RU2497213C1 - METHOD TO EXTRACT RADIONUCLIDE 60Co FROM LIQUID RADIOACTIVE WASTES OF NPP - Google Patents
METHOD TO EXTRACT RADIONUCLIDE 60Co FROM LIQUID RADIOACTIVE WASTES OF NPP Download PDFInfo
- Publication number
- RU2497213C1 RU2497213C1 RU2012116588/07A RU2012116588A RU2497213C1 RU 2497213 C1 RU2497213 C1 RU 2497213C1 RU 2012116588/07 A RU2012116588/07 A RU 2012116588/07A RU 2012116588 A RU2012116588 A RU 2012116588A RU 2497213 C1 RU2497213 C1 RU 2497213C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- npp
- radionuclide
- cations
- iii
- lrw
- Prior art date
Links
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 21
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 19
- -1 iron cations Chemical class 0.000 claims abstract description 16
- 239000000276 potassium ferrocyanide Substances 0.000 claims abstract description 6
- XOGGUFAVLNCTRS-UHFFFAOYSA-N tetrapotassium;iron(2+);hexacyanide Chemical compound [K+].[K+].[K+].[K+].[Fe+2].N#[C-].N#[C-].N#[C-].N#[C-].N#[C-].N#[C-] XOGGUFAVLNCTRS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 6
- 150000001768 cations Chemical class 0.000 claims description 6
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 claims description 5
- VTLYFUHAOXGGBS-UHFFFAOYSA-N Fe3+ Chemical compound [Fe+3] VTLYFUHAOXGGBS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 230000001376 precipitating effect Effects 0.000 claims description 2
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N iron Substances [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 18
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N nickel Substances [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 6
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 abstract description 5
- 238000000605 extraction Methods 0.000 abstract description 3
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 abstract description 2
- 239000007790 solid phase Substances 0.000 abstract description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 238000004064 recycling Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 14
- KCXVZYZYPLLWCC-UHFFFAOYSA-N EDTA Chemical compound OC(=O)CN(CC(O)=O)CCN(CC(O)=O)CC(O)=O KCXVZYZYPLLWCC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 229910017052 cobalt Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 description 5
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt atom Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 3
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 3
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 2
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N caesium atom Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000008139 complexing agent Substances 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 239000007800 oxidant agent Substances 0.000 description 2
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 2
- VEQPNABPJHWNSG-UHFFFAOYSA-N Nickel(2+) Chemical compound [Ni+2] VEQPNABPJHWNSG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ZLMJMSJWJFRBEC-UHFFFAOYSA-N Potassium Chemical compound [K] ZLMJMSJWJFRBEC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 244000309464 bull Species 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 238000000975 co-precipitation Methods 0.000 description 1
- UFMZWBIQTDUYBN-UHFFFAOYSA-N cobalt dinitrate Chemical class [Co+2].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O UFMZWBIQTDUYBN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001981 cobalt nitrate Inorganic materials 0.000 description 1
- XLJKHNWPARRRJB-UHFFFAOYSA-N cobalt(2+) Chemical compound [Co+2] XLJKHNWPARRRJB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 238000001730 gamma-ray spectroscopy Methods 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 235000014413 iron hydroxide Nutrition 0.000 description 1
- NCNCGGDMXMBVIA-UHFFFAOYSA-L iron(ii) hydroxide Chemical compound [OH-].[OH-].[Fe+2] NCNCGGDMXMBVIA-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 description 1
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 description 1
- KBJMLQFLOWQJNF-UHFFFAOYSA-N nickel(ii) nitrate Chemical class [Ni+2].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O KBJMLQFLOWQJNF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000002894 organic compounds Chemical class 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 238000006864 oxidative decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052700 potassium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011591 potassium Substances 0.000 description 1
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
- 239000013049 sediment Substances 0.000 description 1
- 239000010802 sludge Substances 0.000 description 1
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 description 1
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 1
- 238000006467 substitution reaction Methods 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
- 229910052725 zinc Inorganic materials 0.000 description 1
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к технологии обращения с жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) атомных электростанций (АЭС) и может быть использовано в процессе переработки трапных вод и кубового остатка ЖРО АЭС для удаления радионуклида 60Co с концентрированием его в твердой фазе.The invention relates to a technology for the management of liquid radioactive waste (LRW) of nuclear power plants (NPPs) and can be used in the process of processing floor drain and bottoms of LRW of a nuclear power plant to remove 60 Co radionuclide with its concentration in the solid phase.
Некоторые жидкие отходы АЭС помимо высокой концентрации солей нерадиоактивных элементов (трапные воды) содержат и органические комплексообразователи, такие как этилендиаминтетрауксусная кислота (ЭДТА) (кубовый остаток). Образование в таких растворах устойчивых комплексов с кобальтом (II) препятствует его извлечению из растворов методами сорбции или осаждения.Some liquid waste from nuclear plants, in addition to a high concentration of salts of non-radioactive elements (floor drains), also contains organic complexing agents, such as ethylenediaminetetraacetic acid (EDTA) (VAT residue). The formation of stable complexes with cobalt (II) in such solutions prevents its extraction from solutions by sorption or precipitation.
Известны способы, в которых для выделения кобальта из таких растворов вначале проводят разрушение органических соединений окислителями [1, 2]. Однако применение этих методов либо дорого, либо недостаточно эффективно.Known methods in which to isolate cobalt from such solutions are first carried out the destruction of organic compounds by oxidizing agents [1, 2]. However, the application of these methods is either expensive or not effective enough.
Известен способ переработки кубового остатка ЖРО, который включает очистку от радионуклида 137Cs путем пропускания его через ферроцианидный сорбент; окисление кислородсодержащим окислителем при температуре не ниже температуры кипения кубового остатка и при давлении выше давления насыщенного пара жидкости для этой температуры; отделение шлама, содержащего 60Co (аналог) [RU №2297055, G21F 9/20, опубл. 10.04.2007, Бюл. №10].A known method of processing the bottom residue of LRW, which includes the purification of 137 Cs radionuclide by passing it through a ferrocyanide sorbent; oxidation with an oxygen-containing oxidizing agent at a temperature not lower than the boiling point of the bottom residue and at a pressure above the saturated vapor pressure of the liquid for this temperature; separation of sludge containing 60 Co (analog) [RU No. 2297055, G21F 9/20, publ. 04/10/2007, Bull. No. 10].
Недостатком данного способа является применение повышенных температуры и давления, а, следовательно, сложность проведения процесса.The disadvantage of this method is the use of elevated temperature and pressure, and, therefore, the complexity of the process.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому решению является способ извлечения радионуклида 60Co из жидких радиоактивных отходов АЭС, включающий введение катионов железа (III), выдержку раствора при комнатной температуре, термообработку, осаждение и отделение осадка (прототип) [Локшин Э.П., Иваненко В.И., Корнейков Р.И. // Атомная энергия. 2011. Т. 110, №5. С.285-288]. В этом способе катионы Co2+ вытесняются из комплексов с ЭДТА катионами Fe3+, после чего их удаляют из отходов путем соосаждения с гидроксидом железа без проведения предварительного окислительного разложения органических комплексообразователей.The closest in technical essence to the claimed solution is a method of extracting a 60 Co radionuclide from liquid radioactive waste of a nuclear power plant, including introducing iron (III) cations, holding the solution at room temperature, heat treatment, precipitation and separation of the precipitate (prototype) [Lokshin EP, Ivanenko V.I., Korneykov R.I. // Atomic Energy. 2011.V. 110, No. 5. S.285-288]. In this method, Co 2+ cations are displaced from complexes with EDTA by Fe 3+ cations, after which they are removed from the waste by coprecipitation with iron hydroxide without preliminary oxidative decomposition of organic complexing agents.
Недостатками указанного способа, предлагаемого для извлечения кобальта из жидких радиоактивных отходов АЭС, являются длительность проведения процесса (продолжительность выдержки раствора при комнатной температуре после введения ионов железа составляет от трех до 10 суток), а также повышенная температура последующей обработки в термостате.The disadvantages of this method, proposed for the extraction of cobalt from liquid radioactive waste of nuclear power plants, are the duration of the process (the exposure time of the solution at room temperature after the introduction of iron ions is from three to 10 days), as well as the increased temperature of the subsequent processing in a thermostat.
Технический результат заявленного изобретения является упрощение процесса извлечения радионуклида кобальта из жидких радиоактивных отходов АЭС и уменьшение времени его проведения.The technical result of the claimed invention is to simplify the process of extracting cobalt radionuclide from liquid radioactive waste of a nuclear power plant and to reduce its time.
Технический результат достигается тем, что способ извлечения радионуклида 60Co из жидких радиоактивных отходов АЭС, включающий введение катионов железа (III), выдержку раствора при комнатной температуре, осаждение и отделение осадка, отличающийся тем, что к раствору добавляют катионы никеля (II) и ферроцианид калия в мольном соотношении с катионами железа (III) 1:1 и от 2:1 до 4:1 соответственно.The technical result is achieved in that a method for extracting a 60 Co radionuclide from liquid radioactive waste of nuclear power plants, including introducing iron (III) cations, keeping the solution at room temperature, precipitating and separating the precipitate, characterized in that nickel (II) cations and ferrocyanide are added to the solution potassium in a molar ratio with iron (III) cations 1: 1 and from 2: 1 to 4: 1, respectively.
Железо (III) и двухвалентные d-элементы могут образовывать с ферроцианидом калия смешанные ферроцианиды состава KFeIII[FeII(CN)6] и K2MII[FeII(CN)6], где MII=Cu, Ni, Zn, Co [3]. Таким образом, при добавлении в ЖРО, содержащие радионуклиды цезия и кобальта, катионов железа (III) и никеля (II), происходит замещение в комплексных соединениях катионов Со2+ катионами Fe3+ и Ni2+, а при добавлении ферроцианида калия образуются труднорастворимые смешанные ферроцианиды KFe[Fe(CN)6] и K2Ni[Fe(CN)6], вместе с которыми в осадок переходят радионуклиды 60Со и 137Cs. Одновременное удаление также и 137Cs из ЖРО является преимуществом перед прототипом.Iron (III) and divalent d-elements can form mixed ferrocyanides of the composition KFe III [Fe II (CN) 6 ] and K 2 M II [Fe II (CN) 6 ] with potassium ferrocyanide, where M II = Cu, Ni, Zn , Co [3]. Thus, when iron, cesium and cobalt radionuclides, cations of iron (III) and nickel (II) are added to LRW, substitution of Fe 3+ and Ni 2+ cations in complex compounds of Co 2+ cations occurs, and when potassium ferrocyanide is added, sparingly soluble mixed ferrocyanides KFe [Fe (CN) 6 ] and K 2 Ni [Fe (CN) 6 ], together with which 60 Co and 137 Cs radionuclides precipitate. The simultaneous removal of 137 Cs from LRW is also an advantage over the prototype.
Предлагаемый способ осуществляется следующим образом.The proposed method is as follows.
К жидким радиоактивным отходам: трапным водам или кубовому остатку, содержащим нитраты цезия и кобальта с концентрацией 0,5·10-5 M каждый, добавляют раствор смеси нитратов железа и никеля и раствор ферроцианида калия. Причем мольное соотношение катионов никеля (II) с катионами железа (III) составляет 1:1, а ферроцианида калия и катионов железа (III) - от 2:1 до 4:1. Полученный осадок перемешивают в течение 30 мин и отделяют его от жидкой фазы.To liquid radioactive waste: floor drain or bottoms containing cesium and cobalt nitrates with a concentration of 0.5 · 10 -5 M each, add a solution of a mixture of iron and nickel nitrates and a solution of potassium ferrocyanide. Moreover, the molar ratio of nickel (II) cations to iron (III) cations is 1: 1, and potassium ferrocyanide and iron (III) cations are from 2: 1 to 4: 1. The resulting precipitate was stirred for 30 minutes and separated from the liquid phase.
Радиоактивность нуклидов измеряли методом гамма-спектрометрии на многоканальном анализаторе с помощью Ge-Li детектора. Радионуклиды 60Со и 137Cs, поставляемые ОАО "Изотоп", в виде азотнокислых растворов без носителя, использовались как радиоактивные метки для весовых количеств неактивных Co2+ Cs+. В связи с этим обозначения 60Со и 137Cs относятся к меченым соединениям, а не к соединениям чистых радионуклидов.Nuclide radioactivity was measured by gamma spectrometry on a multichannel analyzer using a Ge-Li detector. Radionuclides 60 Co and 137 Cs, supplied by Isotope OJSC, in the form of nitric acid solutions without a carrier, were used as radioactive labels for weighted amounts of inactive Co 2+ Cs + . In this regard, the designations 60 Co and 137 Cs refer to labeled compounds, and not to compounds of pure radionuclides.
Приведенные в таблице примеры подтверждают предлагаемое изобретение.The examples in the table confirm the invention.
При проведении опытов использовали следующие составы растворов:When conducting experiments used the following solutions:
Из таблицы видно, что в случае добавления катионов железа (III) и никеля (II) происходит очистка ЖРО от 60Со на 97,5% и более, а от 137Cs более, чем на 99,5%. При добавлении только катионов железа (III) показатели очистки ЖРО от 60Со снижаются. Эффективность очистки снижается также и при несоблюдении соотношений между компонентами.The table shows that in the case of the addition of iron (III) and nickel (II) cations, LRW is purified from 60 Co by 97.5% or more, and from 137 Cs by more than 99.5%. With the addition of only iron (III) cations, the LRW purification from 60 Co is reduced. The cleaning efficiency is also reduced if the ratios between the components are not observed.
Преимуществами предлагаемого изобретения по сравнению с прототипом являются упрощение процесса извлечения радионуклида кобальта из жидких радиоактивных отходов АЭС, уменьшение времени его проведения, отсутствие операций при повышенной температуре, а также одновременная очистка от радионуклида 137Cs.The advantages of the invention in comparison with the prototype are the simplification of the process of extracting cobalt radionuclide from liquid radioactive waste of nuclear power plants, the reduction of its time, the absence of operations at elevated temperatures, and the simultaneous purification of the 137 Cs radionuclide.
Литература:Literature:
1. Селиверстов А.Ф., Ершов Б.Г, Лагунова Ю.О. и др. Окислительное разложение ЭДТА в водных растворах при действии УФ-излучения. // Радиохимия, 2008. Т.50, №1. С.62-65.1. Seliverstov A.F., Ershov B.G., Lagunova Yu.O. et al. Oxidative decomposition of EDTA in aqueous solutions under the influence of UV radiation. // Radiochemistry, 2008.V.50, No. 1. S.62-65.
2. Авраменко В.А., Братская С.Ю., Войт А.В. и др. Применение проточной гидротермальной технологии переработки концентрированных жидких отходов атомных станций. // Хим. технология. 2009. Т.10, №5. С.307-314.2. Avramenko V.A., Bratskaya S.Yu., Voit A.V. and others. The use of flowing hydrothermal technology for processing concentrated liquid waste from nuclear plants. // Chem. technology. 2009. V. 10, No. 5. S.307-314.
3. Тананаев И.В., Сейфер Г.Б., Харитонов Ю.Я. и др. Химия ферроцианидов. М.: Наука, 1971. С.59, 78.3. Tananaev IV, Seifer GB, Kharitonov Yu.Ya. and others. Chemistry of ferrocyanides. M .: Nauka, 1971.P.59, 78.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012116588/07A RU2497213C1 (en) | 2012-04-25 | 2012-04-25 | METHOD TO EXTRACT RADIONUCLIDE 60Co FROM LIQUID RADIOACTIVE WASTES OF NPP |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012116588/07A RU2497213C1 (en) | 2012-04-25 | 2012-04-25 | METHOD TO EXTRACT RADIONUCLIDE 60Co FROM LIQUID RADIOACTIVE WASTES OF NPP |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2497213C1 true RU2497213C1 (en) | 2013-10-27 |
Family
ID=49446871
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012116588/07A RU2497213C1 (en) | 2012-04-25 | 2012-04-25 | METHOD TO EXTRACT RADIONUCLIDE 60Co FROM LIQUID RADIOACTIVE WASTES OF NPP |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2497213C1 (en) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3296123A (en) * | 1964-04-01 | 1967-01-03 | William E Prout | Removal of cesium from aqueous solutions by ion exchange |
| SU552105A1 (en) * | 1975-03-26 | 1977-03-30 | Пермский политехнический институт | Inorganic ion exchanger based on nickel and potassium mixed ferrocyanide for the extraction of rubidium from solutions and its preparation |
| RU2113024C1 (en) * | 1996-02-20 | 1998-06-10 | Шарыгин Леонид Михайлович | Inorganic spherically granulated composite zirconium hydroxide-based sorbent and method of preparation thereof |
| KR20110024221A (en) * | 2009-09-01 | 2011-03-09 | 한국원자력연구원 | How to remove cobalt and cesium from radioactive waste liquid |
-
2012
- 2012-04-25 RU RU2012116588/07A patent/RU2497213C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3296123A (en) * | 1964-04-01 | 1967-01-03 | William E Prout | Removal of cesium from aqueous solutions by ion exchange |
| SU552105A1 (en) * | 1975-03-26 | 1977-03-30 | Пермский политехнический институт | Inorganic ion exchanger based on nickel and potassium mixed ferrocyanide for the extraction of rubidium from solutions and its preparation |
| RU2113024C1 (en) * | 1996-02-20 | 1998-06-10 | Шарыгин Леонид Михайлович | Inorganic spherically granulated composite zirconium hydroxide-based sorbent and method of preparation thereof |
| KR20110024221A (en) * | 2009-09-01 | 2011-03-09 | 한국원자력연구원 | How to remove cobalt and cesium from radioactive waste liquid |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Li et al. | Highly efficient extraction of actinides with pillar [5] arene-derived diglycolamides in ionic liquids via a unique mechanism involving competitive host–guest interactions | |
| Zhang et al. | Enhanced removal of iodide ions by nano Cu2O/Cu modified activated carbon from simulated wastewater with improved countercurrent two-stage adsorption | |
| ES2435795T3 (en) | Production of thorium 228 from a natural thorium salt | |
| EP2131369A1 (en) | A process for the production of no-carrier added 99Mo | |
| RU2467419C1 (en) | Method of cleaning still residues of liquid radioactive wastes from radioactive cobalt and caesium | |
| Kumar et al. | Removal of cesium and strontium from acid solution using a composite of zirconium molybdate and zirconium tungstate | |
| RU2497213C1 (en) | METHOD TO EXTRACT RADIONUCLIDE 60Co FROM LIQUID RADIOACTIVE WASTES OF NPP | |
| Clark | Separation and determination of radiostrontium in calcium carbonate matrices of biological origin | |
| CN112939132B (en) | A kind of method for stepwise extraction and recovery of strontium and thorium in wastewater with two aqueous phases | |
| RU2226726C2 (en) | Method for recovering liquid radioactive wastes of nuclear power plant | |
| Stokely et al. | New separation method for americium based on liquid-liquid extraction behavior of americium (V) | |
| Raje et al. | Purification of arsenic contaminated ground water using hydrated manganese dioxide | |
| KR20110024221A (en) | How to remove cobalt and cesium from radioactive waste liquid | |
| Wang et al. | Stability of iso Hex-BTP/SiO2-P adsorbent against acidic hydrolysis and γ-irradiation | |
| Guzii et al. | Magnetite-ferrocyanide-copper sorbents for recovery of cesium ions from low-activity liquid radioactive waters | |
| US9388478B1 (en) | Technetium recovery from high alkaline solution | |
| JP2012225892A (en) | Method for removing radioactive material from solution | |
| RU2012144791A (en) | METHOD FOR PROCESSING A RADIACTIVE SOLUTION | |
| Nakajima et al. | Removal of selenium (VI) from simulated wet flue gas desulfurization wastewater using photocatalytic reduction | |
| KR900003608B1 (en) | Recovery or removal of uranium by the utilization of acrons | |
| Bhatki et al. | Preparation of Carrier-free 228Ac (MsTh2). | |
| RU2419902C1 (en) | Method of reagent decontamination of soils from caesium radionuclides | |
| US8425654B2 (en) | Purification process for 153Gd produced in natural europium targets | |
| RU2523823C2 (en) | Method of extracting caesium radionuclides from aqueous solutions | |
| Lee et al. | Chemical study on the separation and purification of promethium-147 |