СОРБЕНТ И СОРБЦИОННО-ДЕСОРБЦИОННЫЙ СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ УРАНА И СОЕДИНЕНИЙ АКТИНОИДОВ С ЕГО ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ Российский патент 2005 года по МПК B01J20/20 B01J20/30 G21F9/28 

Изобретение относится к области неорганической химии и может быть использовано для получения сорбентов из природного сырья и решения с их помощью экологических проблем, например очистки грунтов от различного рода загрязнений, в том числе от радиоактивных изотопов урана, тория и других элементов семейства актиноидов.

Одним из наиболее известных сорбентов для сорбционного выделения актиноидов является силикагель (Б.Н.Ласкорин “Сорбенты на основе силикагеля в радиохимии”, М., 1977 г., стр.144-171).

Однако использование силикагеля для сорбции соединений актиноидов ограничивается азотно-кислыми средами, что затрудняет его применение для решения экологических задач.

В других средах в качестве избирательного сорбента для очистки радиоактивно-загрязненных вод от урана используют, например, голубой родуситовый или хризолитовый асбесты, извлекающие уран при рН 5-8 (RU 2080174, 1997).

Известен сорбент на основе таннина для адсорбции радиоактивных соединений урана и трансурановых соединений (RU 2115180, 10.07.1998).

В известном решении изготовление и процесс адсорбции возможно осуществлять одновременно. После отработки в процессе сорбции сорбент можно легко сжечь. Однако сырье, используемое для получения сорбента, является дефицитным, а емкость сорбента невелика.

Высокой емкостью и селективностью в процессах поглощения соединений актиноидов обладают сильноосновные аниониты гелевой или пористой структуры (RU 2159215, 2159216, 20.11.2000).

Однако эти смолы довольно дороги. Для поглощения урана известен активированный уголь, преимущественно мезопористый, который обычно получают карбонизацией и активацией различного углеродосодержащего сырья (см., например, RU 2070866, 27.12.1996 г.).

Однако известный сорбент на основе мезопористого углерода не является селективным для поглощения актиноидов, поэтому его затруднительно использовать для решения задач очистки окружающей среды от радиоактивных загрязнений.

Известен способ выделения соединений актиноидов, который включает контактирование загрязненного материала с растворяющей композицией, представляющей разбавленный раствор, содержащий карбонат и хелатообразователь. При этом радиоактивные загрязнители растворяют в растворяющей композиции. Затем растворяющую композицию отделяют от обрабатываемого материала и извлекают из нее загрязнители. Извлечение производят путем адсорбирования загрязнителей на ионообменном адсорбенте, связанном с магнитными частицами, или путем деструктивного окисления хелатообразователя с последующим удалением образовавшегося осадка фильтрацией, в качестве хелатообразователя преимущественно используют ЭДТА, цитрат, оксалат или 8-гидроксихинолин, при этом рН раствора преимущественно составляет 9-11. (RU 2122249, 20.11.1998 г.).

Известен способ дезактивации радиоактивных материалов, включающий операции контактирования материала, подлежащего дезактивации, с разбавленным раствором, содержащим карбонат, в присутствии ионообменных частиц, которые содержат хелатную функциональную группу или имеют связь с ней, и отделения ионообменных частиц от разбавленного раствора, содержащего карбонат. Обрабатываемые радиоактивные материалы могут быть природными материалами, в частности почвой, или искусственными материалами, в частности бетоном или сталью, которые были подвергнуты загрязнению. Хелатная функциональная группа содержит иминодиацетатную кислоту, резорциноларсоновую кислоту, 8-гидрохинолин или амидоксимные группы (RU 2142172, 27.11.1999 г.).

Известен сорбционно-десорбционный способ извлечения урана, в котором десорбцию урана ведут с насыщенного сорбента растворами углеаммонийных солей. Уран выделяется в виде кристаллических солей. В десорбирующий раствор вводят сульфат аммония до концентрации 100-400 г/л (RU 2203856, 10.05.2003 г.). Этот способ затруднительно использовать для очистки природных объектов.

Наиболее близким к предложенному является способ выделения соединений актиноидов из зараженных радионуклидами природных и техногенных объектов, по которому объект обрабатывают природными водами гумидных климатических поясов, содержащими фульвокислоты в количестве не менее 60 мг/л, и рН 3,5-6,5. Растворимые соединения актиноидов с фульвокислотой далее переводят в твердую фазу и подвергают захоронению (RU 2088988, 27.08.1997 г.).

Что касается наиболее близкого к предложенному сорбента, то им можно считать сорбент на основе углерода, представляющий собой гумусовый препарат, полученный обработкой экстракта из торфа щелочным реагентом с последующим окислением (Лиштван И.И. и др. Результаты заводской технологии дезактивации с применением гумусовых препаратов. Тезисы доклада межгосударственной конференции “Химия радионуклидов и металл-ионов в природных объектах”, Минск, 1992 г., стр.92-95.).

Однако сорбент обладает недостаточно высокой сорбционной активностью.

Что же касается известного способа выделения актиноидов из твердых объектов, то доставка природных вод определенного состава к месту их использования связана с определенными трудностями, а использование метода осаждения для перевода радионуклидов в твердую фазу не эффективно.

Задачей настоящего изобретения является разработка более эффективного сорбента для поглощения актиноидов из зараженных радионуклидами природных и техногенных объектов, способа их выделения и обезвреживания с возможностью использования отходов процесса получения сорбента в качестве сырья для осуществления способа.

Поставленная задача решается описываемым сорбентом на основе пористого углерода для поглощения соединений актиноидов, характеризующегося суммарным объемом пор 0,23-0,25 см³/г, измеренным по H₂O, удельной поверхностью 68-70 м²/г и полученным в процессе щелочной обработки торфа с разделением после обработки твердой и жидкой фаз, с постепенным снижением рН жидкой фазы до 2,0-2,5 с выделением гелеобразного осадка и фракционным сбором надосадочной жидкости, с последующим объединением твердой фазы и гелеобразного осадка, и их карбонизации и активации.

Предпочтительно сорбент имеет сорбционную активность по йоду 35-36% и сорбционную активность по бензолу 340-350 мг/г.

Поставленная задача решается также описываемым сорбционно-десорбционным способом выделения соединений актиноидов из зараженных радионуклидами природных и техногенных объектов, включающим десорбцию радионуклидов из твердофазного объекта раствором, содержащим фульвокислоты, в котором раствор, полученный после обработки объекта, пропускают через сорбент, охарактеризованный выше, с переведением в твердую фазу радионуклидов, цементированием отработанного сорбента и его захоронением.

Предпочтительно в качестве десорбирующего раствора используют надосадочную жидкость со щелочным рН, являющуюся побочным продуктом процесса получения сорбента, используемого в данном способе и охарактеризованного выше.

Предпочтительно линейная скорость пропускания раствора через сорбент составляет не более 3,0 м/час.

Ниже приведены примеры на получение сорбента, его использование и полученные результаты.

Пример 1 (Способ получения сорбента).

Используется низинный торф Мельчевского месторождения, который обрабатывают 0,5% раствором гидроксида калия. Проводится разделение твердой и жидкой фаз, после чего последнюю обрабатывают соляной кислотой, в несколько этапов снижая рН до значения 2,0. Надосадочную жидкость на каждом этапе отделяют, а твердую фазу, выделенную после обработки низинного торфа раствором гидроксида калия, смешивают с предварительно промытым водой гелеобразным осадком. Смесь карбонизуют, нагревая до 550-600°С со скоростью 10 град/мин и в течение 30 минут, осуществляя выдержку при конечной температуре. После этого ее охлаждают, активизируют водяным паром при 830-850°С и гранулируют.

Полученный по примеру 1 сорбент имеет характеристики, сведенные в таблицу 1.

Таблица 1.Наименование показателей, ед. измерения Сорбционная активность по йоду, %35,34Сорбционная активность по бензолу, мг/г340,68Суммарный объем пор по воде, см3/г0,24Насыпной вес, кг/дм30,295Прочность на истир., %76,7Удельная пов-ть, м2/г69,70рН7,0Влажность, %0,0Зольность, %46,91

Сорбент, полученный данным способом, обычно имеет пористость от 0,23 до 0,25 см³/г, а удельную поверхность 68-70 м²/г. В процессе гелирования на различных этапах производят отбор фракций надосадочной жидкости с различными рН, от щелочного до кислого. Надосадочные жидкости предпочтительно со щелочным рН собирают и направляют на дальнейшее использование.

Пример 2 (выделение урана с использованием сорбента по примеру 1).

Загрязненная почва содержит U-238. 500 кг почвы, содержащей радиоактивные элементы, обрабатывают собранной в примере 1 надосадочной жидкостью с рН 10-12. Радиоактивный фон почвы до ее обработки составлял 580 мкР/час. Масса раствора - 50 кг. После обработки почвы полученную жидкую фазу пропускают через сорбент, полученный в примере 1 со скоростью 2,0 м/час, при этом масса сорбента составляет 0,5 кг. После этого проводят измерение уровня радиоактивного фона обрабатываемой почвы и повторяют проведенные операции до достижения необходимого уровня радиационной безопасности - 20 мкР/час. Таким образом переводят радионуклиды в твердую фазу и радиоактивный сорбент цементируют. Для этого готовят вяжущую массу с необходимыми сухими компонентами, в качестве которых используется, например, сульфатостойкий пуццолановый портландцемент и наполнитель в виде песка. После этого смешивают полученную вяжущую массу с отработанным сорбентом в соотношении 3:1. В результате получают камневидное тело заданной формы, обладающее высокой водоустойчивостью и механической прочностью, и производят его захоронение на полигоне. Масса тела с радиоактивным сорбентом составляет 4,0 кг.

Опытным путем установлено, что при загрязнениях ураном и другими элементами семейства актиноидов твердофазных объектов при аналогичной мощности излучения предпочтительно обрабатывать объекты раствором, содержащим фульвокислоты, при соотношении Ж:Т=1:(3-15), и пропускать полученную в результате обработки жидкую фазу через сорбент при соотношении Ж:Т=(20-200):1.

В качестве твердофазных объектов обработке подвергались почвы, грунты и радиоактивные отходы. В таблице 2 представлены результаты обработки различных объектов по способу, описанному выше, но при различной мощности исходного излучения объекта и с разной скоростью пропускания жидкой фазы через заявленный сорбент.

Таблица 2. Используемый сорбентСкорость пропускания жидкости через сорбент, м/часМощность излучения, мкР/часДо извлеченияПосле извлечения123451Сорбент по п.11,0440872Сорбент по п.11,5462843Сорбент по п.11,5570954Сорбент по п.13,0498895Сорбент по п.12,05801006Сорбент по п.13,0525927Сорбент по п.11,2508858Сорбент по п.10,562082

Использование заявленного сорбента, обладающего повышенными прочностными характеристиками и значениями сорбционных емкостей, способного функционировать в различных растворах, позволяет эффективно проводить извлечение урана и других актиноидов из различных сред, что в итоге позволяет провести эффективное обеззараживание твердофазных объектов без использования дополнительных, в том числе дорогостоящих реагентов.

Изобретение относится к области химии. Предложенный пористый углеродный сорбент имеет суммарный объем пор 0,23-0,25 см³/г, измеренный по Н₂О, удельную поверхность 68-70 м²/г и получен в процессе щелочной обработки торфа с разделением после обработки твердой и жидкой фаз, с постепенным снижением рН жидкой фазы до 2,0-2,5 с выделением гелеобразного осадка и фракционным сбором надосадочной жидкости, с последующим объединением твердой фазы и гелеобразного осадка, их карбонизации и активации. Предложенный способ выделения урана и соединений актиноидов из зараженных радионуклидами природных и техногенных объектов, включает десорбцию радионуклидов из объекта раствором, содержащим фульвокислоты, и предусматривает, что раствор, полученный после обработки объекта, пропускают через сорбент, охарактеризованный выше с переведением радионуклидов в твердую фазу, а отработанный сорбент подвергают цементированию и захоронению. Изобретение позволяет снизить количество отходов и провести эффективное обеззараживание объектов. 2 н. и 3 з.п.ф-лы, 2 табл.

1. Сорбент на основе пористого углерода для поглощения урана и соединений актиноидов, полученный в процессе щелочной обработки торфа, отличающийся тем, что сорбент имеет суммарный объем пор 0,23-0,25 см³/г, измеренный по Н₂О, удельную поверхность 68-70 м²/г и получен в процессе щелочной обработки торфа с разделением после обработки твердой и жидкой фаз, с постепенным снижением рН жидкой фазы до 2,0-2,5 с выделением гелеобразного осадка и фракционным сбором надосадочной жидкости, с последующим объединением твердой фазы и гелеобразного осадка, их карбонизацией и активацией.2. Сорбент по п.1, отличающийся тем, что он имеет сорбционную активность по йоду 35-36% и сорбционную активность по бензолу 340-350 мг/г.3. Сорбционно-десорбционный способ выделения урана и соединений актиноидов из зараженных радионуклидами природных и техногенных объектов, включающий десорбцию радионуклидов из твердофазного объекта раствором, содержащим фульвокислоты, переведение радионуклидов в твердую фазу и захоронение, отличающийся тем, что раствор, полученный после обработки объекта, пропускают через сорбент, охарактеризованный в п.1, с переведением радионуклидов в твердую фазу, а отработанный сорбент подвергают цементированию и захоронению.4. Способ по п.3, отличающийся тем, что в качестве десорбирующего раствора, содержащего фульвокислоты, используют надосадочную жидкость со щелочным рН, являющуюся побочным продуктом процесса получения сорбента, охарактеризованного в п.1.5. Способ по п.3, отличающийся тем, что раствор, полученный после обработки объекта, пропускают через сорбент с линейной скоростью не более 3 м/ч.