Фероціанідні сорбенти на глинистій матриці у процесах сорбції радіонуклідів
Синтезовано експериментальні партії залізовмісних фероціанідних сорбційних матеріалів, нанесених на глинисту матрицю. Проведено серію експериментів на дезактиваційних установках зони відчуження. Запропоновано залізовмісний фероціанідний глинистий сорбент для дезактивації відпрацьованого технологічно...
Збережено в:
| Дата: | 2008 |
|---|---|
| Автори: | , , , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian |
| Опубліковано: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2008
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/7399 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Фероціанідні сорбенти на глинистій матриці у процесах сорбції радіонуклідів / В.В. Токаревський, Г.О. Лобач, І.М. Кріп, Т.В. Шимчук, М.В. Токарчук // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2008. — Вип. 9. — С. 120–124. — Бібліогр.: 3 назв. — укр. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
irk-123456789-7399 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
irk-123456789-73992010-03-30T12:01:10Z Фероціанідні сорбенти на глинистій матриці у процесах сорбції радіонуклідів Токаревський, В.В. Лобач, Г.О. Кріп, І.М. Шимчук, Т.В. Токарчук, М.В. Проблеми Чорнобиля Синтезовано експериментальні партії залізовмісних фероціанідних сорбційних матеріалів, нанесених на глинисту матрицю. Проведено серію експериментів на дезактиваційних установках зони відчуження. Запропоновано залізовмісний фероціанідний глинистий сорбент для дезактивації відпрацьованого технологічного розчину з метою його багатократного використання, що дає змогу створити установку для дезактивації піщаних грунтів із замкнутим циклом. Досліджено процес вимивання сорбованих радіонуклідів із відпрацьованого сорбційного матеріалу, одержаного при дезактивації технологічного розчину, та вивчено динаміку процесу. Одержані дані інтерпретовано як фізичну модель захисного інженерного бар’єра. Синтезированы экспериментальные партии железосодержащих фероцианидных сорбентов, нанесенных на глинистую матрицу. Проведена серия экспериментов на дезактивационных установках зоны отчуждения. Предложен железосодержащий ферроцианидный глинистый сорбент для дезактивации отработанного технологического раствора с целью его многократного использования. Это дает возможность создать установку для дезактивации песчаных грунтов с замкнутым циклом. Проведены исследования процессов вымывания сорбированных радионуклидов из отработанного сорбционного материала, полученного при дезактивации технологического раствора, и изучена динамика процесса. Полученные данные следует интерпретировать как физическую модель защитного инженерного барьера. The pilot lot of ferric-ferrocyanide deposited on clay sorption material has been synthesized. The set of experiments on decontamination units of right-of-way zone was carried out. The ferric-ferrocyanide containing sorbent was proposed for decontamination of used technological solution. The sorbent is planned for recurring use which enables development of closed cycle unit for sandy ground decontamination. Additionally, the process of radionuclides wash-out from used sorption material and its dynamics were examined. Obtained data were interpreted to create physical model of protective engineer barrier. 2008 Article Фероціанідні сорбенти на глинистій матриці у процесах сорбції радіонуклідів / В.В. Токаревський, Г.О. Лобач, І.М. Кріп, Т.В. Шимчук, М.В. Токарчук // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2008. — Вип. 9. — С. 120–124. — Бібліогр.: 3 назв. — укр. 1813-3584 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/7399 541.181, 621.039 uk Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| language |
Ukrainian |
| topic |
Проблеми Чорнобиля Проблеми Чорнобиля |
| spellingShingle |
Проблеми Чорнобиля Проблеми Чорнобиля Токаревський, В.В. Лобач, Г.О. Кріп, І.М. Шимчук, Т.В. Токарчук, М.В. Фероціанідні сорбенти на глинистій матриці у процесах сорбції радіонуклідів |
| description |
Синтезовано експериментальні партії залізовмісних фероціанідних сорбційних матеріалів, нанесених на глинисту матрицю. Проведено серію експериментів на дезактиваційних установках зони відчуження. Запропоновано залізовмісний фероціанідний глинистий сорбент для дезактивації відпрацьованого технологічного розчину з метою його багатократного використання, що дає змогу створити установку для дезактивації піщаних грунтів із замкнутим циклом. Досліджено процес вимивання сорбованих радіонуклідів із відпрацьованого сорбційного матеріалу, одержаного при дезактивації технологічного розчину, та вивчено динаміку процесу. Одержані дані інтерпретовано як фізичну модель захисного інженерного бар’єра. |
| format |
Article |
| author |
Токаревський, В.В. Лобач, Г.О. Кріп, І.М. Шимчук, Т.В. Токарчук, М.В. |
| author_facet |
Токаревський, В.В. Лобач, Г.О. Кріп, І.М. Шимчук, Т.В. Токарчук, М.В. |
| author_sort |
Токаревський, В.В. |
| title |
Фероціанідні сорбенти на глинистій матриці у процесах сорбції радіонуклідів |
| title_short |
Фероціанідні сорбенти на глинистій матриці у процесах сорбції радіонуклідів |
| title_full |
Фероціанідні сорбенти на глинистій матриці у процесах сорбції радіонуклідів |
| title_fullStr |
Фероціанідні сорбенти на глинистій матриці у процесах сорбції радіонуклідів |
| title_full_unstemmed |
Фероціанідні сорбенти на глинистій матриці у процесах сорбції радіонуклідів |
| title_sort |
фероціанідні сорбенти на глинистій матриці у процесах сорбції радіонуклідів |
| publisher |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| publishDate |
2008 |
| topic_facet |
Проблеми Чорнобиля |
| url |
http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/7399 |
| citation_txt |
Фероціанідні сорбенти на глинистій матриці у процесах сорбції радіонуклідів / В.В. Токаревський, Г.О. Лобач, І.М. Кріп, Т.В. Шимчук, М.В. Токарчук // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. — 2008. — Вип. 9. — С. 120–124. — Бібліогр.: 3 назв. — укр. |
| work_keys_str_mv |
AT tokarevsʹkijvv ferocíanídnísorbentinaglinistíjmatricíuprocesahsorbcííradíonuklídív AT lobačgo ferocíanídnísorbentinaglinistíjmatricíuprocesahsorbcííradíonuklídív AT krípím ferocíanídnísorbentinaglinistíjmatricíuprocesahsorbcííradíonuklídív AT šimčuktv ferocíanídnísorbentinaglinistíjmatricíuprocesahsorbcííradíonuklídív AT tokarčukmv ferocíanídnísorbentinaglinistíjmatricíuprocesahsorbcííradíonuklídív |
| first_indexed |
2025-07-02T10:12:52Z |
| last_indexed |
2025-07-02T10:12:52Z |
| _version_ |
1836529664400556032 |
| fulltext |
120 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008
УДК 541.181, 621.039
ФЕРОЦІАНІДНІ СОРБЕНТИ НА ГЛИНИСТІЙ МАТРИЦІ У ПРОЦЕСАХ СОРБЦІЇ
РАДІОНУКЛІДІВ*
В. В. Токаревський1, Г. О. Лобач1, І. М. Кріп2, Т. В. Шимчук2, М. В. Токарчук2,3
1
Державне спеціалізоване підприємство «Техноцентр», Чорнобиль
2
Національний університет «Львівська політехніка», Львів
3
Інститут фізики конденсованих систем НАН України, Львів
Синтезовано експериментальні партії залізовмісних фероціанідних сорбційних матеріалів,
нанесених на глинисту матрицю. Проведено серію експериментів на дезактиваційних установках
зони відчуження. Запропоновано залізовмісний фероціанідний глинистий сорбент для дезактивації
відпрацьованого технологічного розчину з метою його багатократного використання, що дає змогу
створити установку для дезактивації піщаних грунтів із замкнутим циклом. Досліджено процес
вимивання сорбованих радіонуклідів із відпрацьованого сорбційного матеріалу, одержаного при де-
зактивації технологічного розчину, та вивчено динаміку процесу. Одержані дані інтерпретовано як
фізичну модель захисного інженерного бар’єра.
Вступ
Проведені раніше [1, 2] теоретичні та експериментальні дослідження дозволили роз-
робити оптимальний склад та запропонувати технологію одержання високоефективних феро-
ціанідних сорбційних матеріалів на основі модифікованої глинистої сировини для запобіган-
ня міграції радіонуклідів до незабруднених водоносних шарів і створення радіоекологічних
бар’єрів у районах радіоактивного забруднення. Ці питання особливо актуальні для України
в першу чергу у зв’язку з проблемою подолання наслідків катастрофи на ЧАЕС.
Було проведено унікальні експерименти в зоні відчуження ЧАЕС з метою апробації
розроблених сорбційно-бар’єрних матеріалів для дезактивації реальних рідких радіоактив-
них відходів - „блочної” води об’єкта „Укриття” та відходів дезактивації піщаних грунтів [3].
Одержані результати стали підставою для продовження робіт, метою яких є експеримен-
тальне обгрунтування використання розроблених фероціанідних сорбційних матеріалів на
глинистій матриці в процесах сорбції на дезактиваційних установках зони відчуження ЧАЕС.
Основним завданням даної роботи є проведення комплексу експериментальних робіт
на пілотній установці для дезактивації радіоактивних грунтів та розрахунок хімічної
кінетики процесу сорбції і дифузії сорбованих радіонуклідів.
Відпрацювання режимів роботи пілотної установки для дезактивації радіоактивних
грунтів з використанням реальних рідких радіоактивних відходів та сорбційних матеріалів
дозволить розробити принципову технологічну схему пілотної установки для дезактивації
радіоактивних грунтів із замкнутим циклом. При цьому дані фізичних досліджень стануть
підставою для прогнозування тривалості ефективної дії сорбційних матеріалів та визначення
розрахункової величини запірного шару при створенні інженерних бар’єрних конструкцій.
Синтез укрупнених партій сорбційних матеріалів оптимального складу
та їх апробація в умовах роботи пілотної установки гідрокласифікації
радіоактивного грунту
Проведення багатократних синтезів за розробленою раніше методикою дозволило
внести удосконалення в принципову технологічну схему процесу одержання фероціанідних
сорбційних матеріалів, нанесених на глинисту матрицю. Так, зокрема, з метою економного
використання води та отримання концентрованих розчинів хлористого кальцію нами прове-
* Роботи виконані при фінансовій підтримці Науково-технологічного центру в Україні (проект 1706).
ФЕРОЦІАНІДНІ СОРБЕНТИ
____________________________________________________________________________________________________
________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008 121
дено експерименти із синтезу залізовмісних глинистих матеріалів в концентрованих роз-
чинах хлористого кальцію (до 25 %). Проведені експерименти показали, що синтез в таких
розчинах протікає за тим же механізмом, що й у воді, і такі глинисті матеріали після
відмивання можна використовувати для подальшого одержання фероціанідних глинистих
сорбентів. З використанням цих даних нами запропоновано принципову технологічну схему
одержання фероціанідних глинистих сорбентів, яка включає стадії синтезу залізовмісного
глинистого матеріалу, синтезу сорбенту і каскадного відмивання отриманого матеріалу від
продуктів синтезу.
Принципову технологічну схему одержання фероціанідних глинистих сорбентів пока-
зано на рисунку.
На стадії синтезу залізовмісного глинистого матеріалу в апарат з мішалкою 1 при
інтенсивному перемішуванні додають необхідну кількість концентрованого розчину хлори-
стого заліза (FeCl3) або відходу, який містить цю речовину. Після проходження реакції туди
ж подається строго дозована кількість розчинів фероціаніду калію та соляної кислоти.
Отримана суспензія надходить на стадію відмивання та концентрування осаду.
Відмивання й відстоювання проводять згідно з принципом протитечії: осад послідовно
подається насосами 4 з першого відстійника до останнього 2, а вода – у напрямку, зворот-
ному до руху осаду. Промивні води повторно використовують для приготування суспензії
вихідної глини.
Принципова технологічна схема одержання залі-
зовмісних фероціанідних глинистих сорбентів:
1 – апарат з мішалкою; 2 – промивні ємності-
відстійники; 3 – центрифуга; 4 – насоси.
При необхідності осадження глинис-
того сорбенту для зменшення його волого-
сті, тобто видалення залишкової кількості
розчину, його можна піддати центрифугу-
ванню в центрифузі 3.
Для апробації сорбційних матеріалів
оптимального складу та відпрацювання
режимів роботи пілотної установки гід-
рокласифікації радіоактивного грунту син-
тезовано укрупнені лабораторні партії
залізовмісних фероцінідних глинистих сор-
бентів.
Залізовмісний фероціанідний глинистий сорбційний матеріал був використаний для
відпрацювання технологічних режимів роботи пілотної установки для дезактивації грунтів.
На заключній стадії роботи установки сорбент суспендували в об’ємі відпрацьованого
технологічного розчину (1 кг сорбенту в 100 л розчину). Тривалість процесу сорбції складала
1 год, після чого сорбент відділяли від відпрацьованого технологічного розчину на проточній
центрифузі. Таким чином, для дезактивації грунту та сорбційного очищення відпрацьованого
технологічного розчину використовували те ж обладнання без модифікації основної техноло-
гічної схеми.
Результати технологічного експерименту з використанням сорбційного очищення від-
працьованого технологічного розчину наведено в табл. 1. Як видно з результатів, наведених
у таблиці, застосування залізовмісного фероціанідного сорбенту забезпечує ефективну дезак-
тивацію відпрацьованого технологічного розчину. Особливо це помітно для радіонуклідів
134Cs, 137Cs. Для досягнення аналогічного ефекту для інших радіонуклідів поряд із залізо-
вмісним сорбентом доцільно використовувати інший сорбційний матеріал, здатний сорбу-
вати 90Sr, 241Am, 238Pu, 239,240Pu.
В. В. ТОКАРЕВСЬКИЙ, Г. О. ЛОБАЧ, І. М. КРІП ТА ІН.
____________________________________________________________________________________________________
________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008 122
Таблиця 1. Результати сорбційного очищення відпрацьованого технологічного розчину
установки для дезактивації піщаних грунтів
Зразок
Об’єм,
маса
Питома активність радіонукліда, Бк/кг
134Cs 137Cs 90Sr 241Am 238Pu 239,240Pu
Вихідний розчин 100 л 5,9·10+01 5,0·10+04 2,2·10+04 8,8·10+02 3,1·10+02 6,3·10+02
Розчин після
очищення
100 л 3,7·10+00 3,5·10+03 1,2·10+04 5,4·10+02 1,8·10+02 3,9·10+02
Відпрацьований
сорбент
1 кг 2,1·10+01 2,0·10+04 2,1·10+03 5,0·10+02 1,7·10+02 3,6·10+02
Ефект дезактивації, % 93,7 93,0 45,5 38,6 41,9 38,0
Апробація фізичної моделі захисних інженерних бар’єрів
Синтезовані фероціанідні глинисті сорбційні матеріали в компактному стані проявля-
ють високі водозапірні властивості. При спробі просочування крізь шар такого сорбційного
матеріалу розчину радіонуклідів відбувається набухання з подальшим розбуханням і припи-
ненням процесу. Очевидно, що при використанні розроблених матеріалів для створення
інженерних конструкцій унаслідок тривалого використання можна прогнозувати протікання
певних процесів міграції радіонуклідів. Тому для апробації фізичної моделі захисного
інженерного бар’єра нами проведено дослідження процесів вимивання сорбованих радіо-
нуклідів із відпрацьованого сорбційного матеріалу, одержаного при дезактивації технологіч-
ного розчину на пілотній установці. Вихідні дані для розрахунків наведено в табл. 2.
Таблиця 2. Вихідні дані для розрахунків
Радіонуклід
Питома активність продукту
Сорбент після використання
для очищення
технологічного розчину,
Бк/кг сухої речовини
Технологічний розчин
після очищення,
Бк/м3
Розчин після
промивання
сорбенту,
Бк/м3
134Cs 2,10·101 3,70·100 6,00·100
137Cs 2,00·104 3,50·103 5,70·103
90Sr 2,10·103 1,20·104 2,80·104
241Am 5,00·102 5,40·102 0,00
238Pu 1,70·102 1,80·102 0,00
239,240Pu 3,60·102 3,90·102 0,00
Знаючи вологість сорбенту після використання його для очищення технологічного
розчину, можна визначити вміст сухої речовини. При цьому вважали, що активність радіо-
нукліда в сорбенті після використання для дезактивації розчину є сумою активності сорбова-
ного радіонукліда та активності радіонукліда в залишковій кількості технологічного розчину,
що міститься у використаному сорбенті.
Припускається, що залишкова кількість очищеного технологічного розчину, який
міститься у використаному сорбенті, при промиванні останнього вимивається й розподіля-
ється в об’ємі промивної води. Це дає змогу визначити питому активність промивної води за
рахунок вимивання із сорбенту залишкової кількості очищеного технологічного розчину.
В експерименті з вимивання радіонуклідів використовували 20 г сорбенту з вмістом
сухої речовини 0,6768. Відповідно маса сухого зразка сорбенту становила 0,0135 кг. Розрахо-
ваний об’єм технологічного розчину в цій кількості сорбенту становить 6,464·10-6 м3. За
цими даними розраховано питому активність промивної води за рахунок вимивання із
сорбенту залишкової кількості очищеного технологічного розчину при додаванні до нього
дистильованої води в кількості 2 л. Експеримент проводили в статичних умовах протягом
ФЕРОЦІАНІДНІ СОРБЕНТИ
____________________________________________________________________________________________________
________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008 123
24 год. Результати розрахунку значень питомої активності промивної води для радіонуклідів,
що визначалися, і порівняння її з виміряними значеннями наведено в табл. 3.
Таблиця 3. Питома активність промивної води
Радіонуклід
Питома активність продукту
Розчин після промивання
сорбенту, Бк/м3,
розрахункова величина
Розчин після
промивання сорбенту,
Бк/м3
Промивна вода,
Бк/м3
134Cs 1,192·10-2 6,00·100 5,99·100
137Cs 1,1276·101 5,70·103 5,69·103
90Sr 3,8659·101 2,80·104 2,80·104
241Am 1,7397·100 0,00 -1,73·100
238Pu 5,7989·10-1 0,00 -5,78·101
239,240Pu 1,2564·100 0,00 -1,25·100
Значення питомої активності для 241Am, 238Pu, 239,240Pu виявилися нижче від межі
детектування. Тому ступінь десорбції радіонуклідів із сорбенту при його промиванні роз-
раховували лише для радіонуклідів 134Cs, 137Cs, 90Sr.
Із одержаних даних розраховано ступінь вилуговування радіонуклідів. Результати
розрахунків наведено в табл. 4.
Таблиця 4. Ступені вилуговування радіонуклідів
Радіонуклід
Активність вилугуваних
радіонуклідів, Бк
Активність сорбованих
радіонуклідів, Бк
Ступінь
вилуговування
134Cs 1,2·10-2 2,83·10-1 4,23·100
137Cs 3,14·101 2,70·102 4,23·100
90Sr 5,60·101 2,83·101 1,97·102
Результати, наведені в таблиці, свідчать про те, що ступінь вилуговування радіоізото-
пів цезію (134Cs, 137Cs) дуже низька (не більше декількох процентів) на відміну від 90Sr, який,
очевидно, вилуговується практично повністю. При цьому цікаво простежити динаміку вими-
вання радіонуклідів. Такі дослідження було проведено для радіонуклідів 137Cs, 90Sr, 238Pu,
239,240Pu, 241Am. Для одержання більш чіткої картини щодо зміни концентрації радіонуклідів у
промивній воді нами було збільшено вміст відпрацьованого сорбенту до 56 г й одночасно
зменшено кількість промивної дистильованої води до 1 л. Значення питомої активності (ПА)
проб водних розчинів наведено в табл. 5.
Таблиця 5. Результати радіохімічного та спектрометричного аналізів проб водних розчинів
Час вилуговування
радіонуклідів, год
Радіонукліди, Бк/м3, похибка (%)
137Cs 90Sr 239+240Pu 238Pu 241Am
2 1,5⋅103 (23) 6,9⋅105 (10) 3,2⋅101 (23) 1,6⋅101 (27) 4,7⋅101 (26)
4 1,9⋅103 (27) 6,8⋅105 (10) 2,9⋅101 (22) 1,4⋅101 (27) 4,4⋅101 (23)
8 5,4⋅103 (23) 7,4⋅105 (8) 3,4⋅101 (21) 1,6⋅101 (26) 4,9⋅101 (27)
12 1,2⋅104 (24) 6,3⋅105 (10) 2,5⋅101 (23) 1,2⋅101 (27) 3,6⋅101 (25)
24 2,1⋅103 (24) 1,8⋅105 (12) 3,7⋅100 (63) 8,2⋅100 (69) 1,1⋅101 (53)
Одержані дані показують, що вимивання радіонуклідів 90Sr, 137Cs спостерігається на
початкових стадіях експерименту, причому для цезію процес проходить значно повільніше,
ніж для стронцію. Характерно, що для радіонуклідів 238Pu, 239,240Pu, 241Am концентрації в
межах похибки експерименту практично не змінюються. Оскільки одержані раніше дані
показали, що глиниста матриця має значно меншу ефективність сорбційної дії, слід вважати
ефективним сорбційним матеріалом для сорбції вищеназваних радіонуклідів саме феро-
ціанідну складову.
Висновки
В. В. ТОКАРЕВСЬКИЙ, Г. О. ЛОБАЧ, І. М. КРІП ТА ІН.
____________________________________________________________________________________________________
________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008 124
Удосконалено принципову технологічну схему одержання фероціанідних глинистих
сорбентів та запропоновано проведення процесу модифікування глинистого мінералу в
концентрованих розчинах хлориду кальцію. Проведені експерименти показали, що синтез у
таких розчинах протікає за тим же механізмом, що й у воді, і такі глинисті матеріали можуть
бути використані для подальшого одержання фероціанідних сорбентів.
Показано, що використання залізовмісного фероціанідного сорбенту на глинистій
матриці забезпечує ефективну дезактивацію відпрацьованого технологічного розчину пілот-
ної установки дезактивації піщаних грунтів. Особливо це помітно для радіонуклідів 134Cs,
137Cs.
Запропоновано удосконалену принципову технологічну схему установки для дезакти-
вації грунту з замкнутим циклом, що включає стадію дезактивації забрудненого технологіч-
ного розчину та його багатократне використання.
Для апробації фізичної моделі захисного інженерного бар’єра проведено дослідження
процесів вимивання сорбованих радіонуклідів із відпрацьованого сорбційного матеріалу,
одержаного при дезактивації технологічного розчину. Показано, що ступінь вилуговування
радіоізотопів 134Cs, 137Cs становить не більше 2 – 4 % на відміну від 90Sr, який, очевидно,
вилуговується практично повністю. Радіоізотопи 238Pu, 239,240Pu, 241Am міцно утримуються
сорбційним матеріалом і практично не вимиваються. Одержані дані дозволяють запропо-
нувати розроблені матеріали для створення інженерних бар’єрних конструкцій на шляху
міграції радіонуклідів.
СПИСОК ЛІТЕРАТУРИ
1. Кріп І.М., Шимчук Т.В., Токарчук М.В. Сорбційні матеріали для сорбції радіонуклідів у процесах
переробки паливовмісних матеріалів об'єкта “Укриття” // Проблеми Чорнобиля. - 2002. - Вип. 11.
- С. 51 - 72.
2. Кріп І.М., Шимчук Т.В., Токарчук М.В. Синтез та дослідження сорбційних матеріалів на основі
природних і синтетичних дисперсних оксидних систем для сорбції активних продуктів вилуго-
вування лавоподібних паливовмісних матеріалів // Там же. – 2004. – Вип. 14. – С. 23 – 28.
3. Токаревський В.В., Кріп І.М., Токарчук М.В. та ін. Модифіковані глинисті мінерали для сорбції
радіонуклідів та створення радіоекологічних бар’єрів // Тези доп. Міжнар. наук. сем. "Радіо-
екологія Чорнобильської зони", 27 - 29 вер. 2006 р., Славутич. - Славутич, 2006. – С. 99 - 102.
3 ФЕРРОЦИАНИДНЫЕ СОРБЕНТЫ НА ГЛИНИСТОЙ МАТРИЦЕ В ПРОЦЕССАХ СОРБЦИИ
РАДИОНУКЛИДОВ
В.В. Токаревский, Г.А. Лобач, І.М. Крип, Т.В. Шимчук, М.В. Токарчук
Синтезированы экспериментальные партии железосодержащих фероцианидных сорбентов,
нанесенных на глинистую матрицу. Проведена серия экспериментов на дезактивационных
установках зоны отчуждения. Предложен железосодержащий ферроцианидный глинистый сорбент
для дезактивации отработанного технологического раствора с целью его многократного использова-
ния. Это дает возможность создать установку для дезактивации песчаных грунтов с замкнутым
циклом. Проведены исследования процессов вымывания сорбированных радионуклидов из отрабо-
танного сорбционного материала, полученного при дезактивации технологического раствора, и
изучена динамика процесса. Полученные данные следует интерпретировать как физическую модель
защитного инженерного барьера.
3 FERROCYANIDE SORBENTS ON CLAY MATRIX IN PROCESS OF RADIONUCLIDES SORPTION
V.V. Tokarevskyy, H.A. Lobach, I.M. Krip, T.V. Shymchuk, M.V. Tokarchuk
The pilot lot of ferric-ferrocyanide deposited on clay sorption material has been synthesized. The set
of experiments on decontamination units of right-of-way zone was carried out. The ferric-ferrocyanide
containing sorbent was proposed for decontamination of used technological solution. The sorbent is planned
ФЕРОЦІАНІДНІ СОРБЕНТИ
____________________________________________________________________________________________________
________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 9 2008 125
for recurring use which enables development of closed cycle unit for sandy ground decontamination.
Additionally, the process of radionuclides wash-out from used sorption material and its dynamics were
examined. Obtained data were interpreted to create physical model of protective engineer barrier.
|