arbeiten werden hinter einer Abschirmung durchgeführt . 50 ml mit Radionukliden beladener Ionenaustauscher auf Polystyrenbasis (aus der Kreislaufreinigung eines Kernkraftwerkes) werden in eine Chromatographiesäule (Durchmesser: 25 mm, Höhe: 500 mm) mit Keramikfritte gefüllt, die sich hinter einer Abschirmung aus Bleiziegeln befindet . Die Aktivität des beladenen Ionenaustauschers liegt bei 4,0 x 1010 Bq/1, wobei der Hauptanteil der Aktivität auf die beiden Cobaltisotope Co-58 und Co-60 zurückzuführen ist .
Die gefüllte Säule wird nun mit 0,1 molarer Salzsäure eluiert, wobei ein Durchfluss von etwa 20 ml/min eingestellt wird. Nach einem Durchfluss von ca. 5000 ml ist die Elution beendet, die Restaktivität des Ionenaustauschers liegt dann bei ca. 2,0 x 101 Bq/1. Mit dieser Restaktivität kann er der normalen Abfallverwertung oder einer Wiederverwendung zugeführt werden.
Das gewonnene und die Radioaktivität enthaltende Eluat wird durch Zugabe von 5 molarer Natronlauge auf pH 7,0 eingestellt . In eine zweite Chromatographiesäule mit identischen Abmessungen wie oben werden nun 200 ml vorgequollener Bioadsorber (hergestellt nach DE 197 18 452 AI) gefüllt. Hiernach läss man das neutralisierte Eluat ebenfalls mit einer Fließrate von etwa 20 ml/min über diese zweite Säule laufen, die sich ebenfalls hinter einer Abschirmung aus Bleiziegeln befindet. Das hierbei gewonnene Eluat hat noch eine radioaktive Restaktivität von ca. 5,0 x 10°Bq/l und wird dem normalen Abwasser zugeführt. Die Säule mit dem beladenen Bioadsorber verbleibt noch 24h vor Ort um weitgehend abzutrocknen. Der beladene Bioadsorber wird aus der Säule entfernt, über einer Keramikfritte abfiltriert, trocken gesaugt und der Verbrennung zugeführt . Diese wird in der beschriebenen und atomrechtlich genehmigten Verbrennungsanlage durchgeführt. Die Rückstände der Abgas- reinigung werden erneut an Bioadsorbern gebunden, die erneut verbrannt werden können. Die als Rückstand der Verbrennung anfallende anorganische Asche, die jetzt nur noch ein Volumen von 1,5 ml einnimmt, wird nach dem Stand der Technik entsorgt, d. h. entweder eingeglast oder einzementiert .
Beispiel 2
Es wird ein identischer Versuchsaufbau wie im Beispiel 1 beschrieben erstellt. Zum Eluieren des Ionenaustauschers wird aber anstelle von Salzsäure 0,1 molare Schwefelsäure verwendet. Die Neutralisation des Eluates erfolgt jetzt mit festem Calciumhydroxid (ca. 70 g) . Man lässt die Suspension über Nacht stehen und filtriert dann von ausgefallenem Calciumsulfat ab. Dieses hat ca. 90% der anfangs vorhandenen Aktivität gebunden und wird zusammen mit der bei der Verbrennung des Bioadsorbers entstehenden Asche einbetoniert bzw. eingeglast. Die Bindung der im Wasser des Eluates verbliebenen Restaktivität geschieht analog zu oben, nur erfolgt in diesem Fall die Bindung an 40 ml eines Ionenaustauschers aus phosphorylierter Cellulose .

Claims

Patentansprüche
Verfahren zur volumenreduzierenden Entsorgung von zu lagernden radioaktiv belasteten Ionenaustauschern, dadurch gekennzeichnet, dass die radioaktiven Metalle und/oder Radionuklide von den Ionenaustauschern eluiert werden, das Eluat mit Biosorbentien dekontaminiert wird, die Biosorbentien mit den gebundenen radioaktiven Metallen und/oder Radionukliden verbrannt werden und die festen Verbrennungsreste in Glaspulver, Zement oder Bitumen eingeschlossen werden.
2. Verfahren nach Ansprüche 1, dadurch gekennzeichnet, dass es sich um Ionenaustauscher auf Polystyrenbasis handelt .
3. Verfahren nach Ansprüche 1 oder 2 , dadurch gekennzeichnet, dass die Elution der radioaktiven Metalle und/oder Radionuklide von den Ionenaustauschern mit wässrigen Lösungen unter sauren pH-Bedingungen bei pH-Werten < 7 erfolgt, vorzugsweise bei pH-Werten zwischen 1 und 3.
Verfahren nach Anspruch 1 oder 2 , dadurch gekennzeichnet, dass die Elution der radioaktiven Metalle und/oder
Radionuklide von den Ionenaustauschern mit in wässrigen
Lösungen gelösten Komplexbildnern erfolgt .
5. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, dass als Biosorbentien in Wasser unlösliche, nachwachsende biologische Rohstoffe eingesetzt werden, insbesondere cellulose- und lignocellulosehaltige Roh- und RestStoffe der Land-, Forst,- Papier-, Nahrungsmittel- und Fischwirtschaft oder deren Bestandteile.
6. Verfahren nach Anspruch 5 , dadurch gekennzeichnet, dass als Biosorbentien Biomakromoleküle eingesetzt werden, vorzugsweise Zellulosen, Stärke, Xylane, Agarose, Dextrane, Lignine, Huminsäuren, Chitin, Chitosan oder Co-Makromoleküle der vorstehend genannten Biomakromoleküle .
7. Verfahren nach Anspruch 5 oder 6, dadurch gekennzeichnet, dass die Biosorbentien chemisch und/oder biologisch modifiziert sind.
8. Verfahren nach einem der Ansprüche 5 bis 7, dadurch gekennzeichnet, dass die Dekontamination der lonenaustauscher-Eluate mit den Biosorbentien im Säulen- oder Batchverfahren bei Temperaturen von 5°C bis 50°C, vorzugsweise bei 15°C bis 30°C, und einem pH-Wert von 2 bis 14, vorzugsweise von 4 bis 8, erfolgt.
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