SK280392B6 - Spôsob dekontaminácie rádioaktívnych materiálov - Google Patents
Spôsob dekontaminácie rádioaktívnych materiálov Download PDFInfo
- Publication number
- SK280392B6 SK280392B6 SK830-97A SK83097A SK280392B6 SK 280392 B6 SK280392 B6 SK 280392B6 SK 83097 A SK83097 A SK 83097A SK 280392 B6 SK280392 B6 SK 280392B6
- Authority
- SK
- Slovakia
- Prior art keywords
- solution
- ion exchange
- carbonate
- chelating
- magnetic
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/001—Decontamination of contaminated objects, apparatus, clothes, food; Preventing contamination thereof
- G21F9/002—Decontamination of the surface of objects with chemical or electrochemical processes
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/20—Disposal of liquid waste
- G21F9/22—Disposal of liquid waste by storage in a tank or other container
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (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)
- Measurement Of Radiation (AREA)
- Detergent Compositions (AREA)
Description
Oblasť techniky
Tento vynález sa týka spôsobu dekontaminácie rádioaktívnych materiálov.
Doterajší stav techniky
Kontaminácia životného prostredia rádioaktívnymi materiálmi 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 uniku 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. Ale cieľom v baníctve je obvykle hospodárne získavanie materiálov a sekundárny odpad je len zriedkavo hlavným cieľom. Pri ochrane životného prostredia je ekonomickým cieľom dosiahnuť efektívnu úpravu 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 na ťažobné aplikácie, môžu byť prakticky použiteľné na ochranu životného prostredia.
Je všeobecne známe, že rádioaktívne prvky možno regenerovať z materiálov na ochranu životného prostredia mechanickým praním vodou s pridaním alebo bez pridania povrchové aktívnych aditív. Ale 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 vyluhovanie. Tieto procesy sú účinné, ale 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 kontaminantu majú ďalšiu nevýhodu, že tiež rozpúšťajú iné kontaminanty, pre ktoré nebol postup určený a to aj nerádioaktívne kovy.
Prvé 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 ťažké a nevhodné a že vedie k odpadu vyžadujúceho likvidáciu. Technológia pokročila a umožnila regeneráciu rádioaktivity pomocou bežnej výmeny iónov systémom zriedenej kyseliny. Tieto zriedené a kyslé roztoky neobsahujú uhličitan, takže nie sú dobre použiteľné a vhodné na 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 iónomeničovú živicu v recirkulačnom procese a to tak, že organický aktivátor sa ne pretržite vracia do procesu. Ako príklad roztokov používaných na dekontainináciu 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 technécium.
Uvedené 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 nemajú byť regenerované. Inou nevýhodou kyslých roztokov je to, že materiály ako je betón alebo vápenec sa v kyslom prostredí poškodia alebo sa rozpúšťajú. Taktiež pri použití uvedených čistiacich roztokov na dekontainináciu pôdy, prejde príliš mnoho neselektívne rozpustených kontaminantov do roztoku, čo bráni regenerácii kontaminantov a recirkulácii roztokov na použitie 11a ďalšiu dekontamináciu.
Bolo zistené, že urán a transuránové rádioaktívne prvky je možné rozpúšťať v koncentrovaných (pH = 1) chemických systémoch. Ale acidita vedie k uvedeným ťažkostiam. Urán, a niekedy tórium, 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, ale tieto roztoky nie sú zvlášť vhodné v prípadoch, kde je prvotným záujmom vystríhať sa sekundárnym 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 opisovaná metóda rozpúšťania rádioaktívnych kontaminantov v zriedenom roztoku so zásaditým pH a s účinným množstvom chelatačného činidla. V patente sa tiež opisujú kroky na získanie kontaminantov z roztoku, ktorá spočíva vo výmene aniónov alebo katiónov, alebo v selektívnej výmene katiónov a taktiež sa opisuje použitie magnetických iónomeničov na separáciu kontaminantov.
Je dobre známe, že urán je možné rozpustiť v zásaditom prostredí uhličitanu a opäť získať výmenou aniónov (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). Ale, ako uvádza US 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 0xidačný stav na (VI), v ktorom prechádza do roztoku. Bez pochybností bola potvrdená zlepšená kinetika roz púšťania po zmene oxidačného stavu kovu v pevnej mriežke.
Podstata vynálezu
Vyvinuli sme spôsob dekontaminácie rádioaktívnych materiálov.
Predložený vynález poskytuje spôsob dekontaminácie rádioaktívnych materiálov, s použitím rozpúšťacieho prostriedku obsahujúceho uhličitan a neobsahujúceho chelatujúce činidlo, pozostávajúci 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; Π. 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.
Vynález je najmä využiteľný na rozpúšťanie a opätovné získanie aktinidov, a to s omnoho vyššou účinnosťou v porovnaní so spôsobom opísaným v US 5 322 644. Jedným z dôvodov väčšej selektivity spôsobu podľa vynálezu oproti spôsobu podľa US 5 322 644 je neprítomnosť chelatujúceho činidla v rozpúšťačom prostriedku, toto činidlo by malo tendenciu rozpúšťať aj nerádioaktívne ióny, 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.
Na vykonanie 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 časticami 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, ale 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 dekontaminovaného materiálu a rozpúšťacieho prostriedku (roztoku) sa pokračuje, až sa kontaminant prenesie z kontaktovaného materiálu (rozpustením do roztoku) na ionexový materiál.
Ďalším krokom je separácia ionexového materiálu. Ak je tento v pórovitom vreci, vyberie sa jednoducho vrece z roztoku. Ak je ionexový' materiál premiešaný s kontaktovaným materiálom, oddelia sa 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 štandardné 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 materiáli. Zdroj uhličitanu obsahuje plynný oxid uhličitý, kyselinu uhličitú, uhličitan sodný, bikaibonát sodný a iné uhličité soli. Uhličité soli tvoria rozpustné komplexy s rôznymi aktinidmi. Je možné použiť aj iné aniónové 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 výhodu z hľadiska likvidácie odpadu, pretože môže byť z roztoku odstránený odparením. Podľa uvedenej definície, môže byť použitá akákoľvek zásada. Množstvo zásady účinnej na úpravu pH na žiadanú hodnotu závisí od špecifickosti samotnej použitej zásady, od ostatných zložiek roztoku a od vlastností 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
Spôsob 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 j e 1 mol.
Roztok použitý podľa vynálezu môže tiež obsahovať oxidačnú látku ako je peroxid vodíka výhodne 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 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-molámy roztok peroxidu vodíka.
Zistilo sa, že zvýšenie teploty nad teplotu okolia je veľmi účinné. Použije sa teplota od teploty okolia až do 100 “C, výhodne 50 °C.
Ďalším krokom postupu podľa vynálezu je separácia kontaminantov 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:
Na4UO2(CO3)3 - 2(živica - N[CH2COO2]Na2) -> -> 2(živica- N[CH2COO]2)UO2Na2 + 3Na2CO3.
Vzhľadom na stabilitu takto vytvorených komplexov v porovnaní s uhličitanovými komplexmi, 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 je uvedená len ako príklad, je však možné použiť aj iné chelatačné reakcie (napr. s využitím rovnakej funkcie pri resorcinarsonovej kyseline, 8-hydroxychinoline alebo amidoxinc); 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 iónov na pevný absorbent, ale 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 absorpciou, výmenou iónov alebo chemickou väzbou na pevnú časticu, ktorá je magnetická, ako sa opisuje 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 kontaminanty 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, ale v každom prípade bude vyššia ako v nespracovanom kontaminovanom materiáli.
Stupeň regenerácie rádioaktívnych kontaminantov môže ďalej zahrnovať 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 opísanej v európskom patente čís. 0522856 bola pripravená magnetická živica s viazanou funkciou kyseliny iminodioctovej. Táto živica bola 0,1 N-acetátom 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 % roztok) 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)
- PATENTOVÉ NÁROKY1. Spôsob dekontaminácie rádioaktívnych materiálov, ktorý zahŕňa uvedenie materiálu určeného na dekontamináciu do styku so zriedeným roztokom uhličitanu v prítomnosti ionexových častíc a oddelenie ionexových častíc od zriedeného roztoku obsahujúceho uhličitan, vyznačujúci sa tým, že iónomeničové častice majú chelatačnú funkciu alebo chelatačnú funkciu na seba viazanú.
- 2. Spôsob podľa nároku 1, vyznačujúci sa tým, že zriedený roztok obsahujúci uhličitan má pH v rozmedzí 7 až 11.
- 3. Spôsob podľa nároku 1 alebo 2, vyznačujúci sa tým, že roztok alebo rozpúšťacia kvapalina obsahuje oxidačné činidlo.SK 280392 Β6
- 4. Spôsob podľa nároku 3, vyznačujúci sa tým, že oxidačným činidlom je peroxid vodíka.
- 5. Spôsob podľa ktoréhokoľvek z predchádzajúcich nárokov, vyznačujúci sa tým, že chelatačnú funkciu vytvára radikál iminodioctovej kyseliny, resorcinarsonovej kyseliny, 8-hydroxychinolín alebo amidoximová skupina.
- 6. Spôsob podľa ktoréhokoľvek z predchádzajúcich nárokov, vyznačujúci sa tým, že častice ionexu sú magnetické.
- 7. Spôsob podľa nároku 6, vyznačujúci sa tým, že magnetický materiál je vložený do ionexu.
- 8. Spôsob podľa ktoréhokoľvek z predchádzajúcich nárokov, vyznačujúci sa tým, že častice ionexu sú vložené do pórovitého vreca.
- 9. Spôsob podľa nároku 6 alebo 7, vyznačujúci sa tým, že magnetické častice ionexu sa oddelia v magnetickom separátore.
- 10. Spôsob podľa ktoréhokoľvek z predchádzajúcich nárokov, vyznačujúci sa tým, že kontaminovaný alebo dekontaminovaný materiál sa oddelí od zriedeného roztoku obsahujúceho uhličitan.
- 11. Spôsob podľa nároku 10, vyznačujúci sa tým, že separácia sa vykoná použitím tlakového filtra alebo plachtového kalolisu.
- 12. Spôsob podľa ktoréhokoľvek z predchádzajúcich nárokov, vyznačujúci sa tým, že kontaminanty sa regenerujú z chelatujúceho ionexu.
- 13. Spôsob podľa nároku 12, vyznačujúci sa tým, žc kontaminanty sa vylúhujú vhodným eluentom.
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 SK83097A3 (en) | 1998-01-14 |
SK280392B6 true 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)
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 |
US8440876B2 (en) * | 2006-02-09 | 2013-05-14 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Chemical decontamination apparatus and decontamination method therein |
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 |
GB2493295B (en) * | 2010-04-01 | 2015-06-10 | Univ 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 |
CN110290879B (zh) * | 2017-01-06 | 2022-08-02 | 乔罗克国际股份有限公司 | 集成的离子交换处置和处理系统 |
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)
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 |
-
1994
- 1994-12-22 GB GBGB9426023.9A patent/GB9426023D0/en active Pending
-
1995
- 1995-12-14 AT AT95940375T patent/ATE176829T1/de not_active IP Right Cessation
- 1995-12-14 EP EP95940375A patent/EP0799486B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-12-14 RU RU97112147A patent/RU2142172C1/ru not_active IP Right Cessation
- 1995-12-14 JP JP51958396A patent/JP3469899B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 1995-12-14 BR BR9510508A patent/BR9510508A/pt not_active IP Right Cessation
- 1995-12-14 AU AU41844/96A patent/AU689676B2/en not_active Ceased
- 1995-12-14 EE EE9700140A patent/EE03635B1/xx not_active IP Right Cessation
- 1995-12-14 CN CNB951976109A patent/CN1145976C/zh not_active Expired - Fee Related
- 1995-12-14 CZ CZ971901A patent/CZ285742B6/cs not_active IP Right Cessation
- 1995-12-14 ES ES95940375T patent/ES2131348T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1995-12-14 US US08/849,812 patent/US5852786A/en not_active Expired - Fee Related
- 1995-12-14 KR KR1019970704298A patent/KR100387877B1/ko not_active IP Right Cessation
- 1995-12-14 WO PCT/GB1995/002919 patent/WO1996019812A1/en active IP Right Grant
- 1995-12-14 CA CA002208033A patent/CA2208033A1/en not_active Abandoned
- 1995-12-14 DK DK95940375T patent/DK0799486T3/da active
- 1995-12-14 DE DE69507905T patent/DE69507905T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1995-12-14 HU HU9702188A patent/HU219330B/hu not_active IP Right Cessation
- 1995-12-14 UA UA97062936A patent/UA27086C2/uk unknown
- 1995-12-14 PL PL95320794A patent/PL181516B1/pl not_active IP Right Cessation
- 1995-12-14 SK SK830-97A patent/SK280392B6/sk unknown
- 1995-12-14 GE GEAP19953796A patent/GEP20002251B/en unknown
-
1997
- 1997-06-11 BG BG101603A patent/BG63234B1/bg unknown
-
1999
- 1999-05-06 GR GR990401223T patent/GR3030139T3/el unknown
Also Published As
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0550221B1 (en) | Process for decontamination of radioactive materials | |
SK280392B6 (sk) | Spôsob dekontaminácie rádioaktívnych materiálov | |
JP3078670B2 (ja) | 土地改善法 | |
US5730874A (en) | Extraction of metals using supercritical fluid and chelate forming legand | |
US5965025A (en) | Fluid extraction | |
US5770085A (en) | Extraction of metals and/or metalloids from acidic media using supercritical fluids and salts | |
EP0682806B1 (en) | Process for the treatment of particulate material | |
US5468456A (en) | Batch extracting process using magneticparticle held solvents | |
McFadden | Organic components of nuclear wastes and their potential for altering radionuclide distribution when released to soil | |
JP2008139265A (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 | |
JP2997568B2 (ja) | 放射性液体廃棄物の処理方法 | |
Bostick et al. | FY 1995 separation studies for liquid low-level waste treatment at Oak Ridge National Laboratory | |
JPH07119834B2 (ja) | 放射性物質で汚染された表面の汚染物質除去方法 |