Экология/3. Радиационная безопасность и социально-

экологические проблемы

К.фарм.н. Лонин А.Ю.

Национальный Научный Центр «Харьковский физико-технический институт», Украина

Влияние степени измельчения клиноптилолита на его сорбционные свойства в отношении радионуклида цезия

Природные цеолиты широко применяются в атомной энергетики. Прежде всего это применение связано с их использованием в качестве сорбентов, для очистки вод бассейнов охладителей отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Это связано с тем, что цеолиты (клиноптилолит) обладают высокой радиационной и термической стойкостью. Кроме того, было установлено, что при дальнейшей утилизации отработанных цеолитов на 2-3 порядка увеличивается экологическая безопасность по сравнению с использованием ионообменных смол. Это ведет к сокращению расхода цемента и уменьшению объемов отходов, подлежащих захоронению [1-4].

Ионообменные и адсорбционные свойства цеолитов зависят от степени измельчения. Чем меньше размер частиц, тем больше относительная поглощающая поверхность. Следствием увеличения поглощающей поверхности, является увеличение скорости и глубины обмена.

Целью данной работы было установить, как степень измельчения клиноптилолита влияет на его сорбционные свойства в отношении цезия.

В данной работе был использован клиноптилолит Сокирницкого месторождения. Использованные в работе фракции клиноптилолита – 0,1 мм; 0,2 мм; 0,5 мм; 0,5-1 мм; 1-3 мм; 3-5 мм – являются фракциями клиноптилолита получаемыми промышленным способом.

В эксперименте был использован раствор радионуклида цезия с носителем. В качестве носителя использовалась соль цезия – CsNO₃. Активация цезия проводилась при следующих параметрах пучка электронов: энергия ≈ 34 МэВ, средний ток ≈ 240 мкА, в течение 4 часов на вольфрамовом конвертере диаметром 4 мм. Для того, чтобы избежать нагрева образцов использовалась теплозащита из алюминия, толщиной 6 см.

Анализ проводился по сухим пробам, помещенным в алюминиевую фольгу. Радиометрические измерения проводились с помощью Ge/Li детектора. Относительная погрешность измерений составляла ≈ 5%.

В качестве количественной характеристики взаимодействия сорбентов с радионуклидами использовали коэффициент распределения радионуклидов (K_d, мл/г) и коэффициентам сорбции (K_s, %), которые рассчитывали по следующим формулам:

где C_o и C_р – начальная и равновесная концентрации раствора, моль/дм³; V – общий объём раствора, мл; m – масса сорбента, г.

Таблица.1.

Сорбция цезия клиноптилолитом при разной степени измельчения

№ п/п	Размер фракций клиноптилолита	Коэффициент распределения, мл/г	Коэффициент сорбции, %
1	0,1 мм	775,61±38,78	79,50±3,97
2	0,2 мм	371,43±18,57	65,00±3,25
3	0,5мм	215,27±10,76	50,76±2,54
4	0,5-1 мм	154,25±7,71	43,63±2,18
5	1-3 мм	113,32±5,66	36,17±1,80
6	3-5 мм	89,16±4,46	30,83±1,54

Полученные данные свидетельствуют о том, что степень измельчения клиноптилолита оказывает значительное влияние на сорбционные процессы (таблица.1.). Увеличение размера фракций клиноптилолита от 0,1 мм до 5 мм ведет к резкому снижению сорбционных свойств в отношении цезия, не смотря на высокую селективность клиноптилолита к цезию.

В ходе выполнения работы был, также рассмотрено влияние концентрации изотопного носителя на сорбционные процессы, проходящие на клиноптилолите (таблица.2.)

Таблица.2.

Влияние концентрации изотопного носителя на сорбцию цезия -137 клиноптилолитом

№ п/п	Концентрация носителя, моль/дм^3	Коэффициент распределения цезия на клиноптилолите, мл/г
1	0	12800±640,00
2	0,001	775,61±38,78
3	0,1	48±2,40
4	1,0	19±1,00

Полученные данные свидетельствуют о том, что повышение ионной силы раствора, за счет повышения концентрации изотопного носителя ведет к значительному снижению коэффициента распределения цезия на клиноптилолите.

Из исследований зависимости, сорбционных способностей клиноптилолита от степени измельчения, установлено, что наиболее пригоден для применения в атомной энергетике, клиноптилолит с размером частиц 0,1 мм.

Полученные результаты по влиянию концентрации изотопного носителя на процессы сорбции, проходящие на клиноптилолите, указывают на то, что он наиболее пригоден для дезактивации растворов с малой концентрацией радионуклидов.

Литература:

1. Н.А.Шульга, И.Д. Соколова. Обработка жидких радиоактивных отходов на АЭС.//Атомная техника за рубежом. 2008, № 9, с. 3 – 19.

2. Патент РФ № 1797387, кл. G 21 F9/28, 1990.

3. Патент РФ № 98111584, кл. G 21 F9/12, 1998.

4. Патент РФ № 2002119438, кл. G 21 F9/16, 2002.