Стронций переработка радиоактивных

На рис. 34 приведен один из вариантов технологической схемы переработки радиоактивных отходов с применением в качестве со-осадителя ферроцианида цинка и калия. Использование этого со-осадителя особенно полезно для бедных цезием (меньше 0,001 моль/л) радиоактивных растворов [286]. Эти растворы обрабатывают [335] аммиаком до pH = 2—3, осадок гидроокиси железа вместе с примесями плутония, циркония и ниобия отфильтровывают. Фильтрат нейтрализуют едким натром до рН=12—13 и осадок диураната натрия вместе с примесями гидроокисей стронция и редкоземельных элементов удаляют. Предварительная подготовка раствора может быть осуществлена и несколько иным путем- Радиоактивный раствор нейтрализуют едким натром до pH = 7, фильтрат (после отделения гидроокисей железа, алюминия, хрома) подкисляют соляной кислотой до рН = 3,5- и пропускают через катионит (леватит 5 = 100) в натриевой форме [336]. [c.328]

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]

Радиоактивные изотопы стронция и 8г попадают в окружающую среду при испытаниях ядерного оружия в атмосфере, вследствие утечек на атомных электростанциях, а также из-за аварий на заводах по переработке ядерного топлива. Эти изотопы присутствуют в воде и почве на территориях восточно-уральского радиоактивного следа, образовавшегося после известных промышленных катастроф [7]. Период полураспада Sr составляет 50,5 суток, а Sr — 28,5 лет. Оба изотопа распадаются, испуская бета-излучение. Стронций по своему химическому поведению подобен кальцию, поэтому его радиоактивные изотопы накапливаются в костях и облучают костный мозг. Sг распадается с образованием радиоактивного иттрия, который откладывается в гипофизе и других жизненно важных органах [8 ]. В связи с коротким периодом полураспада 5г при мониторинге окружающей среды контролирует Sr. В отличие от других радионуклидов обнаружение изотопов стронция затруднено, поскольку при своем распаде они не испускают гамма-лучи. Обнаружение этих радиоизотопов в воде связано с большими трудностями. [c.472]

В настоящее время серьезной проблелюй является захоронение радиоактивных веществ, образующихся при переработке ядерного топлива. Исследования, проведенные в США, показали, что цеолиты могут быть использованы для выделения долгоживущих изотопов цезия и стронция. Указанные изотопы выделяют из жидких отходов радиоактивного производства, превращают в безводные хлориды цезия или фториды стронция и запаивают в металлические канистры для долговременного хранения. В качеств адсорбентов используются клиноптилолит, зеолон (морденит), NaA и AW-500 (см. гл. 9). Применяя зеолон, удалось выделить несколько килокюри изотопа s со степенью частоты выше 98% [2, 86]. Для извлечения радиоактивных изотопов пригодны цеолиты, обладающие достаточной химической стабильностью, устойчивостью к действию высокого уровня радиации. Другой метод хранения радиоактивных изотопов основан на их селективном извлечении при ионном обмене с последующей сушкой и дегидратацией изотопсодержащих цеолитов. Дегидратированные цеолиты, содержащие радиоактивные изотопы, запаивают в контейнеры, предназначенные для захоронения [87]. [c.606]

Дальнейшая переработка осадка производится следующил образом. Оксалат разрушают нагреванием с азотной кислотое я полученный раствор обрабатывают озонированным кислородом для окисления церия до четырехвалентного состояния. Затем церий извлекают в радиохимически чистом состоянии экстракцией органическим растворителелз. Из водной фазы после извлечения церия выделяют стронций соосаждением с нитратом кальция в концентрированной азотной кислоте. Путем последовательных переосаждений осадка нитратов стронций отделяют от кальция, а раствор используют для извлечения радиоактивных редкоземельных элементов. [c.24]

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]

При переработке продуктов деления радиоактивные РЗЭ отделяются от радиоцезия осаждением в виде гидроокисей и карбонатов, обычно с осадком гидроокиси лантана или железа [79, 82, 285, 411]. Осаждением гидроокисей при pH 8 проводится отделение РЗЭ от технеция, а осаждением их аммиаком, не содержащим СО , — от радиоактивных бария и стронция. Отделение от рутения, циркония и ниобия осуществляется осаждением оксалатов РЗЭ. Радиоактивные кадмий, сурьма, олово, индий, молибден и другие элементы, не имеющие долгоживущих радиоизотопов, отделяются осаждением сульфидов из 0,3 М ННОз (или НС1). Этой операцией может быть отделен также и рутений, хотя для него наиболее часто используется метод отгонки в виде КиО после окисления рутения при помощи НСЮ4 или КМПО4. [c.189]