60
СПОСОБ ИЗВЛЕЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА Co ИЗ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ АЭС
60
METHOD TO EXTRACT RADIONUCLIDE Co FROM LIQUID RADIOACTIVE WASTES OF NPP

60
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 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.
137
60
Известен способ переработки кубового остатка ЖРО, который включает очистку от радионуклида Cs 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 Co (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.
60
2+
3+
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому решению является способ извлечения радионуклида Co 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 Co вытесняются из комплексов с ЭДТА катионами Fe, 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.
60
Технический результат достигается тем, что способ извлечения радионуклида Co 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.
III
II
II
II
II
2+
3+
2+
60
137
137
6
2
6
6
2
6
Железо (III) и двухвалентные d-элементы могут образовывать с ферроцианидом калия смешанные ферроцианиды состава KFe[Fe(CN)] и KM[Fe(CN)], где M=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 Со катионами Fe и Ni, а при добавлении ферроцианида калия образуются труднорастворимые смешанные ферроцианиды KFe[Fe(CN)] и KNi[Fe(CN)], вместе с которыми в осадок переходят радионуклиды Со и Cs. Одновременное удаление также и Cs из ЖРО является преимуществом перед прототипом.
Предлагаемый способ осуществляется следующим образом.
-5
К жидким радиоактивным отходам: трапным водам или кубовому остатку, содержащим нитраты цезия и кобальта с концентрацией 0,5·10M 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.
60
137
2+
+
60
137
Радиоактивность нуклидов измеряли методом гамма-спектрометрии на многоканальном анализаторе с помощью Ge-Li детектора. Радионуклиды Со и Cs, поставляемые ОАО "Изотоп", в виде азотнокислых растворов без носителя, использовались как радиоактивные метки для весовых количеств неактивных Co Cs. В связи с этим обозначения Со и Cs 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
NaNO<sub>3</sub>-3,0
NaNO<sub>3</sub>-300,0
Na<sub>2</sub>B<sub>4</sub>O<sub>7</sub>-l,0
KNO<sub>3</sub>-41,5
NaCl-0,1
ЭДТА<sup>4-</sup>-1,0
рН-9
рН-11
60
137
60
Из таблицы видно, что в случае добавления катионов железа (III) и никеля (II) происходит очистка ЖРО от Со на 97,5% и более, а от Cs более, чем на 99,5%. При добавлении только катионов железа (III) показатели очистки ЖРО от 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, %
K<sub>4</sub>[Fe(CN)<sub>6</sub>]
Fe(NO<sub>3</sub>)<sub>3</sub>
Ni(NO<sub>3</sub>)<sub>2</sub>
K<sub>4</sub>[Fe(CN)<sub>6</sub>]:Fe<sup>3+</sup>
Ni<sup>2+</sup>:Fe<sup>3+</sup>
<sup>60</sup>Со
<sup>137</sup>Cs
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<sup>-5</sup>М
137
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 Cs.
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.