СПОСОБ ИЗБИРАТЕЛЬНОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ И КОНЦЕНТРИРОВАНИЯ УРАНА И ПЛУТОНИЯ Российский патент 2000 года по МПК G21F9/04 G21F9/10 B01D61/14 

Изобретение относится к способу очистки жидких радиоактивных отходов и может быть использовано в радиохимии.

Известен способ извлечения концентрирования урана и плутония при пропускании через ультрафильтрационные мембраны растворов спецпрачечных и дезактивации, содержащих радиоактивные элементы в коллоидном или взвешенном состоянии (Raymond C. Roberts, John W. Koenst "Извлечение плутония и урана в процессе пропускания через ультрафильтрационные мембраны". "Management of Low-Level Radioactive Waste" v. 1, 1979, p. 393-398).

Недостатком этого способа является то, что, если радиоактивные элементы находятся в растворенной ионной форме, то они практически беспрепятственно проникают даже через мелкопористые ультрафильтрационные мембраны.

Наиболее близким к предложенному по технической сущности и достигаемому техническому результату является способ избирательного извлечения и концентрирования актиноидных элементов при ультрафильтрации растворов полиэтиленимина с добавками комплексов (Корпусов С.Г., Новиков А.П., Шкинев В.М. "Концентрирование актиноидных элементов при ультрафильтрации растворов полиэтиленимина с добавками комплексов". Радиохимия N 1, 1992, с. 169-172 - прототип). Уран в степени окисления +6 и плутоний в степени окисления +4 после добавки полиэтиленимина и диэтилентетрааминпентаацетата (ДТПА) поступали на ультрафильтрацию. Установленные степени удержания составили для урана - 75%, для плутония лишь 7%. Невысокая степень удержания радиоактивных элементов является главным недостатком данного способа. Этот недостаток является следствием того, что уран и плутоний образуют в ДТПА нейтральные комплексы, которые относительно слабо связываются полиэтиленимином, и поэтому проходят через поры ультрафильтрационных мембран.

Технической задачей предлагаемого изобретения является получение высокой степени удержания урана (до 100%) и плутония (до 90%).

Результат достигается добавлением в растворы, содержащие уран и плутоний, жидкорастворимых хитозанов в количествах превышающих содержание урана или плутония в 4 - 6 раз.

Жидкорастворимый поли(1,4- β , D-глюкозамин) хитозан имеет строение, отвечающее структурной формуле

Благодаря высокой селективной удерживающей способности жидкорастворимые хитозаны образуют с ураном и плутонием прочные комплексы, которые практически полностью задерживаются ультрафильтрационной мембраной.

Предложенный способ позволяет довести степень удержания урана до 100%, а степень удержания плутония до 90%.

Способ осуществляют следующим образом. В раствор с pH 6,1, содержащий уранил нитрат в концентрации в пересчете на уран около 100 мг/л, добавляют раствор хитозана с молекулярной массой 15000 у.е. в количестве от 100 до 800 мг/л. После перемешивания и выдержки в течение получаса раствор направляется на ультрафильтрацию через мембрану УПМ-П-450 (размер пор 450 • 10^-10 м). Получаемый фильтрат, прошедший через мембрану и задержанный концентрат, анализировали на содержание урана на фотоколориметре КФК-2МП. Установлено, что дозы хитозана менее 400 мг/л недостаточно для полного удержания урана. При концентрациях хитозана 400 мг/л и выше уран удерживается практически полностью (концентрация в фильтрате < 0,1 мг/л). Оптимальным следует признать дозы жидкорастворимого хитозана в интервале 400-600 мг/л, т.е. в 4-6 раз больше содержания урана в исходном растворе.

Аналогичные опыты были проведены с растворами плутония, но для него повышение концентрации жидкорастворимого хитозана свыше 400 мг/л не привело к повышению степени удержания до 100%. Она достигла 90%, что однако намного выше, чем в известном способе.

Таким образом, предлагаемый способ извлечения и концентрирования урана и плутония позволяет довести степень удержания урана до 100%, а плутония до 90%, что дает возможность применить этот способ на радиохимических предприятиях для очистки жидких радиоактивных отходов.

Изобретение относится к очистке жидких радиоактивных отходов и может быть использовано на радиохимических предприятиях. Сущность способа состоит в том, что в обрабатываемые радиоактивные растворы перед ультрафильтрацией добавляют жидкорастворимый поли(1,4-β,D-глюкозамин)-хитозан в концентрации, превышающей содержание урана и плутония в 4-6 раз. Технический результат состоит в том, что благодаря образованию высокомолекулярного комплексного соединения, степень удержания урана повышается до 100%, а плутония до 90%.

Способ избирательного извлечения и концентрирования урана и/или плутония из жидких радиоактивных отходов путем ультрафильтрации с добавками комплексообразующего вещества, отличающийся тем, что в обрабатываемые радиоактивные отходы перед ультрафильтрацией в качестве комплексообразующего вещества вводят жидкорастворимый поли(1,4- β, D-глюкозамин)-хитозан в концентрации, превышающей содержание урана и/или плутония в 4-6 раз.