Использование гуминосодержащих материалов для решения радиоэкологических проблем

Вестник ДВО РАН. 2016. № 3

УДК 546.79:543.31

В В. ПЛАТОНОВ, С.Н. КАЛМЫКОВ, В.Г. ПИСЛЯК, ИГ. ТАНАНАЕВ

Использование

гуминосодержащих материалов

для решения радиоэкологических проблем

Предложены методы сорбционного концентрирования, извлечения из природных вод и технологических растворов трансурановых элементов модифицированными сорбционными материалами на основе гуминовых кислот (ГК). ГК, как класс высокомолекулярных функциональных соединений, не только участвуют в редокс-про-цессах с ионами поливалентных металлов, но и обладают комплексообразующими свойствами за счет наличия гидроксильных, карбонильных, карбоксильных и других хелатных групп. Синтезирован ряд модифицированных сорбентов на основе ГК, которые извлекают U(VI), Np(V), Pu(V), Am(III) из различных систем в оптимальных условиях с коэффициентами распределения от 103 до 104 см3/г.

Ключевые слова: концентрирование и выделение радионуклидов, гуминовые кислоты, сорбционные материалы, трансурановые элементы.

The use of humic-containing materials for solving radioecological problems. V.V. PLATONOV (L.N. Tolstoy Tula State Pedagogical University, Tula), S.N. KALMYKOV (M.V. Lomonosov Moscow State University, Moscow), V.G. PISLYAK (Research and Education Center of Nuclear Technologies of the Far Eastern Federal University, Vladivostok), I.G. TANANAEV (Far Eastern Federal University, Vladivostok; Institute of Chemistry, FEB RAS, Vladivostok).

The methods of sorption concentration, extraction transuranic elements from natural waters and technological solutions using modified sorption materials based on humic acids (HA) are offered. HA, as a class of functional high-molecular compounds not only participate in redox-processes with ions of polyvalent metals, but also have complexing properties due to the presence of hydroxyl, carbonyl, carboxyl and other chelate groups. A series of modified sorbents based on HA, which are extracted U (VI), Np (V), Pu (V), Am (III) from the various systems in optimal conditions, with distribution coefficients from 103 to 104 cm3/g.

Key words: concentration and isolation of radionuclides, humic acid, sorption materials, transuranium elements.

Введение

Загрязнения природной среды, возникшие в результате реализации ядерных оборонных программ, функционирования предприятий ядерного топливного цикла,

ПЛАТОНОВ Владимир Владимирович - доктор технических наук (Тульский государственный педагогический университет им. Л.Н. Толстого, Тула), КАЛМЫКОВ Степан Николаевич - доктор химических наук, профессор РАН, заведующий кафедрой (Московский государственный университет им. М.В. Ломоносова, Москва), ПИСЛЯК Вадим Григорьевич, руководитель Научно-образовательного центра ядерных технологий (Дальневосточный федеральный университет, Владивосток), *ТАНАНАЕВ Иван Гундарович - доктор химических наук, член-корреспондент РАН, заведующий лабораторией (Дальневосточный федеральный университет, Владивосток; Институт химии ДВО РАН, Владивосток). *Е-таП: geokhi@mail.ru

Работа выполнена при финансовой поддержке Министерства образования и науки Российской Федерации (постановление Правительства № 218 от 09.04.2010 г., договор № 02.G25.31.0166 от 01.12.2015 г. между ОАО «Дальневосточный завод "Звезда"» и Министерством образования и науки Российской Федерации).

создают серьезные экологические угрозы. Максимальная опасность масштабного загрязнения радионуклидами существует в районах с высокой концентрацией ядерно-радиационных производств, поскольку на их территориях накоплены огромные количества высокоактивных отходов [2, 5, 8, 15, 16]. При этом наиболее опасными радионуклидами, которые даже при низком своем содержании способны вносить значительный вклад в суммарную альфа-активность природных объектов, являются трансурановые элементы (ТУЭ). В этой связи актуальна разработка современных технологий как предотвращения поступления ТУЭ в объекты окружающей среды, так и их концентрирования с последующим выделением.

Поскольку упомянутые радионуклиды, находясь в природных объектах, выступают по отношению к ним как микрокомпоненты, для извлечения ТУЭ наиболее перспективны сорбционные методы. При их разработке главным является поиск наиболее подходящего сорбционного материала, обладающего такими характеристиками, как высокая селективность и эффективность, простота производства и невысокая стоимость.

На наш взгляд, во многом соответствуют упомянутым характеристикам природные сорбционные материалы, в том числе специфические гуминовые вещества - гуминовые кислоты (ГК) [14, 17, 19, 22].

В настоящей статье обсуждаются возможности практического применения сорбцион-ных ГК-материалов на основе промышленного и недорогого удобрения «Эдагум» для извлечения ТУЭ, в том числе из техногенных радиоактивных отходов ПО «Маяк».

Гуминовые кислоты как перспективный сорбционный материал

Как известно, почва представляет собой полифункциональную гетерогенную открытую структурную систему, обладающую плодородием. Плодородие почвы связано с наличием в ней гумуса. Гумус содержит 10-15 % растительных и животных остатков, из которых образуются специфические ГК - класс высокомолекулярных соединений [7], содержащих функциональные комплексообразующие группы (гидроксильные, карбонильные, карбоксильные, аминогруппы и др.), а за счет наличия семихинонов ГК принимают участие в окислительно-восстановительных процессах [1, 6]. Упомянутые свойства позволяют использовать ГК в качестве противофильтрационных барьеров при распространении радионуклидов грунтовыми водами. Этот факт вызывает большой интерес в плане концентрирования радионуклидов урана и ТУЭ: нептуния, плутония и америция. В качестве примера можно привести нептуний и плутоний, формой нахождения которых в объектах окружающей среды являются линейные диоксикатионы АпУ02+ (Ап = Ри), обладающие высокой мобильностью и малой сорбционной способностью по отношению к минеральным фазам. Присутствуя повсеместно, ГК как восстановитель стабилизируют ^(У) и Ри(У) до ^(ГУ) и Ри(1У), которые легко взаимодействуют с минеральными фазами и ограничивают их миграцию в объектах окружающей среды [3, 4, 9, 10, 18, 20, 21].

На основании изложенного можно заключить, что ГК могут выступать в качестве перспективных сорбционных материалов для концентрирования и извлечения ионов актинидов из сложных природных систем. Упомянутые предположения следовало подвергнуть экспериментальной проверке, результаты ее приведены ниже.

Взаимодействие ^(У), Pu(V) с химически модифицированными ГК

В экспериментах использовали ГК: 1) синтезированные из коммерчески доступного гуминового удобрения «Эдагум» (сертификат соответствия препарата Рос. Ru. ПН52.НО1192) на основе низинного торфа Шатурского месторождения (Московская обл.) [11] (далее - Эдагум); 2) ГК-препарат производства фирмы АИпЛ. Экспериментальные

данные отображали в виде зависимости скорости восстановления Pu(V) или Np(V) в рабочем растворе при воздействии с ГК в течение времени.

Восстановление Pu(V) и Np(V) гуминовыми производными изучали в зависимости от рН и концентрации ГК. Np(V) до Np (IV) восстанавливается только в анаэробных условиях вследствие малой стабильности формы Np (IV) по отношению к действию кислорода воздуха.

Величины доли (%) Pu(V) и Np(V) определяли по формулам:

Pu(V) = ffuL - Puf) / P<J x 100;

Np(V) = / NpL) x 100,

где Pu^ и NpJ^ - концентрация в исходном растворе; Ри^и Np^ - концентрация восстановленной формы за промежуток времени t.

Концентрацию восстановленной формы определяли для плутония путем введения 1 мл рабочего раствора в 1 мл 1-(2-теноил)-3,3,3-трифторацетона (ТТА), а для нептуния -в 1 мл (2-этилгексил)-фосфорной кислоты (Д2ЭГФК), которая количественно экстрагирует нептуний в пятивалентном состоянии. При экстракции PuIV количественно извлекается в органическую фазу. Содержание радионуклидов определяли радиометрически с применением низкофонового спектрометрического альфа-радиометра TriCarb 2310TR. При концентрации [NpV] выше 3 10-5 М его содержание легко определяется и спектрофотоме-трически.

Показано, что восстановление Pu(V) до Pu (IV) происходит при использовании обоих препаратов - видимо, под действием семихиноновых фрагментов ГК. Процесс носит необратимый характер, причем наиболее интенсивно он протекает при рН < 5. Вместе с тем полное восстановление Pu(V) за время эксперимента обеспечивается только при использовании Эдагума (рис. 1). Np(V) в анаэробных условиях также легко восстанавливается Эдагумом, в отличие от препарата Aldrich (рис. 2).

Сорбция Pu(V) и Np(V) в системе rK-SiO2. Результаты по восстановлению Pu(V) и Np(V) препаратом Эдагум позволили предположить, что гуминовые кислоты могут служить надежными барьерными материалами для нераспространения упомянутых радионуклидов в объектах окружающей среды. Для проверки этого предположения были проведены эксперименты по исследованию сорбции Np(V) и Pu(V) на гранулированном кварце (SiO2) и в тройных системах: Np-rK-SiO2 и Pu-rK-SiO2 (рис. 3; табл. 1). Видно, что в данной области рН, где скорость восстановления нептуния и плутония найдена максимальной, сорбция в тройных системах выше, чем на чистом минерале. При этом сорбция Np(V) при использовании Эдагума выше, чем при Aldrich.

На основании проведенного эксперимента можно заключить, что сорбционная способность кварца по отношению к Np(V) и Pu(V) существенно возрастает в присутствии ГК

за счет стабилизации элементов в формы Np(IV) и Pu(IV) с последующим связыванием в прочный комплекс с SiO2.

Таким образом, препараты ГК действительно можно применять в качестве материала геохимического барьера, обеспечивающего нераспространение ионов Np(V) и Pu(V) в объектах окружающей среды. Взаимодействие в тройной системе радионуклид-ГК^Ю2 позволяет в значительной степени увеличить сорбцию как Pu(V), так и Np(V). Причем при рН 5,9 за счет восстановления при контакте с сорбентом наблюдается более высокая сорбция плутония, чем при рН 7,7.

Таблица 1 Сорбция Pu(V) на препаратах SiO2 и в тройной системе Pu—rK*—SiO2, %

pH SiO2 TR-SiO2

3,3 7,6 20,11

5,9 19,1 97,8

7,7 24,5 90,5

*Использовался препарат Эдагум.

Рис. 1. Восстановление Ри(У) препаратами гуминовых кислот. Эксперимент в аэробных условиях, статический вариант. Т : Ж = 10 мг/л; содержание СГК = 250 мг/л; Сри(у) = 3,610-8 М; рН 4,6; I = 0 М

Рис. 2. Восстановление ^(У) ГК в анаэробных условиях. СГК = 250 мг/л; С „л = 3  10-5 М; рН 4,5; I = 0 М

Рис. 3. Сорбция ^(У) в тройной системе ^-ГК^Ю2 при рН 4,5;

С. = 250 мг/л; С „п = 2,3  10-6 М; I = 0 М

ГК ' Np(V) ' '

Сорбенты на основе модифицированных производных ГК

На следующем этапе исследований при использовании в качестве стартового препарата ГК Эдагум были синтезированы методом оксиметилирования и карбоксилиро-вания по технологиям, описанным в [11-13], два типа красно-коричневых гранулированных органо-неорганических сорбентов - ОМГК и КГК соответственно.

Экспериментально было показано, что сорбент ОМГК насыщен оксиметилированны-ми гиматомелановыми кислотами, карбоксильными и фенильными группами, тогда как сорбент КГК - хиноидными и кетонными группами (табл. 2).

Изучена сорбция и(У1), ^(У), Ри(У), Аш(Ш) препаратом ГК Эдагум и полученными на его основе сорбентами ОМГК и КГК из грунтовых вод в статическом варианте при соотношении твердой и жидкой фаз 1 : 150 г/мл. Для экспериментов были взяты образцы ОМГК-1 и КГК-1, которые показали наилучшие сорбционные характеристики по отношению к урану и ТУЭ. Они имели максимальные содержания функциональных групп, приведенных в табл. 2.

В предварительных опытах было показано, что сорбционное равновесие достигалось в течение 2 ч. Содержание радионуклидов определяли альфа-спектрометрически с применением радиометра «Мультирад-АС» (Россия).

По результатам определения суммарной альфа-активности исходной и «равновесной» проб радионуклидов были рассчитаны максимумы коэффициентов распределения (Кр) для и(У1), ^(У), Ри(У), Аш(111) при их сорбции из упомянутого раствора, которые можно оценить по табл. 3. Величины коэффициентов (см3/г) определяли по формуле:

Кр = (С - С ) / [С  (V / ш ,)],

А у исх равн' исх у р соро'-1^

где Сисх - концентрация извлекаемого элемента в исходном растворе, М; С - его равновесная концентрация после сорбции, М; Ур - объем исходного раствора, взятого на сорбцию, см3; шсор6 - масса сорбента, взятого на сорбцию, г.

Из табл. 3 видно, что сорбционные свойства модифицированных ГК по отношению к и(У1), ^(У), Ри(У), Аш(Ш) существенно выше, чем немодифицированных. Так, максимальные величины Кр при извлечении радионуклидов модифицированными сорбентами в оптимальных условиях варьируют от 103 до 104 см3/г, что в 10-50 раз выше, чем при сорбции исходными ГК.

Степень сорбции и(У1), ^(У), Ри(У), Аш(111) зависит не только от природы реакционных центров ГК, но также от их количественного содержания в сорбционном материале. Плутоний значительно лучше связан с ОМГК-препаратами, чем с КГК. Неожиданной оказалась эффективность сорбции нептуния, коэффициенты распределения при которой

Таблица 2

Элементный и функциональный состав, средние молекулярные массы исходных и химически модифицированных ГК

Тип ГК Средняя молекулярная масса, а.е.м. Элементный состав, масс. % Функциональный состав ГК, ммоль/г Йодное число, г/100 г

ФГ КрГ ХГ КГ

С (49,6), Н (4,9),

Эдагум 1 458 N (3,4), O+S (42,1) 0,4 2,8 1,1 0,3 0,75

С (49,1), Н (5,0),

ОМГК 1 603 N (2,4), O+S (43,5) 12,5 4,8 2,5 1,3 0,80

С (49,0), Н (5,2),

КГК 1 610 N (3,8), O+S (42,0) 3,2 3,2 8,4 2,7 2,2

Примечание. ФГ - фенольные, КрГ - карбоксильные, ХГ - хиноидные, КГ - кетонные группы.

Таблица 3

Коэффициенты распределения радионуклидов при их сорбции из грунтовой воды различными препаратами ГК, см3/г

Элемент ГК Эдагум ОМГК-1 КГК-1

Мр(У) 1,7  103 2,0  102 1,1  104

Ри(1У) 2,0  102 1,0  104 3,4  103

и(У1) 9,0  102 1,1  104 2,1  103

Лш(Ш) 1,8  103 3,8  103 7,7  103

Примечание. Концентрация радионуклидов 10 5 М; температура 20 оС; Т : Ж = 1 : 150 г/мл; рН 6; ионная сила I = 1 М.

оказались выше, чем при сорбции урана, плутония и америция при прочих равных условиях. Обычно сорбция ^(У) при использовании разнообразных сорбентов остается низкой вследствие физико-химических свойств его ионной формы.

Сорбция 241Ат сорбентами на основе гуминовых кислот из производственных растворов ПО «Маяк»

Задача сорбционного извлечения Ат(Ш) производными ГК из производственного раствора низкого уровня активности (ПО «Маяк», г. Озёрск, Челябинская обл.) вызывает большой интерес потому, что даже малое содержание высокоактивного Ат(Ш) переводит низкоактивные производственные растворы в отходы среднего уровня по содержанию альфа-эмиттера со всеми возникающими проблемами их переработки. Кроме того, остаточное содержание альфа-излучающих радионуклидов в жидких радиоактивных отходах, подлежащих остекловыванию, строго регламентируется, так как их присутствие значительно влияет на свойства стекол и условия их хранения и захоронения.

Для опытов был взят производственный раствор ПО «Маяк», подлежащий доочистке от альфа-излучающих нуклидов с суммарной альфа-активностью 104 Бк/л (рН 9,6). Для поиска оптимальных условий извлечения Ат(Ш) производственный раствор последовательно «раскисляли» до установления в нем рН 2-1.

В качестве сорбцион-ных материалов использованы гранулированные (фракция 0,25-1,0 мм) препараты гумина (ГМ), ГК с содержанием ги-матомелановых кислот (ГМК), препарат на основе оксиметилированных ГК (ОМГК) и для сравнения - препарат из низинного торфа - Эдагум (ГК). Результаты приведены в табл. 4.

Необходимо указать на механическую и

77

Таблица 4

Сорбционное извлечение Лш(Ш) из технического раствора ПО «Маяк» модифицированными производными ГК

рН промраствора Тип сорбента Кр, см3/г

9,6 ГМК 760 ГМ 425 ОМГК 813 ГК 70

2,0 ГМК 431 ГМ 204 ОМГК 830 ГК 120

1,0 ГМК 220 ГМ 140 ОМГК 800 ГК 150

Примечание. Концентрация радионуклидов 10 5 М; температура 20 оС; Т : Ж = 1 : 150 г/мл; рН 6; ионная сила I = 2 М.

химическую стойкость образцов исследованных сорбентов при их использовании для сорбции радионуклидов из кислых сред вплоть до рН 1. Напротив, при увеличении рН до величин > 9 некоторые сорбенты начинают частично растворяться в производственном растворе и крошиться. Прежде всего это относится к ГМК, сразу после его внесения щелочной раствор окрасился в коричневый цвет.

По результатам эксперимента можно сделать вывод, что коэффициенты распределения Аш(111) при его сорбции из производственного раствора образцами ГМК, ГМ и ГК при снижении величин рН от 9,6 до 1 снижаются в 2 раза. При использовании же сорбента ОМГК при сорбции Аш(Ш) Кр практически не изменяется в широком интервале рН от 9,6 до 1. Это указывает на возможность практического использования сорбента ОМГК на производстве. Установлено также, что Кр Аш(Ш) при его сорбции из водных растворов при постоянной величине рН зависит и от ионной силы раствора: ее рост снижает степень сорбции и Кр. Тем не менее эксперименты показали неплохие сорбци-онные характеристики модифицированных ГК-сорбентов, с учетом низкой стоимости их производства, и приемлемые пути их окончательной переработки после службы и утилизации.

Заключение

Показано, что использование ГК перспективно для создания противомиграци-онных барьеров и синтеза сорбционных материалов для концентрирования, извлечения из природных вод и технологических растворов ТУЭ. В работе был синтезирован ряд модифицированных ГК-сорбентов на основе промышленного и недорогого гуминового удобрения Эдагум, которые извлекают и(У1), ^(У), Ри(У), Аш(111) из различных систем в оптимальных условиях с коэффициентами распределения от 103 до 104 см3/г.

Простота производства модифицированных ГК-сорбентов на основе недорогого отечественного сырья и их безусловная эффективность при сорбционном выделении радионуклидов из природных и промышленных растворов говорят о высокой практической значимости этих материалов с благоприятными возможностями выхода на рынок качественно новых сорбентов и технологий их применения.

Необходимо отметить, что на рынке ионитов и сорбционных материалов только 3-5 % производятся на территории Российской Федерации, остальные закупаются за границей. По мнению авторов, целесообразно при развитии в Российской Федерации производства импортзамещающих селективных смол обратить особое внимание на производство ГК-сорбентов на основе гуминовых удобрений. Они могут эффективно конкурировать с зарубежными аналогами в прикладной радиохимии и радиоэкологии.

ЛИТЕРАТУРА

1. Воробьева Л.А. Химический анализ почв. М.: Изд-во МГУ, 1998. 271 с.

2. Глаголенко Ю.В., Дзекун Е.Г., Дрожко Е.Г, Медведев Г.М., Ровный С.И., Суслов А.П. Стратегия обращения с радиоактивными отходами на производственном объединении «Маяк» // Вопр. радиационной безопасности. 1996. № 2. С. 3-11.

3. Горяченкова Т. А., Казинская И.Е., Кузовкина Е.В., Лавринович Е.В., Новиков А.П. Изучение связи радионуклидов с коллоидным веществом почвенных растворов // Радиохимия. 2009. Т. 51, № 2. С. 178-186.

4. Горяченкова Т.А., Казинская И.Е., Кларк С.Б. Новиков А.П., Мясоедов Б.Ф. Методы изучения форм нахождения плутония в объектах окружающей среды // Радиохимия. 2005. Т. 47, № 6. С. 550-555.

5. Егоров Н.Н. Состояние проблемы обращения с радиоактивными отходами и отработавшим ядерным топливом в России // Вопр. радиационной безопасности. 1997. № 4. С. 3-8.

6. Орлов Д.С., Гришина Л.А. Практикум по химии гумуса. М.: Изд-во МГУ, 1981. 270 с.

7. Орлов Д.С. Химия почв. М.: Изд-во МГУ, 1992. 324 с.

8. Сапожников Ю.А., Алиев Р. А., Калмыков С.Н. Радиоактивность окружающей среды: теория и практика: учеб. пособие. М.: БИНОМ. Лаборатория знаний, 2006. 286 с.

9. Ткачев А.Г., Мищенко С.В., Негров В.Л., Артемов В.А., Негров В.Л., Блинов С.В, Турлаков Д.А., Меметов Н.Р. Углеродные наноматериалы «таунит»: исследование, производство, применение // Нанотехника. 2006. № 2. С. 17-21.

10. Ткачев А.Г. Углеродный наноматериал «таунит» - структура, свойства, производство и применение // Перспективные материалы. 2007. Т. 3. С. 5-9.

11. Платонов В.В., Калмыков С.Н., Тананаев И.Г., Мясоедов Б.Ф. Извлечение радионуклидов сорбентами, модифицированными гуминовыми кислотами, из растворов сложного состава // VII Росс. конф. по радиохимии «Радиохимия-2012», Россия, Димитровград, 15-19 окт. 2012 г.: тез. докл. Димитровград: ВДВ «ПАК», 2012. С. 342.

12. Платонов В.В., Елисеев Д.Н., Трейтяк Р.З., Швыкин А.Ю., Хадарцев А.А., Хрупачев А.Г. Оксиметилиро-вание гуминовых веществ как способ повышения их детоксицирующих и протекторных свойств // Вестн. новых мед. технологий. 2011. Т. 28, № 4. С. 35-37.

13. Платонов В.В. Сравнительная характеристика структурных особенностей торфяных гуминовых и гиме-томелановых кислот во взаимосвязи со спецификой их физиологического действия // Вестн. новых мед. технологий. 2010. Т. 27, № 4. С. 9-11.

14. Avramenko V., Bratskaya S., Zheleznov V., Sheveleva I., Voitenko O., Sergienko V. ^lloid stable sorbents for cesium removal: Preparation and application of latex particles functionalized with transition metals ferrocyanides // J. Hazard. Materials. 2011. Vol. 186, N 2/3. P. 1343-1350.

15. Chemical separations in nuclear waste management. The state of art and a look to the future / eds G.R. Choppin, M.K. Khankhasayev, H.S. Plendl. U.S. Department of Energy D0E/EM-0591, 2002. 96 p.

16. Kalmykov St.N., Sapozhnikov Yu.A., Goloubov B.N. Artificial radionuclides in oils from the underground nuclear test site (Perm' region, Russia) // Czech. J. Phys. 1999. Vol. 49, suppl. 1. P. 91-95.

17. Kalmykov S.N., Sapozhnikov Yu.A., Efimov I.P., Broadway J.A., Sapozhnikova L.D. Extraction of radionuclides from natural water using alginates // J. Radioanalyt. Nucl. Chem. 1998. Vol. 228, N 1/2. Р. 95-97.

18. Kalmykov St.N., Khasanova A.B., Novikov A.P., Shcherbina N.S., Sapozhnikov Yu.A. Humic acids as barriers in actinide migration in the environment // Use of humic substances to remediate polluted environments: from theory to practice / eds: I.V. Perminova, K. Hatfield, N. Hertkorn. Springer in coop. with NATO Publ. Dipl. Div., 2005. P. 175-184.

19. Naberezhnykh G.A., Gorbach V.I., Bratskaya S.Yu., Solov'eva T.F. Preparation and properties of liposomes coated with N-acylated low molecular-weight chitosan // Chem. Natural Compounds. 2011. Vol. 46, N 6. P. 852-856.

20. Novikov A.P. Migration and concentration of artificial radionuclides in environmental objects // Geochem. Intern. 2010. Vol. 48, N 13. P. 1263-1387.

21. Perminova I.V., Kalmykov S.N., Shcherbina N.S., Ponomarenko S.A., Kholodov V.A., Novikov A.P., Haire R.G., Hatfield K. Humic functional derivatives and nanocoatings for remediation of actinide contaminated environments // Nanomaterials for environment protection / eds. B.I. Kharissov, O.V. Kharissova, H.V. Rasika. N.Y.: Blackwell Wiley Inc., 2014. Chap. 29. P. 483-502.

22. Sapozhnikov Yu.A., Kalmykov St.N., Efimov I.P., Remez V.P. Sorption of 90Sr from natural waters by alginates // J. Appl. Radiat. Isot. 1996. Vol. 47, N 9/10. P. 887-888.