Извлечение стронция из продуктов деления

Извлечение рубидия и цезия из радиоактивных отходов. В связи с развитием ядерной энергетики переработка радиоактивных отходов энергетических реакторов превратилась в серьезную проблему. Появилось много исследований по выделению ряда элементов из растворов низких концентраций, что объясняется как необходимостью очистки сточных вод от продуктов деления перед сбросом, так и самостоятельным интересом к получению некоторых соединений и препаратов. Примером может служить получение у-источников, главным образом на основе s-137, которые используются в различных отраслях народного хозяйства [10]. Среди радиоактивных отходов s-137 — долгоживущий радиоактивный изотоп — занимает особое место. Он выделяется при реакции деления в относительно большом количестве и определяет активность продуктов деления после длительного периода их охлаждения . Поэтому выделение цезия (и стронция) из радиоактивных отходов — решающий вопрос для безопасности длительного хранения отходов. Селективное выделение рубидия из радиоактивных растворов представляет практический интерес из-за стабильности его изотопов - [c.131]

Широко применяется осадительный метод концентрирования жидких отходов. В связи с тем что концентрации радиоактивных изотопов слишком малы, чтобы осаждаться самостоятельно, для их осаждения добавляется носитель. Из-за больших объемов отходов, подлежащих обработке, необходимо использовать дешевые осадители. Обычно применяются осадители, захватывающие с собой большое количество элементов, — гидроокиси железа (HI) и алюминия. Согласно одному методу, разработанному в Великобритании, осадок гидроокиси алюминия образует слой толщиной около метра, через который просачиваются жидкие отходы. К сожалению, гидроокисные осадки неэффективно извлекают 5г ° (7 i/2=28 лет) и s (Т1/2 — ЗО лет), являющиеся основными активными изотопами среди продуктов деления, возраст которых составляет несколько лет. Стронций извлекается соосаждением с фосфатом кальция, а цезий — соосаждением с ферроцианидом никеля. В том случае, если основной примесью является рутений, он может быть извлечен сульфидным осаждением. [c.324]

ИЗВЛЕЧЕНИЕ СТРОНЦИЯ ИЗ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ [c.244]

Можно использовать нейтроны и у-излучение непосредственно в реакторе, если прокачивать облучаемый материал через зону реактора. Однако и в этом случае нейтроны создают радиоактивные загрязнения, активируя атомы облучаемой смеси. В другом варианте нейтроны ядерного реактора активируют теплоноситель, транспортируемый к реагирующим компонентам. Если в качестве теплоносителя применять жидкий натрий, то натрий активируется, проходя через реактор под действием потока нейтронов возникает радиоактивный натрий-24 (с периодом полураспада 15 ч), который излучает у-кванты с энергией 1,37 и 2,75 Мэе. Вне реактора излучение радиоактивного натрия можно использовать для инициирования различных химических процессов. Этот метод предпочтительнее, поскольку продукты химических превращений не загрязняются радиоактивными изотопами и режим действия реактора не нарушается. Для получения долгоживущих изотопов используют нейтронное излучение при активации стабильного изотопа соответствующего элемента, помещенного в активную зону реактора. Так, например, получают кобальт-60 из кобальта-59. Тепловыделяющие элементы реактора (стержни) периодически заменяются. При извлечении из активной зоны они очень радиоактивны. Интенсивность излучения быстро уменьшается в результате распада короткожи-вущих изотопов. В это время стержни можно непосредственно использовать как интенсивный источник радиации. Практически срок использования излучения стержней составляет 3- месяца. После того как большая часть короткоживущих изотопов распадается, стержни поступают на химическую переработку для повторного извлечения горючего и очистки их от продуктов деления с большими периодами полураспада. Смесь продуктов деления, имеющая значительный уровень радиации, также может длительное время служить источником излучения. В конечном счете из этой смеси выделяются отдельные радиоактивные изотопы, такие, как цезий-137 и стронций-90, которые служат хорошими источниками - и у-излучения. [c.28]

Переработка топливных элементов обычно проводится при максимально возможной концентрации солей. За счет выпаривания до начала выпадения осадка обычно достигается двойное концентрирование. Извлечение цезия осаждением в виде квасцов или ферроцианида хотя и возможно, но мало эффективно и практически не снижает общий уровень активности остаточного концентрата продуктов деления- Извлечение стронция и.< таких растворов сильно затруднено. В специальных случаях можно отделить соль-разбавитель методом экстракции, как например при извлечении тория, но это экономически невыгодно. [c.248]

Фторидную схему можно считать классической схемой извлечения плутония из облученного урана. По этой схеме были впервые выделены весомые количества плутония [10 ]. Сущность схемы заключается в том, что фторид Ри (1У) соосаждается с фторидом лантана, тогда как фторид Ри (VI) пе соосаждается. При осаждении на фториде лантана из восстановительной среды плутоний отделяется от урана и большей части продуктов деления. Совместно с ним на фториде лантана должны соосаждаться все редкоземельные продукты деления, а, возможно, также родий и иттрий. Могут соосаждаться барий и стронций, хотя их фториды не изоморфны с фторидом лантана, ио сорбируются им 111 ]. Не должны соосаждаться рутений, ниобий и цезий как легкорастворимые соединения. Ион фторцирконата может соосаждаться с фторидом лантана путем адсорбции (см. табл. 18) [12]. [c.79]

В настоящее время на заводе РТ-1 (ПО Маяк ) функционирует установка для выделения из продуктов деления цезиево-стронциевой фракции путем экстракции хлорированным декаболлидом кобальта. Извлечение радионуклидов стронция этим методом составляет не менее 97 %, радионуклидов цезия — не менее 99 %. Цезиево-стронциевая фракция, практически не содержащая других солей, включается в алюмофосфатное стекло. [c.170]

Извлечение Ва из смеси продуктов деления производится хроматографически. Барий извлекается из катионно-обменной смолы одновременно со стронцием. При комплексообразующем элюировании барий и стронций извлекаются после иаотопов редких земель 5% -ным раствором цитрата аммония с рН=5. При вытеснительном элюировании 0,5 М или 1,0 А1 раствором хлористого аммония барий и стронций десорбируются раньше редкоземельных элементов. Отделение бария от стронция производится путем, с помощью раствора цитрата аммония. [c.268]

Выделение стронция из концентрированных источников продуктов деления может быть необходимо в первую очередь для уменьшения токсичности остаточного раствора, а не для приготовления промышленных источников р-излучения. В первом случае важное значение имеет полнота извлечения стронция, то1да как во втором более важна чистота продукта. [c.244]

В процессах [I, 2], разработанных для извлечения продуктов деления из отходов переработки облученного реакторного топлива, стронций и редкоземельные элементы совместно экстрагируются Д2ЭГФК из растворов, содержащих тартратные (или нитратные) комплексы, при pH ж 5. Комп-лексообразователь добавляют для того, чтобы предотвратить осаждение гидролизующихся металлов при такой низкой кислотности, которая вместе с тем является оптимальной для экстракции стронция. В этой системе редкоземельные элементы экстрагируются медленно [2]. В ходе исследований в Ханфорде [3] отмечено, что экстракция церияД2ЭГФК из растворов, содержащих нитратные комплексы, сильно зависит от присутствия хрома в исходных растворах. В настоящей статье сообщаются результаты исследований, выполненных в Ок-Риджской национальной лаборатории, по влиянию хрома и других металлов на экстракцию редкоземельных элементов из растворов, содержащих тартрат-ионы. [c.222]