РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ, ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ	(19) RU (11) 2 200 994 (13) C2
	(51) МПК G21F 9/12 (2000.01)

Статус:	не действует (последнее изменение статуса: 02.07.2021)
Пошлина:	учтена за 14 год с 15.05.2014 по 14.05.2015. Патент перешел в общественное достояние.

(21)(22) Заявка: 2001113209/06, 14.05.2001 (24) Дата начала отсчета срока действия патента: 14.05.2001 (45) Опубликовано: 20.03.2003 Бюл. № 8 (56) Список документов, цитированных в отчете о поиске: RU 2090944 C1, 20.09.1997. RU 2065629 C1, 20.08.1996. US 4622176 A, 11.11.1986. EP 0530118 A2, 03.03.1993. СОБОЛЕВ И.А., ХОМЧИК Л.Н. Обезвреживание радиоактивных отходов на централизованных пунктах. - М.: ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ, 1983, кл. 5. Адрес для переписки: 184209, Мурманская обл., г. Апатиты, ул. Ферсмана, 14, КНЦ РАН, ИХТРЭМС, Патентный отдел

(71) Заявитель(и): Институт химии и технологии редких элементов и минерального сырья им. И.В.Тананаева Кольского научного центра РАН (72) Автор(ы): Иваненко В.И., Локшин Э.П., Авсарагов Х.Б., Калинников В.Т., Пантелеев В.Н., Васильева Н.Я. (73) Патентообладатель(и): Институт химии и технологии редких элементов и минерального сырья им. И.В.Тананаева Кольского научного центра РАН

(54) СПОСОБ ОЧИСТКИ ВОДНЫХ РАДИОАКТИВНЫХ РАСТВОРОВ ОТ РАДИОНУКЛИДОВ

Изобретение относится к технологии очистки от радионуклидов водных радиоактивных растворов, в частности жидких радиоактивных отходов (ЖРО) ядерных энергетических установок и других технологических растворов, имеющих высокий солевой фон и содержащих примеси в виде минеральных масел и твердых взвесей.

При очистке ЖРО, содержащих высокие (более 1 г/л) концентрации катионов натрия, калия, кальция и др., а также примеси в виде минеральных масел и твердых взвесей, возникает проблема эффективного извлечения радионуклидов по причине отсутствия универсального сорбента, позволяющего извлекать из раствора радионуклиды на фоне других конкурирующих катионов, а также в связи с необходимостью проведения специальной стадии предочистки ЖРО от взвесей, нефтепродуктов и т.п.

Известен способ очистки водных радиоактивных растворов от радионуклидов, в частности ЖРО, содержащих радионуклиды цезия и стронция (см. патент РФ 2112289, МПК 6 G 21 F 9/04, В 01 J 20/02, С 02 F 9/00, 1998), согласно которому раствор ЖРО подают на стадию предочистки, включающую блоки механической очистки, ультрафильтрационный и микрофильтрационный блок, затем пропускают через селективный неорганический сорбент на основе ферроцианидов переходных металлов меди, никеля, кобальта и пористого неорганического носителя, после чего проводят обработку ЖРО в обратноосмотическом модуле в одну стадию при содержании солей менее 1 г/л и в две стадии при содержании солей более 1 г/л с разделением потоков на концентрат и пермеат, подвергаемый доочистке путем пропускания через сорбент, выбранный из ряда: синтетический цеолит "А", ионообменные смолы, шабазит гексагональной структуры, природный цеолит моноклинной структуры.

Недостатками известного способа являются непригодность его для очистки ЖРО с высоким солевым фоном, сложность и многостадийность, использование целого ряда селективных сорбентов, необходимость проведения специальной стадии предочистки ЖРО от взвесей и нефтепродуктов, а также сосредоточение радионуклидов в жидком концентрате, объем которого составляет около 25% от объема исходного раствора ЖРО и требует дальнейшей переработки.

Известен также способ очистки водных радиоактивных растворов от радионуклидов, в частности воды высокого уровня активности (см. патент РФ 2090944, МПК 6 G 21 F 9/12, 1997), включающий фильтрацию радиоактивного раствора при регулировании рН через комбинированную гранулированную загрузку из неорганических сорбентов, в качестве которых используют катионообменные фосфат циркония и/или фосфат титана в водородной и солевой формах, а объемное соотношение водородной и солевой форм катионообменных сорбентов в комбинированной загрузке составляет 1: 2-2: 1, отделение сорбента с поглощенными им радионуклидами от раствора и захоронение сорбента. Водородную и солевую формы сорбента в комбинированной загрузке располагают слоями, при этом первый по ходу очищаемой воды слой содержит сорбент в водородной форме, а второй слой содержит сорбент в солевой форме. Комбинированная загрузка может состоять и из смеси сорбентов в водородной и солевой формах. В качестве солевой формы используют литиевую, натриевую или калиевую формы. Для уменьшения гидравлического сопротивления слоя сорбентов используют сферогранулированный сорбент, получаемый золь-гель методом. Очистку воды по известному способу ведут в режиме рециркуляции, так как за одну стадию фильтрования требуемая степень очистки не может быть достигнута.

Недостатками этого способа являются непригодность его для очистки ЖРО с высоким (более 1 г/л) солевым фоном, необходимость проведения предварительной специальной очистки ЖРО от взвесей и нефтепродуктов, так как в противном случае эти загрязнения обволакивают гранулы сорбентов и препятствуют диффузии радионуклидов из очищаемого раствора ЖРО в сорбент. К недостаткам способа можно отнести использование двух типов сорбентов - в водородной и солевой формах, а также то, что их применяют в гранулированном виде, имеющем ограниченную поверхность контакта. Использование сорбентов в гранулированном виде, кроме того, снижает полноту их использования и требует увеличения времени контакта сорбента и раствора ЖРО, поскольку диффузия радионуклидов внутрь гранулы сорбента, имеющей относительно большие размеры, затруднена.

Настоящее изобретение направлено на решение задачи высокоэффективной очистки от радионуклидов ЖРО с высоким солевым фоном, содержащих дополнительно примеси в виде минеральных масел и твердых взвесей.

Поставленная задача решается тем, что в способе очистки водных радиоактивных растворов от радионуклидов, включающем взаимодействие сорбента в виде фосфата титана в водородной форме с исходным радиоактивным раствором при регулировании рН раствора, отделение сорбента с поглощенными им радионуклидами от раствора и последующее захоронение насыщенного радионуклидами сорбента, согласно изобретению фосфат титана используют в порошкообразном состоянии, взаимодействие раствора и сорбента осуществляют стадийно в течение времени, достаточного для обеспечения на каждой стадии очистки равновесного состояния между раствором и сорбентом, при этом взаимодействие раствора и сорбента ведут при перемешивании, а число стадий N устанавливают исходя из требуемой степени очистки от радионуклидов по гамма- и бета-активности, согласно соотношению:
N=(lnС_исх-lnС_кон)/(lnK_d+lnα),
где С_исх - гамма- или бета-активность радионуклидов в исходном растворе; С_кон - допустимая гамма- или бета-активность радионуклидов в конечном растворе; α - массовое отношение сорбента и раствора на каждой стадии; К_d - коэффициент распределения радионуклидов по гамма- или бета-активности.

Поставленная задача решается также тем, что очистке подвергают водные радиоактивные растворы с повышенным содержанием минеральных солей, имеющие примеси минеральных масел и твердые взвеси.

Решение поставленной задачи достигается тем, что используют сорбент состава ТiO(ОН)_2-2х(НРO₄)_х•nН₂О, где х=0,3-1,0, с крупностью частиц менее 10 мкм.

На решение поставленной задачи направлено также то, что время взаимодействия раствора и сорбента на каждой стадии составляет не менее 15 мин.

Решение поставленной задачи достигается тем, что величину рН раствора поддерживают не менее 4 путем введения в раствор щелочного компонента, преимущественно соды.

Поставленная задача решается и тем, что взаимодействие сорбента и раствора осуществляют в противотоке, а разделение раствора и сорбента проводят фильтрацией или центрифугированием.

На решение поставленной задачи направлено то, что конечный раствор обрабатывают гелем гидроксида титана.

Сущность изобретения заключается в том, что проводят очистку водных радиоактивных растворов с повышенным содержанием минеральных солей при значении рН не менее 4 порошкообразным аморфным фосфатом титана состава ТiO(ОН)_2-2х(НРO₄)_х•nН₂О, где х= 0,3-1,0, с крупностью частиц менее 10 мкм. Сорбент представляет собой гидрофосфат титанила TiO(HPO₄) или его модификации, в которых часть НРO₄-групп заменена на ОН-группы, и обладает высокой удельной поверхностью сорбции, что наиболее полно реализует его способность к эффективному захвату радионуклидов из раствора. Процесс дезактивации ведут в статических условиях при перемешивании раствора и сорбента в течение времени, достаточного для обеспечения на каждой стадии очистки равновесного состояния между раствором и сорбентом (не менее 15 мин), с последующим отделением сорбента, содержащего радионуклиды, известными техническими приемами, в частности фильтрацией или центрифугированием. Присутствующие в исходном растворе механические взвеси не могут обволакивать частицы сорбента и отделяются от очищаемого раствора ЖРО одновременно с сорбентом. При этом из раствора удаляются и минеральные масла. Для наиболее эффективного использования сорбента проводят стадийную очистку ЖРО от гамма- и бета-активности в режиме противотока очищаемого раствора и сорбента, где число стадий N устанавливают согласно соотношению:
N=(lnС_исх-lnС_кон)/(lnK_d+lnα). (1)
Обработка раствора фосфатом титана или его модификациями при рН менее 4 резко снижает эффективность сорбции, уменьшает коэффициенты распределения радионуклидов, так как H⁺-ионы составляют конкуренцию при катионном замещении в твердой фазе. Обработка в режиме противотока при значениях рН не менее 4 и числе стадий обработки, определяемом согласно соотношению (1), обеспечивает наиболее полный захват радионуклидов по гамма- и бета-активности в твердую фазу и исключает образование растворимых твердых осадков. При очистке ЖРО с высоким солевым фоном происходит замещение катионами металлов протонов сорбента и переход последних в раствор, что в значительной степени снижает рН раствора. Поэтому в процессе сорбции возникает необходимость корректирования величины рН. Корректирование осуществляют введением щелочного компонента. Наиболее дешевым и удобным является использование соды, не меняющей, как правило, солевой состав очищаемого раствора. Для очистки от фосфат-ионов дезактивированного раствора последний обрабатывают гелем гидроксида титана.

Перед захоронением отработанного сорбента целесообразна его термическая обработка, которая обеспечивает жесткую фиксацию сорбированных катионов, не переходящих в дальнейшем как в слабокислые, так и слабощелочные растворы, что создает гарантии надежного захоронения радиоактивных отходов после стеклования, битумирования или бетонирования.

Сущность и преимущества заявляемого изобретения могут быть проиллюстрированы следующими примерами.

Во всех примерах число стадий определяют исходя из требуемой степени очистки от радионуклидов по гамма- и бета-активности, согласно соотношению N= (lnС_исх-lnС_кон)/(lnK_d+lnα), где С_кон для гамма-активности принято равным 80 Бк/л, а С_кон для бета-активности принято равным 35 Бк/л. При этом в качестве рабочего числа стадий выбирают число стадий, обеспечивающих требуемую степень очистки и по гамма- и по бета-активности, а несколько последовательных стадий объединяют в цикл. В режиме противотока (пример 6) процесс ведут с использованием в последующем цикле сорбента предыдущего цикла.

Пример 1.

Количество стадий очистки, рассчитанное по соотношению (1), равно 2. При этом для очищаемого раствора С_исх по гамма-активности составляет 45510 Бк/л, а С_исх по бета-активности составляет 11380 Бк/л. Массовое отношение сорбента и раствора α=1:75, коэффициенты распределения K_d по гамма- и бета-активности принимают равными в среднем соответственно 1800 и 1300 см³/г.

Стадия 1. 46 мл исходного радиоактивного раствора с солевым фоном 8 г/л и рН=8 обрабатывают при перемешивании 0,613 г сорбента, представляющего собой аморфный порошкообразный материал с крупностью частиц менее 10 мкм и содержанием воды 46,7%. Сорбент по составу соответствует соединению ТiOНРO₄•nН₂O (х=1). В процессе взаимодействия сорбента с радиоактивным раствором значение рН понижается до 5. Через 15 мин, после установления равновесного состояния между раствором и сорбентом, твердую фазу отделяют от раствора центрифугированием. Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 96,03% по гамма-активности и 94,60% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 1807 Бк/л по гамма-активности и 615 Бк/л по бета-активности. Использованный сорбент направляют на захоронение.

Стадия 2. 40 мл раствора, полученного при центрифугировании на предыдущей стадии, обрабатывают при перемешивании 0,533 г сорбента, аналогичного используемому на стадии 1, в течение 15 мин. В процессе взаимодействия сорбента с радиоактивным раствором значение рН, равное 5, поддерживают введением в суспензию необходимого количества раствора карбоната натрия. Затем твердую фазу отделяют от раствора центрифугированием. Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 99,84% по гамма-активности и 99,68% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 73 Бк/л по гамма-активности и 34 Бк/л по бета-активности. Очищенный раствор сливают. Использованный сорбент направляют на захоронение.

Основные параметры способа очистки и полученные результаты по данному примеру и примерам 2-8 сведены в таблицу.

Пример 2.

Проводят очистку радиоактивного раствора согласно условиям примера 1, за исключением того, что очищаемый раствор дополнительно содержит 0,5 г/л твердых взвесей - продуктов коррозии металлов. Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 99,84% по гамма-активности и 99,70% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 74 Бк/л по гамма-активности и 33 Бк/л по бета-активности.

Пример 3.

Проводят очистку радиоактивного раствора по условиям примера 2, за исключением того, что в исходный раствор предварительно вводят 0,04 мас.% нефтепродуктов. Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 99,84% по гамма-активности и 99,70% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 72 Бк/л по гамма-активности и 34 Бк/л по бета-активности. Концентрация нефтепродуктов в очищенном растворе составляет менее 0,1 мг/л, что значительно ниже нормы, установленной для рыбохозяйственных водоемов.

Пример 4.

Проводят очистку радиоактивного раствора по условиям примера 2, за исключением того, что в качестве сорбента используют фосфат титана состава ТiO(ОН)_0,88(НРO₄)_0,56•nН₂О, (х= 0,56). Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 99,84% по гамма-активности и 99,69% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 73 Бк/л по гамма-активности и 35 Бк/л по бета-активности.

Пример 5.

Проводят очистку радиоактивного раствора согласно условиям примера 2, за исключением того, что в качестве сорбента используют фосфат титана состава TiO(OH)_1,4(HPO₄)_0,3•nН₂О, (х=0.30). При определении количества стадий очистки значение коэффициента распределения К_d по гамма- и бета-активности принимают равными в среднем соответственно 1800 и 1400 см³/г. Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 99,83% по гамма-активности и 99,73% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 77 Бк/л по гамма-активности и 31 Бк/л по бета-активности.

Пример 6.

Количество стадий очистки, рассчитанное по соотношению (1), равно 4. При этом для очищаемого раствора С_исх по гамма-активности составляет 164600 Бк/л, а С_исх по бета-активности составляет 41150 Бк/л. Массовое отношение сорбента и раствора α=1:40, коэффициенты распределения К_d по гамма- и бета-активности принимают равными в среднем соответственно 260 и 230 см³/г. Для более эффективного использования сорбента применен режим противотока с числом циклов очистки, равным 2.

Цикл 1.

Стадия 1. 47 мл исходного радиоактивного раствора с содержанием солей 33 г/л и рН=8 обрабатывают при перемешивании в течение 15 мин 1,175 г сорбента, аналогичного используемому в примере 1. В процессе взаимодействия сорбента с радиоактивным раствором значение рН понижается до 6. Затем твердую фазу отделяют от раствора фильтрацией. Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 87,77% по гамма-активности и 87,54% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 20131 Бк/л по гамма-активности и 5127 Бк/л по бета-активности. Использованный сорбент направляют на захоронение.

Стадия 2. 41 мл фильтрата, полученного на стадии 1, обрабатывают при перемешивании в течение 15 мин 1,012 г сорбента, аналогичного используемому на стадии 1. В процессе взаимодействия сорбента с радиоактивным раствором значение рН, равное 5, поддерживают введением в суспензию необходимого количества раствора гидроксида натрия. Затем твердую фазу отделяют от раствора фильтрацией. Степень очистки раствора от радионуклидов соответствует 98,44% по гамма-активности и 98,34% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 2568 Бк/л по гамма-активности и 683 Бк/л по бета-активности. Использованный сорбент направляют на захоронение.

Стадия 3. 36 мл фильтрата, полученного на стадии 2, обрабатывают при перемешивании в течение 15 мин 0,90 г сорбента, аналогичного используемому на предыдущих стадиях. В процессе взаимодействия сорбента с радиоактивным раствором значение рН, равное 6, поддерживают введением в суспензию необходимого количества раствора гидроксида натрия. Затем твердую фазу отделяют от раствора фильтрацией. Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 99,78% по гамма-активности и 99,74% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 362 Бк/л по гамма-активности и 107 Бк/л по бета-активности. Отделенный от раствора сорбент используют при дальнейшей очистке новой порции раствора в цикле 2 на стадии 1.

Стадия 4. 30 мл фильтрата, полученного на стадии 3, обрабатывают при перемешивании в течение 15 мин 0,75 г сорбента, аналогичного используемому на предыдущих стадиях. В процессе взаимодействия сорбента с радиоактивным раствором значение рН, равное 5, поддерживают введением в суспензию необходимого количества раствора гидроксида натрия. Затем твердую фазу отделяют от раствора фильтрацией. Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 99,97% по гамма-активности и 99,95% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 51 Бк/л по гамма-активности и 21 Бк/л по бета-активности. Очищенный раствор сливают. Отделенный от раствора сорбент используют при дальнейшей очистке новой порции раствора в цикле 2 на стадии 2.

Цикл 2.

Стадия 1. 30 мл новой порции исходного радиоактивного раствора обрабатывают при перемешивании в течение 15 мин 0,789 г сорбента после использования его на стадии 3 в цикле 1. В процессе взаимодействия сорбента с радиоактивным раствором значение рН понижается до 7. Затем твердую фазу отделяют от раствора фильтрацией. Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 84,36% по гамма-активности и 84,98% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 25743 Бк/л по гамма-активности и 6181 Бк/л по бета-активности. Отделенный от раствора сорбент направляют на захоронение.

Стадия 2. 25 мл фильтрата, полученного на стадии 1 цикла 2, обрабатывают при перемешивании в течение 15 мин 0,64 г сорбента после использования его на стадии 4 в цикле 1. В процессе взаимодействия сорбента с радиоактивным раствором значение рН, равное 5, поддерживают введением в суспензию необходимого количества раствора гидроксида натрия. Затем твердую фазу отделяют от раствора фильтрацией. Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 97,65% по гамма-активности и 97,73% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 3868 Бк/л по гамма-активности и 934 Бк/л по бета-активности. Отделенный от раствора сорбент направляют на захоронение.

Стадия 3. 20 мл фильтрата, полученного на стадии 2 цикла 2, обрабатывают 0,49 г сорбента, аналогичного используемому на стадиях 1-4 в цикле 1. В процессе взаимодействия сорбента с радиоактивным раствором значение рН, равное 5, поддерживают введением в суспензию необходимого количества раствора гидроксида натрия. Затем твердую фазу отделяют от раствора фильтрацией. Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 99,69% по гамма-активности и 99,67% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 510 Бк/л по гамма-активности и 136 Бк/л по бета-активности. Отделенный от раствора сорбент может быть использован при дальнейшей очистке новой порции радиоактивного раствора.

Стадия 4. 15 мл фильтрата, полученного на стадии 3 цикла 2, обрабатывают при перемешивании в течение 15 мин 0,366 г исходного сорбента, аналогичного используемому на стадиях 1-4 цикла 1. В процессе взаимодействия сорбента с радиоактивным раствором значение рН, равное 4, поддерживают введением в суспензию необходимого количества раствора гидроксида натрия. Затем твердую фазу отделяют от раствора фильтрацией. Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 99,97% по гамма-активности и 99,95% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 49 Бк/л по гамма-активности и 21 Бк/л по бета-активности. Очищенный раствор сливают. Отделенный от раствора сорбент может быть использован при дальнейшей очистке новой порции радиоактивного раствора.

Пример 7.

Проводят очистку радиоактивного раствора по условиям примера 2. Отличие заключается в том, что для извлечения фосфат-ионов 30 мл очищенного после стадии 2 раствора обрабатывают свежеосажденным гидроксидом титана массой 0,011 г в пересчете на ТiO₂. Содержание фосфат-ионов в растворе до обработки свежеосажденным гидроксидом титана в пересчете на Р₂O₅ равно 12,6 мг/л, а после обработки раствора фосфат-ионов в нем не обнаружено. Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 99,83% по гамма-активности и 99,68% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 77 Бк/л по гамма-активности и 34 Бк/л по бета-активности.

Пример 8.

Проводят очистку радиоактивного раствора по условиям цикла 1 примера 6 за исключением того, что рН суспензии не регулируют, С_исх по гамма-активности составляет 146400 Бк/л, а С_исх по бета-активности составляет 36600 Бк/л. Степень очистки раствора от радионуклидов составляет 99,74% по гамма-активности и 99,48% по бета-активности. Остаточная концентрация радионуклидов в растворе составляет 425 Бк/л по гамма-активности и 190 Бк/л по бета-активности. После стадии 4 необходима дальнейшая дезактивация раствора.

Из вышеприведенных примеров и таблицы следует, что заявленный способ по сравнению с прототипом обеспечивает высокоэффективную очистку жидких радиоактивных отход, содержащих высокий солевой фон, минеральные масла и твердые взвеси. Остаточная концентрация радионуклидов в очищенном растворе по гамма-активности не превышает 80 Бк/л, а по бета-активности - 35 Бк/л. Кроме того, преимуществами заявленного способа являются универсальность используемых материалов, так как в процессе очистки ЖРО происходит захват и гамма- и бета-активности, что не требует последовательной обработки технологических растворов несколькими специфическими сорбентами. Способ позволяет обеспечить надежную форму захоронения отработанного сорбента и характеризуется простотой аппаратурного оформления процесса.

Формула изобретения

1. Способ очистки водных радиоактивных растворов от радионуклидов, включающий взаимодействие сорбента в виде фосфата титана в водородной форме с исходным радиоактивным раствором при регулировании рН раствора, отделение сорбента с поглощенными им радионуклидами от раствора и захоронение сорбента, отличающийся тем, что фосфат титана используют в порошкообразном состоянии, взаимодействие раствора и сорбента осуществляют стадийно в течение времени, достаточного для обеспечения на каждой стадии очистки равновесного состояния между раствором и сорбентом, взаимодействие раствора и сорбента ведут при перемешивании, число стадий N устанавливают исходя из требуемой степени очистки от радионуклидов по гамма- и бета-активности, согласно соотношению N= (lnC_исх-lnС_кон)/(lnК_d+lnα), где С_исх - гамма- или бета-активность радионуклидов в исходном растворе; С_кон - допустимая гамма- или бета-активность радионуклидов в конечном растворе; α - массовое отношение сорбента и раствора на каждой стадии; К_d - коэффициент распределения радионуклидов по гамма- или бета-активности.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что очистке подвергают водные радиоактивные растворы с повышенным содержанием минеральных солей, имеющие примеси минеральных масел и твердые взвеси.

3. Способ по п. 1 или 2, отличающийся тем, что используют сорбент состава TiO(OH)_2-2x(HPO₄)_x•nH₂O, где х= 0,3-1,0, с крупностью частиц менее 10 мкм.

4. Способ по любому из пп. 1-3, отличающийся тем, что время взаимодействия раствора и сорбента на каждой стадии составляет не менее 15 мин.

5. Способ по любому из пп. 1-4, отличающийся тем, что величину рН раствора поддерживают не менее 4 путем введения в раствор щелочного компонента, преимущественно соды.

6. Способ по любому из пп. 1-5, отличающийся тем, что взаимодействие сорбента и раствора осуществляют в противотоке.

7. Способ по любому из пп. 1-6, отличающийся тем, что разделение раствора и сорбента осуществляют фильтрацией или центрифугированием.

8. Способ по любому из пп. 1-7, отличающийся тем, что конечный раствор обрабатывают гелем гидроксида титана.

ИЗВЕЩЕНИЯ

MM4A Досрочное прекращение действия патента из-за неуплаты в установленный срок пошлины за поддержание патента в силе

Дата прекращения действия патента: 15.05.2015

Дата публикации: 10.02.2016