Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Современное состояние проблемы обращения с жидкими радиоактивными отходами 7
1.1. Принципы экологической безопасности обращения с жидкими радиоактивными отходами 7
1.2. Основные направления реализации физико-химических способов обработки жидких радиоактивных отходов 12
1.2.1. Характеристика состава жидких радиоактивных отходов 12
1.2.2. Применение фильтрационных методов очистки 16
1.2.3. Мембранные технологии очистки 17
1.2.4. Сорбционные способы очистки 21
1.2.5. Окислительные электрохимические методы обработки 29
1.2.6. Способы утилизации очистки жидких радиоактивных отходов 34
1.3. Выводы, цели и задачи исследования 36
Глава 2. Характеристика технологического процесса очистки жидких радиоактивных отходов на ФГУП «МП «Звездочка» 41
2.1. Характеристика технологических решений 41
2.2. Карта аналитического контроля переработки жидких радиоактивных отходов 61
Глава 3. Исследование технологических и химико-аналитических решений очистки ЖРО в производственных условиях 64
3.1. Анализ технологических решений очистки на модельных малосолевых жидких радиоактивных отходах 64
3.2. Анализ эффективности технологической схемы очистки на примере модельных смешанных солевых растворов жидких радиоактивных отходов 67
3.3. Эколого-аналитический контроль состава жидких радиоактивных отходов в производственных условиях 71
Глава 4. Применение физико-химических методов в производственном эколого-аналитическом контроле 75
4.1. Применение рентгенофлюоресцентного метода анализа для определения элементного состава жидких радиоактивных отходов 75
4.1.1. Выбор оптимальных условий 75
4.1.2. Исследование элементного состава технологических растворов жидких радиоактивных отходов рентгенофлюоресцентным методом анализа 81
4.2. Применение метода капиллярного зонного электрофореза для определения катионного состава жидких радиоактивных отходов 82
4.2.1. Выбор оптимальных условий 83
4.2.2. Определение катионного состава технологических жидких радиоактивных отходов методом капиллярного зонного электрофореза 89
4.3. Применение метода ионной хроматографии для определения анионного состава жидких радиоактивных отходов 91
4.3.1. Выбор оптимальных условий 96
4.3.2. Применение метода ионной хроматографии для определения анионного состава технологических растворов жидких радиоактивных отходов 101
Глава 5. Разработка предложений по оптимизации и совершенствованию системы эколого-аналитического мониторинга состава жидких радиоактивных отходов 123
Общие выводы 130
Литература 131
- Основные направления реализации физико-химических способов обработки жидких радиоактивных отходов
- Карта аналитического контроля переработки жидких радиоактивных отходов
- Анализ эффективности технологической схемы очистки на примере модельных смешанных солевых растворов жидких радиоактивных отходов
- Применение метода капиллярного зонного электрофореза для определения катионного состава жидких радиоактивных отходов
Введение к работе
Актуальность темы. В силу объективных причин с самого начала развития атомной отрасли приоритетными направлениями в СССР были исследования и разработки в военных целях. Но даже с появлением в середине 50-х годов объектов атомной энергетики гражданского направления (первая АЭС в г. Обнинске, атомный ледокол «Ленин», исследовательские реакторы и т.д.) в обстановке «холодной» войны вопросам переработки и долговременного хранения радиоактивных отходов (РАО) уделялось второстепенное значение, а финансирование строительства хранилищ осуществлялось по остаточному принципу. Решение проблем обращения с РАО фактически перекладывалось на плечи последующих поколений.
Например, жидкие радиоактивные отходы (ЖРО), образующиеся при эксплуатации и утилизации кораблей с ядерными энергетическими установками (ЯЭУ) транспортного назначения до 1993 года сбрасывались в основном на специально выделенных участках морей. Это послужило причиной того, что на береговых базах, судостроительных и судоремонтных заводах до последнего времени отсутствовали комплексы по переработке и концентрированию радиоактивных отходов. Имеющиеся береговые площадки временного хранения жидких радиоактивных отходов к началу 90-х годов оказались практически полностью заполненными, что потребовало принятия экстренных мер по концентрированию таких отходов и освобождению емкостей для принятия новых. При переходе к рыночной экономике проблемы временного хранения радиоактивных отходов не исчезли, а даже стали острее.
Основную экологическую опасность представляет утилизация атомных подводных лодок (АПЛ) и судов с ядерными энергетическими установками. Из 1270 действующих во всем мире ядерных энергетических установок 18 % принадлежит Северному флоту. Радиоактивные отходы не менее чем с 200 ядерных энергетических установок Северного флота и предприятий по обслуживанию АПЛ накапливаются на предприятиях Государственного Российского центра атомного судостроения, расположенных в районе г. Северодвинска Архангельской области.
Предложенная Минатомом России концепция обращения с радиоактивными отходами применительно к ядерным энергетическим установкам транспортного назначения включает создание региональных комплексов, обеспечивающих полный цикл изоляции отходов от биосферы. Вспомогательным звеном при этом являются плавсредства, обеспечивающие прием и переработку жидких радиоактивных отходов вне районов размещения стационарных комплексов, что создает определенный риск экологического загрязнения.
При практической реализации систем переработки жидких радиоактивных отходов абсолютное предпочтение на стадии выбора технологии должно отдаваться:
- малореагентным методам переработки радиоактивных отходов, основанных на максимальном использовании внутренних свойств системы, определяемых в первую очередь ее макрохимическим составом;
- тем способам, которые позволяют концентрировать радионуклиды в минимально достижимом объеме твердой фазы и в такой форме, которая обеспечивала бы их надежную изоляцию от окружающей среды на всех дальнейших стадиях обращения с радиоактивными отходами: дополнительное кондиционирование, долговременное хранение или захоронение.
В связи с тем, что существующие технологические схемы сложны и консервативны, а у разработчиков господствует стремление к созданию «универсальных» для всех видов отходов схем очистки, создать оптимальную систему переработки жидких радиоактивных отходов пока не удается. Решение данной задачи осложняется тем, что разработка эффективной схемы невозможна без построения эффективной системы оперативного эколого- аналитического мониторинга состава растворов на каждой стадии технологического процесса очистки с использованием высокоинформативных и экспрессных методов анализа.
Решению данных вопросов посвящена настоящая работа, выполненная на кафедре теоретической и прикладной химии Архангельского государственного технического университета и Федеральном государственном унитарном предприятии «МП «Звездочка».
Научная новизна. Дана классификация и определены репрезентативные компоненты, характеризующие эколого-аналитическое состояние жидких радиоактивных отходов. Установлены приоритетные эколого-аналитические параметры и методы их контроля, предложена оригинальная схема эколого-аналитического мониторинга состава ЖРО.
Теоретически обоснована и экспериментально доказана перспективность применения в схеме очистки жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности современных физико-химических способов их обработки.
Практическая значимость. С использованием современных инструментальных методов анализа показана эффективность технологической схемы очистки радиоактивных растворов и определены приоритетные параметры для построения оперативной системы производственного эколого-аналитического контроля.
Разработанная схема эколого-аналитического мониторинга состава ЖРО прошла успешные испытания на ФГУП «МП «Звездочка» и рекомендована для внедрения на предприятиях ВПК для целей внутризаводского и ведомственного экологического контроля.
Основные направления реализации физико-химических способов обработки жидких радиоактивных отходов
Как следует из раздела 1.1, основное количество радиоактивных сточных вод относится к жидким радиоактивным отходам низкого уровня активности, которые образуются при дезактивации оборудования, арматуры, труб и помещений реакторных установок, а также инструментов и спецодежды персонала, работающего с радиоактивными веществами. Их радиохимический и химический состав разнообразен и зависит от исходных соединений. Кроме радиоактивных элементов, сточные воды содержат продукты коррозии, в основном, оксиды железа и компоненты, входящие в дезактивирующие растворы, - это, прежде всего кислоты, щелочи, соли, поверхностно-активные вещества, комплексообразующие вещества и другие. Необходимо учитывать фазовое и дисперсное состояние загрязняющих веществ. Примеси, находящиеся в воде, по нашему мнению, условно можно разделить на четыре группы: - к первой группе веществ относятся взвеси, суспензии и эмульсии -глинистые вещества, мелкий песок, продукты коррозии, представленные труднорастворимыми оксидами и гидроксидами железа, а также сорбированные на взвесях радионуклиды и минеральные масла; - во вторую группу входят высокомолекулярные органические соединения, применяемые при дезактивации, моющие средства и коллоиды; - третья группа представлена органическими веществами, например, щавелевой и гуминовыми кислотами; - к четвертой группа относятся растворенные в воде соли, кислоты и основания. Таким образом, значительную часть жидких радиоактивных отходов, поступающих на переработку, составляют растворы сложного химического состава (табл. 1.2).
Водные растворы и концентраты, относящиеся по активности к категории жидких радиоактивных отходов, как правило, содержат инертные и химически токсичные вещества в концентрациях, на порядки превышающих концентрации радионуклидов. Помимо очевидных проблем, связанных с потенциальным воздействием химических токсикантов на биосферу, наличие этих веществ в ЖРО может приводить к необоснованному увеличению объема кондиционированных отходов за счет включения в их состав нерадиоактивных макрокомпонентов, к ограничению возможностей выбора изолирующих матриц из-за специфичных свойств «инертной» составляющей жидких радиоактивных отходов и к снижению эффективности процессов выделения радионуклидов из перерабатываемых растворов. Таким образом, существует необходимость проведения операций глубокого окисления содержащихся в жидких радиоактивных отходах органических компонентов для обеспечения эффективного выведения радионуклидов в самостоятельную фазу сорбционными или осадительными методами.
Ингибирующее влияние нерадиоактивных составляющих на обеззараживание ЖРО имеет, как показала практика [11], принципиальное значение. Причиной тому является наличие в жидких радиоактивных отходах органических соединений, способных связывать поливалентные ионы радионуклидов в прочные нейтральные комплексы, обладающие практически нулевой активностью в отношении осадительных, сорбционных, ионообменных, электро- и баромембранных методов переработки радиоактивных отходов [12]. С научной точки зрения решение задачи достаточно очевидно -разрушение комплексов любым из достаточно широкого спектра потенциально доступных способов (прямое химическое и различные варианты электрохимического окисления, радиолиз, фотолиз, использование сверхкритического состояния воды и др.) снимает все ограничения на использование «традиционных» технологий переработки жидких радиоактивных отходов. В практическом плане выбор способа разрушения комплексов зависит от ряда общеинженерных (экономичность, простота и технологичность, эффективность, энергоемкость, доступность оборудования и реагентов, согласованность с проектными решениями основной установки) и специфичных для ядерного научно-промышленного комплекса факторов. Процесс должен быть жестко адаптирован к конкретным условиям образования, хранения, химическому и фазовому составу отходов, а также требованиям к конечным продуктам, диктуемым принятой на данном объекте или в данном регионе схемой «вечной» изоляции химически и радиационно-опасных веществ.
Поэтому, при выборе физико-химических принципов построения технологии обработки жидких радиоактивных отходов необходимо учитывать, что к чисто радиоактивным отходам, по существу, могут быть отнесены лишь контурные воды энергетических установок и дренажные воды хранилищ радиоактивных отходов, содержащие или исчезающее малые количества солей, или некоторые природные составляющие, присущие данной экосистеме. Во всех остальных случаях жидкие радиоактивные отходы представляют собой достаточно сложные по химическому составу растворы, содержащие компоненты всех четырех групп, сброс которых в окружающую среду, даже после глубокой очистки от радиоактивных составляющих, жестко регулируется нормативно-правовыми актами. Другими словами, можно заключить, что жидкие радиоактивные отходы — это не более чем разновидность химических отходов, содержащих легко идентифицируемые токсиканты - радионуклиды. Следовательно, после отделения радионуклидов при разработке оптимальных технологий очистки жидких радиоактивных отходов возможно использовать технологические и технические приемы широко применяемые для очистки промышленных сточных вод [13, 14].
Карта аналитического контроля переработки жидких радиоактивных отходов
Применяемая на ФГУП «МП «Звездочка» система производственного аналитического контроля переработки жидких радиоактивных отходов предусматривает осуществление следующих видов контроля: - входного комплексного контроля для определения соответствия принятого на переработку раствора возможностям технологической схемы, в которой предусматривается его переработка, а также определения необходимых режимов работы выбранной схемы; - выходного комплексного контроля для определения соответствия очищенного раствора жидких радиоактивных отходов требованиям для сброса в хозяйственно-бытовую канализацию или его возврата на повторную обработку на определенную ступень очистки технологической схемы; - оперативного технологического контроля для определения проектных параметров работы отдельных блоков технологической схемы, а также для оперативного вмешательства в работу схемы для оптимизации заданных параметров и режимов.
Для решения данных задач на ФГУП «МП «Звездочка» существует карта производственного аналитического контроля химического состава перерабатываемых жидких радиоактивных отходов на каждой стадии технологического процесса (табл. 2.1). Поскольку определяющим фактором эффективности очистки жидких радиоактивных отходов являются фазово-дисперсный состав, солесодержание и рН (раздел 1.3), нами в условиях ФГУП «МП «Звездочка» проведены эколого-аналитические исследования по анализу оптимальных схем и условий применимости современных физико-химических способов очистки и их связи с ион-молекулярным составом анализируемых производственных растворов. При переработке малосолевых жидких радиоактивных отходов по технологической схеме (рис.2.1) исходные воды направляются на предочистку в фильтр, загруженный селективным неорганическим ферроцианидным сорбентом марки НЖА. Общая -активность раствора после фильтра уменьшается примерно в 10 раз за счет глубокого извлечения радиационно-опасных изотопов ,37Cs, 90Sr, 60Со. После предочистки жидкие радиоактивные отходы подвергаются одноступенчатой обратноосмотической очистке совместно с микрофильтрацией. На блоке происходит обессоливание, удаление консервирующих и стабилизирующих химических примесей: фосфатов, аммиака, гидразина, а также очистка растворов от взвешенных частиц на блоке микрофильтров. Концентрат с обратноосмотического блока поступает в емкость узла концентрирования на роторном концентраторе-испарителе. После сорбционно-осмотической обработки контурные воды проходят глубокую окислительно-адсорбционную доочистку от аммиака, гидразина на блоке озонирования. На озонаторной установке производится окисление азотсодержащих примесей. На угольном адсорбере проходит глубокая очистка от остаточного гидразина, дополнительно разрушается остаточный озон в растворе. Дальнейшая очистка жидких радиоактивных отходов от суммарной остаточной р-активности производится на блоке сорбционной доочистки.
После очистки на сорбционных фильтрах очищенный раствор после контроля качества сбрасывается в хозяйственно-бытовую канализацию. С целью проверки эффективности переработки малосолевых растворов в июле - августе 2000 года были проведены испытания установки на модельных растворах. Согласно принятой технологии (рис. 2.1), модельный раствор готовили в приемной емкости 102. В связи с отсутствием на объекте дистиллированной воды емкость заполняли водопроводной водой на половину объема (3 м3), после чего в нее добавляли расчетное количество реагентов, перемешивали, доводили общий объем раствора до 6 м и еще раз перемешивали. После этого отбирали представительную пробу модельного раствора и определяли рН раствора. Так как проба имела сильнощелочную реакцию, рН раствора регулировали добавлением серной кислоты. Полученный раствор после продолжительного перемешивания и усреднения имел показатели, представленные в таблице 3.1. После этого приготовленный модельный раствор подавали на первую ступень обратноосмотической установки. Концентрат накапливали в емкости 301, а обессоленный раствор в емкости 602. Содержание примесей в них оценивалось по данным аналитического контроля (табл. 3.1). После проведения обессоливания раствор направлялся в контактную колонну 401 блока озонирования для разрушения остаточных аммония и гидразина.
Анализ эффективности технологической схемы очистки на примере модельных смешанных солевых растворов жидких радиоактивных отходов
По реализованной на предприятии технологической схеме очистки ЖРО (рис.2.1), исходные солевые смешанные радиоактивные воды, содержащие растворенные радионуклиды в форме фосфатов, оксалатов и других солей направляются на предочистку в фильтр, загруженный неорганическим селективным ферроцианидным сорбентом марки НЖА. Далее радиоактивные отходы проходят через микрофильтры, где очистка от взвешенных частиц происходит последовательно на фильтре до 5 мкм, затем до 1 мкм и попадают на блок обратного осмоса. На первой ступени блока обратного осмоса снимается около 96% всех солей. Пропорционально снижается активность на 80%. Блок обратного осмоса второй ступени дополнительно удаляет еще 95% остаточного солесодержания, снижая общую удельную активность в 10 раз. Фильтрат с блока обратного осмоса второй ступени поступает на озонирование. При обработке жидких радиоактивных отходов озоно-воздушной смесью происходит очистка от аммиака, поверхностно-активных веществ, комплексонов. Далее по технологической схеме последовательно выполняется углеадсорбционная очистка и обработка раствора алюмосиликатными адсорбентами типа ЦМП-А и Селекс К-7. На угольном фильтре удаляются из раствора непрореагировавший озон и остатки химических примесей. Окончательная доочистка проводится на ионнообменном фильтре смешанного действия, загруженного ионообменными смолами КУ-2-8чс и АВ-17-8чс, соотношение Катионит:Анионит=1:2.
С целью проверки эффективности переработки смешанных солевых жидких радиоактивных отходов в июле - августе 2000 года были проведены испытательные работы на модельных растворах. Согласно принятой технологии (рис.2.1), модельный солевой раствор готовили в приемной емкости 102. Для этого емкость заполняли водопроводной водой на половину объема (3 м3), после чего в нее добавляли расчетное количество реагентов, перемешивали и доводили общий объем раствора до 6 м . После этого отбирали представительную пробу модельного раствора и анализировали. Полученный раствор имел показатели, представленные в таблице 3.2. После этого приготовленный модельный раствор насосом подавали в кристаллизатор-умягчитель с одновременной подачей насосом-дозатором раствора тринатрийфосфата с концентрацией 150,0 г/л. Расход реагента при пуске узла составил 10,7 дм /ч при 0,3 м /ч обрабатываемого солевого раствора, а после приостановки расход исходного раствора постепенно довели до 0,6 м /ч при 21,4 дм /ч раствора тринатрийфосфата. В начале работы концентратора-умягчителя осадок образуется при перемешивании воздухом в течение трех часов с номинальным расходом. Отмечено интенсивное образование кристаллического осадка, при этом декантат остается прозрачным. Для контроля ведения процесса умягчения были отобраны пробы из емкости 301 (табл. 3.2). Далее умягченный раствор был направлен на двухступенчатое обессоливание на установках блока обратного осмоса первой ступени и блока обратного осмоса второй ступени. Очищенный на блоке обратного осмоса первой ступени раствор поступал в емкость 601 и имел показатели, представленные в таблице 3.2.
Концентрат от обратноосмотической установки собирался в емкости 901 и характеризовался следующими показателями: солесодержание - 32 г/л, рН = 8,0, сухой остаток 67,4 г/л. По результатам химического анализа (табл. 3.2) эффективность работы линии очистки на модельных растворах смешанных солевых жидких радиоактивных отходов составила: - 98% для узла обратноосмотического обессоливания (по общему солесодержанию, СГ, N03, S042, Р043\ СЮ42"); - 70% для узла озонирования с углеадсорбционной доочисткой (по ПАВ, суммарному аммонию); - 60% для узла умягчения и коагуляции (по солям жесткости). Таким образом, настоящую технологическую схему можно эффективно использовать для очистки смешанных солевых растворов ЖРО.
По результатам проведенных испытаний системы очистки ЖРО (разделы 3.1, 3.2) следует, что реализованная на ФГУП «МП «Звездочка» технология переработки позволяет эффективно очищать как малосолевые, так и смешанные солевые растворы от примесей всех четырех групп (раздел 1.2.1). Поскольку испытания проводили на модельных неактивных растворах, это доказывает что, по сути ЖРО, после глубокой очистки от радионуклидов, можно отнести к разновидности промышленных сточных вод. В настоящее время система очистки жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности на ФГУП «МП «Звездочка» работает по сокращенной технологической схеме, которая включает в себя блок сорбционной предочистки на селективных сорбентах, блок обратного осмоса, блок умягчения и коагуляции. Это обусловлено составом поступающих на очистку радиоактивных вод (табл. 3.3), которые не содержат значительного количества нефтепродуктов, поверхностно-активных веществ и органических примесей, определяемых по интегральному показателю ХПК. Таким образом, использование блока обратного осмоса позволяет извлечь из ЖРО до 99% примесей, находящихся в растворе без применения энергоемкой и дорогостоящей стадии озонирования, а также фильтров санитарной доочистки. Из представленных в таблице 3.3 данных очевидно, что производственные ЖРО представляют собой сложные по элементному, катионному и анионному составу смеси. Диапазон варьирования параметров аналитического контроля, поступающих на переработку жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности составляет, мг/л: общее солесодержание - 915,0- -13800,0; рН - 7,0-9,8; сульфаты - 119,0-Н 200,0; фосфаты - 14,0 656,0; нитраты
Применение метода капиллярного зонного электрофореза для определения катионного состава жидких радиоактивных отходов
Метод капиллярного электрофореза основан на разделении компонентов сложной смеси в кварцевом капилляре под действием приложенного положительного электрического поля. Качественной характеристикой является параметр удерживания (время миграции), а количественной — высота или площадь пика, пропорциональная количеству вещества. Скорость движения компонентов по капилляру зависит от заряда и величины ионного радиуса определяемого компонента. Ведущий электролит должен обладать буферными свойствами, чтобы, с одной стороны, воспрепятствовать изменению состава раствора в приэлектродных пространствах, а с другой — стабилизировать состояние компонентов в пробе в процессе анализа. Эффективное разделение компонентов пробы, также зависит и от концентрации рабочего буферного раствора. Капилляр должен обладать такими свойствами и диаметром, чтобы практически вся заполняющая его жидкость, представляла собой диффузную часть двойного электрического слоя и при наложении электрического поля, направленного вдоль канала капилляра, в нем возникало движение носителей электрических зарядов во взаимно противоположных направлениях.
Для регистрации электрофореграмм чаще всего используется УФ-детектирование непосредственно в капилляре в прямом и косвенном вариантах [76]. Нами исследована возможность применения метода капиллярного зонного электрофореза для определения катионного состава жидких радиоактивных отходов. Для определения катионов используется источник высокого напряжения положительной полярности. Катионы движутся к катоду в том же направлении, что и электроосмотический поток, но быстрее его. На электрофореграмме пики катионных компонентов пробы появляются до системного пика, в связи с этим величина высокого напряжения должна быть не слишком большой, чтобы несколько растянуть во времени запись электрофореграммы. Чтобы зарегистрировать пики катионов применяют косвенное детектирование. В состав ведущего электролита вводят поглощающий катион бензимидазола в концентрации 0,006М, которая обеспечивает необходимую оптическую плотность исходного раствора. При разделении катионы пробы эквивалентно замещают в растворе катион бензимидазола, и оптическая плотность в зоне пика уменьшается. Бензимидазол C6H4-N=CH-NH (БИА) в водном растворе является слабым основанием, рКа которого равен 5,8. Это означает, что при рН = 5,8 в растворе в равных концентрациях находятся молекулярная и катионная формы бензимидазола, а при рН = 4,8 концентрация катионной формы в 10 раз превышает концентрацию формы молекулярной. Так как для эквивалентного обмена катионов необходимо, чтобы концентрация катионной формы БИА в электролите была как можно больше, электролит должен быть слабокислым.
Однако в таком случае резко уменьшается скорость электроосмотического потока, а также возрастает общая концентрация электролита, что приводит к возрастанию тока в капилляре. На практике ведущий электролит готовят на основе винной кислоты, анионы которой обладают малой подвижностью и, следовательно, увеличивают сопротивление электролита, а соотношение кислоты и основания подбирают так, чтобы был достигнут необходимый компромисс между временем анализа и величиной тока. При электрофорезе катионы регистрируются в последовательности, которая определяется их электрической подвижностью. Первым появляется пик цезия, следом за ним почти с тем же временем выходит пик рубидия. При их совместном присутствии пики цезия и рубидия накладываются друг на друга. Если концентрация одного из этих ионов сильно преобладает, присутствие минорного компонента трудно заметить, но при близких концентрациях двойной пик наблюдается хорошо, хотя он не пригоден для количественной оценки содержания каждого из компонентов. Следующими выходят пики аммония и калия. Их электрические подвижности одинаковы, поэтому без специальных мер они выходят одним общим пиком. Для разделения аммония и калия в состав ведущего электролита вводят специальную добавку краун-эфира (18-краун-6), который уменьшает электрическую подвижность ионов калия, не оказывая в то же время заметного влияния на подвижность других ионов. В результате становится возможным полное разделение катионов щелочных и щелочноземельных элементов. Далее, один за другим выходят пики натрия, магния, лития, стронция, бария и кальция. Все они разрешаются полностью, но при высокой концентрации магния пик лития может попадать на хвост пика магния, что может потребовать ручной разметки этих пиков при их обработке с помощью программы «Мультихром». Катионный состав очищенных жидких радиоактивных отходов определяли методом капиллярного электрофореза с использованием системы капиллярного электрофореза «Капель - 104Т» НПФ АП «Люмэкс», Россия (рис. 4.3).
