Способ выделения изотопно-чистого нептуния - 239

 

Использование: для изучения ядернофизических свойств, применения в радиоаналитической практике и при отделении нептуния от трансплутониевых и редкоземельных элементов, а также аналитическом контроле технологического процесса получения актинидных элементов. Из кислого раствора на сильнокислотном катионите сорбируют материнский радионуклид америций-243 и по мере накопления в нем нептуния-239 его элюируют фтористоводородной кислотой с концентрацией 0,1-1,0 моль/л, взятой в количестве 10-3 мл на 1 г катионита со скоростью 1-3 мл/мин. В небольшом объеме раствора содержится изотопно-чистый нептуний-239. Выход нептуния-239 составил 96-99%, Коэффициент очистки от америция более 10 . 1 ил.,1 табл. Ё

СОЮЗ СОВЕТСКИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИК (st)s С 01 G 56/00

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ

ПО ИЗОБРЕТЕНИЯМ И ОТКРЫТИЯМ

ПРИ ГКНТ СССР

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ (21) 4756140/26 (22) 02.11.89 (46) 30.11.92. Бюл. Рв 44 (71) Институт геохимии и аналитической химии им. В.И.Вернадского (72) Г,С.Тихомирова и Л,И.Гусева (56) Claude W.S. — Anal. Chem, 1966, v. 38, р. 802.

Гусева Л.И., Тихомирова Г.С, и Степушкина В.В. Использование ионитов для выделения и отделения урана, нептуния и плутония от других элементов из растворов серной и фосфорной кислот, — Радиохимия, 1988, т. 30, М 4, с. 499-504. (54) СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ ИЗОТОПНОЧИСТОГО Н ЕПТУНИЯ-239 (57) Использование: для изучения ядернофизических свойств, применения в радио. Изобретение относится к радиоаналитической химии, в частности к разделу выделения радионуклидов без носителя в радиохимически чистом состоянии, и может быть использовано для непрерывного получения короткоживущего изотопа нептуния239 высокой степени чистоты с целью изучения. его ядерно-физических свойств, Lиспользования этого изотопа в радиоаналитической практике при отделении нептуния от трансплутониевых и редкоземельных элементов, а также в аналитическом контроле технологического процесса получения актинидных элементов.

Коротко живущий у -изотоп нептуния239 (Т1/2=56 ч) образуется при нейтронном облучении природного урана и плутония в ядерном реакторе. а также как продукт йраспада радионуклида америция-243.. Ж 1778073 А1 аналитической практике и при отделении нептуния от трансплутониевых и редкоземельных элементов, а также аналитическом контроле технологического процесса получения актинидных элементов. Из кислого раствора на сильнокислотном катионите сорбируют материнский радионуклид аме. риций-243 и по мере накопления в нем нептуния-239 его элюируют фтористоводородной кислотой с концентрацией 0,1 — 1,0 моль/л, взятой.в количестве 10-3 мл на 1 г катионита со скоростью 1-3 мл/мин, В небольшом объеме раствора содержится изотопно-чистый нептуний-239. Выход нептуния-239 составил 96-99%,.Коэффициент очистки от америция более 10 . 1 ил.,1 табл.

Известен способ периодического выделения нептуния-239 из .америция-243 экстракционным методом. Раствор, содержащий 4 мс Am упаривается с 2

2аэ мл концентрированной HCI, остаток растворяется в 25 мл концентрированной HCI npu нагревании с добавлением 30% Н202, и затем проводится экстракция нептуния 5% триоктиламином в ксилоле (50 мл) путем встряхивания втечение 1 мин, органическая фаза промывается 10 мл концентрированной HCi для удаления следов америция, после чего нептуний резкстрагируется 50 мл

HzO. В реэкстракт добавляется 3 мл концентрированной НАВОЗ и 3 мл 72% НО, и раствор выпаривается для удаления следов органики. Процесс выделения Np-239 иэ

Am-243 полностью повторяется после его накопления. Выход радионуклида Np-239

1778073

25

35

55 составляет 98 при содержании н нем Am

) 1%.

Недостатком способа является его продолжительность (40 мин) и большое числа операций (выпаривание, экстракция, промывка, реэкстракция), проводимых вручную, что составляет определенные трудности при работе с растворами с высокой удельной активностью, Кроме того, при накоплении Np-239 в течение длительного времени (- 2 мес) происходит разложение органических соединений, останшихся после экстракции н исходном растворе Am-243, что уменьшает выход Np-239 до 20%. Для восстановления первоначальной высокой эффективности экстракции необходимо удаление следов органики путем выпаривания высокоактивного раствора амерация-243.

Наиболее близким -техническим решекием является храматографический способ выделения изотопно-чистого нептуиия-239 из кислого раствора, содержащего материнский радионуклид америция-243, нключающий сорбцию последнего на сильнокислотном катионите и периодическое, по мере накопления, элюиронание «ептуния-239 раствором минеральной кислоты. Выделение Np-239 из Am-243 осуществляется с использованием катионита

Дауэкс-50 и растворов фосфорной кислоты по принципу изотопного генератора.

Недостатком способа является та, что для вымывания максимального количества нептуния требуется относительна большой объем H3PD4, что приводит к получению препаратов Np-239 с низкой удельной активностью и увеличению времени выделения, Кроме того, при использовании фосфорной кислоты для выделения Np-239 с целью его практического использования возникает необходимость отделения Np ат

НзРО, что представляет довольно трудоемкую химическую операцию, т.е. усло>княется процесс и увеличивается время выделения короткажинущего радио уклида.

Целью изобретения янпяется сокращение длительности процесса и количества элюирующега раствора.

Это достигается тем, что s способе ныделения изотопно-чистого нептуния-239 из кислого раствора, содержащего материнский радионуклид америций-243, включающем сорбцию последнего на сильнокислотном катионите и периодическое по мере накопления элюиронание нептуния-239 растворов минеральной кислоты, н качестве минеральной кислоты используют. фтаристанадородную кислоту с концентрацией. 0,1-1 моль/л в количестве

10-3 мл на 1 г, катионита и зл оирование ведут со cKopocTblo 1-3 мл/мин.

При наличии указанных отличительных признаков предлагаемый способ приобретает новые свойства, получение которых не обеспечивают известные способы, а именно, создается возможность одностадийного выделения изотопно-чистого Np-239 с выходом 95% в небольшом обьеме элюента и коэффициентом очистки от Am равным ъ10 за время 3-5 мин.

Общая схема выделения нептуния 239 следующая.

Раствор, содержащий изотоп Am в равновесии с дочерним Np-239 в любой минеральной кислоте с концентрацией менее

1 моль/л, сорбируют на колонку, наполненную катионитом КУ-2 или Дауэкс-50, которую затем промывают небольшим количеством воды,"после чего генератор готов к работе.

Для извлечения нептуния через колонку пропускают раствор плавиковой кислоты с концентрацией 0,1 — 1 моль/л. Нептуний.вымывается в первых (1-5 мл) порциях элюента, в то время как америций остается прочно сорбиронанным на смоле. Колонку заливают водой и оставляют для нового накопления нептуния, Полное равновесие устанавливается через 47,3 дня, но вымывание нептуния можно проводить и через более короткие интервалы времени.

Накапливающийся нептуний периодически изнлекаютс колонки небольшими порциями планиковой кислоты до тех пор, пока в элюате не появится а-активность, принадлежащая америцию. Определение выделенного изотопа нептуния-239 производится по периоду полураспада и у-спектру.

На чертеже представлены кривые элюирования Np-239 с колонки, содержащей 0,5. г КУ-2 (кривая l — элюиравание 0,2 М HF co скоростью 1 мл/мин, кривая И вЂ” элюирование 1,0 M HF со скоростью 3 мл/мин, кривая

ill — элюирование 1 M НЗРО4 со скоростью

0,33 мл/мин). На чертеже видны преимущества использования в качестве элюента раствора фтористоводороднай кислоты. В случае использования HF более 90 нептуния вымывается 3 мл элюента в течение 1-3 мин, в то время как при использовании

НЗРО< в 5 мл элюента содержание нептуния составляет только 65%, а время элюиронания — 15 мин, В таблице приведены полученные значения коэффициентов распределения Np u

Am между катионитам КУ-2 и растворами HF различной. концентрации, а также абьемы

1778073

10

20

30

45

55 элюентов, необходимые для вымывания

>90% Np-239 с колонки, содержащей 1 г катионита с различной скоростью.

Иэ представленных данных видно; что при всех исследуемых концентрациях кислоты имеет место очень большая разница в коэффициентах распределения (>10 ) Am u

Np,. что обеспечивает возможность многократного вымывания Np B небольшом объеме элюента с высокой степенью очистки его от Am. Однако использование растворов HF с концентрацией >1 моль/л не рекомендуется вследствие ее агрессивного воздействия на стекло; в этом случае необходимо пользоваться посудой из тефлона. Наиболее целесообразно в качестве элюента применять растворы HF с концентрацией 0,1-1.0 . моль/л, т,к., в этом случае для вымывания нептуния требуется меньший обьем элюента и увеличивается воэможность его многократного вымывания в течение длительного времени.

Исследования по влиянию скорости элюирования на вымывание нептуния показали, что полнота извлечения Np-239 и Am243 не изменяется при увеличении скорости пропускания раствора через колонку в интервале 1-3 мл/мин, что обеспечивает возможность выделения нептуниевой фракции в течение < 5 мин. Более того, такая скорость элюирования достигается без применения дополнительного давления при использовании колонок с d 0,5 см и катиснитов зернением > 0,25 MM. что упрощает технические условия работы генератора.

Полученныеданные позволили выбрать оптимальные условия способа непрерывного выделения изотопно-чистого Np-239 из

Ат-243.

Пример 1. 500 мг воздушно-сухого катионита КУ-2 зернением 0,25-0,5 мм помещают в колонку d=0,5 см, 1=6 см, смолу промывают 5 мл раствора азотной кислоты с концентрацией <1 моль/л. Азотнокислый раствор, содержащий 1 мс Am-243, переносят на подготовленную колонку, после чего колонку промывают 1 мл Н20.

Для извлечения Np-239 через колонку пропускают 3 мл HF с концентрацией 0,5 моль/л со скоростью 1 мл/мин, а затем промывают 2-3 мл Н20 и оставляют генератор для накопления и следующего смыва Np.

Измерение у -активности раствора, содержащего нептуний, во времени показывает, что период полураспада выделенного

Np-239 составляет 2,4 дня и хорошо согласуется с литературными данными; выход

Np-239 составляет 99%, альфа-активности в растворе не обнаружено. что свидетельствует о чистоте выделенного препарата с фактором очистки >10 . Отсутствие в препаб рате нептуния 239 америция-243 подтверждает также снятие у-спектра Np-239.

Периодическое (30-60 раэ) вымывание нептунил-239 с колонки с различными интервалами времени накопления Мр-239 показывает высокую степень очистки в течение 12 — 24 мес, что говорит о высокой прочности удерживания Am-243 катионитом и возможности использования генератора в течение длительного времени.

Препарат америция-243, используемый в качестве источника для получения нептуния-239, нет необходимости подвергать глубокой очистке or других ТПЭ или РЗЭ: поскольку при выделении нептуния одновременно достигается высокая степень его очистки от всех трансплутониевых и редкоземельных элементов.

Пример 2, Азотнокислый раствор, оуержа ийудионуклидь!243Cm29

249

Am u FU c активностью 10 — 10 имп/100 с, пропускают через колонку, содержащую 500 мг катионита Дауэкс-50 х 8, предварительно обработанную 0,1 моль/л раствором НИОэ. Колонку промывают 5 мл воды, а затем элюируют Np-239 раствором

0,2 моль/л HF (5 мл), Измерение у -спектра фракции нептуния показывает отсутствие в растворе других радионуклидов, что свидетельствует о высокой степени очистки Np от

ТПЭ и РЗЭ (>10б).

Радионуклиды ТПЭ и РЗЭ, оставшиеся на колонке, десорбируют 6 моль/л НКОэ.

После промывания Н20 и НКОэ колонка может быть использована длл следующего разделения.

Приведенные примеры показывают, что предлагаемый хроматографический м тод выделения нептуния обеспечивает периодическое получение изотопно-чистого нептуния-239 с высокой степенью чистоты в небольшом обьеме НЕ с выходом 95%.

Иэ раствора фтористоводородной кислоты нептуний легко переводится в любую другую форму путем выпариванил раствора в платиновой чашке и удаления следов HF c помощью НИОэ или HCI.

Возможность быстрого выделения радионуклида Np-239 описанным способом позволяет испольэовать радионуклид в качестве отметчика, что имеет большое практическое значение. Использование изотопа

Np-239 в радиоаналитической практике в значительной степени облегчает работу исследователя и повышает точность количественного определения нептуния, поскольку его идентификация осуществляется непос1778073 мин); воэможность многократного извлечения короткоживущего радионуклида в течение длительного времени (> 100 раз за 1-2 года службы генератора).

gO бО

Составитель Л.Гусева

Техред М.Моргентал

Кмл

Корректор О.Кравцова

Редактор

Заказ 4160 Тираж Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета по изобретениям и открытиям при ГКНТ СССР

113035. Москва, Ж-35, Раушская наб., 4/5

Производственно-издательский комбинат Т!атент", г. ужгород, ул. Гагарина. 01 редственно в растворе по у -излучению. Это обстоятельство имеет существенное значение при определении нептуния в растворах . сложного солевого состава, например при анализе объектов окружающей среды. 5

Таким образом, предлагаемый ионообменный способ выделения нептуния-239 по принципу работы изотопного генератора имеет следующее преимущества по сравнению с известными: простота проведения 10 экспериментов с помощью одной ионообменной колонки и разбавленных растворов

HF; возможность получения выделяемого радионуклида в любой химической форме путем простого выпаривания; получение 15 изотопно-чистого Np-239 с высоким выходом (96-99 ) в небольшом объеме злюента (3-5 мл), т,е. с высокой удельной активностью, и высокой степенью очистки (> 106) как от Am-243, так и других ТПЭ и Р33; малая 20 продолжительность времени выделения (5

Формула изобретения

Способ выделения иэотопно-чистого нептуния-239 из кислого раствора, содержащего материнский радионуклид америций243, включающий сорбцию последнего на сильнокислотном катионите и периодическое по мере накопления элюирование нептуния-239 раствором минеральной кислоты, отличающийся тем, что, с целью сокращения длительности процесса и количества элюирующего раствора, в качестве минеральной кислоты используют фтористоводородную кислоту с концентрацией

0,1-1,0 моль/л в количестве 10-3 мл на 1 r катионита и элюирование ведут со скоростью 1-3 мл/мин.