Цезий переработка радиоактивных

В технологии извлечения цезия и рубидия из сбросных растворов, остающихся после экстракционного извлечения урана и плутония, надо учитывать высокую радиоактивность водной фазы. Поэтому реальные схемы переработки радиоактивных растворов должны быть максимально просты, а аппаратура процессов — надежна в эксплуатации в условиях сильного облучения. Среди рассмотренных выше методов промышленного выделения цезия и рубидия из радиоактивных растворов необходимым условиям больше других отвечают экстракционный и ферроцианидный [10]. [c.137]

Технология лития, рубидия и цезия рассмотрена применительно к переработке всех важнейших типов минерального сырья, включая проблему переработки радиоактивных отходов и галургическую проблему переработки рапы соляных озер и рассолов морского типа. Описаны методы получения металлических лития, рубидия и цезия и их соединений различной степени чистоты. [c.2]

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]

При переработке поллуцита, литиевых и калиевых минералов, радиоактивных отходов и других сырьевых источников получают рубидиево-цезиевые, цезиево-рубидиевые и рубидиево-калиевые концентраты в виде квасцов, хлоридов, сульфатов, карбонатов и других солей. Такие концентраты содержат примеси К, На, Mg. Са, 81, А1, Ре, Сг, Т1 и других элементов. Из них калий наиболее близок по химическим свойствам к рубидию и цезию, поэтому их разделение (особенно пары калий — рубидий) — самая трудная проблема в технологии получения чистых солей рубидия и цезия. В связи с этим в дальнейшем будут в основном рассмотрены методы, связанные с решением упомянутой проблемы, а также возможность удаления других примесей. [c.138]

Ферроцианидный метод [303, 3041 переработки морской воды во многом напоминает описанные выше ферроцианидные методы извлечения рубидия и цезия из карналлитов и из радиоактивных отходов (см. следующий раздел). [c.318]

В результате переработки поллуцита, литиевых и калиевых мийералов, радиоактивных отходов, рапы соляных озер и рассо- лов морского типа получаются рубидиево-цезиевые, цезиево-рубидиевые и рубидиево-калиевые концентраты в виде квасцов, хлоридов, сульфатов, карбонатов, нитратов и других солей рубидия и цезия. Такие концентраты содержат примеси калия, натрия, магния, кальция, кремния, алюминия, железа, хрома, титана и др. [c.334]

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]

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]