Способ получения радиоизотопа молибден-99

 

Сущность изобретения: способ получения радиоизотопа молибден-99 включает облучение топливной композиции, содержащей делящийся материал и представляющий собой расплав фтористых солей, в котором осколочный молибден не образует устойчивых растворимых соединений. Облучение ведут в потоке нейтронов ядерно-физической установки. Молибден, накопившийся в газо-аэрозольной фазе над поверхностью солевого расплава и который отделился от основной массы делящегося материала и осколков деления, оставшихся в солевом расплаве, выносят с этой фазой путем продувки инертным газом. Затем этот поток направляют в систему улавливания газоаэрозольной фазы. Освобожденный в системе улавливания радиоизотоп Mo-99 направляют на радиохимическое выделение. 8 з. п. ф-лы.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов и может быть использовано для производства радиоизотопа молибден-99, являющегося основой для создания радиоизотопных генераторов технеция-99m, нашедших широкое применение в ядерной медицине.

Известен реакторный способ получения молибдена-99, основанный на реакции радиационного захвата ⁹⁸Mo(n,γ)⁹⁹ Mo (Тарасов Н.Ф. Состояние и проблемы отечественной радиофармацевтики. Медицинская радиология, 1989, т. 34, N 6, с. 3 8). В этом способе мишень, содержащую естественный или обогащенный по изотопу ⁹⁸Mo молибден, облучают в потоке нейтронов ядерного реактора, а затем подвергают радиохимической переработке. Способ удобен тем, что при его реализации практически отсутствуют радиоактивные отходы.

Однако он имеет низкую производительность, а получаемый молибден-99 характеризуется низкой удельной активностью из-за присутствия в конечном продукте изотопного носителя, что накладывает ограничения на использование молибдена такого качества в адсорбционных генераторах. Как следствие, этот способ не нашел широкого применения, не устраивая фармацевтическую промышленность развитых стран.

Известен также реакторный способ получения осколочного молибдена-99, основанный на реакции деления ядра урана-235 под действием нейтронов, выбранный за прототип (Соколов В.А. Генераторы короткоживущих радиоактивных изотопов. М. Атомиздат, 1975). В этом способе мишень, содержащую, как правило, двуокись урана с обогащением по изотопу уран-235 до 90% и выше, облучают в потоке нейтронов ядерного реактора, а затем перерабатывают одним из традиционных способов, в основе которых лежат процессы экстракции и хроматографии. Из продуктов деления урана-235 выделяют радиоизотоп молибден-99 с высокой удельной активностью, что имеет важное значение при изготовлении изотопных генераторов технеция-99m.

Основной недостаток этого способа состоит в том, что работа с продуктами деления требует дорогостоящего оборудования и специальных помещений и, самое главное, решения вопроса о захоронении большого количества радиоактивных отходов, поскольку при делении ядра урана помимо молибдена-99 образуются сопутствующие осколки, суммарная активность которых в десять и более раз превышает активность молибдена-99. Вопросы экологии и проблема обращения с долгоживущими продуктами деления являются главным сдерживающим фактором при попытке расширенного производства радиоизотопа молибдена-99 указанным способом.

В основу изобретения положена задача снижения количества радиоактивных отходов производства радиоизотопа молибдена-99 при сохранении его высокой удельной активности, уменьшение суммарной активности в технологической цепочке радиохимической переработки облученного ядерного топлива, упрощение проблемы утилизации и захоронения радиоактивных отходов.

Поставленная задача решена тем, что в способе получения радиоизотопа молибден Mo-99, включающем облучение делящихся материалов потоком нейтронов ядерно-физической установки с получением осколочного молибдена-99 и его последующее радиохимическое выделение, в качестве топливной композиции используют расплавы фтористых солей, в которых молибден, полученный под действием облучения, не образует устойчивых растворимых соединений и накапливается в виде газо-аэрозольной фазы в объеме над поверхностью солевого раствора, отделившись от топливной композиции, содержащей основную массу делящихся материалов и осколков деления, затем газо-аэрозольную форму вносят в объем над поверхностью солевого расплава путем продувки его инертным газом и направляют в систему улавливания с последующим радиохимическим выделением радиоизотопа молибден-99.

Облучение топливной композиции проводят в нейтронном потоке: жидкосолевого ядерного реактора; твердотопливного ядерного реактора; жидкосолевого бланкета термоядерного реактора; жидкосолевого бланкета электроядерной установки.

В качестве делящегося материала в расплаве фтористых солей может быть использован уран-235, и/или уран-233, и/или уран-238, и/или торий-232, и/или изотопы плутония, и/или актиниды.

Расплав фтористых солей содержит фториды лития-7, и/или бериллия, и/или циркония, и/или натрия и фториды делящихся материалов.

Улавливание газо-аэрозольной фазы осуществляют с помощью трубчатых металлических никелевых фильтров, и/или фильтров на основе засыпки мелкодисперсного порошка никеля, и/или охлаждаемых ловушек, и/или барботированием через раствор щелочи.

Помимо этого, одновременно с выносом газо-аэрозольной фазы из объема над поверхностью солевого расплава для интенсификации процесса выделения молибдена-99 из солевого расплава ведут барботирование инертным газом (гелий, аргон, азот и т.п.) топливной композиции.

Согласно расчетным оценкам, жидкосолевая ядерно-физическая установка тепловой мощностью до 2 МВт позволяет получить около 1 млн. кюри молибдена-99 в год, в то время как самое крупное производство молибдена-99 в мире, осуществляемое на ядерном реакторе NRU (Chalk River) мощностью 200 МВт, позволяет нарабатывать лишь 250 тыс. кюри молибдена-99 в год.

Технологическая осуществимость жидкосолевых реакторов продемонстрирована примерами работы экспериментальных реакторов ARE (Aircraft Reactor Experiment) мощностью 2,5 МВт и MSRE (Molten Salt Reactor Experiment) мощностью 7,3 МВт, работающих в США. Основная цель сооружения реакторов ARE и MSRE отработка технологии жидкосолевого теплоносителя ядерного реактора с циркулирующим топливом, проверка работоспособности как установки в целом, так и ее отдельных узлов и конструкций.

Физическая форма существования осколочного молибдена в жидкосолевом топливе составляет основу предлагаемого способа производства радиоизотопа молибден-99. Известно, что молибден наряду с некоторыми другими металлами не образует в расплаве фторидов устойчивых соединений. Не менее 50% осколочного молибдена в жидкосолевой ядерно-физической установке будет находиться в газо-аэрозольной фазе над поверхностью расплавленной соли. Основная масса осколков деления, включая редкоземельные элементы, Zr, Ba, Sr, Cs, Br, I и т. д. а также уран имеют хорошо растворимые в топливной соли соединения, либо нерастворимые соединения, выпадающие в осадок. В газо-аэрозольной фазе над расплавом соли может присутствовать лишь малая доля этих элементов и некоторое количество гексафторида урана, образующегося в реакторе из-за присутствия в топливе незначительного количества свободного фтора радиолитического происхождения.

Предложенный способ может быть осуществлен следующим образом.

Объем активной зоны ядерно-физической установки с жидкосолевым топливом (ядерного реактора, бланкета термоядерного реактора, бланкета электроядерной установки или любого другого устройства), в которой поддерживают условия протекания реакции деления в расплаве соли путем облучения топлива потоком нейтронов, герметизируют и присоединяют к газовому контуру. В результате реакции деления урана-235 или ядер других расщепляющихся материалов в расплаве соли нарабатывается радиоизотоп молибден-99, который, не образуя устойчивых растворимых соединений, поступает в газо-аэрозольную фазу над поверхностью солевого расплава, отделившись от топливной композиции, содержащей основную массу осколков и делящихся материалов. Процесс выделения молибдена-99 может быть интенсифицирован за счет барботирования через расплав соли инертного газа (гелий, аргон, азот и т.п.). Удаление газо-аэрозольной фракции из свободного объема активной зоны над поверхностью солевого расплава осуществляют путем его продувки инертным газом, подаваемым с помощью компрессора. С газовым потоком радиоизотоп молибден-99 по контуру направляют в систему улавливания. Система улавливания представляет собой набор трубчатых никелевых фильтров, либо засыпку мелкодисперсного порошка никеля, либо охлаждаемые ловушки, либо объем с раствором щелочи. Очищенный от газо-аэрозольной фазы инертный газ рециркулирует в активную зону ядерно-физической установки. Для выделения радиоизотопа молибден-99 фильтры периодически подвергают радиохимической переработке одним из традиционных способов, основанных на экстракции или хроматографии.

В качестве примера реализации предложенного способа рассмотрим следующие варианты жидкосолевых ядерно-физических установок.

Пример 1. Жидкосолевая петля в традиционном твердотопливном реакторе.

Металлический канал, изготовленный из конструктивного материала на основе никелевого сплава ХН80МТЮ, заполненный солевой композицией состава LiF-BeF₂-UF₄ и соединенный с газовым контуром, размещают и облучают в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора. Топливный канал снабжен электронагревателем для предварительного плавления солевой композиции при температуре ≈500^oC. Теплоотвод и транспортировку газообразных продуктов и аэрозолей, содержащих радиоизотоп молибден-99, осуществляют с помощью барботирования через солевой расплав аргона. Газовый поток по герметичному контуру с помощью компрессора подают на никелевый трубчатый фильтр глубокой очистки. После охлаждения в теплообменнике инертный газ рециркулируют в топливную соль.

Пример 2. Жидкосолевой ядерный реактор.

Реакторная установка представляет собой цельнометаллический корпус, соединенный с контуром, содержащим насос, теплообменник и систему газоочистки. Активная зона ядерного реактора собрана из графитовых блоков, имеющих каналы для прокачки топливной соли. Расплав фтористых солей, содержащий фториды лития-7, и/или бериллия и/или циркония, и/или натрия и фториды делящихся материалов (например расплав соли LiF-BeF₂-ThF₄-UF₄), прокачивают через каналы и направляют в теплообменник. В качестве теплоносителя второго контура выбрана эвтектика NaF-NaBF₄. В результате облучения ядер урана-233, -235, -238, тория-232, ядер актинидов в активной зоне реактора нарабатывают радиоизотоп молибден-99, поступающий в газо-аэрозольную фазу над поверхностью расплава. Газо-аэрозольную фазу удаляют из объема активной зоны при продувке свободных полостей инертным газом (гелий, аргон). Затем газо-аэрозольный поток подают в систему порошковых мелкодисперсионных никелевых фильтров, либо трубчатых твердых никелевых фильтров, либо в охлаждаемые ловушки или барботируют через раствор щелочи. После очистки газ рециркулируют в активную зону реактора.

Пример 3. Бланкет термоядерного реактора.

Жидкосолевой бланкет размещают непосредственно за первой стенкой вакуумной камеры термоядерного реактора. Топливная соль состава LiF-BeF₂-UF₄-MAF_n (MA младшие актиниды) выполняет роль размножителей нейтронов, стартового материала для воспроизводства трития и делящейся композиции для производства осколочного молибдена. Топливную соль прокачивают по трубкам, расположенным в бериллиевом экране. 14-МэВ-ные нейтроны синтеза дейтерия и трития, поступая в бланкет из области горения высокотемпературной плазмы, производят деления ядер урана и актинидов, образуя среди прочих радиоизотоп молибден-99. Удаление осколочного молибдена из бланкета производят с помощью процедуры, описанной в примере 2.

Пример 4. Бланкет электроядерной установки.

Пучок протонов, ускоренных до энергии ≈1 ГэВ с помощью сильноточного линейного ускорителя, направляют на мишень из металлического свинца, в которой за счет ядерного каскада генерируются нейтроны. Из мишени нейтроны направляют в окружающий его жидкосолевой бланкет, представляющий собой цельнометаллический корпус, с размещенным в нем графитовым замедлителем нейтронов и топливной композицией состава LiF-BeF₂-UF₄-PuF₃, циркулирующей по замкнутому контуру, включающему в себя теплотехническое и насосное оборудование, а также систему газовой очистки. За счет деления ядер урана и плутония в соли нарабатывают осколочный молибден, удаление которого производят так же, как и в примере 2.

Пример 5. Интенсификация выведения молибдена из солевого расплава.

Для увеличения скорости выведения осколочного молибдена из солевого расплава через топливную композицию барботируют инертный газ, например аргон. С помощью газовой коммуникации, включающей компрессор, запорную арматуру, измерители давления и расхода, аргон подают в нижнюю часть активной зоны ядерно-физических установок, описанных в примерах 1 4. В топливных каналах активной зоны образуется газо-жидкостная смесь, способствующая более быстрому выносу из активной зоны осколочного молибдена. В объеме над поверхностью солевого расплава барботируемый газ смешивают с инертным газом, используемым для выноса радиоизотопа молибден-99 из активной зоны и направляют в систему улавливания.

Предложенный способ получения радиоизотопа молибден-99 позволяет более чем в десять раз снизить суммарную активность отходов радиохимической переработки на единицу активности молибдена-99, упростить проблему обращения с радиоактивными отходами, снизить требования радиационной безопасности к оборудованию и помещениям.

Формула изобретения

1. Способ получения радиоизотопа молибден-99, включающий облучение топливной композиции, содержащей делящийся материал, в потоке нейтронов ядерно-физической установки с получением осколочного радиоизотопа молибдена-99 и его последующее радиохимическое выделение, отличающийся тем, что в качестве топливной композиции используют расплавы фтористых солей, в которых молибден-99, полученный под действием облучения, не образует устойчивых растворимых соединений и накапливается в газоаэрозольной фазе в объеме над поверхностью солевого расплава, отделившись от топливной композиции, содержащей основную массу делящихся материалов и осколков деления, газоаэрозольную фазу выносят из объема над поверхностью солевого расплава путем продувки его газом и направляют в систему улавливания газоаэрозольной фазы с последующим радиохимическим выделением радиоизотопа молибден-99.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве делящегося материала в расплаве фтористых солей используют уран-235, и/или уран-233, и/или уран-238, и/или торий-232, и/или изотопы плутония, и/или актиниды.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что облучение топливной композиции проводят в потоке нейтронов жидкосолевого ядерного реактора.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что облучение топливной композиции проводят в потоке нейтронов твердотопливного ядерного реактора.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что облучение топливной композиции проводят в потоке нейтронов жидкосолевого бланкета электроядерной установки.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что облучение топливной композиции проводят в потоке нейтронов жидкосолевого бланкета термоядерного реактора.

7. Способ по п.1, отличающийся тем, что расплав фтористых солей содержит фториды лития-7, и/или бериллия, и/или циркония, и/или натрия и фторид делящегося материала.

8. Способ по п.1, отличающийся тем, что для интенсификации процесса выведения молибдена-99 из солевого расплава ведут барботирование топливной композиции инертным газом, например гелием, аргоном или азотом, с последующим выносом газоаэрозольной фракции из объема над поверхностью солевого расплава.

9. Способ по п.1, отличающийся тем, что улавливание газоаэрозольной фазы осуществляют с помощью твердых металлических и/или засыпных мелкодисперсных никелевых фильтров, и/или охлаждаемых ловушек, и/или барботированием через раствор щелочи.