СПОСОБ ДЕЗАКТИВАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ СРЕД
METHOD FOR DECONTAMINATION OF RADIOACTIVE MEDIUMS

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 α-, β-, γ-радионуклидов.
Известны следующие способы дезактивации радиоактивных сред:
7
7
- физические - выпаривание или вымораживание растворов с последующей иммобилизацией и захоронением шламов (например, см. заявку на изобретение №2003103213, МПК G21F 9/16, 2004 г.; патент RU №2171509, МПК G21F 9/06, 2006 г.);
7
7
- химические (реагентные) способы, осуществляющиеся путем соосаждения радионуклидов из растворов на осадках, образующихся в результате химического взаимодействия реагентов различной природы (например, см. патент РФ №2200354, МПК G21F 9/06, 2003 г., патент РФ №2217823, МПК G21F 9/04, 2003 г.);
- физико-химические:
7
а) экстракция радионуклидов из растворов селективными реагентами с доочисткой растворов (например, см. патент РФ №2234549, МПК С22В 60/02, 2004 г.);
7
7
б) сорбция радиоактивных ионов природными и синтетическими сорбентами с последующим обессоливанием и концентрированием электромембранным способом или обратным осмосом (например, см. патенты РФ №2101235, МПК С02F 9/00, 1998 г., №2118945, МПК C02F 1/28, 1999 г.).;
в) дезактивация растворов электродиализаторами (например, А.А.Хоникевич «Дезактивация сбросных вод». М.: Атомиздат, 1966 г., стр.148).
Недостатками указанных способов дезактивации радиоактивных сред являются для:
- физических - высокие энергозатраты на упарку и вымораживание растворов;
- химических - большие объемы отходов, подлежащих захоронению, многооперационность, трудоемкость обезвоживания пульпового осадка;
- физико-химических - высокая стоимость экстрагентов и сорбентов, образование вторичных отходов при их производстве, многооперационность при технологическом оформлении способов, жесткие требования к автоматизации производства.
Общим недостатком перечисленных способов является практическая невозможность их использования при радиоактивном загрязнении больших акваторий и низкая удельная производительность.
7
Наиболее близким и выбранным в качестве прототипа является способ, описанный в патенте РФ №22297275С, МПК B01J 20/02, С02F 1/28 от 15.06.2005 г. под названием «Способ извлечения ионов металлов из водных растворов».
Согласно способу, заявленному в прототипе, извлечение ионов металлов из водных растворов осуществляют путем сорбции с использованием в качестве сорбента неорганического силиката. Недостатками способа являются:
- низкие кинетические характеристики процесса сорбции, т.к. динамическое равновесие в системе сорбент / сорбат достигается в течение 6 часов;
- высокая дисперсность сорбента (менее 0,1 мм), обуславливающая применение для разделения фаз после осуществления процесса сорбции дополнительного оборудования;
- изменение природного (естественного) химического качества очищаемого водного раствора в результате растворения сорбента;
- десорбция сорбированных ионов ввиду отсутствия их прочной фиксации в структуре сорбента и, как следствие, невозможность его длительной консервации в объектах окружающей среды;
- низкая удельная производительность.
Таким образом, заявляемое изобретение направлено на решение задачи по повышению эффективности способа дезактивации радиоактивных сред, улучшению и расширению его эксплуатационных возможностей.
Технический результат, который позволяет решить поставленную задачу, заключается в упрощении технологии дезактивации радиоактивных сред, основанный на использовании сорбента, являющегося отходом нефтяной промышленности, способного одновременно с высокой эффективностью извлекать из загрязненных сред радиоизотопы Th, U, Pu, Am, Y, Sr, Cs, лантаноиды за счет прочной фиксации извлекаемых радионуклидов в структуре сорбента.
2
Это достигается тем, что в способе дезактивации радиоактивных сред, включающем извлечение ионов металлов из растворов путем сорбции с использованием в качестве сорбента неорганического силиката, согласно изобретению используют углеродсодержащий силикат состава C·SiO, причем процесс осуществляют при значениях рН 3÷10.
В основе процесса сорбции лежит физико-химический механизм гетеровалентного изоморфизма на сколах граней углеродсодержащего силиката, несущих нескомпенсированный заряд на контактной поверхности сорбента с раствором. Установленный механизм сорбции определяет высокую эффективность и кинетику процесса сорбции, прочную фиксацию извлекаемых из растворов радионуклидов, неизменность природного (естественного) химического состава дезактивированных сред.
Наличие в заявляемом изобретении признаков, отличающих его от прототипа, позволяет считать его соответствующим условию «новизна».
2
Новые признаки способа (проведение дезактивации с использованием в качестве сорбента углеродсодержащего силиката состава C·SiO, при этом процесс осуществляют при значениях рН 3÷10) не выявлены в технических решениях аналогичного назначения. На этом основании можно сделать вывод о соответствии заявляемого изобретения условию «изобретательский уровень».
Предлагаемый способ осуществляют следующим образом.
0
В емкость с водным раствором, содержащим металлы природного и техногенного состава, помещают предлагаемый сорбент. Производят перемешивание. Кислотность процесса сорбции варьируется в диапазоне рН 3÷10, температура 20-22°С. По окончании эксперимента определяют коэффициент распределения Kd используемого сорбента путем измерения исходной С (до сорбции), равновесной С (после сорбции) концентрации контролируемых радиоизотопов. Вычисления коэффициента распределения производят по формуле:
где: Kd - коэффициент распределения;
р
V - объем исследуемого раствора, л;
с
m - масса сорбента, кг;
0
С - исходная объемная концентрация внесенного радионуклида в исследуемую среду, Бк;
С - равновесная объемная концентрация радиоизотопа в водном или почвенном растворе после сорбции, Бк.
Предлагаемое техническое решение иллюстрируется следующим примером.
Пример 1
3
В емкость вносят 100 мл раствора природной воды с общим солесодержанием 1÷5 г/л. Кислотность раствора варьируют 5% растворами НNО или NaOH в диапазоне рН 3÷10. Концентрацию радиоизотопов в растворе создают внесением расчетного количества стандартных радиоактивных источников на уровне ~4500 Бк / л. Затем добавляют сорбент в количестве, необходимом для создания в растворе концентрации его 3÷4,5 г / л. Геометрический размер сорбента составляет 0,2÷0,3 мм. Раствор при t°=20÷22°С перемешивают в течение 10 мин. По окончании перемешивания раствор центрифугируют, определяют в аликвоте раствора конечную концентрацию контролируемых радионуклидов спектрометрическим методом. Рассчитывают величины Kd для каждого радионуклида по приведенной формуле (1).
2
В таблице 1 приведены результаты сравнения сорбционных свойств материала состава прототипа и предлагаемого состава C·SiO.
Таблица 1
Извлекаемый из среды загрязнитель
Прототип
Предлагаемый сорбент
Коэффициент распределения Kd
Коэффициент распределения Kd
Th
>6,5·10<sup>4</sup>
>4,8·10<sup>5</sup>
U
1,4·10<sup>4</sup>
>2·10<sup>4</sup>
Pu
нет данных
>5,1·10<sup>4</sup>
Sr
нет данных
145
Cs
>2,4·10<sup>3</sup>
>3·10<sup>4</sup>
Y
нет данных
>1·10<sup>5</sup>
La-Lu
>1,8·10<sup>5</sup>
>2,3·10<sup>3</sup>
Пример 2
Используемый (в примере 1) сорбент количественно выделяют, промывают дистиллированной водой и переносят в три емкости V-150 мл. В каждую емкость соответственно вносят свой дезактивирующий раствор, который периодически подвергают перемешиванию. После 45 дней контакта отбирают аликвоту раствора и определяют в ней концентрацию контролируемых радионуклидов спектрометрическим методом. Результаты величины концентрации десорбированных радионуклидов приведены в таблице 2.
Таблица 2
Десорбируемый радионуклид
Десорбирующая среда
Природная вода
Раствор NaOH (рН 12)
Раствор HNO<sub>3</sub> (рН 2)
Th
не обнаружено<sup>**</sup>
не обнаружено
не обнаружено
U
-″-
-″-
-″-
Pu
-″-
-″-
-″-
Sr
-″-
-″-
-″-
Cs
-″-
-″-
-″-
Y, La-Lu
-″-
-″-
-″-
* - контакт в течение 45 дней;
** - минимально измеряемая активность за время измерения 3600 с для погрешности 20% доверительного интервала 0,95 при измерении α-излучающих нуклидов - 0,006 Бк; β-излучающих нуклидов - 0,01 Бк; γ-излучающих нуклидов - 0,02 Бк.
Положительным эффектом предлагаемого технического решения является увеличение коэффициента распределения сравниваемых ионов металлов. Эффективность сорбента практически не изменяется при его применении в диапазоне рН дезактивируемого раствора, равном 3÷10. Динамическое равновесие в системе сорбент / сорбат наступает в течение 10 минут, при этом происходит прочная фиксация исследуемых радионуклидов в структуре сорбента.
Использование настоящего изобретения позволило повысить производительность и эффективность способа, сократить многооперационность при разделении фаз жидкое- твердое, повысить кинетические характеристики сорбции, увеличить скорость и удельную производительность процесса сорбции, уменьшив время наступления динамического равновесия в системе сорбент / сорбат до 10 минут (в прототипе 6 часов); снизить дисперсность сорбента, облегчающую разделение фаз после осуществления процесса сорбции, а также не только эффективно решить технологические задачи удаления большого числа металлов из природных, паводковых и техногенных вод, но и отверждать, иммобилизировать сорбционный продукт в составе геоцемента.
Для заявленного изобретения в том виде, как оно охарактеризовано в формуле изобретения, подтверждена возможность осуществления способа дезактивации радиоактивных сред и способность обеспечения достижения усматриваемого заявителем технического результата.
Следовательно, заявленное изобретение соответствует условию "промышленная применимость".