СПОСОБ СЕЛЕКТИВНОГО КОНЦЕНТРИРОВАНИЯ ТОРИЯ ИЗ ТОРИЙСОДЕРЖАЩЕГО МАГНИЕВОГО ШЛАКА Российский патент 1997 года по МПК G21F9/28 C01F15/00 

Изобретение касается способа удаления радиоактивного тория и его радиоактивных дочерних изотопов из магниевого шлака и уменьшения объема радиоактивных отходов, требующих ликвидации.

В США существуют участки (места захоронения) радиоактивных отходов, содержащие большие объемы материала, некоторые из них превышают 100000 кубических ярдов. Число таких участков и забота по управлению ими значительно возросли в последние годы, вследствие возобновленной озабоченности, связанной с вопросами окружающей среды, включающими устранение радиоактивных отходов. Лучший метод удаления радиоактивности с таких участков и длительность периода хранения и ликвидации радиоактивных отходов представляют интерес, являются предметом озабоченности для многих правительственных агентов и частной промышленности. Число таких участков, на которых можно обрабатывать и манипулировать огромными количествами радиоактивных отходов ограничено, в частности, в связи с трудностью в идентификации и размещении нового обрабатывающего и уничтожающего радиоактивные отходы оборудования.

Обычная переработка продуктов этих радиоактивных участков требует обработки большого количества материала, как правило только часть которого является, как правило, радиоактивным. Из-за громадных трудностей в экономичной обработке таких массивных количеств материала с целью удаления радиоактивной составляющей, а также удовлетворения требований по радиоактивному уровню для мест размещения установленных правительственными службами лучшим применяемым до настоящего времени методом было захоронение радиоактивного вещества. Метод захоронения требует подвозки большого количества материала, определяемого как радиоактивные отходы, часто за многие мили к санкционированному месту захоронения. Поэтому велись активные поиски экономичных методов снижения объема радиоактивности ликвидируемых отходов производства.

В литературе изучено несколько методов снижения объемов радиоактивных отходов. Примерами обзорных статей, в которых освещен этот вопрос, являются: Energy Digest 15(4), 10 16 (1986); "Worid Status of Radioactive Wastl management"; Karl Heiuz et al, nuclear Engin, and Disign 118, 115 122 (1990), "Volume Reduction, Treatment and recycing of Radioactive Wastl". "Low-level Radioactive Wastl Reduction and stabilization Technologies Resource manual". (December 1988) by Ebaseo services Inc. Bellevul, WA for EG 2 G Idaho, Inc. under subcontract C85-131069 and for the U.S. Department of Energy, Idaho Operations office under constract DE-ACO7-761DO1570: A.H. Kiffly and H.W. Goodbee, "A. Stall-of-the-Are heport on how-Revel Radioactive Wastl Treatment", Oak Ridge National Laboratory. Oak Kidge, IN under the nucler wastl Programs ORNLITM 7427 (1980); and "Technological Approadres to the de- anup of Radiologically Contaminated Superfund Sites" by the U.S. Environmental Procession Agency, No. E8A 154012-881002 (August, 1988).

Для случаев, когда радиоактивные компоненты являются твердыми веществами, были исследованы различные физические приемы разделения, основанные на методах, включающих: просеивание, рассев, гравитационную концентрацию (по весу) и/или физическое разделение с использованием флотации. Техника просеивания разделяет компоненты на основании размеров и может быть использована или на сухом материале, или с добавлением воды, материал разделяется пропусканием через сита определенных размеров. Техника рассева используется для разделения частиц материала, основанном на их скорости оседания в жидкости. Техника гравитационной концентрации использует различия в плотности для разделения материала на слои. Техника флотации основана на физическом и химическом явлениях, а также на различиях размеров частиц. Такой технический прием, основанный на гравитации и различиях размеров частиц, приведен в патенте США 4.783.253. Однако, не приносили пользу, если радиоактивный материал был распределен равномерно в пределах каждого размера частиц по всем компонентам, входящим в состав смеси.

Когда радиоактивный компонент находится в растворе, тогда часто используется технология фильтрации, обработки углеродом, ионного обмена и/или осаждения. Желающему использовать одну из этих технологий следует проявить тщательность, так как требуется высокая степень селективности. Например, техника осаждения имеет возможность концентрировать большинство радионуклидов в твердом носителе, но если осаждение было не количественное, то раствор, из которого был образован осадок, может все еще иметь существенную радиоактивность, вызывающую беспокойство по ликвидации отходов производства. Таким образом, если процесс не избирательный, общий объем материала для ликвидации отходов производства после такой обработки может увеличиться. Эти проблемы были подняты Raghaven et al, ["Technologies Applicable for the Remediation of Contaminated Soil at Superfund Radiation Sites". U.S. Environ. hot. Agency Res. Dev. [Rep] EPA (1989), EPA /600/9-89/072, Inc. Conf. New Front. Hazard. Wastl management, 3 rd. ed, 59 66/19, где они отмечают, что для 25 обсуждаемых загрязненных участков ни химическая экстракция, ни технология физического разделения не являются пригодными для использования с целью восстановления и что к их применению следует подходить с максимальной осторожностью.

Некоторые технологии уменьшения объема включают использование печей для прокаливания и компакторов. Если используются печи для прокаливания, тогда образующиеся отходящие газы и частицы должны быть постоянно регулируемыми и обрабатываться для гарантии, что радиоактивность не будет выбрасываться в окружающую среду. Суперкомпакторы, которые являются компакторами, способными оказывать давление силами, превышающими 1000 т, используются для достижения еще большего уменьшения в объеме. Однако эти компакторы требуют очень крупные капиталовложения.

Существуют сообщения о снижениях объема, основанных на технологии химической экстракции. Например, патент США 4.689.178 раскрывает использование серной кислоты в регенерации сульфата магния из шлака, содержащего магний и урановый металл, и оксиды, и фториды металлов. Желаемым результатом является такой, чтобы радиоактивность занимала меньший объем, чем в исходном шлаке. Аналогичный способ описан в патенте США 2.733.126.

Способ обработки остатков элементов топлива описан "Development of chemical methods of Radioacti Wastl Management for U.K. Power Reactor Sites", AN DOE Treatment Handling of Radioactive Wastl. (Batelle (Springer Verlag) Conf. Richland, WA, pp 377 380 (April 19 22, 1982).

Сплав Magnox'a состоит преимущественно из металлического магния, где добавлено около 1% других элементов сплава. Сообщается, что после излучения уровня долгоживущих радиоизотопов понижаются. Малозначительные составляющие отходов, к примеру, приблизительно 5G spimgs (5-граммовые пружинки, которые используются с обработанными элементами топлива Magnox'a, получают из никелевого сплава, содержащего небольшие количества кобальта. Во время излучения кобальт становится активированным, давая кобальт-60, и образующаяся радиоактивность пружин значительно выше, чем от облученного Magnox'a. Способ выделения радиоактивных остатков из сплава Magnox'a включает вытравливание магния в водную среду. Процесс проводится периодическим способом с большим количеством быстротекущей пресной воды и с барботажем двуокисью углерода. Необходимо тщательно следить за поддержанием концентрации магния ниже предела растворимости, отсюда происходит экзотермическая реакция выделения газообразного водорода, это требует применения соответствующих методов обработки. Степень растворения некоторых радионуклидов, связанных со способом "Magnox Dissolution in Carbonated Water. A. Method of the Separation and Disposal of Magnox from Full Element Debris Wastl", Water chem. 3, 345-352 (1983) BNES, London. Для кобальта-60, 29% растворено в эффлюенте (вытекающих водах).

Вышеописанные публикации дают значительное увеличение стойкости, связанное с ликвидацией отходов производства ["Low-Level Radioactive Wastl Regulation" ed. Michael E. Busus, pub. Lewis Publishers, inc. (1988)] Поэтому вопрос необходимости минимизации количества радиоактивных отходов приобретает особенную важность, что может быть достигнуто проведением санкционированных засыпаний землей или обработкой другими путями.

В настоящее время не существует технологии, которая была бы эффективна с точки зрения стоимости, безопасна для окружающей среды и надежна технически, а также достигала необходимой селективности относительно радиоизотопов. Преимуществом данного способа является то, что он обеспечивает высоко селективный, нетоксичный и экономичный метод для селективной концентрации радиоактивного тория и его дочерних изотопов, обнаруженных в магниевом шлаке, с использованием рециркулирующих реагентов для концентрации радиоактивного тория и его дочерних изотопов из магниевого шлака с целью обеспечения регенерации магния и снижения количества радиоактивных отходов, нуждающихся в ликвидации.

В частности, теперь найдено, что улучшение в способе выделения магния из магниевого шлака с использованием воды и двуокиси углерода включает следующее:
a) образование водной магниевой суспензии из магниевого шлака, содержащего радиоактивный торий и его дочерние изотопы, и воды,
b) экстракцию магния из магниевой суспензии путем взаимодействия водной магниевой суспензии с двуокисью углерода,
c) селективное концентрирование радиоактивного тория и его дочерних изотопов, осуществляемое таким образом, что радиоактивный торий и его дочерние изотопы отделяются от магния,
d) снижение объема и/или веса твердых частиц, предназначенных для ликвидации в качестве радиоактивных отходов.

Изобретение представляет собой уменьшение объема тория, несущего подлежащие ликвидации радиоактивные отходы, на местах радиоактивного загрязнения, тем самым значительно снижая стоимость радиоактивного захоронения. Данный способ предусматривает также возврат магниевых соединений на перепродажу. Способ является достаточно экономичным, чтобы охватывать большие объемы материала, используя реагенты, которые могут быть легко доставлены на место осуществления процесса и могут быть рециклизированы, не возникает проблем с дальнейшей ликвидацией для реагентов или побочных продуктов процесса.

Конкретно способ заключается в экстракции магния из магниевого шлака. Однако в изобретении магниевый шлак содержит радиоактивный торий (²³²Th и ²³⁰Th) и радиоактивные дочерние изотопы тория. Термин "радиоактивные дочерние изотопы Th" обозначает дочерние изотопы ²³²Th или ²³⁰Th включают, как ²³²Th дочерние изотопы, актиний-228 (²²⁸Ac), висмут-212 (²¹²Bi), свинец-212 (²¹²Pb), полоний-212 (²¹²Po), полоний-216 (²¹⁶Po), радий-224 (²²⁴Ra), ради-228 (²²⁸Ra), радон-220 (²²⁰Rn), таллий-208 (²⁰⁸Tl), и торий-228 (²²⁸Th), так и ²³⁰Th дочерние изотопы, астатин-218 (²¹⁸At), висмут-210 (²¹⁰Bi), висмут-214 (²¹⁴Bi), свинец-210 (²¹⁰Pb), свинец-214 (²¹⁴Pb), ртуть-206 (²⁰⁶Hg), полоний-210 (²¹⁰Po), полоний-214 (²¹⁴Po), полоний-218 (²¹⁸Po), радий-226 (²²⁶Ra), радон-222 (²²²Rn), таллий-206 (²⁰⁶Tl), и таллий-210 (²¹⁰Tl). Когда используется термин "средние дочерние изотопы ²³²Th", он определяется как

где
(²²⁸Ac) обозначает концентрацию ²²⁸Ac, измеренную с использованием германиевого гамма детектора, и аналогично для всех других указанных изотопов. Кроме того (²⁰⁸Tl) делится на 0,35, для того, чтобы посчитать степень разветвления. Только пять указанных изотопов, приведенных в формуле, измеряются для расчета радиоактивных дочерних изотопов Th. Остальные изотопы ведут себя аналогично и распадутся через некоторое время до одного из измеренных изотопов.

Обычно нерадиоактивные компоненты магниевого шлака в качестве основных компонентов включают гидромагнезит (4MgCO₃ • Mg(OH)₂ • 4H₂O), в качестве второстепенных компонентов BaMg(CO₃)₂ и Mg₆Al₂CO₃(OH)₁₆•4H₂O и др. Таким образом, исходный материал, используемый в данном способе под названием "магниевый шлак", включает как радиоактивные, так и нерадиоактивные компоненты. Магниевый шлак является типичной гетерогенной смесью компонентов.

Процесс проводится под давлением и с использованием двуокиси углерода и воды в качестве реагентов. Основная технология способа хороша известна и была впервые использована в середине 1800-х годов для выделения магния из кальцинированного доломита. На этот способ часто ссылаются как на способ Pattinson'a (Британский патент 9102, вышедший 24 сентября 1841 г.). Спустя годы появились сообщения о некоторых модификациях способа Pattinson'a.

Селективность данного способа, связанная с потребностью достижения снижения объема радиоактивного материала и веса, чрезвычайно высока, так как незначительные количества тория и его дочерних изотопов могут привести к экстракции магниевого материала (например, MgO, MgCl₂, металлический Co, частично MgCO₃) и сделать его радиоактивным, и таким образом помешать его продаже, и поставить проблемы дальнейшей реализации отходов. Существует десять радиоактивных дочерних изотопов ²³²Th. Пять из этих дочерних изотопов могут быть проанализированы методом гамма-спектроскопии. Значение, полученное гамма-спектроскопическим измерением дает оценку активности ²³²Th, поскольку было найдено, что дочерние изотопы для утилизируемого шлака находятся в равновесии с материнским ²³²Th. Неожиданно, что способ Pattinson'a как модифицированный в данном изобретении, не приводит к растворению радиоактивного тория. Способ данного изобретения высокоэффективен в том, что он использует пониженные количества воды, создает эффлюент, радиоактивность которого ниже регулируемого уровня, что позволяет извлекать магний для продажи, селективно концентрирует радиоактивный торий и его дочерние изотопы, так что радиоактивность отделяется от магния, и снижает объем и вес радиоактивных твердых веществ, предназначенных для ликвидации в качестве радиоактивных отходов. Способ может осуществляться как периодическим, так и непрерывным методами. Используемые реагенты, вода и двуокись углерода легко доставляются к месту и могут быть рециклизованы в процесс.

Наиболее понятно способ данного изобретения показан на реакционной схеме (см. чертеж).

В реакционной схеме, ступень I включает рытье неочищенного магниевого шлака (Mg шлак, неочищенный) в местах его расположения и отделение мусора (например, частей деревьев или кустарников, больших отходов отдельных предметов, таких как шины), размалывание неочищенного магниевого шлака с целью получения очищенного магниевого шлака.

На ступени II реакции добавляется вода к очищенному магниевому шлаку с целью получения суспензии из магниевого шлака. Отношение очищенного магниевого шлака к воде является таким, что это позволяет осуществлять достаточное перемешивание суспензии (например, перемешивание с помощью мешалки). Отношение воды к магниевому шлаку по крайней мере около 1:1, более предпочтительно приблизительно от 1:1 до 10:1, наиболее предпочтительно приблизительно от 1:1 до 5:1, и особенно предпочтительно около 3:1.

Суспензия магниевого шлака затем взаимодействует с двуокисью углерода (CO₂)•CO₂ может вводиться барботажем при атмосферном давлении (приблизительно 14.7 psi). Однако большее количество магния в виде MgHCO₃ может быть экстрагировано, если реакция проводится в резервуаре, заполненном газообразным CO₂ при повышенном давлении. Давление CO₂ может быть до 1000 psig (около 7.000 kPa). Напротив, очищенный магниевый шлаковый материал может быть нагрет для выделения CO₂ до контактирования шлака с водой и CO₂. Время реакции не имеет решающего значения, не должно быть достаточным для того, чтобы из магния образовался бикарбонат магния, обычно приблизительно от 1 мин до 24 ч. преимущественно от 5 мин до 4 ч. Температура реакции не имеет принципиального значения, но наиболее коммерчески подходящей является приблизительно от -10 до 70^oC, предпочтительно приблизительно от 4 до 35^oC.

На стадии IV CO₂ магниевая шлаковая суспензия фильтруется для отделения радиоактивных твердых продуктов (Th твердые продукты) от жидкой Mg(HCO₃)₂. Твердые продукты содержат радиоактивные ²³²Th и ²³⁰Th с дочерними изотопами тория и прореагировавший шлак. Жидкость содержит растворимые компоненты, включающий Mg(HCO₃)₂.

Радиоактивные твердые продукты (частицы), имеющие теперь меньший объем, могут быть обработаны различными способами. По стадии V радиоактивные твердые продукты могут быть подвергнуты ликвидации в местах радиоактивного захоронения. Или же радиоактивные твердые продукты могут быть спрессованы обычными методами на стадии VI для дальнейшего снижения их объема. Радиоактивные твердые продукты могут быть рециклизованы на стадии VII.

Раствор, содержащий Mg(HCO₃)₂, имеет радиоактивность ниже регулируемого уровня (т. е. экстрагируемый магний практически лишен радиоактивности) и может быть подвергнут ликвидации на стадии VIII каким-либо приемлемым способом. Или же жидкость может быть образована в стадии IX для отщепления CO₂ общепринятыми методами, такими как снижение давления, перемешивание, аэрация (продувание воздухом), нагревание, или комбинацией этих методом (CO₂ может быть рециклизована в стадии XI). Образующаяся жидкость может затем быть отфильтрована для получения MgCO₃, который может быть продан или превращен в другие продукты, такие как MgO, MgCl₂, MgSO₄ в стадии X. Вода произвольно может быть рециклизована в стадии XII.

Для гарантии, что MgCO₃ не является радиоактивным на стадии IX, желательно добавлять сульфат бария для осаждения ²³²Th, ²³⁰Th дочерних изотопов с радиоактивными твердыми продуктами. BaSO₄ предпочтительно может быть добавлен на стадии II или III, или следующей стадии IV (стадии фильтрации). Если добавка производится после стадии IV, требуется дополнительная стадия фильтрации для удаления соосажденных BaSO₄/Th дочерних изотопов. Или же BaCO₄ может быть образован на месте, добавлением BaCl₂ и Na₂SO₄ к раствору Mg(HCO₃)₂ вслед за стадией IV. Это добавление должно производиться после удаления CO₂ (обычными методами) или после подкисления раствора HCl или H₂SO₄. При использовании этой схемы требуется стадия дополнительной фильтрации для удаления соосажденных BaSO₄/Th-дочерних изотопов.

Данный способ использует для взаимодействия с Th-содержащим магниевым шлаком двуокись углерода (CO₂) и воду. Магниевый шлак помещается в резервуар, содержащий под давлением CO₂•CO₂, реагирует с водорастворимыми магниевыми компонентами, присутствующими в шлаке, с образованием Mg(HCO₃)₂, который растворяется в карбонизированной воде. Раствор Mg(HCO₃)₂ отделяется от оставшихся твердых продуктов фильтрацией и удаляют избыток CO₂ для осаждения MgCO₃. Повторными экстракциями (приблизительно от 2 до 20 раз) могут быть достигнуты как минимум 50% снижения объема и веса радиоактивного материала, предназначенного для ликвидации в качестве радиоактивного материала, предназначенного для ликвидации в качестве радиоактивных отходов, предпочтительно, от 50 до 90% по весу и объему.

Th не экстрагируется в раствор Mg(HCO₃)₂, однако экстрагируется очень небольшие количества дочерних изотопов ²³²Th. Эти ²³²Th дочерние изотопы осаждаются с MgCO₃, приводя к содержанию радиоактивных изотопов в образующемся MgCO₃, который т.о. относится к радиоактивным отходам. Небольшие количества сульфата бария (BaSO₄) добавляются с целью вызвать соосаждение с некоторыми растворенными дочерними изотопами ²³²Th, который затем отделяются фильтрацией. В избытке сульфата растворенный барий превращается в невыщелоченный BaSO₄. По завершении процесса концентрация радиоактивности понижается как минимум на 200% предпочтительно понижение от как минимум 200% до 1000% от содержания активности в магниевом шлаке.

Пример 1. 240-и граммовый образец (приблизительно 325 мл) высушенного земляного радиоактивного магниевого шлака, где средняя активность торий-232 (²³²Th) 259 pCi/G (7,000 БК/г) по результатам гамма-анализа с использованием германиевого (Ge) детектора был внесен в 2-х литровую реакционную бомбу Парра с последующим добавлением 1,200 мл деионизированной воды. Реактор заполнен под давлением 145 Ф/дм² (1,100 кПа) двуокисью углерода, помещен в ледяную/водную баню и перемешивался в течение 2 ч. Суспензию извлекли из реактора и твердые продукты отделили вакуумной фильтрацией. К фильтрату (жидкость, Mg(HCO₃)₂) добавили HCl (18% по весу) до установления pH между 0 и 1. Как для твердых продуктов, так и для жидкого были проведены анализы на металл и радиоактивные измерения.

Оставшиеся твердые продукты после экстракции и разделения высушили и взвесили. Высушенные твердые продукты были затем повторно экстрагированы возвращением их в реактор, добавлением 1,200 мл деионизированной воды, и повторной загрузкой реактора CO₂. Процесс был повторен еще 10 раз (в общем 12 экстракцией). После 12 экстракций конечный вес оставшихся твердых продуктов был 43.7 г. Было достигнуто 83% Конечное снижение веса шлака. Экстракция была высоко селективна в отношении магния. Общее количество магния, выделенного после 12 экстракцией, составило 44,4 г (в расчете на металлический магний). Радиоактивность оставшегося шлама увеличилась приблизительно в 6 раз (600%).

Анализы на металл (методом атомной эмиссионной спектроскопии с использованием индуктивно наведенной плазмы, "ICP"), изотоп Th (по альфа анализу), и гамма анализа для Th дочерних изотопов все показали отсутствие Th в жидком Mg(HCO₃)₂. Небольшое количество, около 0,6 pCi/ml (16 Бк/мл), было экстрагировано в жидкость.

Пример 2. Высушенный радиоактивный магниевый шлак 249 г, 259 pCi/G (7,00 Бк/г) обработали как в примере 1 однократно экстракцией. После фильтрации оставшихся твердых продуктов, жидкий Mg(HCO₃)₂ содержал в среднем 0,6 pCi/ml (16 Бк/мл) дочерних изотопов. Жидкость была аэрирована для удаления CO₂ и осаждения MgCO₃. Осажденный MgCO₃ проанализированы на радиоактивность, найдено, что он содержит 20 pCi/g (541 Бк/г) средних ²³²Th дочерних изотопов.

Пример 3. Подкисленный жидкий Mg(HCO₃)₂ из примера 1, экстракция 3, проанализирован на радиоактивность методом гамма-анализа. Активность средних ²³²Th дочерних изотопов была 0,44 pCi/ml (12 Бк/мл). Добавили приблизительно 10 капель концентрированной H₂SO₄ к раствору и затем 0,5 г BaCl₂ • 2H₂O в 10,5 г деионизированной воды. Затем раствор был повторно отфильтрован и фильтрат проанализирован на радиоактивность. Активность средних ²³²Th дочерних изотопов была 0,035 pCi/ml (0,9 Бк/г). Повторными анализами фильтрата спустя три дня не были обнаружены ²³²Th дочерние изотопы в пределах уровня чувствительности.

Пример A (сравнительный). Высушенный радиоактивный магниевый шлак, 251 г, обработали как в примере 1 однократной экстракцией. Однако после фильтрации раствор не подкисляли. Раствор обработали затем 0,5 г BaCl₂ • 10H₂O и 0,8 г Na₂SO₄. Раствор снова профильтровали и аэрировали для удаления CO₂. Белый осадок MgCO₃ анализировали на радиоактивность, найдено, что он содержит 62 pCi/g (1676 Бк/г) средних ²³²Th дочерних изотопов. Раствор после обоих осаждений содержал 0,01 pCi/ml (0,3 Бк/мл) средних ²³²Th дочерних изотопов.

Пример 4. Высушенный радиоактивный очищенный магниевый шлак 252 г, 259 pCi/g (7,000 Бк/г) обработан как в примере 1 однократной экстракцией. После отделения образовавшихся твердых продуктов фильтрацией к фильтрату Mg(HCO₃)₂ добавили суспензии (приготовленную из 0,225 г BaCl₂ • 2H₂O, 12 г K₂SO₄, 6 мл (1,1 г) H₂SO₄ и 100 мл воды). Затем раствор отфильтровали для отделения BaSO₄ соосажденного с ²³²Th дочерними изотопами. Фильтрат проанализировали на радиоактивность, активность средних ²³²Th дочерних изотопов была 0,145 pCi/G (3,9 Бк/г). Активность осадка MgCO₃ была приблизительно 4,4 pCi/g (119 Бк/г). Спустя три дня в осадке MgCO₃ не было найдено ²³²Th дочерних изотопов.

Пример 5. Рециклизация BaSO₄. Высушенный радиоактивный магниевый шлак 274 г, обработали как в примере 1 однократной экстракцией. Кроме того, добавили 10 мл BaSO₄ суспензии (приготовленной как в примере 4). Оставшиеся твердые продукты отфильтровали и раствор аэрировали для удаления CO₂ и осаждения MgCO₃ • MgCO₃, проанализированный на радиоактивность, содержал 1,8 pCi/g (49 Бк/г) средних ²³²Th дочерних изотопов.

Оставшиеся шлаковые твердые продукты затем рециклизовали как в примере 1 для однократной экстракции без дополнительного добавления BaSO₄. Осажденный MgCO₃ проанализирован на радиоактивность и содержал 4,4 pCi/g (119 Бк/г) средних ²³²Th дочерних изотопов.

После третьей экстракции (по методике примера 1) в осажденном MgCO₃ было найдено 14 pCi/g (378 Бк/г) средних ²³²Th дочерних изотопов.

Пример 6. Нерадиоактивный магниевый шлак.

A. CO₂ Способ.

Образец весом 240 г (325 мл) высушенного, земляного, нерадиоактивного неочищенного магниевого шлака экстрагировали 10 мин по способу, описанному в примере 1. Для подкисленного раствора Mg(HCO₃)₂ выполнили анализы на металл с помощью ICP. Оставшиеся твердые продукты после экстракции и отделения высушили и взвесили. После 10 экстракций оставшиеся твердые продукты весили 54,1 г. Реализовано 77,5% конечного снижения веса шлака. Способ высоко селективен для магния и общее количество магния, выделенного после 10 экстракций, было 46 г (в расчете на металлический магний).

B. Способ прессования.

Порция 49 г выделенного высушенного шлакового материала после десяти экстракций смешана с 20 мл деионизированной воды, и затем спрессована до 41 мл использованием миниатюрного компактора Harvard'a [40 lb (1,5 кг) сила] Таким образом, 54-ех граммовый образец может быть спрессован до 45 мл.

Комбинирование обоих способов экстракции и метода прессования позволило получить 86% снижения объема.

Специалист в технике из рассмотрения данного описания и практической части изобретения, раскрытых здесь, может выявить другие способы воплощения изобретения.

Использование: обработка материалов, содержащих радионуклиды, снижение объема радиоактивных отходов, а именно селективное концентрирование тория из торийсодержащего магниевого шлака. Сущность: способ заключается в том, что готовят водную суспензию из магниевого шлака и обрабатывают ее двуокисью углерода для перевода соединений магния в водный раствор. Затем твердые радиоактивные отходы отделяют от водного раствора фильтрованием, уменьшают объем твердых радиоактивных отходов и направляют на захоронение. Преимущественно объем отходов уменьшают прессованием и/или нагреванием на 50 - 90%. Суспензию преимущественно обрабатывают двуокисью углерода при давлении от 450 до 3500 кПа и температуре от 4 до 35^oC. Для дополнительного извлечения радионуклидов из водного раствора, полученного после фильтрования, в него вводят сульфат бария, а образовавшийся осадок отделяют и отправляют на захоронение. 22 з.п. ф-лы, 1 ил.

1. Способ селективного концентрирования тория из торийсодержащего магниевого шлака, включающий приготовление водной суспензии из магниевого шлака, перевод в водный раствор соединений магния из магниевого шлака, отделение путем фильтрования водного раствора, содержащего соединения магния, от твердых радиоактивных отходов, содержащих торий и его дочерние изотопы, отличающийся тем, что для перевода в раствор соединений магния водную суспензию из магниевого шлака обрабатывают двуокисью углерода, а после отделения твердых радиоактивных отходов уменьшают их объем и/или массу и направляют твердые радиоактивные отходы на захоронение. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что объем и/или массу твердых радиоактивных отходов уменьшают как минимум на 50%
3. Способ по п.2, отличающийся тем, что объем и/или массу твердых радиоактивных отходов уменьшают на 50 90%
4. Способ по п.1, отличающийся тем, что объем и/или массу твердых радиоактивных отходов уменьшают так, чтобы концентрация радиоактивного тория и его дочерних изотопов составляла не менее 200% от исходной в магниевом шлаке. 5. Способ по п.4, отличающийся тем, что объем и/или массу твердых радиоактивных отходов уменьшают так, чтобы концентрация радиоактивного тория и его дочерних изотопов составляла 200 1000%
6. Способ по п.1, отличающийся тем, что используют отношение воды к магниевому шлаку по крайней мере около 1 1. 7. Способ по п.6, отличающийся тем, что используют отношение воды к магниевому шлаку приблизительно 1 1 10 1. 8. Способ по п. 6, отличающийся тем, что отношение воды к магниевому шлаку приблизительно 1 1 5 1. 9. Способ по п. 6, отличающийся тем, что отношение воды к магниевому шлаку около 3 1. 10. Способ по п.1, отличающийся тем, что двуокись углерода находится при давлении большем, чем атмосферное, около 7000 кПа. 11. Способ по п.10, отличающийся тем, что двуокись углерода находится при давлении около 450 3500 кПа. 12. Способ по п. 1, отличающийся тем, что уменьшают объем твердых радиоактивных отходов прессованием. 13. Способ по п. 1, отличающийся тем, что уменьшают объем твердых радиоактивных отходов нагреванием. 14. Способ по п. 1, отличающийся тем, что уменьшают объем твердых радиоактивных отходов прессованием и нагреванием. 15. Способ по п.1, отличающийся тем, что магниевый шлак нагревают перед добавлением воды и двуокиси углерода. 16. Способ по п.1, отличающийся тем, что стадии повторяют 1 20 раз. 17. Способ по п.1, отличающийся тем, что двуокись углерода добавляют при температуре приблизительно от -10 до 70°С. 18. Способ по п.1, отличающийся тем, что двуокись углерода добавляют при температуре приблизительно от 4 до 35°С. 19. Способ по п.1, отличающийся тем, что перед обработкой водной суспензии магниевого шлака двуокисью углерода в суспензию вводят сульфат бария. 20. Способ по п. 1, отличающийся тем, что после фильтрования в водный раствор вводят сульфат бария. 21. Способ по п.20, отличающийся тем, что после введения сульфата бария в водный раствор отделяют образовавшийся осадок, содержащий сульфат бария и дочерние изотопы тория. 22. Способ по п.1, отличающийся тем, что после фильтрования удаляют избыток двуокиси углерода из водного раствора, содержащего соединения магния, или подкисляют водный раствор, а затем формируют в нем осадок сульфата бария. 23. Способ по п.22, отличающийся тем, что осадок, содержащий сульфат бария и дочерние изотопы тория, отделяют.