Концентрирование долгоживущих альфа-излучающих нуклидов актинидных элементов при анализе объектов окружающей среды: обзор

Представлен аналитический обзор основных методов концентрирования долгоживущих альфа-излучающих нуклидов актинидных элементов при анализе объектов окружающей среды. Рассмотрены методы соосаждения, жидкостной экстракции и экстракционной хроматографии.

Ключевые слова: долгоживущие альфа-нуклиды, торий, уран, нептуний, плутоний, америций, концентрирование, соосаждение, экстракция, экстракционная хроматография

The article presents an analytical review of the main methods of concentration of long-lived alpha- nuclides of actinide elements in the analysis of environmental objects. The methods of co-precipitation, solvent extraction and extraction chromatography are discussed.

Keywords: alpha-nuclides, thorium, uranium, neptunium, plutonium, americium, concentration, co-precipitation, extraction, extraction chromatography

 

В 1943 году в США начались эксперименты с облученным ураном, полученным в результате работы первого ядерного реактора. С этого времени начинается история широких исследований актинидных элементов, методов определения их активности в различных объектах и становления аналитического контроля содержания долгоживущих альфа-излучающих нуклидов в объектах окружающей среды.

Интенсивное развитие ядерной энергетики, переработка отработавшего топлива атомных электростанций и расширяющееся использование радионуклидов в научных исследованиях, медицине и космической технике обусловливают необходимость осуществления надежного контроля содержания долгоживущих альфа-излучающих нуклидов тория, урана, нептуния, плутония, америция, кюрия в объектах окружающей среды и биологических материалах.

При решении этой задачи аналитики сталкиваются с рядом трудностей, которые связаны с многообразием исследуемых материалов, сложностью их химического и радиохимического состава, малым содержанием определяемых нуклидов в контролируемых объектах, мешающим влиянием примесей дочерних короткоживущих альфа-излучающих нуклидов.

Одной из основных операций в радиохимических методах контроля актинидов в объектах окружающей среды является предварительное концентрирование определяемых элементов. В результате этой операции повышаются чувствительность, точность и надежность анализа, упрощаются измерения. Для концентрирования актинидов наиболее широко используют методы соосаждения, жидкостной экстракции и хроматографии.

В настоящей статье представлен краткий обзор методов концентрирования тория, урана, нептуния, плутония, америция при анализе объектов окружающей среды. Поскольку число публикаций с описанием разработки и практического использования этих методов чрезвычайно велико, авторы не претендуют на исчерпывающую полноту их охвата. Рассмотрены лишь основные методы, наиболее широко используемые в аналитической практике. Детальное описание существа методов концентрирования и выделения актинидов, а также истории разработки и практического использования этих методов содержится в оригинальных статьях и специализированных монографиях. Значительная часть опубликованных работ посвящена изучению форм нахождения и путей миграции долгоживущих альфа-излучающих нуклидов в природных водах, почвах и биосфере.

При составлении настоящего обзора авторы основывались на материалах, содержащихся в монографиях по радиохимии и аналитической химии актинидов [1–11], монографиях по методам выделения элементов из растворов [12–14], научных и методических сборниках [15–18], справочных руководствах [19–23], обзорных статьях и докладах [24–31], материалах научных конференций [32, 33], трудах специализированных научных центров и лабораторий [34–36], диссертационных работах [37–39], а также в цитируемых по ходу изложения материала научных статьях, докладах и патентах, имеющих, по мнению авторов, существенное значение для раскрытия темы или имеющих приоритетный характер.

Концентрирование актинидов методом соосаждения

Соосаждение с гидроксидом железа (III) признано одним из наиболее эффективных методов концентрирования Th(IV), Np(IV), Pu(III,IV), Am(III) при анализе природных и сточных вод. При этом для определения актинидов в водных пробах большинство исследователей используют комбинированные методики, включающие соосаждение определяемых нуклидов с Fe(OH)₃ и последующее их разделение методом анионообменной хроматографии. Если в пробе воды присутствуют взвешенные твердые частицы, то их либо отфильтровывают, либо осаждают вместе с осадком Fe(OH)₃. В последнем случае для определения радионуклидного состава осадка его переводят в раствор обработкой смесью HNO₃ + HF с последующим выделением определяемых нуклидов методом анионообменной хроматографии [16, 33–35]. Метод концентрирования актинидов соосаждением с гидроксидом железа (III) широко применяется для анализа проб пресной и морской воды. Имеются различные модификации этого метода. Выход плутония из пробы в измеряемый препарат при анализе пресной воды ≥80 %, при анализе морской воды ≥50 %. При увеличении объема пробы степень извлечения актинидов снижается.

По мнению авторов патента [40] потери плутония при его соосаждении с Fe(OH)₃ происходят, в основном, из-за присутствия в водной пробе примеси шестивалентного плутония, не осаждающегося в условиях используемых методик концентрирования. Для устранения возможной систематической ошибки, обусловленной присутствием примеси Pu(VI), авторы патента предложили использовать для выделения плутония из проб воды соль Се(III) в присутствии перекиси водорода. В этих условиях церий в кислой среде окисляется до Се(IV), а плутоний восстанавливается до Pu(IV) и количественно соосаждается с гидроксидом церия.

Концентрирование урана из проб морской воды для его последующего измерения трековым методом рекомендуется проводить методом соосаждения с фосфатом алюминия [41].

Соосаждение с оксалатом кальция применяют для концентрирования тория и плутония из проб морской воды и растворов, полученных после обработки проб почвы и веществ с высоким содержанием кальция. Полученный осадок растворяют, разрушают оксалат-ионы упариванием с концентрированной кислотой и проводят дополнительные операции выделения и очистки определяемых радионуклидов [2, 8, 42].

Соосаждение с фосфатом висмута широко применяется для выделения Th(IV), U(IV), Np(IV), Pu(III,IV), Am(III) из небольших объемов природных вод и растворов, полученных после обработки твердых проб окружающей среды [1–3, 7, 8, 17, 42, 43]. Уран, нептуний, плутоний в степени окисления +6 остаются при этом в растворе. При определении суммы альфа-излучающих нуклидов осадок фосфата висмута промывают, смешивают с люминофором и измеряют альфа-активность полученного препарата.

Лантан-фторидный метод концентрирования и выделения актинидных элементов из растворов был разработан и начал широко использоваться с середины 40-х годов ХХ в., как один из методов контроля, сопровождающих развитие американского атомного проекта [2, 3, 8]. Очевидным недостатком лантан-фторидного метода концентрирования является его недостаточная избирательность: с LaF₃ одновременно соосаждаются актинидные элементы со степенью окисления +3 и +4.

Из кислых растворов при контролируемых условиях стабилизации плутония в степени окисления +3 и +4, торий, плутоний и америций соосаждаются с фторидом лантана практически количественно. В процессе соосаждения происходит очистка этих элементов от урана. Полоний и редкоземельные элементы захватываются осадком фторида лантана. Концентрирование актинидов соосаждением с LaF₃ применяют при анализе проб окружающей среды и сточных вод. Используемый препарат лантана необходимо тщательно очищать от возможной примеси альфа-излучающих нуклидов. При необходимости проведения последующих операций разделения актинидов осадок LaF₃ растворяют в азотной кислоте, содержащей нитрат алюминия или борную кислоту.

Все актинидные элементы в степени окисления +3 и +4 количественно соосаждаются с сульфатом бария из кислых растворов, содержащих избыток сульфата калия [44]. Уран (VI) остается в водной фазе. Этот процесс используют для концентрирования актинидов при анализе промышленных сбросов и проб окружающей среды. Для определения альфа-активности отдельных нуклидов их переводят из осадка сульфата бария в раствор и затем соосаждают с гидроксидом церия. Уран можно выделить из фильтрата, где он находится в форме U(VI), соосаждением с BaSO₄ после восстановления до U(IV).

Для выполнения контроля за содержанием плутония в морской воде разработана эффективная методика его концентрирования из проб объемом до 400 л соосаждением с диоксидом марганца [45, 46]. Для получения MnO₂ к анализируемой пробе прибавляют раствор KMnO₄ и проводят его восстановление гидросульфитом натрия. Осадок диоксида марганца отфильтровывают. Одновременно с плутонием соосаждаются торий и америций. Измерения показали, что потери тория при его соосаждении с диоксидом марганца из проб морской воды объемом 20 л не превышают 5 % [46].

Метод соосаждения актинидов с MnO₂ имеет ряд преимуществ перед методом соосаждения с Fe(OH)₃. Однако соосаждение с диоксидом марганца является более длительным и технологически более сложным процессом, поскольку связано с восстановлением добавленного к пробе воды марганца (VII).

Для соосаждения актинидов с MnO₂ предложено использовать заранее приготовленные растворы Mn(IV), стабилизированные цирконием [47, 48].

Широкое применение в аналитической практике получил метод сорбционного концентрирования тория, плутония и америция из водных растворов осадком моноизооктилметилфосфоната железа(III) [49, 50]. Однако получаемые в ходе этой операции (с последующим отделением и высушиванием осадка) счетные образцы являются толстослойными, что затрудняет проведение радиометрических измерений.

Экстракционное концентрирование актинидов

Одним из первых экстрагентов, который стал широко использоваться для концентрирования и избирательного выделения плутония и нептуния из растворов стал (теноил-2)трифторацетон (ТТА) — представитель класса β-дикетонов, обладающий способностью образовывать с катионами многих металлов прочные внутрикомплексные соединения. ТТА применяют для избирательного выделения Pu(IV) и Np(IV) из растворов с концентрацией азотной кислоты (1±0,5) моль/л, полученных после обработки проб природных и сточных вод, почвы, аэрозолей воздуха [7–9, 11, 12, 15]. В качестве реэкстрагента используют, как правило, 10 М HNO₃. В процессе экстракции и реэкстракции Pu(IV) и Np(IV) отделяются от щелочных и щелочноземельных металлов, редкоземельных элементов, урана(VI), америция (III) и основной массы тория.

В работе [51] для отделения плутония от преобладающих количеств урана предложено использовать комбинацию экстракционного выделения Pu(IV) с ТТА и висмут-фосфатного метода соосаждения. Полученный осадок используют для приготовления счетного образца для проведения альфа-радиометрических измерений.

В настоящее время для экстракционного концентрирования актинидов из водных проб и растворов, получаемых после обработки твердых проб окружающей среды и биосубстратов, в качестве реагентов наиболее часто используют нейтральные и кислые фосфорорганические соединения, амины и соли четвертичных аммониевых оснований.

Три-н-бутилфосфат (ТБФ) экстрагирует из азотнокислых растворов актинидные элементы со степенью окисления +4 и +6 [1, 2, 4–6, 15, 21]. Этот экстрагент целесообразно использовать для группового концентрирования актинидов. При необходимости раздельного их выделения из раствора рекомендуется использовать экстрагенты других классов. Одним из очевидных недостатков ТБФ, как реагента для аналитических операций, является его заметная растворимость в растворах минеральных кислот. По этой причине предпринимаются попытки заменить ТБФ его аналогами, имеющими меньшую растворимость в водных растворах.

Разработан ряд методик экстракционного концентрирования и выделения актинидов из азотнокислых и солянокислых растворов с применением триоктилфосфиноксида (ТОФО). Для реэкстракции плутония из органической фазы используется раствор аскорбиновой кислоты.

Для избирательного концентрирования и выделения актинидов из растворов широкое применение получил экстрагент ди(2-этилгексил)фосфорная кислота (Д2ЭГФК) [8–10, 20, 25–27].

В работе [53] были изучены возможности использования 24 экстрагентов различных классов для избирательного выделения плутония из растворов для его радиометрического определения жидкостным сцинтилляционным методом. Показано, что для этой цели предпочтительно использовать фосфорорганические экстрагенты — ТБФ, Д2ЭГФК, ТОФО.

Амины и соли четвертичных аммониевых оснований применяют для выделения Th(IV), Np(IV), Pu(IV) из азотнокислых растворов, полученных после обработки водных проб и проб других природных объектов. Максимум экстракции этих элементов наблюдается при кислотности водной фазы 3–5 моль/л. Америций (III) остается в водном растворе. Для очистки от урана (VI) экстракцию Pu(IV) и Np(IV) проводят из 1–2 М HNO₃. При экстракции из солянокислых растворов в органическую фазу переходят U(VI), Np(IV,VI), Pu(IV,VI), а торий и америций остаются в водной фазе.

Исследованы возможности использования мембранной техники экстракции, в частности, импрегнированных и эмульсионных мембран, содержащих Д2ЭГФК и амины, для концентрирования и избирательного выделения актинидных элементов из растворов различного состава [38].

Концентрирование актинидов с использованием метода колоночной экстракционной хроматографии

Метод экстракционной хроматографии, разработанный в 60-е годы ХХ в., является одним из наиболее эффективных физико-химических приемов избирательного концентрирования, выделения и разделения неорганических веществ. В настоящее время этот метод широко используется в аналитической химии и радиохимии, в частности, при осуществлении контроля содержания долгоживущих альфа-излучающих нуклидов в объектах окружающей среды и биосубстратах [14, 24–30].

Что касается ионообменной хроматографии, то этот метод целесообразно использовать для решения других аналитических задач, например, для выделения и очистки сравнительно больших масс элементов, в частности, при анализе технологических проб. Однако до разработки экстракционно-хроматографических методов концентрирования и выделения актинидов, метод ионообменной хроматографии широко применялся в практике аналитического контроля объектов окружающей среды.

Метод экстракционной хроматографии целесообразно использовать для целей концентрирования элементов, если проба имеет сравнительно небольшой объем, обычно не более ~1 л, что обусловлено факторами как статического, так и динамического характера. Объем экстрагента V_э в хроматографической колонке, обеспечивающий количественное извлечение элемента из пробы объемом V_пр можно рассчитать по формуле

(1)

где С₀ — концентрация определяемого элемента в пробе; С_ф — аналитически значимая (допустимая) концентрация извлекаемого элемента в фильтрате; Е — коэффициент распределения элемента в используемой экстракционно-хроматографической системе, соответствующий его равновесной концентрации С₀ в водной фазе; β — экспериментально определяемый коэффициент [54].

В методе экстракционной хроматографии в качестве экстрагентов наибольшее применение получили: ТБФ, Д2ЭГФК, ТОФО, третичные амины, соли четвертичных аммониевых оснований. Экстрагент ТТА в данном методе практически не используется из-за малой скорости установления экстракционных равновесий и значительной растворимости экстрагента в водной фазе.

ТБФ применен для экстракционно-хроматографического выделения урана из растворов и отделения плутония от урана во многих работах [14]. Однако этот экстрагент обладает заметной растворимостью в растворах минеральных кислот. Унос ТБФ с поверхности носителя приводит к быстрому снижению емкости хроматографической колонки по отношению к сорбируемым элементам, что затрудняет выполнение серийных анализов. В работе [55] предложено использовать для концентрирования и выделения урана хроматографические колонки с аналогом ТБФ — триизоамилфосфатом, нанесенным на поверхность термообработанного крупнопористого фторопласта-4. Этот экстрагент, по сравнению с ТБФ, менее растворим в водных средах.

Авторами работы [56] предложена методика выделения нанограммовых масс актинидных элементов из растворов с использованием двух хроматографических колонок. Колонка с ТБФ на фторопласте-4 используется для группового выделения U(VI), Np(IV,VI) и Pu(IV,VI) из 6,5–7,5 М HNO₃, а колонка с Д2ЭГФК на фторопласте-4 применена для разделения этих элементов. Отмечено, что наличие примеси ТБФ в элюате с первой колонки мешает разделению элементов в колонке с Д2ЭГФК. Поэтому приходится упаривать элюат с первой колонки досуха и разрушать примесь ТБФ прокаливанием. Остаток обрабатывают окислительной смесью HNO₃ + H₂O₂ и переводят в солянокислый раствор.

Разработаны методики экстракционно-хроматографического концентрирования нептуния и плутония из жидких проб с использованием триоктиламина (ТОА) и солей четвертичных аммониевых оснований (солей ЧАО) различного строения.

Изучение экстракционных свойств большой группы солей ЧАО показало [57], что для экстракционно-хроматографического концентрирования и выделения нептуния (IV) из азотнокислых растворов наиболее целесообразно использовать нитрат метилтриоктиламония (НМТОА). Этот экстрагент и его более дешевый и доступный аналог — нитрат метилтриалкил(С₇-С₉)октиламония (НМТАА) получили в России широкое применение в аналитическом контроле для концентрирования и избирательного выделения нептуния и плутония из растворов различного состава.

Максимальные значения коэффициентов распределения Pu(IV) и Np(IV) в системах ТОА, НМТОА — HNO₃ достигаются при концентрации азотной кислоты в водной фазе ~4 моль/л. С увеличением кислотности происходит возрастание и коэффициентов распределения U(VI). Поэтому для избирательного концентрирования и выделения Np(IV), Pu(IV) из растворов, содержащих значительные количества урана, выделение этих элементов наиболее целесообразно проводить при кислотности раствора 1,5–2 моль/л.

В процессе сорбции Np(IV), Pu(IV) в колонках с ТОА, НМТОА, НМТАА и последующей промывки слоя сорбента 1,5–2 М HNO₃ достигается практически полная очистка выделяемого элемента от одно-, двух- и трехзарядных катионов металлов, в том числе от америция и кюрия. При выделении Pu(IV) происходит его очистка также от нептуния, поскольку при стабилизации Pu(IV) нептуний переходит в состояние окисления +5. Аналогично, при выделении Np(IV) происходит его очистка также от плутония, поскольку при стабилизации Np(IV) плутоний переходит в состояние окисления +3. Для вымывания из слоя сорбента примеси сорбированного тория используют растворы соляной кислоты. Хлоридные комплексы тория практически не экстрагируются аминами и солями ЧАО.

Эффективным реагентом для избирательного экстракционно-хроматографического концентрирования и выделения тория, урана, нептуния и плутония из кислых растворов является нитрат аллилтриалкил(С₇-С₉)аммония (АлТААН) [58]. Взаимодействие π-электронов аллильного радикала с орбиталями центрального атома комплексных анионов [UO₂Cl₄]^2-, [Np(NO₃)₆]^2-, [Pu(NO₃)₆]^2- приводит к упрочнению химической связи между молекулами экстрагента и извлекаемыми анионами и, как следствие, к увеличению степени извлечения актинидов из растворов. При экстракции U(VI) из 2 М HCl, Np(IV) из 0,5–2 М HNO₃ АлТААН имеет преимущества перед ТОА и НМТОА.

В последние годы для концентрирования и избирательного выделения актинидов из растворов широко используют «твердые экстрагенты» (твэксы), представляющие собой гранулированный пористый полимер, импрегнированный экстрагентом [14, 23, 37, 47, 59]. Массовое содержание экстрагентов в твэксах может быть доведено до высоких значений.

 

Литература:

 

1.                Рябчиков Д. И., Гольбрайх Е. К. Аналитическая химия тория. — М.: Изд-во АН СССР, 1960. — 297 с.
2.                Hyde E. K. The Radiochemistry of Thorium: NAS-NS 3004. — USA, Berkeley: USAEC, Nat. Acad. Sci., 1960. — 70 p.
3.                Penneman R. A., Keenan T. K. The Radiochemistry of Americium and Curium: NAS-NS 3006. — USA, Tennessee: US DOE, Nat. Acad. Sci., 1960. — 62 р.
4.                Удальцова Н. И., Саввин С. Б., Немодрук А. А. и др. Аналитическая химия урана. — М.: Изд-во АН СССР, 1962. — 432 с.
5.                Gindler J. E. The Radiochemistry of Uranium: NAS-NS 3050. — USA, Tennessee: USAEC, Nat. Acad. Sci., 1962. — 350 p.
6.                Марков В. К., Верный Е. А., Виноградов А. В. и др. Уран. Методы его определения. — 2-е изд. — М.: Атомиздат, 1964. — 503 с.
7.                Милюкова М. С., Гусев Н. И., Сентюрин И. Г., Скляренко И. С. Аналитическая химия плутония. — М.: Наука, 1965–454 с.
8.                Coleman G. H. The Radiochemistry of Plutonium: NAS-NS 3058. — USA, Livermore: USAEC, Nat. Acad. Sci., 1965. — 185 р.
9.                Михайлов В. А. Аналитическая химия нептуния. — М.: Наука, 1971. — 222 с.
10.            Мясоедов Б. Ф., Гусева Л. И., Лебедев И. А. и др. Аналитическая химия трансплутониевых элементов. — М.: Наука, 1972. — 376 с.
11.            Burney G. A., Harbour R. M. The Radiochemistry of Neptunium: NAS-NS 3060. — USA, Tennessee: USAEC, Nat. Acad. Sci., 1974. — 229 р.
12.            Золотов Ю. А. Экстракция внутрикомплексных соединений. — М.: Наука, 1968. — 313 с.
13.            Massart D. L. Cation-Exchange Techniques in Radiochemistry: NAS-NS 3113. — USA, Tennessee: USAEC, Nat. Acad. Sci., 1971. — 195 р.
14.            Экстракционная хроматография / ред. Т.Браун и Г.Герсини, пер. с англ. — М.: Мир, 1978. — 627 с.
15.            Экстракция в аналитической химии и радиохимии: Сб. переводов. — М.: Издатинлит, 1961. — 352 с.
16.            Reference Methods for Marine Radioactivity Studies. Vol. 2 / Techn. Rep. Series. — N 169. — Vienna: IAEA, 1975. — 239 p.
17.            Методические рекомендации по санитарному контролю за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды / под ред. А. Н. Марея и А. С. Зыковой. — М.: МЗ СССР, 1980. — 336 с.
18.            Roberts R. A., Choppin G. R., Wild J. F. The Radiochemistry of Uranium, Neptunium and Plutonium — an updating: NAS-NS 3063. — USA: US Department of Energy, Nat. Acad. Sci., 1986. — 68 р.
19.            Плутоний: Справочник. Т. 1 / сост. Дж. М. Кливленд, под ред. О.Вика, пер. с англ., ред. русск. изд. В. Б. Шевченко и В. К. Марков. — М.: Атомиздат, 1971. — 424 с.
20.            Мартынов Б. В. Экстракция органическими кислотами и их солями: Справочник. — М.: Энергоатомиздат, 1989. — 269 с.
21.            Николотова З. И. Экстракция нейтральными органическими соединениями: Справочник. — М.: Энергоатомиздат, 1999. — 544 с.
22.            Межов Э. А. Экстракция аминами и четвертичными аммониевыми основаниями: Справочник. — М.: Энергоатомиздат, 1999. — 376 с.
23.            Руденко В. С., Астафуров В. И., Коровин Ю. И. и др. // Энциклопедия «Машиностроение». Т. IV-25, кн. 2, гл. 5.8 «Аналитический контроль в ядерном топливном цикле». — М.: Машиностроение, 2005. — С. 365–395.
24.            Марков В. К., Мясоедов Б. Ф. Аналитическая химия нептуния и плутония: Обзор // Радиохимия. — 1975. — Т. 17. — Вып. 5. — С. 778–810.
25.            Астафуров В. И., Землянухина Н. А. Определение плутония в объектах окружающей среды и биологических материалах // Радиохимия. — 1984. — Т. 26. — Вып. 1. — С. 119–133.
26.            Астафуров В. И., Землянухина Н. А. Методы определения плутония и нептуния в объектах окружающей среды и биологических материалах: Обзор. Вып. 4 (92). — М.: ЦНИИатоминформ, 1984. — 43 с.
27.            Федотов С. Н. Экстракционные и хроматографические методы выделения и разделения трансплутониевых элементов: Обзор. Вып. 1(98). — М.: ЦНИИатоминформ, 1985. — 31 с.
28.            Астафуров В. И., Полканова Н. Л. Методы определения малых содержаний тория: Обзор. Вып. 3 (125). — М.: ЦНИИатоминформ, 1989. — 34 с.
29.            Павлоцкая Ф. И. Основные принципы радиохимического анализа объектов природной среды и методы определения радионуклидов стронция и трансурановых элементов // Журн. аналит. химии. — 1997. — Т. 52. — № 2. — С. 126–143.
30.            Deitz M. L., Horwitz Е. Р., Bond А. Н. Extraction Chromatography: Progress and Opportunities // Metal-Ion Separation and Preconcentration. — USA, Washington: Am. Chem. Soc., 1999. — P. 234–250.
31.            Stevens G. W., Pratt H. R. C. Solvent extraction equipment design and operation: future direction from an engineering perspective // Solv. Extr. and Ion Exch. — 2000. — Vol. 18. — N6. — P. 1051–1078.
32.            Радиохимический анализ объектов внешней среды: Докл. на III радиохим. совещ. в г. Обнинске 21–24 июня 1970 г. и на IV радиохим. совещ. в г. Ленинграде 25–28 мая 1971 г.) / под ред. Ц. И. Бобовниковой и Ф. Я. Ровинского. — М.: Гидрометеоиздат, Моск. отд-е, 1972. — 142 с.
33.            Transuranium Nuclides in the Environment: Proc. Symp. (San Francisco, Nov. 17–21, 1975). — Vienna: IAEA, 1976. — 724 p.
34.            Bishop C. T., Glosby A. A., Brown R., Phillips C. A. Anion exchange method for the determination of plutonium in water: Rep. EPA-600/7–78–122. — USA, Las Vegas: US EPA, 1978.
35.            Bishop C.T, Casella V.R, Glosby A.A Radiometric method for the determination of uranium in water: single laboratory evaluation and intercollaborative study: Rep. EPA-600/7–79–093. — USA, Las Vegas: US EPA, 1979. — 50 p.
36.            Суммарная активность альфа- и бета-излучающих радионуклидов в природных водах (пресных и минерализованных). Подготовка проб и измерения: Методические рекомендации / А. Е. Бахур, А. Н. Мануилова, Т. М. Овсянникова и др. — М.: ВИМС, 2009. — 47 с.
37.            Кремлякова Н. Ю. Разделение, выделение и концентрирование актинидных и осколочных элементов с использованием твердых экстрагентов: Автореф. дисс. на соиск. уч. степ. к.х.н. — Москва: ГЕОХИ РАН, 1996. — 24 с.
38.            Новиков А. П. Мембранные и экстракционно-хроматографические методы выделения, разделения и концентрирования трансурановых элементов в радиохимическом анализе объектов окружающей среды: Дисс. на соиск. уч. степ. д.х.н. — М.: ГЕОХИ РАН, 2004. — 237 с.
39.            Ермаков А. И. Разработка методов концентрирования и разделения долгоживущих техногенных радионуклидов с использованием комплексообразующих сорбентов: Автореф. дисс. на соиск. уч. степ. к.х.н. — М., 2012. — 25 с.
40.            Кудряшов В. П., Конопля Е. Ф., Зубарева А. В. Способ определения плутония в воде: патент BY 11301 C1 2008.10.30 / Инст. Радиобиологии Нац. акад. наук Беларуси. — Заявл. 01.11.2006. Опубл. 30.06.2008.
41.            Hashimoto T. Determination of the uranium content in sea water by a fission track method with condensed aqueous solution // Analyt. Chim. Acta. — 1971. — Vol. 56. — Issue 3. — P. 347–354.
42.            Scott T. G.; Reynolds S. A. Determination of plutonium in environmental samples. Pt. 2 // Radiochem. and Radioanal. Lett. — 1975. — Vol. 23. — N4. — P. 275–281.
43.            Hölgye Z., Poliak R. Influence of some metal ions on the coprecipitation of Am(III) and Pu(IV) with BiPO₄ // J. Radioanal. Nucl. Chem. — 1991. — Vol. 153. — Issue 4. — P. 267–272.
44.            Sill C. W. Determination of gross alpha, plutonium, neptunium and/or uranium by gross alpha counting on barium sulfate // Anal. Chem. — 1980. — Vol. 52. — N9. — Р. 1452–1459.
45.            Wong K. M., Brown G. S., Noshkin V. E. A rapid procedure for plutonium separation in large volumes of fresh and saline water by manganese dioxide coprecipitation // J. Radioanal. Chem. — 1978. — Vol. 42. — N1. — Р. 7–15.
46.            Wong K. M., Ballad R., Grimaldi P., Lei W. Extraction of thorium, uranium and cerium from fresh water using manganese dioxide coprecipitation // J. Radioanal. Chem. — 1983. — Vol. 76. — N1. — Р. 105–108.
47.            Astafurov V. I., Polkanova N. L. Concentration of micro- and nanogram masses of actinides in analysis of sewage and environmental objects // Actinides-89: Intern. Conf. (USSR, Tashkent, Sept. 24–29, 1989): Abstracts. — Moscow: Nauka, 1989. — P. 437.
48.            Астафуров В. И. Стабилизация азотнокислых растворов марганца(IV) нитратом циркония // ФӘН-НАУКА. — 2012. — № 12. — С. 5–7.
49.            Ершова 3.В., Марков В. К., Цветаева Н. Е. и др. Методы определения содержания некоторых радиоактивных изотопов на уровне, равном или менее СДК в сбросных водах, объектах внешней среды и биопробах: IV Междунар. конф. ООН по использ. ат. энергии в мирных целях (Женева, 1971): Доклад A/conf 49/Р/451 // Peaceful Uses of Atomic Energy. — Vol. 11. — Vienna: IAEA, 1972. — P. 641–662.
50.            Sobolev I. A., Lukjanova R. G., Panchenco A. V. et al. The complex actinides concentrating from the samples of environmental objects // Actinides-89: Intern. Conf. (USSR, Tashkent, Sept. 24–29, 1989): Abstracts. — Moscow: Nauka, 1989. — P. 435.
51.            Воробьев А. М., Кузьмина В. П. Определение аэрозолей плутония в присутствии значительных количеств урана // Гигиена и санитария. — 1963. — № 9. — С. 54–55.
52.            Murray C. N., Statham G. Application of a solvent extraction procedure using di-2-ethyl hexyl phosphoric acid (HDEHP) for the separation of some transuranic elements in environmental samples // Deutsche Hydrographische Zeitschrift. — 1976. — Jahrgang 29. — H. 2. — S. 69–75.
53.            Baba Y. Determination of plutonium by solvent extraction — liquid scintillation method // J. Radioanal. Chem. — 1983. — Vol. 79. — N1. — P. 83–92.
54.            Марков В. К., Яблочкин А. В., Крапивин М. И., Надеин В. А. Экстракционно-хроматографическое отделение плутония от других веществ с применением альфа-детектора для измерения его концентрации в растворах // Радиохимия. — 1976. — Т. 18. — Вып. 5. — С. 751–765.
55.            Астафуров В. И., Коляда Н. С., Фролова В. Н., Позднякова Л. Т. Экстракционно-хроматографическое выделение урана из растворов с использованием триизоамилфосфата // Химия урана: Сб. науч. трудов. — М.: Наука, 1989. — С. 429–434.
56.            Ушатский В. Н., Преображенская Л. Д., Колычев В. Б., Гугель Е. С. Исследования по количественному выделению тория, урана, нептуния и плутония из сложных радиохимических смесей // Радиохимия. — 1979. — Т. 21. — Вып. 1. — С. 75–82.
57.            Марков В. К., Усолкин А. Н., Терновский А. И. Использование нитратов четвертичных аммониевых оснований для экстракционно-хроматографического выделения нептуния // Радиохимия. — 1979. — Т. 21. — Вып. 6. — С. 862–867.
58.            Астафуров В. И. Применение нитрата аллилтриалкиламмония в экстракционной хроматографии актинидов // Шестая Российская конференция по радиохимии (Москва, 12–16 окт. 2009): Тез. докл. –– Озерск: ПО «Маяк», 2009. — С. 154–155.
59.            Барсукова К. И., Кремлякова Н. Ю., Мясоедов Б. Ф. Использование ТВЭКСов в радиохимии // Радиохимия. — 1989. — Т. 31. — Вып. 3. — С. 1–11.