Способ выделения мо-99 из оксидного уранового топлива

 

Использование при производстве медицинского изотопа Мо-99 из облученного топлива на основе урана для уменьшения количества отходов и увеличения выхода Мо-99. Сущность изобретения: облученную мишень на основе оксидного уранового топлива растворяют в расплавленной хлоридной соли хлорирующим агентом, возгоняют молибден в виде фракции легколетучих оксихлоридов и хлоридов, свободной от основных продуктов деления, компактно улавливают эту фракцию, а затем подвергают растворению и аффинажу, а солевой расплав используют для получения электролизом диоксида урана. 2 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к технологиям производства медицинского изотопа Мо-99 из облученного топлива на основе урана.

Известны способы производства медицинского изотопа Мо-99, основанные на выделении его из облученного топлива на основе урана высокообогащенного по изотопу U-235 |Патенты США 4093696; 4094953; 4701308|. 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 Мо-99 в виде отдельной фракции (путем экстракции или сорбции-десорбции), которая подвергается аффинажу с получением чистого препарата Мо-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 Мо-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 йода, 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 Мо-99 из облученной уран-содержащей мишени, основанный на термической хроматографической сепарации |Патент США 4123498| . Материал мишени подвергается окислению, а Мо-99 отделяется в виде летучего триоксида, который улавливается и подвергается очистке. Способ позволяет избежать образования большого объема отходов, содержащих делящиеся материалы. Однако недостатком его является то, что экстремальной высокотемпературной обработке (нагрев и окисление при температуре более 1000oC) подвергается вся облученная мишень. При этом происходит образование термостойких трудновскрываемых двойных оксидов урана и молибдена, что снижает выход молибдена в виде отогнанной трехокиси.

Вышеуказанные недостатки существующих способов получения молибдена-99 устраняются тем, что в данном предлагаемом способе выделения молибдена-99 из облученной мишени на основе оксидного уранового топлива, включающем отделение молибдена-99 от остальной массы мишени с последующим его аффинажем, растворяют мишень в расплавленной хлоридной соли хлорирующим агентом, при этом полностью растворяют оксид урана в хлоридном расплаве и переводят все накопленные в мишени продукты деления, в том числе и молибден, в расплав в растворенной форме. Одновременно в процессе растворения топлива отгоняют молибден и компактно улавливают в виде фракции легколетучих хлоридов и оксихлоридов, которую затем подвергают аффинажу. Выход молибдена в эту фракцию достигает 95 - 98%, причем уран, йод и основная часть других продуктов деления в таком концентрате отсутствуют.

При этом получают хлоридный расплав с растворенным ураном, который без дополнительной подготовки пригоден для выделения диоксида урана электролизом с очисткой от основных продуктов деления, достаточной для использования его в качестве реакторного топлива.

В качестве хлорирующего агента применяли газообразный хлор. Этот способ вскрытия оксидного топлива, а также выделение диоксида урана электролизом расплава являются штатными операциями в технологии пироэлектрохимической переработки облученного топлива, применяемой в ГНЦ НИИАР.

Возможное применение предварительного разрушающего окисления топлива обработкой кислородом до закиси-окиси урана обеспечивает: - поэтапное разделение в отходящих газах потоков йода и хлора для организации более компактной системы улавливания радиойода; - ускорение растворения урана в хлоридном расплаве за счет образования ультрамелкодисперсной кристаллической фазы закиси-окиси урана с развитой поверхностью; - немедленное поступление в расплав всех связанных в исходной кристаллической решетке оксидного топлива продуктов деления и таким образом разделение процессов растворения урана и отгонки молибдена, т.е. ускорение процесса отгонки.

Провели серию модельных лабораторных экспериментов с имитаторами облученного топлива. Расплав NaCl-KCl. Температура процесса 720 - 750oC. Хлорирующий агент - газообразный хлор. Разрушающее окисление оксида урана проводили обработкой расплава кислородом. Пирографитовый тигель. Конечная концентрация урана в расплаве 30 мас.% Имитаторы основных продуктов деления вводили в систему в основном в виде оксидов: MoO3, TeO2, Sb2O3, ZrO2, CeO2, Ru (мет. ), Kl, - из расчета на конечную концентрацию в расплаве без учета отгонки порядка 510-3 мас.%. Температура для фракции молибдена 120-200oC. В таблице 1 приведены данные по отгонке молибдена.

Результаты испытаний предлагаемого способа подтверждают возможность селективного выделения молибдена с глубокой очисткой от урана и основной массы продуктов деления, а также демонстрируют высокую надежность и воспроизводимость процесса.

Таким образом данное изобретение имеет существенные отличия от известных способов и позволяет достичь поставленные цели.

Формула изобретения

1. Способ выделения молибдена-99 из облученного уранового оксидного топлива, включающий операции вскрытия топлива и выделение соединения молибдена в концентрированной форме с последующим аффинажем, отличающийся тем, что вскрытие топлива проводят в хлоридном расплаве хлорирующим агентом, возгоняют молибден в виде фракции легколетучих оксихлоридов и хлоридов, свободной от основных продуктов деления, компактно улавливают эту фракцию, а затем подвергают растворению и аффинажу, а солевой расплав используют для получения диоксида урана известным методом, например электролизом.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что перед обработкой топлива хлорирующим агентом в хлоридном расплаве его подвергают разрушающему окислению до закиси-окиси урана.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что вскрытие топлива проводят в расплаве NaCl-KCl при температуре 660 - 850oC с газообразным хлором, а фракцию легколетучих оксихлоридов и хлоридов молибдена компактно улавливают при температуре 150 - 200oC.

РИСУНКИ

Рисунок 1

MM4A Досрочное прекращение действия патента из-за неуплаты в установленный срок пошлины заподдержание патента в силе

Дата прекращения действия патента: 02.06.2011

Дата публикации: 27.03.2012




 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной промышленности и может быть использовано для получения радиоактивного Mo-99 для медицины

Изобретение относится к мишенному оборудованию для получения радионуклидов из делящихся материалов, в частности для получения молибдена-99, применяемого в современной медицинской диагностике

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для накопления транскюриевых элементов и тяжелых изотопов кюрия

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для растворения ядерного топлива в кусках цилиндрической оболочки из стержней отработавшего топлива ядерного реактора

Изобретение относится к технологии переработки высокообогащенного урана (ВОУ), особенно оружейного, в низкообогащенный уран (НОУ) энергетического назначения путем разбавления ВОУ
Изобретение относится к изготовлению и использованию смеси изотопов урана, то есть ядерного топлива для ядерных реакторов атомных электростанций

Изобретение относится к области получения соединений для топлива ядерных реакторов, в частности к очистке урана от плутония
Изобретение относится к способам переработки урансодержащих композиций, а именно к переработке уран-бериллиевых композиций, содержащих 1-90 мас

Изобретение относится к устройствам для растворения ядерного топлива предварительно измельченных тепловыделяющих сборок (ТВС) атомных реакторов и может быть использовано на радиохимических заводах по регенерации ядерного топлива отработавших ТВС различных атомных реакторов
Изобретение относится к области экстракционной переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к механизмам дробления топливных стержней и может быть использовано в атомной промышленности

Изобретение относится к ядерной технологии и может быть использовано для получения тонкодисперсной закиси-окиси урана окислением бракованных таблеток твердого керамического топлива
Изобретение относится к способу получения вольфрам- и/или молибденсодержащего раствора из раствора щелочного вскрытия соответствующего сырья

Изобретение относится к сорбентам, в частности твердому полимерному сорбенту, и способам их получения для извлечения радиоактивных изотопов и может быть использовано в ядерной промышленности для получения осколочного Mo-99 из уранилсульфатного раствора (UO2SO4 3H2O) гомогенных растворных ядерных реакторов для медицины
Наверх