СПОСОБ ОЧИСТКИ РАДИОАКТИВНЫХ ВОДНЫХ РАСТВОРОВ Российский патент 2006 года по МПК G21F9/12 B01J20/26 

Изобретение относится к области экологии и охраны окружающей среды, конкретно к экологии атомной промышленности.

Наиболее эффективно изобретение может быть использовано в процессе переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ) атомного флота (АФ), атомных электростанций (АЭС), включающих контурные, дезактивационные воды, воды бассейнов выдержки реакторов и защитных цистерн энергоотсека атомных подводных лодок и кубовые остатки спецводоочистки АЭС для извлечения радионуклидов из водной фазы.

ЖРО классифицируются по удельной активности и химическому составу, например в зависимости от содержания солей воды могут являться малосолевыми, солевыми и высокосолевыми.

На АФ в связи с особенностью накопления и хранения солевой фон может определяться содержанием морской воды и ЖРО отличаются содержанием катионов жесткости: 4-6 мг-экв/л в малосолевых, 10 мг-экв/л в солевых и 100 мг-экв/л в высокосолевых водах, при этом общее солесодержание превышает 20 г/л.

На АЭС солесодержание ЖРО в малосолевых водах не превышает 1 г/л (контурные воды), в солевых составляет до 40 г/л (дезактивационные воды), в высокосолевых водах (кубовые остатки) превышает 300 г/л.

По происхождению ЖРО АФ являются примерно в равной доле дренажными контурными водами и дезактивационньми водами. Более 90% объема этих вод, имеющих удельную бета-активность до 370 кБк/л, относятся к слабоактивным ЖРО. В процентом отношении радионуклидный состав типичных ЖРО включает: цезий-137 (134) - до 70; стронций-90 и иттрий-90 - до 40; радионуклиды редкоземельных элементов: европий-154, церий-144 и др. - до 10, а также сурьмы-124 (125), кобальта-60, марганца-54, циркония-95, ниобия-95, рутения-106 в сумме - до 10. В нетипичных водах на радионуклиды редких и редкоземельных элементов может приходиться более 90% удельной радиоактивности, а на стронций и цезий - до 10%.

Типичными радиоактивными растворами АЭС являются малосолевые воды, в частности контурные воды, воды бассейнов выдержки, дистиллят выпарных аппаратов и высокосолевые кубовые остатки выпарных аппаратов. В отличие от радиоактивных вод АФ данные воды почти не содержат солей жесткости. Основным солевым фоном кубовых остатков выпарных аппаратов являются нитраты, бораты и сульфаты металлов первой группы, содержание которых может достигать 400 г/л.

Радионуклидный состав и солесодержание ЖРО атомных подводных лодок после выгрузки топлива и длительного нахождения лодки в отстое, как правило, превышает установленные эксплуатационные требования [В.А.Авраменко, И.С.Бурков, В.В.Железнов, К.А.Хохлов Сорбционно-реагентная переработка жидких радиоактивных отходов утилизируемых атомных подводных лодок, Атомная энергия, 2002, т.92, вып.6, с.456-459]. ЖРО Тихоокеанского флота содержат 70-80% (Cs-137 + Cs-134), около 10-20% Sr-90, 5-10% (Zr-95, Nb-95, Rh-106, Co-60 и РЗЭ). Общее солесодержание достигает 5-10 г/л.

К числу основных факторов, определяющих состояние и форму нахождения радионуклидов в водном растворе, относится величина рН. Радионуклиды цезия-137 и стронция-90 во всем диапазоне кислотности ЖРО находятся в ионной форме, в то время как кобальт-60 при величине рН>7,5 присутствует в виде устойчивых коллоидов. Количественно растворимые и нерастворимые формы кобальта-60 распределены примерно поровну.

Для обеспечения глубокой очистки радиоактивных вод, в зависимости от радионуклидного и химического состава применяются различные способы переработки. На ФГУП АФ ЖРО перерабатываются с использованием метода, описанного в патенте RU, 2050027. Основной объем ЖРО АЭС подвергаются упариванию, затем дистиллят проходит ионообменную очистку, в которой сорбенты подвергаются периодической регенерации, а кубовые остатки после выпаривания перерабатываются по способу, описанному в патенте RU, 2050027. Обеспечение водно-химического режима транспортных ЯЭУ осуществляется с применением ионообменных смол без регенерации материалов. Для переработки ЖРО атомных подводных лодок применяют баромембранный метод с последующей доочисткой на ионообменных смолах или селективных сорбентах, метод коагуляции и соосаждения на гидроксидах с последующим ионным обменом или просто сорбционную очистку на селективных сорбентах.

Известен способ гальванохимической обработки радиоактивных растворов, образующихся на предприятиях атомной промышленности, заключающийся в том, что в обрабатываемый раствор диспергируют воздух или озоновоздушную смесь, после чего пропускают через виброкипящую с изменяющейся частотой вибрации гальваническую пару железо - кокс или чугун - кокс, проводят корректировку рН среды щелочью с добавлением монтмориллонитовой глины, а затем отделяют твердую фазу [RU, 2147777, G 21 F 9/06].

Известен способ очистки жидких радиоактивных отходов от радионуклидов, включающий обработку озонированием при рН 7-8 до изменения рН на 0,2-0,6, с последующим фильтрованием через клиноптилолит [RU, 2083009, G 21 F 9/06].

Известен способ переработки жидких отходов, содержащих радионуклиды, путем озонирования в присутствии катализатора процесса окисления и/или коллектора извлечения радионуклидов при температуре 30-80°С и рН раствора 10-13, с использованием в качестве осадителя труднорастворимых сульфидов переходных металлов, преимущественно кобальта [RU, 2122753, G 21 F 9/06].

Известен способ очистки растворов от радионуклидов, состоящий из двух последовательных стадий селективного извлечения радионуклидов: на первой - пропускание растворов ЖРО через композитный ферроцианидный сорбент на основе пористого силикатного или алюмосиликатного носителя и ферроцианида меди или никеля с целью отделения радионуклидов цезия, а на второй - раствор ЖРО, прошедший первую стадию, пропускают через цеолит типа «А» или гидроксид четырехвалентного металла, в качестве которого используют гидроксид циркония, титана или марганца, дополнительно содержащий инертное связующее, для извлечения радионуклидов стронция [RU, 2050027, G 21 F 9/12].

Недостатками известных способов очистки ЖРО независимо от природы их происхождения, являются существенное влияние примесей щелочно-земельных металлов (элементов второй группы Периодической системы) на эффективность извлечения радионуклидов, недостаточно высокий коэффициент очистки ЖРО с высоким солесодержанием, низкая степень очистки ЖРО от радионуклидов, находящихся в воде в виде устойчивых коллоидов, а также невозможность регенерации сорбента.

Повышение эффективности сорбционных свойств материалов при очистке ЖРО, содержащих мешающие примеси, известными способами требует предварительного снижения их концентрации, а для извлечения несорбируемых радионуклидов, например кобальта-60 и иттрия-90 необходима организация дополнительных стадий очистки: коагуляции, озонирования с ультрафильтрацией и др.

Наиболее близким является способ извлечения ионов металлов и комплексообразующая структура, описанные в [WO 02/18050 А1], в котором раствор, содержащий ионы, пропускают через комплексообразующую структуру, содержащую субстрат, на который нанесена полимерная или сополимерная органическая, электрически нейтральная пленка, способная образовывать комплексы с ионами. В качестве субстрата выбран материал, состоящий полностью или частично из проводника или полупроводника электричества, в качестве комплексообразующих структур выбраны представители различных классов органических соединений, а мономерами для образования полимерной пленки служат: 4-винилпиридин, винилбипиридин, тиофен, винилферроцен и винилдиферроцен.

Недостатками известного способа являются ограниченный ассортимент извлекаемых ионов, невозможность извлечения элементов, находящихся в коллоидном состоянии, а также отсутствие селективности извлечения ионов на фоне высокой концентрации мешающих примесей.

Целью настоящего изобретения является повышение эффективности очистки различных типов радиоактивных водных растворов от радионуклидов в присутствии солей жесткости.

Поставленная цель была решена путем разработки способа очистки водных растворов от радионуклидов, включающего контактирование водного раствора с комплексообразующим сорбентом, в котором носитель выполнен из предварительно эпокисидированной целлюлозы или синтетического сополимера стирола с дивинилбензолом, предварительно активированного хлорметильными или оксиметильными, или хлорсульфоновыми группами, или фенолформальдегидную смолу, предварительно активированную сульфогруппами, а активный сорбирующий полимерный слой содержит полимер, сконденсированный с комплексонами.

При этом согласно изобретению в комплексообразующем сорбенте полимером активного сорбирующего слоя является полимер, выбранный из группы, включающей этилендиамин или диэтилентриамин или триэтилентетраамин или тетраэтиленпентаамин или полимерный амин или этилендиамин, сконденсированный с сополимерами.

При этом согласно изобретению в комплексообразующем сорбенте полимерным амином является полиэтиленимин.

При этом согласно изобретению в комплексообразующем сорбенте твердый носитель содержит целлюлозу, выбранную из группы, включающей микрокристаллическую целлюлозу или волокнистую целлюлозу, или отходы переработки растительного сырья.

При этом согласно изобретению в комплексообразующем сорбенте твердый носитель содержит композицию активированных синтетических полимеров.

При этом согласно изобретению в комплексообразующем сорбенте полимер активного сорбирующего слоя сконденсирован с одинаковыми комплексонами.

При этом согласно изобретению в комплексообразующем сорбенте полимер активного сорбирующего слоя сконденсирован с различными комплексонами.

При этом согласно изобретению в комплексообразующем сорбенте комплексоны выбраны из группы, включающей карбоксилсодержащие комплексоны с фрагментом -NHCH₂СООН, -N(СН₂СООН)₂, комплексоны с фосфоновыми группировками -N(СН₂РО₃Н₂)₂, гидроксилсодержащие комплексоны с фрагментами: =NCH₂CH₂OH, HOCH₂CH₂-N-CH₂COOH, HOCH₂CH₂-N-CH₂PO(OH)₂.

При этом согласно изобретению в комплексообразующем сорбенте активный сорбирующий слой содержит комплексоны в любом из сочетании и любом количественном соотношении.

При этом согласно изобретению в комплексообразующем сорбенте активный сорбирующий слой содержит в качестве полимера полимерный амин, который выбран из группы, содержащей полиэтиленимин со средней молекулярной массой от около 250 до около 50000.

Кроме того, согласно изобретению после контактирования с водным раствором осуществляют регенерацию отработавшего комплексообразующего сорбента минеральной кислотой.

При этом согласно изобретению минеральная кислота выбрана из группы, включающей азотную кислоту, соляную кислоту, серную кислоту.

Кроме того, согласно изобретению контактирование водного раствора осуществляют с регенерированным комплексообразующим сорбентом.

Изобретение далее иллюстрируется примерами осуществления способа согласно изобретению, однако, не ограничивающих объема настоящего изобретения, в котором для очистки радиоактивных водных растворов различного состава были использованы комплексообразующие сорбенты согласно изобретению, состав которых представлен в табл.1.

Таблица 1Номер сорбентаОписание сорбента1Сульфохлорированный сополимер стирола с дивинилбензолом, последовательно обработанный полиэтиленимином со средней молекулярной массой 5000, затем производными диэтилентриамин N,N,N,N,N-пентауксусной кислоты2Хлорметилированный сополимер стирола с дивинилбензолом, последовательно обработанный полиэтиленимином со средней молекулярной массой 250, затем производными этилендиамин N,N,N,N-тетрауксусной кислоты3Сульфированная фенолформальдегидная смола, последовательно обработанная полиэтиленимином со средней молекулярной массой 50000, затем производными 1-гидроксиэтилендифосфоновой кислоты4Оксиметилированный сополимер стирола с дивинилбензолом, последовательно обработанный полиэтиленимином со средней молекулярной массой 12000, затем смесью производных N-(2-гидроксиэтил)глицина и этилендиамин N,N,N,N-тетрауксусной кислоты5Микрокристаллическая целлюлоза марки «Avicel», фирмы E.Merk (Германия), последовательно обработанная эпихлоргидрином, полиэтиленимином со средней молекулярной массой 1500, затем производными аминодиуксуснометиленфосфоновой кислоты6Волокнистая целлюлоза, последовательно обработанная эпихлоргидрином, полиэтиленимином со средней молекулярной массой 20000, затем N-(2-гидроксиэтил)глицином7Опилки деревьев хвойных пород, последовательно обработанных эпихлоргидрином, полиэтиленимином со средней молекулярной массой 7000, затем смесью производных иминодиметиленфосфоновой кислоты8Опилки деревьев лиственных пород, последовательно обработанных этилендиамином, затем смесью производных иминодиметиленфосфоновой кислоты и этилендиамин-N,N,N,N-тетрауксусной кислоты9Сульфированная фенолформальдегидная смола, последовательно обработанная сополимером пропилена с этиленимином со средней молекулярной массой 3000, затем глицинфосфоновой кислотой.10Сульфохлорированный сополимер стирола с дивинилбензолом, последовательно обработанный тетраэтиленпентамином, затем аминодиуксуснометиленфосфоновой кислотой11Хлорметилированный сополимер стирола с дивинилбензолом, последовательно обработанный диэтилентриамином, затем смесью производных N-(2-гидроксиэтил)аминоуксусной кислоты и 1-гидроксиэтилидендифосфоновой кислоты.

Изучение свойств сорбентов согласно изобретению производили в динамических и статических условиях в режиме насыщения по ГОСТ 20255-84 из растворов различного состава и при различных режимах.

Радионуклидный состав растворов определяли на проверенном ЛГН спектрометре марки DSA-1000 с полупроводниковым детектором, калибровку прибора производили по стандартным образцам.

Все партии ЖРО перед исследованием очищали от цезия-137 (134) на ферроцианиде никеля.

Методики спектрометрических измерений и паспорта калибровочных образцов были разработаны ВНИИМ им. Менделеева. Содержание радионуклидов стронция-90, иттрия-90 после очистки определяли радиометрически на приборе марки КРК, кобальта-60 - на DSA-1000, по стандартным методикам. Концентрацию катионов жесткости определяли трилонометрически по ГОСТ 4151-77.

В динамических условиях в лабораторные стеклянные колонки загружали сорбент в количестве, обеспечивающем соотношение высоты загрузки к диаметру загрузки, равное 1:5. Исследуемый образец сорбента промывали водой, выдерживали для набухания, затем воду сливали и из напорной емкости с раствором в направлении сверху вниз, подавали поток очищаемого раствора с постоянной скоростью, равной 15 колоночных объемов в час.

Величину коэффициента очистки Коч рассчитывали как отношение начальной концентрации радионуклидов к концентрации в пробе после колонки. Значение ресурса сорбента рассчитывали по ГОСТ 20255.2 п.5.1 по объему раствора, выраженному в единицах объема воздушно-сухого сорбента (колоночный объем - Коб) плотностью 0,8 г/мл (для сорбентов на основе синтетических полимеров), пропущенного через сорбент до появления радионуклидов в фильтрате.

Регенерацию сорбента осуществляли пропусканием двух колоночных объемов разбавленных минеральных кислот, затем отмывкой сорбента дистиллированной водой до нейтральной реакции промывных вод. После регенерации ресурс сорбента снижался примерно на 20%.

Коэффициенты распределения радионуклидов в статических условиях определяли при значениях рН от 5,5 до 11,0. Работу проводили по стандартной методике, описанной, например, в ТУ 95-2726-99 для ферроцианидного материала. Для выполнения эксперимента в статических условиях к навеске 0,25 г сорбента прибавляли 100 мл ЖРО. Смесь перемешивали на магнитной мешалке в течение 30 минут, сорбент отфильтровывали на фильтре Шотта, фильтрат анализировали на содержание радионуклидов по известным методикам.

Расчет коэффициента распределения проводили по формуле:

Kd=(С₁-С₂)/С₂×V/m, мл/г,

где С₁ - концентрация радионуклидов в исходном растворе;

С₂ - концентрация радионуклидов в растворе после контакта с сорбентом;

V - объем раствора в контакте с сорбентом, мл;

m - масса сорбента, г.

Отфильтрованный сорбент переносили в колбу, прибавляли 10 мл 2-молярной азотной или соляной или серной кислоты, перемешивали 15 минут и отфильтровывали на фильтре Шотта, промывали дистиллированной водой до нейтральной реакции промывных вод и использовали вторично.

Для изучения предложенных в способе сорбентов использованы реальные ЖРО транспортных ЯЭУ, в которых путем добавки солей изменяли содержание катионов жесткости, а также имитационные растворы.

Составы ЖРО, взятые на очистку, в том числе их радионуклидный состав и общий солевой состав, приведены в табл.2.

Таблица 2№ очищаемого раствораРадионуклидный состав ЖРО*Солевой состав ЖРО**Примечание1Sr-89, Sr-90, Co-60, Mn-54 Ce-141, Ce-144, Sb-125, Fe-59, Zr-95, Nb-95, Rb-106, Eu-152, Eu-154, Y-90Аммиак ˜0,05 г/л,Смесь дезактивационных ЖРО АФ.Нитраты ˜0,2 г/лФосфаты ˜0,2 г/лСульфаты ˜0,8 г/лВзвеси ˜0,15 г/лХлориды ˜1,2 г/лНефтепродукты ˜2,5 мг/л2Sr-89, Sr-90, Co-60, Mn-54 Ce-141, Ce-144, Sb-125, Fe-59, Zr-95, Nb-95 Rb-106, Eu-152, Eu-154, Y-90Гидразин-гидрат ˜0,1 г/лСмесь контурных и дезактивационных ЖРО.Хлориды ˜1,2 г/лНитраты ˜0,2 г/лФосфаты ˜0,2 г/лСульфаты ˜0,8 г/лВзвеси ˜0,15 г/л3Sr-89, Sr-90, Co-58, Co-59, Co-60, Mn-54, Sb-125Гидразин-гидрат ˜0,2 г/лДренируемые и промывочные воды технологических контуров.Аммиак ˜0,05 г/л,Плотный остаток ˜10 мг/л4Sr-89, Sr-90, Co-60, Mn-54 Ce-141, Ce-144, Sb-125, Fe-59, Zr-95, Nb-95Аммиак ˜10 мг/лСмесь дезактивационных ЖРО.Нитраты ˜0,2 г/лФосфаты ˜0,3 г/лБораты ˜2,3 г/л5Sr-89, Sr-90, Co-60, Mn-54 Ce-141, Ce-144, Sb-125, Fe-59, Zr-95, Nb-95, Eu-Аммиак ˜40 мг/л,Смесь дезактивационных ЖРО.Нитраты ˜0,6 г/лПАВ ˜500 мг/л

 152, Eu-154, Eu-155Нефтепродукты ˜5,5 мг/л 6Sr-89, Sr-90, Co-60, Mn-54 Се-141, Се-144, Sb-125, Fe-59, Zr-95, Nb-95, Cr-51Аммиак ˜40 мг/л,Смесь дезактивационных ЖРО.Нитраты ˜0,6 г/лПАВ ˜500 мг/лНефтепродукты ˜5,5 мг/лТрилон Б ˜150 мг/л7Sr-89, Sr-90, Co-60, Mn-54 Ce-141, Ce-144, Sb-125, Fe-59, Zr-95, Nb-95, Cr-51Аммиак ˜10 мг/л,Имитационный раствор ЖРОНитраты ˜0,4 г/лСульфаты ˜0,15 г/лПАВ ˜0,5 г/лНефтепродукты ˜5,5 мг/л8Sr-89, Sr-90, Co-60, Mn-54 Ce-141, Ce-144, Sb-125, Fe-55, Fe-59, Zr-95, Nb-95Нитраты ˜0,2 г/лИмитационный раствор ЖРОФосфаты ˜0,3 г/лБораты ˜4,3 г/лХлориды ˜0,2 г/лПАВ ˜2,5 г/лНефтепродукты ˜7,5 мг/л9Sr-89, Sr-90, Co-60, Mn-54 Ce-141, Ce-144, Sb-125, Fe-55, Fe-59, Zr-95, Nb-95Аммиак ˜10 мг/л,Смесь дезактивационных ЖРО.Нитраты ˜0,4 г/лСульфаты ˜0,15 г/лПАВ ˜0,5 г/лНефтепродукты ˜5,5 мг/л10Sr-89, Sr-90, Co-60, Mn-54 Ce-141, Ce-144, Sb-125, Fe-59, Zr-95, Nb-95, Eu-152, Eu-154, Eu-155Аммиак ˜40 мг/л,Смесь дезактивационных ЖРО.Нитраты ˜0,6 г/лПАВ ˜0,5 г/лНефтепродукты ˜5,5 мг/л11Sr-89, Sr-90, Co-60, Mn-54Гидразин-гидрат ˜100 мг/лИмитационный

 Се-141, Се-144, Sb-125, Fe-59, Zr-95, Nb-95, Eu-152, Eu-154, Eu-155Хлориды ˜ 0,2 г/л
Нефтепродукты ˜5,5 мг/л
ПАВ ˜200 мг/лраствор* Представлены основные радионуклиды.
** Представлены основные анионы.

Результаты очистки ЖРО представлены в табл.3

Таблица 3Номер очищаемого раствора, № сорбентаРежимИсходная удельная активность Бк/лСолесодержание г/лКонцентрация общей жесткости (сумма катионов кальция и магния) мг-экв./лрНК.оч. суммы радионуклидов в динамическом режиме или коэффициент распределения Kd в статическом режиме.Сорбционная емкость по катионам жесткости (кальцию и магнию мг-экв./г1,1динамический1,2×10⁸5,05,47,5в среднем около 2500, ресурс около 2600 к.об.около 38001,3динамический1,2×10⁸5,05,47,5около 2400, ресурс около 2300около 36002,2динамический3,4×10⁸4,23,28,7около 2400, ресурс около 2800около 3400

      к.об. 3,3динамический7,5×10⁷0,1-8,0около 2700, ресурс около 2350 к.об.около 30003,11динамический7,5×10⁷0,1 8,0около 2850, ресурс около 2430 к.об.около 32004,4динамический4,6×10⁷0,55,36,0около 2300, ресурс около 2500 к.об.около 28005,5статический6,7×10⁸5,45,011.0Kd 1,0×10⁴по магнию - около 3700, по кальцию - около 36005,7статический6,7×10⁸5,45,011,0Kd 1,0×10³По магнию около 2800, по кальцию - около 23006.6статический5,1×10⁷4,015,011,0Kd 8,8×10³около 30007,7статический5,1×10⁸4,014,07,0Kd 9,0×10³около 32008,8статиче6,3×10⁷15,08,05,5Kdоколо

 ский    1,4×10⁴31008,10динамический6,3×10⁷15,08,05,5около 3100, ресурс около 2600около 28009,9динамический7,4×10⁸3,01,57,7около 2700, ресурс около 2600 к.об.около 350010,10динамический7,4×10⁸0,10,59,0около 3000, ресурс около 2400около 280011,11динамический1,2×10⁹40,08,08,0около 1800, ресурс около 1600около 2000

Как следует из приведенных примеров, осуществление очистки радиоактивных водных растворов по способу согласно изобретению позволяет извлекать радионуклиды разных групп Периодической системы, находящихся в растворе как в ионном, так и в коллоидном состоянии, из растворов, имеющих высокую концентрацию мешающих примесей. При этом применяемый в способе согласно изобретению комплексообразующий сорбент сохраняет свои сорбционные свойства после неоднократных регенераций, при этом сорбционная емкость сорбентов на основе целлюлозы снижалась на 12-15%, а сорбционная емкость на основе синтетических полимеров снижалась на 20-22%. Способ согласно изобретению позволяет производить очистку от радионуклидов как в динамическом, так и в статическом режимах, при различных рН очищаемых растворов.

Хотя настоящее изобретение описано в связи с предпочтительными видами реализации, понятно, что могут иметь место изменения и варианты способа очистки без отклонения от идеи и объема изобретения.

Специалистам, работающим в области переработки ЖРО, должно быть понятно, что данный способ может содержать дополнительные стадии, в частности предварительную химическую обработку радиоактивных растворов, обеспечивающую большую эффективность очистки.

Комплексообразующие сорбенты, используемые в способе согласно изобретению, могут быть изготовлены в промышленном масштабе с использованием недорогого сырья по малоотходным технологиям.

Изобретение относится к области экологии и охраны окружающей среды, конкретно к экологии атомной промышленности. Предложен способ очистки радиоактивных водных растворов от радионуклидов, включающий, по меньшей мере, однократное контактирование раствора с комплексообразующим сорбентом, содержащим иммобилизованный на твердом носителе активный полимерный слой, сконденсированный с комплексонами. Носитель выбран из группы: активированная целлюлоза; синтетические сополимеры стирола с дивинилбензолом, активированные хлорметильными или оксиметильными или хлорсульфоновыми группами. Активный сорбирующий слой содержит этилендиамин или диэтилентриамин, или триэтилентетраамин, или тетраэтиленпентаамин, или полиэтиленполиамин, или полиэтиленполиамин с сополимерами, а комплексоны выбраны из группы, включающей карбоксилсодержащие комплексоны, комплексоны с фосфоновыми группировками и гидроксилсодержащие комплексоны. Способ согласно изобретению позволяет извлекать радионуклиды, находящиеся как в ионном, так и в коллоидном состоянии, из растворов, имеющих высокую концентрацию мешающих примесей, при этом используемый сорбент сохраняет свои сорбционные свойства после неоднократных регенераций и способен производить очистку от радионуклидов как в динамическом, так и в статическом режимах, при различных рН очищаемых растворов. 11 з.п. ф-лы, 3 табл.

1. Способ очистки водных растворов от радионуклидов, включающий, по меньшей мере, однократное контактирование раствора с комплексообразующим сорбентом, содержащим иммобилизованный на активированном твердом носителе активный сорбирующий полимерный слой, отличающийся тем, что контактирование осуществляют с сорбентом, в котором носитель выполнен из активированной целлюлозы или синтетического сополимера стирола с дивинилбензолом, предварительно активированного хлорметильными или оксиметильными или хлорсульфоновыми группами, или фенолформальдегидной смолы, предварительно активированной сульфогруппами, а активный сорбирующий слой содержит полимер, сконденсированный с комплексонами.2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в комплексообразующем сорбенте полимером активного сорбирующего слоя является полимер, выбранный из группы, включающей этилендиамин, или диэтилентриамин, или триэтилентетраамин, или тетраэтиленпентаамин, или полимерный амин, или этилендиамин, сконденсированный с сополимерами.3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в комплексообразующем сорбенте полимером является полимерный амин, и при этом полимерным амином является полиэтиленимин.4. Способ по п.1, отличающийся тем, что в комплексообразующем сорбенте активный сорбирующий слой содержит в качестве полимера полимерный амин, выбранный из группы, содержащей полиэтиленимин со средней молекулярной массой от около 250 до около 50000.5. Способ по п.1, отличающийся тем, что в комплексообразующем сорбенте твердый носитель содержит целлюлозу, выбранную из группы, включающей микрокристаллическую целлюлозу, волокнистую целлюлозу или отходы переработки растительного сырья.6. Способ по п.1, отличающийся тем, что в комплексообразующем сорбенте твердый носитель содержит композицию активированных синтетических полимеров.7. Способ по п.1, отличающийся тем, что в комплексообразующем сорбенте полимер активного сорбирующего слоя сконденсирован с одинаковыми комплексонами.8. Способ по п.1, отличающийся тем, что в комплексообразующем сорбенте полимер активного сорбирующего слоя сконденсирован с различными комплексонами.9. Способ по п.1, отличающийся тем, что в комплексообразующем сорбенте комплексоны выбраны из группы, включающей карбоксилсодержащие комплексоны с фрагментом -NHCH₂COOH, -N(CH₂COOH)₂, комплексоны с фосфоновыми группировками -N(СН₂РО₃Н₂)₂, гидроксилсодержащие комплексоны с фрагментами =NCH₂CH₂OH, 10. Способ по п.8, отличающийся тем, что в комплексообразующем сорбенте активный сорбирующий слой содержит комплексоны, выбранные из группы, включающей карбоксилсодержащие комплексоны с фрагментом -NHCH₂COOH, -N(CH₂COOH)₂, комплексоны с фосфоновыми группировками -N(CH₂PO₃H₂)₂, гидроксилсодержащие комплексоны с фрагментами =NCH₂CH₂OH, в в любом их сочетании и любом количественном соотношении.11. Способ по п.1, отличающийся тем, что после контактирования с водным раствором осуществляют регенерацию отработавшего комплексообразующего сорбента минеральной кислотой.12. Способ по п.11, отличающийся тем, что минеральная кислота выбрана из группы, включающей азотную кислоту, соляную кислоту, серную кислоту.