Browsing by discipline "Radiokemia"

Radiohiiltä muodostuu ydinpolttoaineessa ja sitä ympäröivässä aineessa stabiilin typen neutroniaktivaatioreaktiolla 14N(n,p)14C. Kun 14C on liuennut käytetystä ydinpolttoaineesta, se voi hapettua karbonaattihiileksi, joka esiintyy pohjavesiolosuhteissa vetykarbonaattina (HCO3-) . Käytetyn polttoaineen turvallisuusanalyyseissa tämän ei kuitenkaan lasketa pidättyvän ollenkaan kallioperän rakojen ja huokosten pinnoille ja näin ollen sen laskettu kulkeutumisnopeus on suuri. Mahdollinen pidättymismekanismi ja siten 14C:n kulkeutumista hidastava mekanismi on kuitenkin karbonaattimuodossa olevan 14C:n isotooppivaihto rakojen pinnoilla olevan kalsiitin (CaCO3) kanssa. Tässä pro gradu -tutkielmassa tarkastellaan yllä mainittua 14C:n ja kalsiitin välistä isotooppivaihtoa. Tämän pro-gradu -tutkielman kirjallisuuskatsauksessa selvitetään 14C:n lähteitä ja kulkeutumista ympäristössä. Siinä myös käsitellään kalsiitin ja muiden CaCO3:n kidemuotojen syntetisointimenetelmiä. Lisäksi tutkielman kirjallisessa osuudessa käydään läpi hiili - (13C, 14C) ja kalsiumisotooppien (45Ca) isotooppivaihtoa. Tutkielman kokeellisessa osuudessa tarkasteltiin, miten liuoksen koostumus vaikuttaa CaCO3:n ja 14C:n väliseen isotooppivaihtoon. Tämän selvittämisessä käytettiin kahta erilaista kalsiittia, kaupallista ja itse syntetisoitua, joiden puhtaus varmistettiin röntgendiffraktiolla (XRD). Atomiabsorptiospektroskopiaa (AAS) käytettiin kalsiumin pitoisuuden määrittämiseen liuoksissa, kun taas nestetuikelaskentaa käytettiin liuosten 14C:n ja 45Ca:n aktiivisuuksien määrittämiseen. 14C:n diffundoitumisen takia sen pidättäytymistä kalsiittiin oli vaikea todentaa. 14C:n kaasumaista vapautumista liuoksesta CO2:na tapahtui todennäköisesti varastoinnin tai nestetuikelaskentanäytteen valmistuksen aikana. Sen sijaan 45Ca:n pidättymistä kalsiittiin voitiin havaita. Kuitenkin ainoa liuos, jossa tasapaino saavutettiin, oli 0,1 M NaCl-liuos, johon oli lisätty 45Ca-merkkiainetta. Piirretyn käyrän perusteella tasapaino saavutetaan 150 päivän kuluessa pidättymisprosentin jäädessä alle 20:n. 45Ca:n pidättyminen kiinteään faasiin on aluksi nopeaa, mutta se näyttää tasaantuvan 20 päivän jälkeen. Tasapainon saavuttamisen todentamiseksi tarvitaan pidempiä kokeita ja enemmän rinnakkaisnäytteitä. 14C:n ja kalsiitin välisen isotooppivaihdon tutkimiseen on kehiteltävä uusi menetelmä, jossa 14C:n diffundoituminen pyritään estämään. Tämä voitaisiin estää käyttämällä nestetuikelaskentacocktailia, joka ei ole niin herkkä pH-muutoksille. Tai sitten voitaisiin tehdä nestetuikelaskentanäytteet emäksiseen liuokseen.

68Ga- ja 177Lu-radiolääkkeitä käytetään isotooppilääketieteessä. 68Ga-radiolääkkeet ovat diagnostisia aineita, joita käytetään neuroendokriinisyövän ja eturauhassyövän diagnostiikassa. 177Lu-radiolääkkeet ovat terapeuttisia aineita, joilla voidaan hoitaa 68Ga-merkkiaineilla diagnosoituja syöpiä. 68Ga-isotooppi on melko lyhytikäinen (t1/2=68 min) positroniemitteri, jota valmistetaan 68Ge/68Ga generaattorilla. 177Lu-isotooppi on lyhyen kantaman beetasäteilijä, jonka hajoamisessa muodostuu beetasäteilyn lisäksi myös kuvantamiseen käytettävää gammasäteilyä. 177Lu-radiolääkkeiden terapeuttinen käyttö perustuu siihen, että peptidi kuljettaa lääkeaineen oikeaan kohteeseen ja beetasäteily tuhoaa siellä syöpäsoluja. Radiolääkkeille tehdään valmistuksen jälkeen, ennen potilaalle antamista, laadunvalvonta, jossa määritetään radiolääkkeen puhtaus ensisijaisesti kromatografisilla menetelmillä. Radioaktiivisten aineiden hajoamisen, lääkeaineiden korkeiden laatuvaatimusten ja potilasturvallisuuden takia laadunvalvontamenetelmien tulee olla tarkkoja, nopeita ja luotettavia. Tämän tutkimuksen keskeisessä asemassa olivat 68Ga- ja 177Lu-radiolääkkeiden laadunvalvonnassa käytettävien ohutkerroskromatografia-(TLC) ja korkean erotuskyvyn kromatografia-(HPLC)menetelmien kehittäminen. Tutkimuksessa kehitettiin HPLC-menetelmä [177Lu]Lu-PSMA-617:n laadunvalvontaa varten ja menetelmällä tehtiin massakvantitoiminen PSMA-617-lähtöaineelle. [177Lu]Lu-DOTATOC:n, [68Ga]Ga-DOTANOC:n ja [68Ga]Ga -PSMA:n laadunvalvonnassa käytettyjä TLC-menetelmiä yhtenäistettiin ajoliuosten suhteen sekä optimoitiin TLC-menetelmissä käytettäviä skannausnopeuksia ja -jännitteitä. Lisäksi tutkittiin rauta(III)kontaminaatioiden vaikutusta 177Lu- ja 68Ga-radiolääkkeiden retentioaikoihin HPLC-menetelmässä. [177Lu]Lu -PSMA-617:n HPLC-menetelmällä saatiin 7,4 minuutin retentioajalla lähes symmetrinen piikki ja PSMA-617:n massakvantitoinnissa saatiin lineaarinen suora 0,9978 korrelaatiokertoimella. 1M ammoniumasetaatti-MeOH-liuoksen todettiin sopivan [177Lu]Lu -DOTATOC:n,[68Ga]Ga -DOTANOC:n ja [68Ga]Ga -PSMA:n laadunvalvonnan TLC-menetelmiin. Skannausnopeus 1 mm/s ja skannausjännite 900 V olivat optimiasetukset TLC- menetelmässä, kun käsiteltiin tuoreita radiolääkkeitä ja raudan havaittiin kasvattavan lääkeaineen retentioaikaa HPLC-menetelmässä.

In this Master's thesis, sources of 241Am in the environment, its speciation in the environment and bioavailability are discussed. Techniques that can be used to provide 241Am speciation information in solid samples, such as TRLFS, XAFS, and fractioning techniques, such as sequential extraction or filtration are presented and discussed. In the experimental part of this study, activity concentrations and vertical distribution of 241Am were determined in sediment and soil samples collected from drainage basin area in Mercantour national park, France. Coprecipitation, ion exchange and extraction chromatography were combined to separate and purify the 241Am. Alpha sources were prepared by electrodeposition and sources were measured with alpha spectrometer. Average chemical recovery of 241Am for sediment and soil samples was 52 ± 4 %. 241Am, 239,240Pu and 238Pu activity concentrations did not correspond linearly with the organic matter content of sediment or soil. Detected inventories of 241Am, 239,240Pu, 238Pu and 241Am/239,240Pu suggested that runoff water has important contribution to the distribution and transport of americium and plutonium. 241Am/239,240Pu ratio detected in sediment and soil samples, suggest that americium has higher solubility than plutonium. Americium had migrated deeper in the soil profiles due to the runoff water filtration. Detected 241Am/239,240Pu and 238Pu/239,240Pu ratios indicated that the source of this sampling site was the global fallout from nuclear weapons tests.

Fluori-18 on positroniemissiolla hajoava nuklidi, jonka puoliintumisaika on 110 minuuttia. Hajoamistapansa johdosta F-18:a voidaan käyttää merkkiaineena positroniemissiotomografiassa (PET), jossa se on käytetyin radionuklidi sopivan pitkän puoliintumisaikansa ja energiansa (0,64 MeV) takia. Uusia radiolääkeaineita pyritään kehittämään erilaisiin lääketieteellisiin sovellutuksiin ja suurta mielenkiintoa ovat keränneet bioperäiset nanomateriaalit, joiden suuri pinta-ala/tilavuus -suhde tarjoaa paljon erilaisia mahdollisuuksia mm. spesifiseen lääkeainekuljetukseen. Suora F-18:n nukleofiilinen substituutio on usein vaikea ja joskus jopa mahdoton suorittaa kompleksisissa ja monisubstituoiduissa molekyyleissä, joita ei ole aktivoitu. Esimerkiksi monet biomolekyylit eivät kestä suorassa fluorauksessa käytettäviä korkeita lämpötiloja ja liuottimia. Tällöin käytetään apuna F-18-leimattuja prosteettisia ryhmiä esim. sukkinimidyyli-4-[18F]fluorobentsoaattia ([18F]SFB), joiden avulla saadaan F-18 leimattua biomolekyyliin. Prosteettisten ryhmien valmistus vaatii usein monivaiheiset synteesit, mikä tekee niiden käytöstä haastavaa. [18F]SFB pystyy reagoimaan peptidiketjun vapaiden aminoryhmien kanssa (lysiini ja terminaalinen amino-ryhmä) paljon miedommissa olosuhteissa kuin suorassa radiofluorauksessa. F-18 saadaan näin liitettyä biomolekyyliin, jolloin biomolekyyli saadaan leimattua radionuklidilla vahingoittamatta biomolekyylin rakennetta. Tässä tutkielmassa leimattiin CCMV-virusten proteiinikapsidin pintarakennetta eri puskuriliuoksissa käyttäen [18F]SFB:tä. Ensin [18F]SFB:n automatisoitu synteesi optimoitiin laboratorion laitteistolle sopivaksi, jotta sitä voitiin valmistaa toistettavasti hyvällä radiokemiallisella saannolla. Tämän jälkeen CCMV-virusten leimautuvuutta testatiin neljässä eri puskuriliuoksessa pH-välillä 6-8. Puskuriliuoksina käytettiin fosfori- ja boraattipuskureita. [18F]SFB:n synteesi saatiin optimoitua ja tuotetta saatiin tuotettua hyvillä saannoilla, puoliaikakorjatun saannon ollessa 71 ± 3 % ja radiokemiallisen puhtauden ollessa yli 90 %. Virukset saatiin leimattua ja parhaimmillaan päästiin 12,9 ± 14,9 %:n leimautuvuuteen. Leimausta ei saatu kuitenkaan tehtyä toistettavasti ja leimatuista viruksista läpäisyelektronimikroskopialla (TEM) otetuista kuvista nähtiin, että virukset olivat hajonneet leimauksen aikana.

As more nuclear power plants around the world face shut down and decommissioning in coming years, a need for methods to separate and analyse difficult-to-measure radionuclides is increasing. This work presents a brief overview of difficult-to-measure radionuclides and waste types of interest to Finnish nuclear power plant operators, with various methods developed to analyse them. Also included is information about research and analysis methods used by various Finnish organizations. Aside from literature overview, the results from laboratory work that was conducted are also included. An analytical method to simultaneously determine 55Fe and 63Ni in pressure vessel steel from BWR and VVER type reactors was tested. The method consisted of separation of iron and nickel from other metals and each other by hydroxide precipitation and anionic ion exchange chromatography, followed by purification of nickel with dimethylglyoxime complexation. Poor recoveries and low decontamination factor of 60Co led to abandonment of the method and adoption of different separation procedure based on anion exchange in HCl-acetone medium. In the second method Fe and Ni were separated from cobalt and each other by loading them to anion exchange column that had been preconditioned with a 9:1 mixture of acetone and HCl. Iron forms a complex with acetone that is not absorbed on anion exchange resin, while nickel and cobalt are both absorbed. Nickel was eluted with a 7:2 mixture of acetone and HCl, separating it from cobalt. Radioactivity of 55Fe and 63Ni was determined with liquid scintillation counting, while chemical yield was determined with atomic emission spectroscopy.

Fotokatalyysi on yksi tutkituimpia aiheita monilla eri tieteenaloilla ja sen pääasiallinen käyttötarkoitus on nesteiden ja kaasujen puhdistus orgaanisista ja epäorgaanisista yhdisteistä. Ydinvoimateollisuudessa fotokatalyysiä käytetään yleensä putkistojen pintojen puhdistusmentelmien kompleksinmuodostajien hajottamisessa, jotta aktivoituneet korroosiotuotteet saadaan erotettua liuoksesta esim. kationinvaihtohartseilla. Yleisesti fotokatalyysitutkimuksissa keskitytään fotokatalyyttisiin ominaisuuksiin, mutta tässä pro gradu -työssä tutkittiin kahden fotokatalyytin Bi2WO6:n (BiWO) ja Bi2-xSbxWO6:n (SbBiWO) sorptiotehokkuutta koboltille. BiWO:n fotokatalyyttisiä ominaisuuksia on tutkittu paljon, mutta sitä ei ole vielä saatavilla kaupallisesti kuten fotokatalyytti TiO2. Toisin kuin TiO2, BiWO pystyy toimimaan fotokatalyyttinä UV-valon lisäksi näkyvässä valossa. BiWO:n sorptiotehokkuus koboltille on kiinnostava aihe, eikä siitä ole aiemmin julkaistu tutkimuksia. Koboltin sorptiota tutkittiin pH:n funktiona pimeässä tapahtuvissa sorptiokokeissa ja UV-reaktori sorptiokokeissa. Fotokatalyyttien toimivuutta testattiin lopuksi myös ydinvoimalaitosten jätevesillä. Kumpikin tutkituista fotokatalyyteistä osoitti hyviä sorptio-ominaisuuksia koboltille 0,01 M NaNO3-liuoksessa, kun pH >9 sekä hyviä fotokatalyyttisiä ominaisuuksia 40 µM EDTA- ja 10 mM oksalaattiliuoksissa. SbBiWO-kokeissa saavutettiin korkeammat Kd-arvot 57Co-merkkiaineelle kuin BiWO:lla. pH:lla oli erittäin suuri merkitys fotokatalyyttien toimivuuteen. Testattaessa fotokatalyyttien ominaisuuksia Loviisan ja erään ulkomaalaisen ydinvoimalaitoksen jätevedessä, tulokset olivat heikkoja. Sorptiota oli havaittavissa, mutta liuosten koboltista saatiin eroteltua vain alle 21 %. Fotokatalyyteistä tulisi jatkossa selvittää tarkemmin, onko niiden sorptiotehokkuus koboltille mahdollisesti jopa haitallista. Fotokatalyytti, jonka pintaan adsorboituu metalli-ioneja estäen sen fotokatalyyttiset ominaisuudet, ei sovellu osaksi ydinvoimalaitosten puhdistusjärjestelmää. Jos tulevissa tutkimuksissa pystytään osoittamaan, että BiWO ja SbBiWO ovat tehokkaita fotokatalyyttejä ja yli 90 % liuoksen koboltista saadaan erotettua, ne voisivat olla osa erittäin tehokasta ydinvoimalaitoksien jätevesien puhdistusjärjestelmää.

Ydinjätteen loppusijoittamista erilaisiin geologisiin muodostumiin on tutkittu runsaasti. Suomessa korkea-aktiivinen ydinjäte eli käytetty ydinpolttoaine tullaan loppusijoittamaan graniittiseen kallioperään Olkiluodon alueelle noin 400 metrin syvyyteen. Graniittinen kallioperä sisältää erilaisia alumiinioksideita ja –hydroksideja, ja alumiinia esiintyy useissa mineraaleissa. Mikäli ydinjäte vuosituhansien kuluessa pääsisi useista esteistä huolimatta vapautumaan loppusijoitustiloista kallioperään, olisi sorptio niiden kulkeutumista merkittävästi hidastava tekijä. Koska radionuklidien kulkeutumisnopeus riippuu vahvasti mineraalipintojen sorptiosta, on runsaasti kallioperässä esiintyvien alumiinioksidien sorptio-ominaisuuksien tunteminen tärkeää turvallisuusanalyysin kannalta. Loppusijoitettava ydinjäte sisältää radiotoksisia kolmenarvoisia transuraaneja kuten plutoniumia hapetustilalla +III sekä amerikiumia ja curiumia, joiden hapetustila kallioperässä on +III. Näiden transuraanien ollessa kemiallisesti samankaltaisia saattaisivat ne kilpailla kallioperän vapaista sorptiopaikoista keskenään. Kilpailu rajallisista sorptiopaikoista vähentäisi metallien sorptiota mineraalipinnoille, jolloin niiden kulkeutumisnopeus kallioperässä saattaisi olla oletettua suurempi. Tästä syystä kilpailevan sorption vaikutukset tulee huomioida loppusijoituksen turvallisuutta arvioitaessa. Koska radiotoksisten transuraanien kemian tutkiminen on haastavaa, käytetään niiden analogeina helpommin käsiteltäviä kolmenarvoisia lantanideja, kuten europiumia, koska niiden kemialliset ominaisuudet ovat samanlaiset. Pro gradu -tutkielmassa perehdyttiin kolmearvoisten lantanidien europiumin ja lantaanin sekä kolmenarvoisen yttriumin sorptio-ominaisuuksiin alumiinioksidi korundiin (α-Al2O3). Tutkielman kokeellisessa osuudessa tutkittiin europiumin, yttriumin ja lantaanin sorptiota pH:n sekä ajan funktiona. Korundin pitoisuutena käytettiin 0,5 g/l tai 5 g/l ja metallien pitoisuuksina 1×10-5 mol/l tai 5×10-6 mol/l. Kineettiset sorptiokokeet tehtiin pH:ssa 8,0. Tutkielmassa perehdyttiin erityisesti näiden metallien väliseen sorptiokilpailuun. Yttriumin ja lantaanin havaittiin pH:n funktiona tehtävissä kokeissa siirtävän hieman europiumin sorptioreunaa, eli pH-aluetta, jossa sorptioprosentti nousee jyrkästi pH:n funktiona, korkeammalle pH-alueelle. Lantaanin vaikutuksen europiumin sorptioon havaittiin olevan hieman yttriumia suurempi. Kineettisissä sorptiokokeissa yttriumin havaittiin selvästi hidastavan europiumin sorptiota korundin pinnalle. On siis melko todennäköistä, että kemiallisesti samanlaiset metallit kilpailevat sorptiopaikoista keskenään tai hidastavat toistensa sorptiota. Pro gradu –tutkielmassa perehdyttiin myös europiumin ja yttriumin sorption mallintamiseen PHREEQC-ohjelmalla. Mallinnuksella haluttiin selvittää Eu:n pintakompleksaatiovakiot europiumin sorptioyhtälöille korundin pinnalla. Eu:n mallinnetut sorptiotulokset vastasivat hyvin kokeellisia tuloksia.

The old Rautuvaara mining area is located in North-West Finland, in the municipality of Kolari. Rautuvaara mine was operational between the years of 1962 and 1988 and the tailings field, located in the Niesajoki valley, was used to dispose of mine tailings from several different mines until 1995. Currently there are no mining activities at the Rautuvaara mining area, but it has become an object of interest, since an on-going mining prospect in Hannukainen is planning on transporting their produced tailings to Rautuvaara and depositing them above the existing ones. Sulphide-bearing ores and mine waste are known to form acid mine drainage (AMD) when sulphuric acid forms in the oxidative dissolution of sulphide minerals. The decreased pH in the area affected by AMD can further dissolve and mobilize harmful elements from the surroundings minerals, which may contaminate the natural water systems. The aim of this study was to evaluate the occurrence and possible mobilization of the base metals Ni, Zn, Cu, Co, Fe, and Mn, potentially toxic metals As, Pb, Cr, and Cd, as well as the radioactive elements U-238 and Th-232, in samples collected from the Rautuvaara mining area. The collected samples included water samples from the mining area and its surroundings and four types of solid samples: enrichment sand samples from the tailings, sediment samples from the old settling pond, waste rock samples from the old mining area and acidic pond sand samples from the area of the tailings affected by AMD. Measuring the total concentrations of metals and radionuclides in solid sample materials is not enough to understand the mobility and bioavailability of different elements and for this purpose a six-step sequential extraction procedure, with progressively increasing leaching reagents, was applied for all the solid samples. This was done in order to access the geochemical association of metals and radionuclides in the solid samples. The studied fractions were the exchangeable fraction I (pH 7,8), exchangeable fraction II (pH 5,0), mild acid-soluble fraction (pH 4,1), reducible fraction (pH 2,0), oxidizable fraction (pH 1,5) and strong acid-soluble fraction (pH 0). Gamma ray spectrometry was used to determine the total concentrations of radionuclides in the solid samples. The metal concentrations in the leaching supernatants and water samples from the mining area were determined by Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry. Furthermore, the behaviour of the mineral composition in the samples during extraction was studied by using Synchrotron Radiation X-ray Powder Diffraction (SR-XRPD) and by applying the Rietveld method for the acquired data. Water analysis showed the metal concentrations in the settling pond and downstream river samples are comparable to the typical levels of the area, aside from slightly elevated base metal and uranium concentrations. The highest metal and radionuclide concentrations were seen in the acidic pond waters. Gamma ray spectrometry showed that the highest activity concentrations of U-238, Ra-226 and Pb-210 were found in the sediment samples. In the sequential extractions the total amounts of leached metals were in order of: enrichment sand, sediment, acidic pond sand and waste rock. The overall trend is that the highest amounts of metals are leached out in the oxidizable and strong acid-soluble fractions, indicating that the elements are tightly bound to the sample matrix. The dissolution of thorium and uranium was different: thorium mainly dissolved in the strong acid-soluble fraction, whereas uranium started dissolving in the mild acid-soluble fraction as the pH of the solution decreased. The sequential extraction test showed that the mobilization between the enrichment sand and acidic pond sand had been altered, possibly as an effect of AMD. The SR-XRPD data showed that the samples mainly consisted of albite, dolomite and quartz. A complete dissolution of dolomite, bassanite and calcite was seen, as well as a partial attack on pyrrhotite and pyrite, during the extractions. Also, gypsum formation happened in the mild acid-soluble leaching step as the pH decreased during the extractions. The results can be used to evaluate the possible hazards the occurring metals and radionuclides pose to the surrounding environment and they also give a reference point of contamination for the future, if the use of the old tailings area continues.

Neptunium on yksi käytetyssä ydinpolttoaineessa olevista transuraaneista plutoniumin, amerikiumin ja curiumin lisäksi. Sen lähteitä luonnossa ovat lähinnä ydinvoimateollisuus ja ilmakehän ydinasekokeet. Käytetyn ydinpolttoaineen loppusijoituksen turvallisuusanalyysien ja ydinvoimateollisuudesta sekä ydinasekokeista vapautuneiden nuklidien kulkeutumisen kannalta on tärkeää tuntea radioaktiivisten aineiden hydrogeokemiallinen käyttäytyminen ympäristössä. Pro gradu –työssä tutkittiin neptuniumin sorptiokäyttäytymistä ja spesiaatiota karbonaattivapaissa olosuhteissa magnetiittiin, hematiittiin ja korundiin. Pro gradu -tutkimukseen valituista mineraaleista korundi ja hematiitti ovat rakenteeltaan hyvin samankaltaisia mineraaleja ja siksi niiden pintaominaisuudet ovat vertailtavissa keskenään. Neptuniumin sorptiokäyttäytymisen odotettiin olevan melko samankaltainen näihin kahteen mineraaliin. Pro gradu -tutkimuksessa oltiin kiinnostuneita myös magnetiitin ja hematiitin sisältämän kahdenarvoisen raudan vaikutuksista neptuniumin spesiaatioon ja sorptioon mahdollisten hapetus-pelkistys-reaktioiden kautta. Pro gradu -tutkimuksessa neptuniumin sorptiota valittuihin oksidimineraaleihin tutkittiin sorptiokokeilla pH:n funktiona ja lisäksi sorptioisotermien avulla eri pH-arvoissa. Sorptiokokeiden tasapainottumisajan ja kiinteä/neste-suhteen vaikutusta tutkittiin koesarjoilla kaikissa kolmessa mineraalissa. Neptuniumin hapetustilaa ja spesiaatiota selvitettiin liuoksesta lantanidifluoridi-kerasaostuksella ja mineraalipinnalta XAFS-analyysillä. Pro gradu -tutkimuksen perusteella voidaan todeta neptuniumin sorptioon tutkittuihin oksideihin vaikuttavan neptuniumpitoisuus, pH ja mineraalin pitoisuus sekä pintaominaisuudet. Mineraalipitoisuuden ja liuoksen pH-arvon noustessa sekä neptuniumpitoisuuden laskiessa kasvaa neptuniumin suhteellinen sorptio mineraalipintaan. Rautaoksidien pinnoilla havaittiin neptuniumilla esiintyvän mahdollisesti kahdenlaisia sorptiopaikkoja. Lisäksi magnetiitilla arvioitiin olevan neptuniumia pelkistäviä ominaisuuksia. Hematiitilla ja korundilla puolestaan havaittiin olevan samanlaisia sorptio-ominaisuuksia. Neptuniumin hapetustilanmäärityksissä kerasaostuksella ja XAFS-analyysillä ei saatu luotettavaa tietoa liuoksessa ja mineraalipinnalla esiintyvän neptuniumin hapetustilasta.

Found together in nature, the isolation of rare earth elements (REEs) has always been challenging. Their separation usually involves processes including solvent extraction, precipitation and ion exchange. Zeolites are well-known for their ion exchange capabilities that would be potentially applicable for the REEs separation. This study primarily investigated the ion exchange behavior of REEs onto several types of zeolites, namely the Ferrierite, the Faujasite and the Linde Type L. These zeolites were chosen because of their altered framework type and controllable charge density through synthesis. The commercially available zeolites were systematically characterized by means of X-Ray Diffraction (XRD), Energy Dispersive X-ray spectroscopy (EDX) and Attenuated Total Reflectance Fourier Transform Infrared spectroscopy (ATR-FTIR). Lanthanum was chosen as the model REE. The pH-uptake behavior of La on zeolites was studied extensively. Results showed that among all our selected zeolites, only LTL gave reasonable amount of La ion exchange capacity (0.16 mmol/g at pH 3). Subsequently, the ion exchange isotherm of La on LTL was described at pH 3. The isotherm followed Langmuir type with a maximum capacity of 0.25 mmol/g. An equimolar ternary mixture of lanthanum, neodymium and dysprosium was used to test the selectivity of LTL zeolite towards different REEs. Results suggested that the uptake sequence followed La > Nd > Dy, which indicated the decrease of capacity with increased atomic number. Almost all the REEs could be leached off from the REE loaded zeolites with a pH 1.51 nitric acid solution.