ADSORCIÓN DE RADIONÚCLIDOS.

Procedimiento para la adsorción de radionúclidos de medios, preferiblemente aguas o soluciones acuosas,

caracterizado porque éstos se ponen en contacto con un lecho mixto de un intercambiador de aniones en forma de gel y un intercambiador de cationes en forma de gel y adicionalmente por lo menos una capa de cobertura de un intercambiador de iones macroporoso monodisperso con un tamaño de partícula de 250 a 450 µm y un diámetro medio de perla inferior al del intercambiador de iones usado en el lecho mixto

La presente solicitud se refiere a un procedimiento para la adsorción de radionúclidos de medios, preferiblemente aguas o soluciones acuosas como las que se forman, por ejemplo, en plantas nucleares, preferiblemente centrales eléctricas nucleares, poniendo en contacto el medio que va a tratarse, preferiblemente agua o soluciones acuosas, con un lecho mixto que adicionalmente está provisto de por lo menos una capa de cobertura de un intercambiador de iones macroporoso monodisperso con un diámetro medio de perla inferior al del intercambiador de iones usado en el lecho mixto.

Medios en el sentido de la presente invención son disolventes en los que pueden disolverse radionúclidos. Éstos pueden ser disolventes orgánicos o soluciones acuosas. El presente procedimiento se usa preferiblemente para agua y radionúclidos disueltos en ella, con especial preferencia soluciones acuosas de los mismos. Estos medios pueden presentarse en forma de agua de refrigeración, agua de condensación o aguas residuales de plantas nucleares o plantas en las que se forman radionúclidos. Por plantas nucleares se entiende en el marco de la presente invención centrales eléctricas nucleares, plantas de reprocesamiento, plantas de enriquecimiento nuclear

o instalaciones médicas en los que se trabaja con radionúclidos. Según la invención se prefiere especialmente usar el presente procedimiento o el dispositivo según la invención en el circuito primario de centrales eléctricas nucleares.

Se ha descrito varias veces el uso de lechos mixtos para el tratamiento de agua en reactores nucleares. El documento US Re 34 112 describe la reducción de hierro coloidalmente disuelto en el agua de condensación de un reactor nuclear poniendo en contacto la misma con una resina de intercambio iónico de lecho mixto en la que la resina catiónica presenta una llamada morfología de núcleo/envuelta (“Core/Shell”) y la resina aniónica se prepara a partir de polímeros en perlas en forma de gel con estructura de núcleo/envuelta (“Core/Shell”).

El documento DE 43 38 851 A1 describe el procesamiento de aguas con contaminación ABC en agua potable mediante procedimientos de oxidación en húmedo combinados con un procedimiento de membrana. El uso de intercambiadores de iones de lecho mixto se enfatiza de forma especialmente efectiva para la separación de contaminaciones residuales de tipo A y C.

El documento DE 197 47 076 A1 da a conocer un procedimiento y un dispositivo para separar 7Li o boro del circuito de refrigeración primario de una central eléctrica nuclear. Pero aquí se propone un lecho mixto de intercambiador de iones no para el enriquecimiento de radioisótopos, sino más bien para la preparación de la conductividad del medio mediante enriquecimiento con iones. El enriquecimiento de los intercambiadores de iones en el lecho mixto con radioisótopos y, por tanto, la eliminación de un medio como agua es bastante poco deseado en este procedimiento del documento DE 197 47 076 A1.

Por el documento US-A 5 308 876 se conoce un intercambiador de iones con una resina de intercambio catiónico regenerable (la forma H) y una resina de intercambio aniónico regenerable (la forma OH), que son adsorbentes poliméricos orgánicos particulados para adsorber y eliminar impurezas en suspensión que están presentes en cantidades traza en el agua que va a tratarse y están constituidas principalmente por óxidos metálicos. En el documento US-A 5 308 876 se enfatiza el uso de los intercambiadores de iones como lecho mixto para la eliminación del hierro acumulado como impureza como puede producirse en reactores nucleares.

Finalmente, en la EPRI Low Level Redwaste Conference en junio de 2005 de Terry Heller se presentó la acción de resinas de intercambio iónico macroporosas en la purificación de radionúclidos. Las resinas catiónicas de alto rendimiento presentadas a este respecto, así como las resinas aniónicas y los lechos mixtos altamente porosos, son o contienen sólo intercambiadores de iones heterodispersos.

Además, los folletos de productos recomiendan generalmente el uso de lechos mixtos para el procesamiento del condensado en centrales eléctricas convencionales. En http://www.cwggmbh.de/produkte/ionenaustauscherharze/stark_kation.htm se propone, por ejemplo, Amberjet® 1500 H, un intercambiador de gel uniforme (monodisperso) para el uso en lechos mixtos para el procesamiento del condensado, entre otros, en centrales eléctricas. Pero Lanxess Deutschland GmbH también ofrece, por ejemplo, Lewatit® MonoPlus M 500 KR o Lewatit® MonoPlus S 100 KR para el procesamiento del condensado de plantas nucleares como “resinas nucleares” (“nuclear resins”) (véase http://www.tas.co.yu/pr01e.htm).

Pero ahora es extraordinariamente deseable mantener baja la dosis de radiación a la que está expuesta el personal, por ejemplo, en una central eléctrica nuclear. Una gran parte de esta dosis de radiación es absorbida en la realización de revisiones, mantenimientos y procesos de reparación cuando se apaga la central eléctrica nuclear, exponiéndose el personal, entre otras cosas, a una radiación durante el trabajo en bombas, conducciones y similares de una circuito de agua del reactor fuera del núcleo del reactor. El motivo para esto consiste en que los productos de corrosión radiactivos se depositan sobre las superficies de partículas del sistema fuera del propio núcleo. El 60Co es responsable de absolutamente la mayor parte de la radiación radiactiva que se origina de estos productos de corrosión. El 60Co tiene además un periodo de semidesintegración de 5,3 años, lo que significa que es prácticamente imposible reducir el nivel de radiación radiactiva de forma que el personal pueda realizar el trabajo sólo después de que el reactor haya estado apagado durante un cierto periodo de tiempo.

En el circuito de agua del reactor (circuito primario) y en el circuito de agua de alimentación, el agua produce la separación de pequeñas cantidades de material de distintas piezas con las que se pone en contacto. Una gran parte de estas piezas está constituida por acero inoxidable del que se disuelven hierro, níquel y pequeñas cantidades de cobalto en forma de iones y partículas. En plantas antiguas, en el circuito de agua del reactor y de alimentación están presentes piezas como, por ejemplo, válvulas que contienen cobalto que aumentan la cantidad del cobalto depositado. Los metales que así llegan al agua del reactor y al agua de alimentación se depositan como óxidos, la llamada “acumulación de impurezas” (“crud”), sobre superficies en el circuito. El recubrimiento de acumulación de impurezas (“crud”) sobre las superficies está constituido por distintos tipos de óxidos metálicos y éstos están expuestos, ya que se encuentran, por ejemplo, sobre tubos de envainadura para combustible nuclear, a una fuerte radiación de neutrones. A este respecto, los átomos de metal en el revestimiento de acumulación de impurezas (“crud”) se convierten en núclidos de los que una parte es radiactiva. Las partículas precipitan y los iones se separan del recubrimiento de acumulación de impurezas (“crud”) radiactivo y de esta manera llegan al agua. A este respecto, las partículas y los iones son transportados junto con el agua del reactor a partes que se encuentran fuera del núcleo del reactor, llevando a estas partes material radiactivo. Las partículas radiactivas y los iones se depositan luego como recubrimiento de acumulación de impurezas (“crud”) secundariamente depositado sobre superficies fuera del núcleo. Como consecuencia también se forma un recubrimiento de acumulación de impurezas (“crud”) fuera del núcleo. Este recubrimiento de acumulación de impurezas (“crud”) radiactivo y las sustancias radiactivas procedentes de numerosas fuentes conducen a un agua fuertemente cargada con radiactividad. Esto conduce además a que el personal esté expuesto a radiación radiactiva durante el mantenimiento y en trabajos de reparación.

Por tanto, en el medio que va a tratarse según la invención existen múltiples partículas radiactivas e iones distintos. Estas sustancias radiactivas denominadas en el posterior desarrollo radionúclidos pueden presentarse en forma coloidal, como aniones o cationes disueltos o en forma elemental.

Radionúclidos en el sentido de la presente invención es un término genérico para todos los núclidos que se diferencian de los núclidos estables por la radiactividad y que se convierten en núclidos estables mediante dado el caso... [Seguir leyendo]

1. Procedimiento para la adsorción de radionúclidos de medios, preferiblemente aguas o soluciones acuosas, caracterizado porque éstos se ponen en contacto con un lecho mixto de un intercambiador de aniones en forma de gel y un intercambiador de cationes en forma de gel y adicionalmente por lo menos una capa de cobertura de un intercambiador de iones macroporoso monodisperso con un tamaño de partícula de 250 a 450 µm y un diámetro medio de perla inferior al del intercambiador de iones usado en el lecho mixto.

2. Procedimiento según la reivindicación 1, caracterizado porque los medios que van a tratarse son aguas o soluciones acuosas procedentes de plantas nucleares, preferiblemente en centrales eléctricas nucleares, plantas de reprocesamiento, plantas de enriquecimiento nuclear o de instalaciones médicas.

3. Procedimiento según la reivindicación 1 ó 2, caracterizado porque los intercambiadores de iones macroporosos monodispersos que van a usarse en por lo menos una capa de cobertura son resinas de quelato o intercambiadores de aniones.

4. Procedimiento según la reivindicación 1, 2 ó 3, caracterizado porque los intercambiadores de iones macroporosos monodispersos que van a usarse en por lo menos una capa de cobertura presentan un tamaño de partícula de 330 a 400 µm.

5. Procedimiento según la reivindicación 3 ó 4, caracterizado porque como intercambiadores de aniones se usan intercambiadores de aniones fuertemente básicos, medianamente básicos o débilmente básicos.

6. Procedimiento según una de las reivindicaciones 1 a 5, caracterizado porque como radionúclidos se adsorben 210Po, 220Ru, 226Ra, 232Th, 235U, 238U, 85Kr, 137Cs, 89Sr, 90Sr, 140Ba, 95Zr, 99Mo, 106Ru, 144Ce, 147Nd, 31P, 32P, 58Co, 60Co, 110Ag, 54Mn, 65Zn, 187W, 122Sb, 124Sb, 125Sb, 197Au, 198Au, 131In, 99Tc, 64Cu, 197Hg, 131I a 142I, 59Fe, 40K, 24Na.

7. Procedimiento según una de las reivindicaciones 1 a 6, caracterizado porque los intercambiadores de iones macroporosos monodispersos que van a usarse en la capa de cobertura presentan un volumen de poros de 0,1 a 2,2 ml/g, preferiblemente de 0,4 a 1,8 ml/g.

8. Procedimiento según la reivindicación 7, caracterizado porque la porosidad se consigue mediante la adición de 40 a 150 partes en peso de porógeno, referidas a 100 partes en peso de la suma de monómero y reticulante en la preparación de los polímeros en perlas como precursor de los intercambiadores de iones.

9. Procedimiento según la reivindicación 1, caracterizado porque el intercambiador de aniones presenta un grado de reticulación de 4 a 10 y el intercambiador de cationes un grado de reticulación de 6 a 16.

10. Uso de un lecho mixto de intercambiador de aniones en forma de gel e intercambiador de cationes en forma de gel con por lo menos una capa de cobertura adicional de un intercambiador de iones macroporoso monodisperso con un tamaño de partícula de 250 a 450 µm con un diámetro medio de perla inferior al del intercambiador de iones usado en el lecho mixto para la absorción de radionúclidos de medios, preferiblemente aguas o soluciones acuosas tales como las que se forman en plantas nucleares, preferiblemente centrales eléctricas nucleares, plantas de reprocesamiento, plantas de enriquecimiento nuclear o en instalaciones médicas.

11. Dispositivo constituido por un lecho mixto de un intercambiador de aniones en forma de gel e intercambiador de cationes en forma de gel con por lo menos una capa de cobertura adicional de un intercambiador de iones macroporoso monodisperso con un tamaño de partícula de 250 a 450 µm con un diámetro medio de perla inferior al del intercambiador de iones usado en el lecho mixto para la absorción de radionúclidos de medios, preferiblemente aguas o soluciones acuosas tales como las que se forman en plantas nucleares, preferiblemente centrales eléctricas nucleares, plantas de reprocesamiento, plantas de enriquecimiento nuclear o en instalaciones médicas.