Способ определения суммарной объемной активности радиоактивно-загрязненных пресных вод

Способ определения суммарной объемной активности радиоактивно-загрязненных пресных вод

Реферат

Изобретение относится к области определения радиоактивной загрязненности пресных (до 1 г/л) вод.

Простейший способ определения суммарной объемной активности пресной воды заключается в выпаривании определенного объема воды с последующим радиометрическим измерением полученного сухого (зольного) остатка, высушенного при температуре 85-90ºС, по бета-излучению [Сборник методик по определению радионуклидов в объектах внешней среды и организме человека. - М.: Воениздат, 1978, с.23-24].

Недостатком этого способа является необходимость при небольшой удельной активности (менее 3,7·10⁴ Бк/л) упаривать значительные объемы воды (до 1000 мл), что требует большого количества времени (несколько часов).

Известен экспрессный (быстрый) способ определения суммарной объемной активности пресной воды, заключающийся в концентрировании радионуклидов из определенного объема воды (не менее 1000 мл) на смеси гранулированных ионообменных смол (сополимера стирола и дивинилбензола, обработанного серной кислотой катионита и обработанного моно- и дихлорметиловым эфиром с последующей обработкой триметиламином анионита) с последующим радиометрическим измерением сорбента, высушенного при температуре 85-90ºС, по бета-излучению [Сборник методик по радиохимическому анализу и радиометрическим измерениям. - М.: Воениздат, 1985, с.22-23]. Данный способ по своей технической сущности и достигаемому эффекту наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Недостатком данного способа является то, что на ионообменных смолах не сорбируются радионуклиды, находящиеся во взвешенной, коллоидной и молекулярной форме. Кроме того, извлечь радионуклиды цезия (чаще всего определяющего удельную радиоактивность) из раствора, основными макрокомпонентами которого являются соли близкого по свойствам натрия, можно только удалив из него все ионы натрия, т.е. обессолив его и получив относительно большой объем активного сорбента [Никифоров А.С.и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.28].

Задача, решаемая данным изобретением, заключается в повышении эффективности экспрессного определения суммарной объемной активности пресных вод независимо от физико-химической формы радионуклидов в пресных водах.

Техническим результатом изобретения является повышение точности определения общей объемной активности пресных вод независимо от физико-химической формы радионуклидов и солевого состава вод.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе определения суммарной объемной активности пресной воды, включающем концентрирование радионуклидов из определенного объема воды на сорбентах на основе полимерных носителей, обработанных минеральной кислотой и обработанных аминами, с последующим радиометрическим измерением комплексного сорбента, высушенного при температуре 85-90ºС, по бета-излучению, согласно изобретению в качестве полимерного носителя используют политетрафторэтилен (фторопласт), а в качестве минеральной кислоты - сурьмяную кристаллическую, а в качестве амина - триоктиламин, при этом воду пропускают последовательно через каждый вид блочного сорбента: для выделения катионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный кристаллической сурьмяной кислотой, для выделения анионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный триоктиламином, при необходимости выделения радионуклидов цезия - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный ферроцианидом калия-кобальта.

Для удобства определения суммарного бета-излучения радионуклидов, присутствующих в пресных водах, на устройствах радиохимического анализа типа «УРАН» (Епимахов В.Н. и др. Экспрессные методики радиохимического контроля технологических сред и объектов окружающей среды АЭУ. // Сборник тезисов докладов научно-технического совещания «Проблемы и перспективы развития химического и радиохимического контроля в атомной энергетике». г. Сосновый Бор. 16-18 октября 2001 г., с.9-10) в качестве носителей сорбентов используют цилиндрические блочные носители с диаметром от 25 до 70 мм и высотой от 5 до 8 мм. Получение наполнителя производят путем первичного отжига в поддонах измельченного исходного продукта - политетрафторэтилена (фторопласта) в необходимых формах при температуре 365-385ºС (температура спекания политетрафторэтилена), охлаждения, измельчения испеченного материала и последующего фракционирования с отбором фракции 0,16-0,5 мм.

Сорбция анионных и катионных форм радионуклидов на отдельных сорбентах, тем более с выделением на дополнительном сорбенте радионуклидов цезия, повышает точность измерений, а пористость носителя обеспечивает задержку почти всех радионуклидов, адсорбированных на взвесях, что увеличивает эффективность способа.

Для получения блочного сорбента для выделения катионных форм радионуклидов проводят вторичный отжиг в необходимых для этого формах измельченного обожженного фторопласта, перемешанного с кристаллической сурьмяной кислотой (5-40% от массы сорбента с фракцией менее 16 мм). Блочные сорбенты имеют двойную пористость. При этом средний диаметр макропор в блочном сорбенте после второго обжига составляет 3-5 мкм, а диаметр микропор от 0,1 до 0,01 мкм, что обеспечивает задержку почти всех радионуклидов, адсорбированных на взвесях.

При получении блочного сорбента с пропиткой жидкими реагентами предварительно проводят вторичный отжиг измельченного обожженного фторопласта в необходимых для этого формах.

Для получения блочного сорбента для выделения радионуклидов в анионных формах блоки из вторично обожженного фторопласта сначала смачивают ацетоном, а затем проводят вакуумную пропитку триоктиламином.

Получение блочного сорбента для выделения радионуклидов цезия проводят из блоков вторично обожженного фторопласта. Сначала смачивают его ацетоном, а затем проводят последовательную вакуумную пропитку 0,5 N растворами хлористого кобальта и калия железистосинеродистого.

Способ осуществляется следующим образом.

При определении суммарной объемной активности радионуклидов в пресной воде определенный ее объем (не менее 1000 мм) последовательно пропускают (фильтруют) через блочные сорбенты для выделения радионуклидов в катионитовой и анионитовой форме: для выделения катионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный кристаллической сурьмяной кислотой, для выделения анионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный триоктиламином, при необходимости выделения радионуклидов цезия - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный ферроцианидом калия-кобальта. Объемную бета-активность каждого сорбента, высушенного при температуре 85-90ºС, измеряют на бета-радиометрах.

Сурьмяная кристаллическая кислота (СКК) выполняет комплексную функцию сорбента-коллектора многозарядных ионных форм радионуклидов, в то время как фторопласт является матрицей сорбента и выполняет роль механического фильтра для удержания в порах блочного сорбента радионуклидов, адсорбированных на взвесях и коллоидах. Поэтому на этом блочном сорбенте выделяется наибольшее число радионуклидов, например многозарядные катионные формы радионуклидов (Со, Mn, Sr и др.) и, в том числе, сорбированные на взвесях и коллоидах.

Блочный сорбент с ферроцианидом кобальта-калия (ФЦ) с большой избирательностью сорбирует из пресной воды не только радионуклиды цезия, но и прошедшие сквозь СКК радионуклиды кобальта.

На блочном сорбенте для выделения радионуклидов, присутствующих в анионных формах, практически работает методика экстракционно-хроматографического выделения с использованием в качестве экстрагента триоктиламина (ТОА), что позволяет успешно выводить радиоизотопы I и анионные формы радионуклидов Мо, Сr, Тc, Ru.

Примеры конкретного выполнения

Пример 1 (Аналог). Определение радионуклидов проводили в низкоактивных пресных (солесодержание ~ 300 мг/л) водах природного состава. Было выпарено 38 литров воды с последующим радиометрическим измерением полученного сухого (зольного) остатка, высушенного при температуре 85-90ºС, по бета-излучению. Результаты приведены в таблице.

Пример 2 (Прототип). Отличается от примера 1 тем, что 38 литров воды того же состава было пропущено через ионообменную колонну, заполненную смесью гранулированных (0,3-1,2 мм) ионообменных смол (катионита КУ-2-8 и анионита АВ-17-8) с последующим радиометрическим измерением сорбента, высушенного при температуре 85-90ºС, по бета-излучению. Результаты приведены в таблице.

Пример 3 (Заявляемый способ). Отличается от примера 2 тем, что 38 литров воды того же состава было последовательно пропущено через колонки с блочными (диаметр 70 мм, высота 18 мм) сорбентами СКК, ТОА и ФЦ с последующим радиометрическим измерением сорбентов, высушенных при температуре 85-90ºС, по бета-излучению. Результаты приведены в таблице.

Результаты радиохимического анализа вод, полученные при использовании различных методов выделения радионуклидов
Пример №		Объемная активность, n·10-1, Бк/л
137Cs	134Cs	131I	144Ce	95Zr	95Nb	103Ru	51Cr	65Zn	58Co	60Co
1	Выпарка	139	10	-	32	15	-	26	270	-	5	10
2	КУ2+АВ17	109	27	85	3	29	5	1	119	-	2	6
3	СКК	9	-	-	46	29	3	3	49	3	7	13
ФЦ	130	37	-	-	-	-	-	-	-	-	-
ТОА	-	-	94	-	8	16	46	370	-	-	-
Сумма	139	37	94	46	37	19	49	419	3	7	13

Предлагаемый способ по сравнению с прототипом обеспечивает более точное определение суммарной объемной бета-активности в пресных водах. Причем пористый носитель на основе дважды обожженного политетрафторэтилена (фторопласта) гарантирует извлечение и радионуклидов, сорбированных на взвесях и коллоидах. Использование же блочных сорбентов фиксированных размеров (для удобства пользования радиометрами) позволяет в разы сократить время на определение общей удельной активности, т.е. является экспресс-методом.

Политетрафторэтилен (фторопласт) как основа для сорбентов и сами сорбенты СКК, ТОА, а также компоненты ФЦ выпускаются в промышленных масштабах. Таким образом, предлагаемый способ является промышленно применимым.

1. Способ определения суммарной объемной активности радиоактивно-загрязненных пресных вод, включающий концентрирование радионуклидов из определенного объема воды на сорбентах на основе полимерных носителей, обработанных минеральной кислотой и обработанных аминами, с последующим радиометрическим измерением комплексного сорбента, высушенного при температуре 85-90°С, по бета-излучению, отличающийся тем, что в качестве полимерного носителя используют политетрафторэтилен, в качестве минеральной кислоты - сурьмяную кристаллическую, а в качестве амина - триоктиламин, при этом воду пропускают последовательно через каждый вид блочного сорбента: для выделения катионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный кристаллической сурьмяной кислотой, для выделения анионных форм радионуклидов - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный триоктиламином, при необходимости выделения радионуклидов цезия - через политетрафторэтиленовый носитель, модифицированный ферроцианидом калия-кобальта.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что сорбенты изготавливают в виде блоков фиксированных размеров на основе крошки политетрафторэтилена, дважды обожженной при температуре 365-385°С.