Forbidden

You don't have permission to access /zzz_siteguard.php on this server.

СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ МО-99 ИЗ МЕТАЛЛИЧЕСКОГО ТОПЛИВА НА ОСНОВЕ УРАНА - Патент РФ 2154318
Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ МО-99 ИЗ МЕТАЛЛИЧЕСКОГО ТОПЛИВА НА ОСНОВЕ УРАНА
СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ МО-99 ИЗ МЕТАЛЛИЧЕСКОГО ТОПЛИВА НА ОСНОВЕ УРАНА

СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ МО-99 ИЗ МЕТАЛЛИЧЕСКОГО ТОПЛИВА НА ОСНОВЕ УРАНА

Патент Российской Федерации
Суть изобретения: Использование: в технологиях производства медицинского изотопа Мо-99 из облученного топлива на основе урана для уменьшения количества радиоактивных отходов и повышения безопасности процесса. Сущность изобретения: облученную мишень на основе металлического урана растворяют под слоем легкоплавкого металла в расплавленной хлоридной соли, содержащей хлорирующий агент, отделяют жидкометаллическую фазу, отделяют концентрат молибдена-99, который затем подвергают аффинажу. 4 з.п. ф-лы, 1 табл.
Поиск по сайту

1. С помощью поисковых систем

   С помощью Google:    

2. Экспресс-поиск по номеру патента


введите номер патента (7 цифр)

3. По номеру патента и году публикации

2000000 ... 2099999   (1994-1997 гг.)

2100000 ... 2199999   (1997-2003 гг.)
Номер патента: 2154318
Класс(ы) патента: G21G1/08, G21C19/44, C01G39/00
Номер заявки: 99111182/06
Дата подачи заявки: 19.05.1999
Дата публикации: 10.08.2000
Заявитель(и): Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов
Автор(ы): Скиба О.В.; Кормилицын М.В.; Попков Г.П.; Бычков А.В.; Маслаков Г.И.; Вавилов С.К.; Кирюхин С.Н.
Патентообладатель(и): Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов
Описание изобретения: Изобретение относится к технологиям производства медицинского изотопа Mo-99 из облученного топлива на основе урана.
Известны способы производства медицинского изотопа Mo-99, основанные на выделении его из облученного топлива на основе урана высокообогащенного по изотопу U-235 [Патенты США 4,093,697; 4,094,953; 4,701,308]. Эти способы включают операции облучения мишеней с ураном и растворения их после непродолжительной выдержки в водных растворах кислот или щелочей. Образующийся раствор подвергают операции выделения Mo-99 в виде отдельной фракции (путем экстракции или сорбции-десорбции), которая подвергается аффинажу с получением чистого препарата Mo-99.
Недостатком этих методов является то, что образуется большой объем радиоактивных жидких отходов, содержащих делящийся материал - обогащенный уран. Несмотря на возможность достижения высоких технических показателей процессов (высокий выход целевого продукта, короткий технологический цикл) они связаны с выпуском больших объемов высокоактивных жидких отходов (до 35-40 л на 1 кКи Mo-99), хранение и переработка которых в значительной мере снижает экономические показатели производства. Необходима специальная многооперационная обработка этих отходов с целью выделения урана и подготовки отходов к захоронению. Кроме того, для работы со свежеоблученным материалом в большом количестве встает проблема защиты от выбросов радионуклидов иода, в особенности - 1-131. Использование водных сред для растворения облученных мишеней ограничивает количество активности, перерабатываемой в одном цикле (20-25 кКи).
Известен способ отделения и сбора Mo-99 из облученной урансодержащей мишени, основанный на термической хроматографической сепарации [Патент США 4,123,4981] . Материал мишени подвергается окислению, а Mo-99 отделяется в виде летучего триоксида, который улавливается и подвергается очистке. Способ позволяет избежать образование большого объема отходов, содержащих делящиеся материалы. Однако недостатком его является то, что весь радиоактивный йод переходит также в газовую фазу и возникает необходимость его полного улавливания. Система полного улавливания изотопа иода-131 должна включать многостадийные фильтры большой емкости, которые периодически также удаляются в отходы. Этот способ позволяет избежать образование жидких отходов с делящимся материалом, но приводит к образованию отходов от улавливания радиоактивного йода.
Возникает проблема йода при переходе на большой объем производства, особенно в случае аварийной разгерметизации.
Недостатками данного способ являются:
- образование большого объема радиоактивных отходов, требующих специальной обработки;
- невозможность полного улавливания радиоактивного йода при крупномасштабной реализации способа (например, до 1000 кКи в одном цикле);
- опасность выбросов радиоактивного йода в случаях аварийной разгерметизации оборудования, в котором находится обрабатываемый материал мишени.
Все вышеуказанные недостатки не позволяют организовать крупное производство при одновременном увеличении его безопасности.
Вышеуказанные недостатки получения молибдена-99 устраняются тем, что в предлагаемом способе выделения молибдена-99 из облученной мишени на основе металлического урана, включающем отделение молибдена-99 от остальной массы мишени с последующим его аффинажем, растворяют мишень под слоем легкоплавкого металла в расплавленной хлоридной соли, содержащей хлорирующий агент, отделяют жидкометаллическую фазу, далее при помощи высокотемпературной отгонки металла-растворителя выделяют из нее концентрат молибдена-99, который затем подвергают аффинажу.
В переработку поступает облученный обогащенный уран в виде мишени на основе металлического урана или его сплава, операции проводят в инертной атмосфере. Мишень помещается под слой легкоплавкого металла (например, цинка или кадмия). На слое металла размещают жидкую расплавленную хлоридную соль (например, эквимольная смесь NaCl-KCl), содержащую хлорирующий агент (например, в виде хлоридов цинка или кадмия).
При взаимодействии металла и расплавленной соли происходят обменные реакции, приводящие к растворению в расплаве солей компонентов мишени:
- урана (по реакции типа U+ZnCl2=Zn+UCl3)
- компонентов оболочки, например циркония;
- продуктов деления из группы щелочных, щелочноземельных и редкоземельных металлов.
Т.е. всех компонентов, равновесие реакции которых смещено вправо.
В жидкометаллической фазе остаются продукты деления, хлориды которых менее устойчивы, чем хлориды цинка. К ним относятся благородные металлы и молибден. Металлическая фаза, не содержащая йод и уран, отделяется от слоя соли и подвергается обработке с целью выделения Mo-99. Проводится отгонка металла (например, цинка или кадмия) в вакууме. Затем остаток с металлическим Mo-99 растворяется в водном растворе для последующего аффинажа Mo-99 или проводится его окисление для растворения в виде MoO3. При этом уран и йод в дальнейших продуктах (и отходах) не присутствуют.
Солевая фаза после выдержки (для распада изотопа йода-131) может быть подвергнута простой обработке (например, электролиз) с выделением урана или диоксида урана, готового для повторного облучения. После чего расплавленная соль с примесью некоторых ПД может быть подвергнута простой осадительной очистке и использоваться многократно.
Для дополнительного увеличения безопасности процесса извлечения Mo-99 по выбросам радиоактивного йода процедура растворения мишени может проводиться совместно с материалом оболочки, если он выполнен на основе циркония, алюминия или других металлов, хлориды которых более устойчивы, чем хлорид металла-растворителя. При этом материал оболочки также растворяется в расплаве солей и не присутствует в концентрате Mo-99 после его отделения от металла-растворителя.
Таким образом данное техническое решение имеет существенные отличия от известного способа и позволяет:
- уменьшить объем радиоактивных отходов, в том числе за счет повторного полезного использования урана и реагентов (соли);
- локализовать йод в твердом состоянии, пригодном для контролируемого хранения;
- заметно снизить вероятность выбросов йода при аварийных ситуациях.
Провели серию экспериментов в защитной камере по переработке реальных облученных мишеней с целью выделения концентрата молибдена-99. В качестве экспериментальных мишеней использовались разработанные в ГНЦ НИИАР мишени из урановой проволоки с обогащением по урану-235 90% диаметром около 1 мм длиной около 100 мм, помещенной в цинковую матрицу, в циркониевой оболочке. Облучались экспериментальные мишени в исследовательском реакторе СМ-3 при штатной мощности на одну мишень до 1 кВт в течение 7-10 суток.
Выдержка мишеней после облучения составляла порядка двух суток. Переработку мишеней проводили в солевом расплаве NaCl- KCl-ZnCl2 при температуре 720-750oC в кварцевом тигле в атмосфере очищенного аргона.
Отгонку цинка из жидкометаллической фазы после отделения ее от солей проводили в кварцевом тигле в атмосфере очищенного аргона при температуре 900oC.
В таблице 1 приведены данные по распределению основных продуктов деления и урана в процессе переработки мишеней N 1 и N 2. Мишень N 1 перерабатывали целиком с циркониевой оболочкой, мишень N 2 перерабатывали после предварительного механического отделения циркониевой оболочки от сердечника мишени.
Таким образом данное изобретение имеет существенные отличия от известного способа и позволяет достичь поставленные цели.
Все это в целом дает возможность создавать производство большой единичной мощности при одновременном увеличении безопасности процесса.
Формула изобретения: 1. Способ выделения молибдена-99 из облученного металлического топлива на основе урана, включающий операции отделения молибдена от основной массы урана и продуктов деления и концентрирования молибдена в составе компактной твердой фазы с последующим аффинажем, отличающийся тем, что отделение молибдена от урана проводят путем растворения топлива из-под слоя жидкого металла-растворителя в хлоридный расплав хлорирующим агентом, после чего металлическую фазу отделяют от солевой и подвергают высокотемпературной отгонке металла-растворителя, а остаточный твердый компактный концентрат молибдена растворяют для последующего аффинажа известными методами.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что растворение топлива в расплаве проводят электролизом.
3. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что проводят растворение в хлоридном расплаве облученных мишеней целиком, с оболочкой, без ее предварительного отделения.
4. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что растворение урана проводят в солевом расплаве NaCl - KCl при 680 - 850oC, в качестве металла-растворителя используют цинк, а хлорирующего агента - хлористый цинк.
5. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что в качестве металла-растворителя используют кадмий, а в качестве хлорирующего агента - хлористый кадмий.