Способ выделения мо-99 из металлического топлива на основе урана

 

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.

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.

РИСУНКИ

Рисунок 1

NF4A Восстановление действия патента СССР или патента Российской Федерации на изобретение

Дата, с которой действие патента восстановлено: 10.08.2007

Извещение опубликовано: 10.08.2007        БИ: 22/2007

Другие изменения, связанные с зарегистрированными изобретениями

Изменения:
Публикацию о восстановлении действия патента считать недействительной.

Номер и год публикации бюллетеня: 24-2007

Извещение опубликовано: 10.09.2007        БИ: 25/2007



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерным реакторам с жидкосолевым ядерным топливом

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

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 технологиям производства медицинского изотопа Мо-99 из облученного топлива на основе урана
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

Изобретение относится к неорганической химии, в частности, к синтезу изоморфных смесей на основе щелочноземельных молибдатов и вольфраматов, которые могут быть использованы в качестве основы лазерных кристаллов

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

Наверх