способ извлечения радионуклида 60co из жидких радиоактивных отходов аэс

Формула изобретения

Способ извлечения радионуклида ⁶⁰Со из жидких радиоактивных отходов АЭС, включающий введение катионов железа (III), выдержку раствора при комнатной температуре, осаждение и отделение осадка, отличающийся тем, что к раствору добавляют катионы никеля (II) и ферроцианид калия в мольном соотношении с катионами железа (III) 1:1 и от 2:1 до 4:1 соответственно.

Описание изобретения к патенту

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 Co с концентрированием его в твердой фазе.

Некоторые жидкие отходы АЭС помимо высокой концентрации солей нерадиоактивных элементов (трапные воды) содержат и органические комплексообразователи, такие как этилендиаминтетрауксусная кислота (ЭДТА) (кубовый остаток). Образование в таких растворах устойчивых комплексов с кобальтом (II) препятствует его извлечению из растворов методами сорбции или осаждения.

Известны способы, в которых для выделения кобальта из таких растворов вначале проводят разрушение органических соединений окислителями [1, 2]. Однако применение этих методов либо дорого, либо недостаточно эффективно.

Известен способ переработки кубового остатка ЖРО, который включает очистку от радионуклида ¹³⁷Cs путем пропускания его через ферроцианидный сорбент; окисление кислородсодержащим окислителем при температуре не ниже температуры кипения кубового остатка и при давлении выше давления насыщенного пара жидкости для этой температуры; отделение шлама, содержащего ⁶⁰Co (аналог) [RU № 2297055, G21F 9/20, опубл. 10.04.2007, Бюл. № 10].

Недостатком данного способа является применение повышенных температуры и давления, а, следовательно, сложность проведения процесса.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому решению является способ извлечения радионуклида ⁶⁰Co из жидких радиоактивных отходов АЭС, включающий введение катионов железа (III), выдержку раствора при комнатной температуре, термообработку, осаждение и отделение осадка (прототип) [Локшин Э.П., Иваненко В.И., Корнейков Р.И. // Атомная энергия. 2011. Т. 110, № 5. С.285-288]. В этом способе катионы Co²⁺ вытесняются из комплексов с ЭДТА катионами Fe³⁺, после чего их удаляют из отходов путем соосаждения с гидроксидом железа без проведения предварительного окислительного разложения органических комплексообразователей.

Недостатками указанного способа, предлагаемого для извлечения кобальта из жидких радиоактивных отходов АЭС, являются длительность проведения процесса (продолжительность выдержки раствора при комнатной температуре после введения ионов железа составляет от трех до 10 суток), а также повышенная температура последующей обработки в термостате.

Технический результат заявленного изобретения является упрощение процесса извлечения радионуклида кобальта из жидких радиоактивных отходов АЭС и уменьшение времени его проведения.

Технический результат достигается тем, что способ извлечения радионуклида ⁶⁰Co из жидких радиоактивных отходов АЭС, включающий введение катионов железа (III), выдержку раствора при комнатной температуре, осаждение и отделение осадка, отличающийся тем, что к раствору добавляют катионы никеля (II) и ферроцианид калия в мольном соотношении с катионами железа (III) 1:1 и от 2:1 до 4:1 соответственно.

Железо (III) и двухвалентные d-элементы могут образовывать с ферроцианидом калия смешанные ферроцианиды состава KFe^III[Fe^II(CN) ₆] и K₂M^II[Fe^II(CN) ₆], где M^II=Cu, Ni, Zn, Co [3]. Таким образом, при добавлении в ЖРО, содержащие радионуклиды цезия и кобальта, катионов железа (III) и никеля (II), происходит замещение в комплексных соединениях катионов Со²⁺ катионами Fe³⁺ и Ni²⁺, а при добавлении ферроцианида калия образуются труднорастворимые смешанные ферроцианиды KFe[Fe(CN)₆ ] и K₂Ni[Fe(CN)₆], вместе с которыми в осадок переходят радионуклиды ⁶⁰Со и ¹³⁷ Cs. Одновременное удаление также и ¹³⁷Cs из ЖРО является преимуществом перед прототипом.

Предлагаемый способ осуществляется следующим образом.

К жидким радиоактивным отходам: трапным водам или кубовому остатку, содержащим нитраты цезия и кобальта с концентрацией 0,5·10^-5 M каждый, добавляют раствор смеси нитратов железа и никеля и раствор ферроцианида калия. Причем мольное соотношение катионов никеля (II) с катионами железа (III) составляет 1:1, а ферроцианида калия и катионов железа (III) - от 2:1 до 4:1. Полученный осадок перемешивают в течение 30 мин и отделяют его от жидкой фазы.

Радиоактивность нуклидов измеряли методом гамма-спектрометрии на многоканальном анализаторе с помощью Ge-Li детектора. Радионуклиды ⁶⁰Со и ¹³⁷Cs, поставляемые ОАО "Изотоп", в виде азотнокислых растворов без носителя, использовались как радиоактивные метки для весовых количеств неактивных Co²⁺ Cs⁺. В связи с этим обозначения ⁶⁰Со и ¹³⁷Cs относятся к меченым соединениям, а не к соединениям чистых радионуклидов.

Приведенные в таблице примеры подтверждают предлагаемое изобретение.

При проведении опытов использовали следующие составы растворов:

Трапные воды, г/л	Кубовый остаток, г/л
NaNO3-3,0	NaNO3-300,0
Na2B4O7-l,0	KNO3-41,5
NaCl-0,1	ЭДТА4--1,0
рН-9	рН-11

Из таблицы видно, что в случае добавления катионов железа (III) и никеля (II) происходит очистка ЖРО от ⁶⁰Со на 97,5% и более, а от ¹³⁷Cs более, чем на 99,5%. При добавлении только катионов железа (III) показатели очистки ЖРО от ⁶⁰ Со снижаются. Эффективность очистки снижается также и при несоблюдении соотношений между компонентами.

Раствор	Концентрация добавляемых компонентов в растворе, М			Мольное соотношение компонентов		Содержание радионуклидов в осадке, %
	K4[Fe(CN)6]	Fe(NO 3)3	Ni(NO3 )2	K4[Fe(CN) 6]:Fe3+	Ni2+ :Fe3+	60Со	137Cs
Кубовый остаток	0,1	0,05	0,05	2:1	1:1	99,0	99,9
	0,2	0,05	0,05	4:1	1:1	96,1	99,6
	0,15	0,1	0,05	1,5:1	2:1	91,1	99,2
	0,12	0,06	-	2:1	-	60,2	95,1
Трапные воды	0,1	0,05	0,05	2:1	1:1	98,6	100
	0,2	0,05	0,05	4:1	1:1	97,7	99,9
	0,1	0,1	0,1	1:1	1:1	82,0	92,8
	0,12	0,06	-	2:1	-	59,7	99,0
	* 0,1	0,05	0,05	2:1	1:1	95,8	100
* В состав трапных вод входит ЭДТА с концентрацией 0,5·10 -5М

Преимуществами предлагаемого изобретения по сравнению с прототипом являются упрощение процесса извлечения радионуклида кобальта из жидких радиоактивных отходов АЭС, уменьшение времени его проведения, отсутствие операций при повышенной температуре, а также одновременная очистка от радионуклида ¹³⁷Cs.

Литература:

1. Селиверстов А.Ф., Ершов Б.Г, Лагунова Ю.О. и др. Окислительное разложение ЭДТА в водных растворах при действии УФ-излучения. // Радиохимия, 2008. Т.50, № 1. С.62-65.

2. Авраменко В.А., Братская С.Ю., Войт А.В. и др. Применение проточной гидротермальной технологии переработки концентрированных жидких отходов атомных станций. // Хим. технология. 2009. Т.10, № 5. С.307-314.

3. Тананаев И.В., Сейфер Г.Б., Харитонов Ю.Я. и др. Химия ферроцианидов. М.: Наука, 1971. С.59, 78.