DE1218964B - Abtrennung radioaktiver Ionen aus ihren Loesungen - Google Patents
Abtrennung radioaktiver Ionen aus ihren LoesungenInfo
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- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
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Description
- Abtrennung radioaktiver Ionen ausihren Lösungen Bei der Reaktortechnik und beim Arbeiten mit Radioisotopen fallen diese in verdünnten Lösungen an.
- Zur Dekontaminierung dieserLösungen bzw. zur Gewinnung eines Konzentrates an diesen Radioisotopen sind zur Zeit folgende Verfahren in Gebrauch: Zur Dekontaminierung wird die Lösung verdünnt, bis ihre Aktivität unter dem zulässigen Maximalwert liegt, oder die Lösung wird so lange gelagert, bis ihre Aktivität entsprechend abgeklungen ist.
- Zur Gewinnung eines Konzentrates werden die Ionen als schwerlösliche Salze oder adsorptiv gefällt bzw. die Lösungen eingedampft.
- Da alle diese Verfahren einen hohen Aufwand an Apparaturen und Zeit erfordern, stellt sich die Aufgabe, ein schnelleres und einfacheres Verfahren zu entwerfen.
- Es wurde gefunden, daß kristaRine Schichten eines schwerlöslichen Stoffes mit Ionenbindung, der als Gitterbaustein ein inaktives Isotop des abzutrennenden Radionuklids enthält und dessen Belegung die weiter unten noch zu erläuternde spezifische Kapazität nicht übersteigt, auf Filtern während des Filtrierens durch einen »filterkatalytischenEffekt«rapide eines ihrer Ionen gegen das entsprechende Ion aus der Lösung austauschen. Dabei wird die ganze kristalline Schicht - nicht nur etwa ihre Oberfläche - ausgetauscht. Versuche haben gezeigt, daß in Suspensionen solcher schon löslicher Stoffe der Austausch nur sehr langsam vor sich geht. Wenn man hingegen durch den Filterboden (bestehend aus z. B. einem schwerlöslichen Salz auf einem Filter) eine Lösung schickt, die eines der Ionen des schwerlöslichen Salzes als Radioisotop enthält, so findet man in der kristallinen Salzschicht des Filterbodens 'die Ionen der Lösung wieder. Deshalb wird hier von einem »filterkatalytischen Effekt« gesprochen.
- Wenn also beispielsweise in der zu dekontaminierenden Lösung eine Konzentration von 10-20 Mol je Liter 140Ba++ vorliegt, so sättigt sich diese Lösung an Ba++ bis zum Löslichkeitsprodukt augenblicklich, wenn Bariumsulfat im Filterboden vorliegt. In dieser an Bariumsulfat gesättigten Lösung liegen nunmehr 10-5 Mol je Liter Bariumionen einschließlich der 10-20 Mol 140Ba++ vor. Bei diesem Beispiel muß zum vollständigen Austausch das Filter mit 10-5 Mol BaSO, je Quadratzentimeter Filterfläche belegt sein. Eine höhere Belegung erhöht nicht die Kapazität des Filterbodens. Somit enthält dieser Filterboden nach dem Durchsatz von 11 Lösung das gesamte 140Ba, womit der Durchbruch erreicht ist, weil alle Bariumionen der filterkatalytisch aktivierten Umstellschicht durch ihre Isotope aus der Lösung ersetzt worden sind, während sie selbst in der durchfiltrierten Lösung auftreten. Durch eine Kolonne derartiger Filterböden läßt sich die Kapazität entsprechend vervielfachen. Bei diesem Beispiel, in dem neben dem Radioisotop ursprünglich kein entsprechendes inaktives Isotop enthalten war, läßt sich also schon durch eine sehr geringe Menge Bariumsulfat in den Filterböden eine sehr große Menge Lösung dekontaminieren.
- Durch einen Zusatz von Sulfationen zur Lösung vor dem Filtrieren kann man entsprechend dem Löslichkeitsprodukt die Konzentration an Bariumionen zu- rückdrängen, wodurch die Austauschrate an Radioaktivität erhöht wird, da je Radionuklide und ihre inaktiven Trägerionen in gleicher Weise ausgetauscht werden.
- Die allgemeine Arbeitsweise verlangt, daß die Fällung eines schwerlöslichen Salzes auf einem Filter (verwendet wurde der Membranfilter Nr. 1 der Membranfiltergesellschaft Göttingen) aufgebracht wird und durch diesen noch feuchten Filterboden die zu dekontaminierende Lösung gesaugt wird.
- Für die Brauchbarkeit des Verfahrens erscheinen folgende drei Parameter wichtig: Kapazität, Dekontaminierungsgrad, Geschwindigkeit.
- Die Kapazität eines Filterbodens ist gegeben durch die Menge an austauschfähiger Kristallschicht, die in ihm enthalten ist. Sie wurde für eine Reihe von Austauschsystemen ermittelt (s. Tabelle 1). Diese Austauschkapazität bezieht sich auf die Summe von Isotop und Träger.
- Unter der Bedingung, daß die Lösung in einem Filterboden zu 90 0/, dekontaminiert wird, ergeben sich für einige System die in Tabelle 1, Spalte 2, genannten Kapazitäten.
- Bei einer Kolonne, bestehend aus mehreren Filterböden, ist die Kapazität gleich der Anzahl der durchgebrochenen Böden +I, multipliziert mit der spezifischen Kapazität eines Bodens (Tabelle 1, Spalte 2).
Bei n nicht durchgebrochenen Filterböden und einer vorgegebenen Ionenkonzentration 1 (Summe aller Isotope des entsprechenden Elements) an entsprechender Radioaktivität ergibt sich der Bruchteil b an Radioaktivität, der in der Lösung verbleibt, zu b = i - 10-,n Die angegebenen Austauscheffekte beziehen sich auf eine Durchsatzgeschwindigkeit von 1 bis 100 mll CM2 - Min. Der Maximalwert entspricht der höchsten (hier mit einer Wasserstrahlpumpe erreichten) Durchsatzgeschwindigkeit, die durch Überdruck gegebenenfalls wohl noch gesteigert werden kann. Der Minimatwert gibt die Grenze an, unter welcher bei einigen Systemen der Austausch schon weniger vollständig wird.Tabelle 1 Eigenschaften von Austauschersystemen, gemessen an Membranfiltern Spezifische Kapazität = Ein Boden dekontaminiert bis System austauschfähige Salzschicht oder über 90 0/" wenn das in Mol je Quadrat- Verhältnis Ionen in Lösung zentimeter Filterfläche zu Ionen im Boden bis zu ... ist AgCI/Ag . ................................. . ... 10-4 3-10-1 AgBrjAg . ..................................... 5. 10-4 5-10-1 AgJ/Ag . ....................................... 10-3 7-10-1 BaS04/Ba .. .................................... 10-1 10-1 -SrC03/Sr .. .................................... 10-4 2-10-1 T1Br/Tl+ oder Tl ... ............................. 10-4 10-2 '11,Cr0,/Tl+ oder TI ... ......................... 5.10-1 10-2 AgJ/J . ................................... « .... 10-3 3-10-1 Der beschriebenen filterkatalytische Austausch ist keineswegs auf Füterböden beschränkt, bei denen ein Membranfilter als Fütermaterial eingesetzt wird. Zum Beleg werden in Tabelle 3 die Daten angeführt, die an Füterböden gewonnen werden, bei denen sowohl das Fütermaterial wie auch die austauschfähige Salzschiebt stark variiert wurden:Tabelle 2 Durchsatzzeiten, bis zu denen der Austausch konstant bleibt System Austausch konstant bis zu (Zahlen = ml/cm2 - min) BaSO,/Ba .. ............. 3 AgJ/Ag . ............... 2,5 Ag2S/Ag . .............. 2 Das Verfahren erscheint gegenüber den obengenannten konventionellen Methoden einfacher, schneller -und weniger aufwendig, ohne einen geringeren Wirkungsgrad zu besitzen. Es erlaubt sowohl die gezielte Dekontaminierung von radioaktivem Ab- wasser als auch die selektive Abtrennung radioaktiver Ionen aus einer Lösung.Tabelle 3 lonenaustausch an verschiedenen Filtermaterialien A = austauschfähige Salzschicht in Mol je Quadrat- zentimeter Filterfläche B = ein Boden dekontaminiert bis oder -über 9011/0, wenn das Verhältnis Ionen in Lösung zu Ionen im Boden bis zu ... ist Ags/i- Cs-Siliko- System wolframat/Cs A 1 B A 1 B Membranfilter ..... 10-3 3 - 10-13 - 10-5 5 - 10-1 Papierfilter ........ 2 - 10-3 2 - 10-15 - 10-5 2 - 10-1 Porzellan- sinternutsche .... 10-33-10-1 10-53-10-1 Glasfritte ......... 5.10-41 10-1,7 - 10-5 2 - 10-1
Claims (1)
- Patentanspruch: Verfahren zum Abtrennen radioaktiver Ionen aus ihren Lösungen unter Gewinnung schwer löslicher radioaktiver Salze, d a d u r c h g e -k e n n z e i c h n e t, daß die Lösung durch eine auf einen Filter aufgebrachte Schicht eines schwer löslichen Stoffes mit Ionenbindung, der als Gitterbaustein ein inaktives Isotop des abzutrennenden Radionuklids enthält und dessen Belegung die spezifische Kapazität nicht übersteigt, filtriert wird.
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DEG37311A DE1218964B (de) | 1963-03-20 | 1963-03-20 | Abtrennung radioaktiver Ionen aus ihren Loesungen |
| GB1172164A GB1064444A (en) | 1963-03-20 | 1964-03-19 | Separation of radioactive ions |
Applications Claiming Priority (1)
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| DEG37311A DE1218964B (de) | 1963-03-20 | 1963-03-20 | Abtrennung radioaktiver Ionen aus ihren Loesungen |
Publications (1)
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|---|---|
| DE1218964B true DE1218964B (de) | 1966-06-08 |
Family
ID=7125608
Family Applications (1)
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|---|---|---|---|
| DEG37311A Pending DE1218964B (de) | 1963-03-20 | 1963-03-20 | Abtrennung radioaktiver Ionen aus ihren Loesungen |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| DE (1) | DE1218964B (de) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3513943A1 (de) * | 1985-04-18 | 1986-10-23 | Dornier System Gmbh, 7990 Friedrichshafen | Verfahren zur verbesserung der abtrennwirkung beim abtrennen radioaktiver isotope in elementarer oder chemisch gebundener form aus fluessigkeiten und gasen |
| DE3644396C1 (de) * | 1986-12-24 | 1988-02-11 | Martin Ganter | Verfahren zur Dekontamination radioaktiv belasteter Fluessigkeiten |
-
1963
- 1963-03-20 DE DEG37311A patent/DE1218964B/de active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3513943A1 (de) * | 1985-04-18 | 1986-10-23 | Dornier System Gmbh, 7990 Friedrichshafen | Verfahren zur verbesserung der abtrennwirkung beim abtrennen radioaktiver isotope in elementarer oder chemisch gebundener form aus fluessigkeiten und gasen |
| DE3644396C1 (de) * | 1986-12-24 | 1988-02-11 | Martin Ganter | Verfahren zur Dekontamination radioaktiv belasteter Fluessigkeiten |
| WO1988005204A3 (en) * | 1986-12-24 | 1988-08-25 | Martin Ganter | Process for decontaminating radioactively polluted liquids |
| US4925597A (en) * | 1986-12-24 | 1990-05-15 | Martin Ganter | Method for the decontamination of radioactively contaminated liquids |
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