Обработка материалов с радиоактивным заражением, устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов: ...абсорбция, адсорбция, ионообмен – G21F 9/12

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 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. Полученный при десорбции элюат далее фильтруют через сорбент, представляющий собой ферроцианид никеля-калия. Технический результат заключается в снижении времени извлечения цезия и минимизации объема получаемого концентрата, содержащего радионуклиды цезия. 1 табл., 2 пр.

Изобретение относится к сорбентам, полученным на основе микросфер зол-уноса тепловых электростанций, и может быть использовано для очистки жидких отходов от радионуклидов. Синтез сорбента включает осаждение активного компонента на поверхности микросфер путем перемешивания их с раствором ферроцианида щелочного металла (осадитель), удаление избытка раствора осадителя, по которому определяют удерживаемый микросферами объем осадителя. К смеси, состоящей из микросфер и осадителя, добавляют раствор соли переходного металла, выдерживают до разделения фаз, после чего удаляют жидкую фазу, а полученный сорбент сушат. По второму варианту синтез сорбента включает обработку микросфер раствором соли ванадия, или циркония, или вольфрама с последующим удалением избытка раствора, по которому определяют удерживаемый микросферами объем раствора соли, а затем в полученную смесь добавляют осадитель, которым служит кислый раствор ферроцианида щелочного металла, смесь компонентов выдерживают до разделения фаз, после чего жидкую фазу удаляют, а полученный сорбент сушат. В обоих вариантах сушку сорбента проводят при температуре 60-80°С в течение 1-2 часов или при комнатной температуре в течение 15-20 часов до воздушно-сухого состояния. Сорбент, получаемый заявленным способом, эффективен для извлечения радионуклидов, например цезия, кобальта, церия, европия и др., обладает хорошими кинетическими характеристиками и высокой плавучестью, что позволяет использовать его для очистки жидких радиоактивных растворов низкой и средней активности. 2 н. и 9 з.п.ф-лы, 6 ил., 6 пр., 1 табл.

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. Техническим результатом является упрощение и повышение оперативности контроля, а также снижение предела обнаружения урана в 40 раз.

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. Изобретение позволяет исключить промежуточные операции и использование дезактивирующих веществ. 2 табл.

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. Изобретение позволяет повысить эффективность дезактивации. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

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 ⁶⁰ Со с концентрированием его в твердой фазе. Способ извлечения радионуклида ⁶⁰Со из жидких радиоактивных отходов АЭС включает введение в раствор катионов железа (III) и катионов никеля (II) в мольном соотношении 1:1 и ферроцианида калия в мольном соотношении с катионами железа (III) от 2:1 до 4:1. Изобретение позволяет упростить процесс извлечения радионуклида ⁶⁰ Со из ЖРО АЭС, уменьшить время его проведения. 1 табл.

Изобретение относится к материалам, применяемым для тонкой очистки жидкостей. Предложен материал, включающий полиазациклоалкан, привитый на полипропиленовое волокно, способ получения такого материала, и способ удаления катионов металлов, присутствующих в жидкости, путем приведения этой жидкости в контакт с упомянутым материалом. Технический результат - предложенный материал совмещает превосходную избирательность связывания тяжелых металлов, лантанидов или актинидов с прекрасными эксплуатационными характеристиками. 4 н. и 51 з.п. ф-лы, 6 ил., 9 табл., 8 пр.

Изобретение относится к области аналитической радиохимии и технологии обработки радиоактивных вод. Способ определения удельной активности радионуклидов в низкоактивных и сбросных минерализованных водах включает их фильтрование через слой сорбента, содержащего ферроцианид тяжелого металла, сульфид тяжелого металла и сорбент для стронция, с выделением на нем радионуклидов и их последующий спектрометрический анализ. В состав сорбента, содержащего ферроцианид тяжелого металла и сульфид тяжелого металла, дополнительно включают анионообменную смолу. Фильтрат, полученный после пропускания вод через трехкомпонентный сорбент, дополнительно фильтруют через слой сорбента для стронция, в качестве которого используют катионообменную смолу. Производят гамма-спектромерическое определение удельной активности радионуклидов, сорбированных на трехкомпонентном сорбенте. Определение удельной активности радионуклидов, сорбированных на катионообменной смоле, производят путем радиометрического измерения их суммарной -активности в элюате. Изобретение направлено на повышение точности определения удельной активности -излучающих радионуклидов и упрощение определения удельной активности - и -излучающих радионуклидов в низкоактивных и сбросных минерализованных водах. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к технологии обработки радиоактивных отходов атомной электростанции (АЭС). Способ дезактивации отработавшей ионообменной смолы, включающий перевод сорбированных на ионообменной смоле радионуклидов в раствор кислых солей натрия, очистку дезактивирующего раствора от радионуклидов цезия на композиционном ферроцианидном сорбенте и корректировку рН. Перед очисткой дезактивирующего раствора от радионуклидов цезия раствор очищают от радионуклидов кобальта посредством добавления щелочи до диапазона рН 2,5÷11,7 и соосаждения радионуклидов кобальта с гидроокислами железа (III), десорбированного из ионообменной смолы, с последующим отделением осадка. Очищенный дезактивирующий раствор возвращают в емкость исходного раствора. Корректируют рН до 0,5-4,0 путем добавления минеральных кислот и используют повторно для дезактивации свежей порции отработавшей ионообменной смолы. Изобретение позволяет снизить объем радиоактивных отходов, подлежащих захоронению или контролируемому хранению за счет повышения эффективности дезактивации радионуклидов и повышения эффективности очистки дезактивирующего раствора селективными методами. 1 ил.

Изобретение относится к области переработки и утилизации радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности. Способ переработки радиоактивных растворов, содержащих плутоний и америций, включает корректировку рН исходных растворов, разделение фаз фильтрованием. Для очистки САО от плутония и америция используют двухстадийную корректировку рН раствора: первая до рН 3,5±0,5 при перемешивании 25±5 мин до образования первичных флоккул; вторая до рН 8,4±0,2 для соосаждения плутония и америция на осадках гидроксидов; сгущенную суспензию трижды промывают водой при объемном соотношении пульпа : вода 1:3; декантаты (фильтраты) и промводы направляют на переработку по технологии очистки НАО; сгущенную суспензию термообрабатывают при температуре не выше 850°С с получением «кальцината», который направляют либо на «временное» хранение с целью будущего извлечения из него ценных элементов, либо на омоноличивание в минералоподобные матрицы (ферросиликатную, Sinroc-С и др.), пригодные для длительного захоронения. Изобретение позволяет упростить и удешевить технологический процесс переработки САО, облегчить обращение с водно-хвостовыми растворами. 1 табл.

Предлагаемое изобретение относится к области атомной техники, в частности к способу переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня. Способ переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня включает подготовку шихты путем введения в жидкие радиоактивные отходы сорбента, сепарацию с последующим отделением отходов. В качестве сорбента используют гидрофобный углеродный сорбент, при этом после введения сорбента в отходы производят измельчение твердой фазы шихты до дисперсности 0,9-1,0 мкм, а затем после сушки порошка производят прессование брикета и грануляцию его в глобулы, при этом сепарацию производят микроплазменной обработкой при постоянном перемещении глобул в зоне обработки, затем полученные газообразные продукты подвергают обработке методом «холодного окисления водорода», а твердый осадок радиоактивных элементов компактируют в брикеты. Изобретение позволяет более эффективно извлекать активные компоненты из жидких отходов с одновременным получением воды, электроэнергии и капсулированных активных остатков. 4 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к сорбционной технологии очистки от радионуклидов, прежде всего радионуклидов цезия, водной технологической среды атомных производств. Способ включает в себя фильтрацию воды через насыпную загрузку гранулированного ферроцианидсодержащего сорбента, сорбент содержит 0,2-2 мас.% гидразина, 35-48 мас.% воды и 20-35 мас.% ферроцианида никеля состав

Me(I)_4-2x[Ni_xFe(CN)₆], где Ме(I) - Li⁺, Na⁺, К⁺, NH₄ ⁺ или их смесь, х=1,2-1,8, остальное - гидроксид циркония. Композиционный сорбент имеет размер гранул 0,05-1,5 мм. Техническим результатом изобретения является увеличение коэффициента очистки и ресурсов работы сорбционной загрузки. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при очистке и дезактивации оборудования, эксплуатируемого в среде жидкого свинцового теплоносителя, и переработке (обезвреживании) образующихся жидких радиоактивных отходов на стадиях их очистки, концентрирования и отверждения. Сущность изобретения: после дезактивации оборудования растворами уксусной кислоты, содержащими кислород, в раствор ЖРО вводят стехиометрическое количество ортофосфорной или серной кислоты или избыток ортофосфорной кислоты; после чего образующийся гетерогенный продукт подвергают термической обработке при температуре 100-120°С; конденсат уксусной кислоты возвращают в технологический дезактивационный цикл, а образующиеся при термообработке солевые концентраты замоноличивают с использованием в качестве матриц традиционные вяжущие вещества или вещества фосфатного твердения. Техническим результатом изобретения является упрощение технологии дезактивации оборудования и обезвреживания ЖРО, снижение расхода химических реагентов на проведение дезактивации и объема радиоактивных отходов, повышение степени включения солей в предлагаемые матрицы, качество отвержденных продуктов и надежность их длительного хранения, улучшение экологической обстановки в местах длительного хранения радиоактивных отходов. 2 н.п. и 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к производству композитных материалов для локализации молекулярной формы радиоактивного йода в водных растворах и может быть использовано для снижения концентрации молекулярной формы радиоактивного йода в водных теплоносителях атомных электростанций (АЭС) и технологических растворах в процессах переработки отработавшего ядерного горючего. Сущность изобретения: материал приготовлен на основе катионита, который модифицирован путем ионного обмена ионами никеля или цинка. Содержание материалов в композитном материале составляет 5-8%. Композитный материал дополнительно обработан раствором гидразин гидрата для восстановления 15-20% от общего количества никеля или цинка в материале до металлического состояния, при этом 80-85% никеля или цинка находится в виде комплексов состава [М(N₂H₄)_n]²⁺ (М - Ni, Zn; n=4-6 для никеля и 3-4 для цинка). Техническим результатом изобретения является низкая стоимость, термостойкость, высокая скорость конверсии молекулярной формы радиоактивного йода в его ионные формы в водных растворах. 3 табл.

Изобретение относится к области очистки вод от стронция. Предложен способ получения сорбента для очистки воды от радионуклидов стронция, включающий обжиг гранул кембрийской глины при 750-850°С, осуществление после обжига обработки глины раствором соли железа до насыщения, промывку водой и обработку раствором солей ортофосфорной кислоты до насыщения с образованием на поверхности глины слоя фосфата железа. Изобретение позволяет получить сорбент с высокой сорбционной способностью по стронцию.

Изобретение относится к охране окружающей среды, к области экологии, а именно к области сорбционной технологии, и может быть использовано для дезактивации водных, паводковых, ливневых, техногенных растворов путем извлечения из них -, -, -радионуклидов. Сущность изобретения: извлечение ионов металлов из растворов путем сорбции с использованием в качестве сорбента неорганического углеродсодержащего силиката состава C·SiO₂, причем процесс осуществляют при значениях рН 3÷10. Техническим результатом изобретения является упрощение технологии дезактивации радиоактивных сред, основанное на использовании сорбента, который является отходом нефтяной промышленности, способного одновременно с высокой эффективностью извлекать из загрязненных сред радиоизотопы Th, U, Pu, Am, Y, Sr, Cs, лантаноидов за счет прочной фиксации извлекаемых радионуклидов в структуре сорбента. 2 табл.

Изобретение относится к технологии очистки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) от радионуклидов цезия и может быть использовано для очистки кислых и нейтральных средне- и высокоактивных ЖРО. Сущность изобретения: способ включает сорбцию радионуклидов цезия на ферроцианидном сорбенте, подщелачивание полученного после извлечения радионуклидов цезия на ферроцианидном сорбенте раствора до значения рН не менее 12, отделение раствора от образовавшегося осадка, подкисление его до значения рН, являющегося оптимальным для сорбции радионуклидов цезия на выбранном селективном к радионуклидам цезия сорбенте, с помощью которого осуществляют доочистку жидких радиоактивных отходов от радионуклидов цезия. При очистке высокоактивных жидких радиоактивных отходов операции подщелачивания, фильтрации, подкисления и доочистки на селективном к радионуклидам цезия сорбенте повторяют. Способ обеспечивает снижение активности радионуклидов цезия среднеактивных жидких радиоактивных отходов в n·10 ⁶ раз, а высокоактивных ЖРО (например, при двукратном повторении операций) - в n·10⁹, что обеспечивает перевод средне- и высокоактивных ЖРО в категорию нерадиоактивных по содержанию радионуклидов цезия с концентрацией этих радионуклидов ниже допустимой концентрации в воде и позволяет осуществить их повторное использование или сброс в открытую гидросеть. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области технологий очистки водных сред от загрязнений радиоактивными отходами и их последующей иммобилизации и может быть использовано для безопасной утилизации экологически опасных радиоактивных отходов. Предлагаемый способ утилизации радиоактивных отходов включает контактирование исходной пробы радиоактивных отходов с агентом селективной сорбции в течение расчетного времени до максимально возможного извлечения радиоактивных компонентов, последующую иммобилизацию смеси в места производственного хранения. В качестве агента селективной сорбции для отходов, содержащих преимущественно долгоживущие изотопы технеция и нептуния, используют порошкообразный диоксид обедненного урана, дисперсность частиц которого не превышает 50 мкм, в виде водной суспензии с соотношением твердой фазы к жидкой фазе соответственно 2,0-2,5 г/л. Процесс сорбции ведут в диапазоне температур от комнатной температуры до 95°С, при нормальном давлении, в аэробных или анаэробных условиях. При использовании изобретения повышается эффективность и скорость процесса извлечения радиоактивных компонентов, а также обеспечивается возможность преобразования продуктов утилизации в необратимые и экологически безопасные формы. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к производству сорбционных материалов для локализации молекулярной формы радиоактивного иода из водных растворов на основе ионообменных смол и предназначено для очистки водных теплоносителей атомных электростанций (АЭС), а также технологических растворов в процессах переработки отработавшего ядерного горючего. Сорбционный материал приготовлен на основе ионообменных смол. Смола модифицирована путем ионного обмена ионами меди или смесью ионов меди и серебра. Содержание металлов в сорбционном материале составляет 3-10 вес.%. Сорбционный материал дополнительно обработан раствором гидразин гидрата. Преимуществами изобретения являются низкая стоимость, термостойкость, высокая скорость и надежность локализации молекулярной формы радиоактивного иода из водных растворов. 3 табл.

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 Li_9,28Fe _21,34O₃₂, коэзит SiO ₂, железистый гроссуляр Ca₃Al _1,332Fe_0,668Si₃ O₁₂, рингвудит Fe₂ SiO₄, алюмосиликат натрия Na _14,88Al_15,26Si_32,74 O₉₆. 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.

Изобретение относится к применению смеси, содержащей полифторированный спирт-теломер 1,1,7-тригидрододекафторгептанол-1, имеющий химическую формулу Н(CF₂CF₂) _nСН₂ОН, где n=3, и полиоксиэтиленгликолевые эфиры синтетических первичных высших жирных спиртов фракции C ₁₂-C₁₄ общей формулы C _nH_2n+1O(C₂H ₄O)_mH, где n=12÷14, m=2, в качестве разбавителя растворов, содержащих макроциклические соединения, выбранные из группы, включающей: краун-эфиры, имеющие незамещенные ароматические фрагменты; краун-эфиры, имеющие замещенные ароматические фрагменты, содержащие алкильные и/или гидроксиалкильные заместители линейного и/или разветвленного строения; краун-эфиры, имеющие незамещенные циклогексановые фрагменты; краун-эфиры, имеющие замещенные циклогексановые фрагменты, содержащие алкильные и/или гидроксиалкильные заместители линейного и/или разветвленного строения; краун-эфиры, имеющие замещенные фрагменты -O-CHR-CH ₂O-, где R - нормальный или разветвленный алкил или гидроксиалкил. Также изобретение относится к вариантам экстрагента для извлечения радионуклидов из кислых водных растворов высокоактивных отходов радиохимических производств, к вариантам способа экстракционного извлечения радионуклидов и к способу регенерации отработавшего экстрагента. 10 н. и 16 з.п. ф-лы, 21 табл.

Изобретение относится к проблеме реабилитации почв, в частности, к

способу реабилитации локальных участков с подзолистыми почвами, загрязненными тяжелыми естественными радионуклидами. Способ реабилитации почвы включает внесение в почву сорбента радионуклидов, взятого в эффективном количестве с учетом сорбционных характеристик и уровня загрязнения почвы, дезактивацию почвы, извлечение сорбента с нуклидами из почвы. Перед внесением в почву сорбент упаковывают в мягкую тару в виде мешочков, выполненных из полипропиленового полотна плотностью 17 г/м ². Упакованный сорбент закладывают в почву на глубину подпахотного слоя, дезактивацию почвы осуществляют иммобилизацией радионуклидов в сорбенте, извлечение проводят путем удаления мешочков сорбента с иммобилизованными нуклидами из подпахотного слоя. В качестве сорбента используют гидролизный лигнин древесины - отход гидролизного производства лесопромышленного комплекса. Изобретение позволяет повысить эффективность реабилитации почвы на больших площадях, упростить процесс внесения сорбента и извлечения радионуклидов. 1 табл.

Изобретение относится к адсорбентам для дезактивации радиоактивных отходов и способам его получения и может быть использовано для уменьшения степени загрязнения радиоактивными изотопами и токсичными тяжелыми металлами, их локализации, транспортировки и безопасного хранения. Адсорбент для дезактивации радиоактивных отходов выполняют в виде гранул и при следующем соотношении компонентов, мас.%: кремнийсодержащий материал 85-90; щелочные и/или щелочно-земельные элементы 2-5; связующее вещество 8-10, и выполняют с покрытием в виде механической смеси, состоящей из соединений щелочных и/или щелочно-земельных элементов и активизатора. Изобретение позволяет повысить дезактивируемость радиоактивных отходов и степень очистки сред. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 3 табл.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к переработке кубовых остатков жидких радиоактивных отходов ядерных установок, например отходов атомных электростанций. Переработку кубового остатка жидких радиоактивных отходов осуществляют пропусканием его через селективный к цезию неорганический сорбент для очистки от радионуклидов цезия-137. В качестве селективного к цезию неорганического сорбента используют ферроцианидные сорбенты. Затем проводят окисление с последующим отделением радиоактивного шлама, содержащего гидроксид кобальта-60. Окисление осуществляют кислородсодержащими окислителями, не содержащими озона, при температуре не ниже температуры кипения кубового остатка и при давлении выше давления насыщенного пара жидкости для этой температуры. Изобретение позволяет упростить, удешевить и одновременно повысить безопасность способа, а также ускорить процесс переработки за счет сокращения времени выполнения операции окисления. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 ил.

Изобретение относится к средствам и способам комплексной дегазации, дезинфекции, дезинсекции, дезактивации и экранирования участков и зон, где выявлено или предполагается наличие сильнодействующих ядовитых веществ, отравляющих веществ, химического оружия, патогенных микроорганизмов, токсичных продуктов их жизнедеятельности, насекомых, включая переносчиков возбудителей заболеваний человека и животных, радиоактивных веществ, а также для тушения возгорания огнеопасных жидкостей или предотвращения возгорания разливов легковоспламеняющихся жидкостей. В составе пенной полифункциональной композиции по изобретению в качестве действующего вещества в количестве 0,1-5% по массе используют клатрат дидецилдиметиламмонийгалогенида с карбамидом (КДГК). Применение указанного клатрата обеспечивает комплексность действия пенных композиций, при этом КДГК является как действующим веществом с полифункциональными свойствами, так и пенообразователем. Изобретение может быть использовано для ликвидации последствий применения оружия массового поражения, ликвидации последствий техногенных аварий и чрезвычайных ситуаций, при тушении и предотвращении возгораний, путем обработки пеной территорий, площадей или объемов, зараженных токсичными химическими, биологическими, радиоактивными веществами или в случае разливов воспламеняющихся жидкостей. 5 н. и 19 з.п. ф-лы, 3 табл.

Изобретение относится к области переработки и иммобилизации газообразных радиоактивных отходов радиохимических предприятий атомной промышленности, а именно к области улавливания йода из газоаэрозольного потока с узла рубки-растворения облученного ядерного топлива. Сорбент для улавливания радиоактивного йода состоит из пористой основы, пропитанной солью азотнокислого серебра (AgNO₃), в качестве основы сорбента используется пористый карбид кремния с пористостью от 30 до 60%. Технико-экономическая эффективность заключается в более высокой коррозийной и механической устойчивости данного материала в агрессивных средах. 2 ил., 3 табл.

Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами ядерного топливно-энергетического цикла и может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ включает предварительное концентрирование, озонирование, микрофильтрацию кубового остатка с разделением на фракции пермеата и концентрата и ионоселективную очистку пермеата ионоселективным сорбентом, причем микрофильтрацию проводят, по меньшей мере, в две стадии, пермеат каждой предыдущей стадии микрофильтрации направляют на микрофильтрацию в качестве исходного раствора для последующей стадии микрофильтрации, а на заключительной стадии микрофильтрации пермеат от микрофильтрации направляют на утилизацию, концентрат, полученный на каждой последующей стадии микрофильтрации, смешивают с исходным раствором для предыдущей стадии микрофильтрации, а концентрат, полученный на первой стадии микрофильтрации, направляют на кондиционирование и захоронение, ионоселективный сорбент добавляют в пермеат предыдущей стадии микрофильтрации перед окончательной стадией микрофильтрации. Задача изобретения - сокращение объема радиоактивных отходов за счет глубокой очистки ЖРО с высоким солесодержанием от радионуклидов и выделение последних в компактной форме труднорастворимых соединений, при соответствующем повышении коэффициента очистки солей, выделяющихся на стадии обработки кубового остатка, снижение и оптимизация расхода, взаимодействующих с исходным раствором, а также с получаемыми в дальнейшем пермеатом и концентратом.

Изобретение относится к области экологии и охраны окружающей среды, конкретно к экологии атомной промышленности. Предложен способ очистки радиоактивных водных растворов от радионуклидов, включающий, по меньшей мере, однократное контактирование раствора с комплексообразующим сорбентом, содержащим иммобилизованный на твердом носителе активный полимерный слой, сконденсированный с комплексонами. Носитель выбран из группы: активированная целлюлоза; синтетические сополимеры стирола с дивинилбензолом, активированные хлорметильными или оксиметильными или хлорсульфоновыми группами. Активный сорбирующий слой содержит этилендиамин или диэтилентриамин, или триэтилентетраамин, или тетраэтиленпентаамин, или полиэтиленполиамин, или полиэтиленполиамин с сополимерами, а комплексоны выбраны из группы, включающей карбоксилсодержащие комплексоны, комплексоны с фосфоновыми группировками и гидроксилсодержащие комплексоны. Способ согласно изобретению позволяет извлекать радионуклиды, находящиеся как в ионном, так и в коллоидном состоянии, из растворов, имеющих высокую концентрацию мешающих примесей, при этом используемый сорбент сохраняет свои сорбционные свойства после неоднократных регенераций и способен производить очистку от радионуклидов как в динамическом, так и в статическом режимах, при различных рН очищаемых растворов. 11 з.п. ф-лы, 3 табл.

Изобретение относится к области сорбционной очистки вод от радиоактивных загрязнений. Способ очистки воды от радиостронция включает обработку воды сорбентом на основе обожженной бокситовой руды, причем руду обжигают совместно с кальциево-магниевой известью - CaCO₃·MgCO₃ и натриевой содой - Na₂СО₃ при температуре не ниже 1200°С и промывают водой от растворимых натриевых соединений. Предпочтительно обжигу подвергают смесь бокситовой руды с кальциево-магниевой известью и натриевой содой в массовом соотношении 1:0,55-0,60:0,055-0,060. Способ обеспечивает повышение эффективности удаления радиостронция при использовании исходной бокситовой руды без снижения эффективности очистки от радиоцезия, а также позволяет значительно сократить объем отработанных сорбентов, подлежащих захоронению. 1 з.п. ф-лы.