Способ получения изотопа урана-237

Изобретение относится к области радиохимии. Сущность изобретения: способ получения изотопа 237U заключается в облучении природного или обогащенного 238U потоком гамма-квантов и выделении изотопа 237U. Перед облучением порошкообразное соединение урана смешивают с порошкообразным веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи 237U. После облучения смесь помещают в жидкость, избирательно растворяющую только соединение урана. Раствор удаляют, а нерастворившийся порошок вещества-поглотителя, содержащий ядра отдачи 237U, отделяют и промывают. Порошок растворяют в кислоте в присутствии окислителя и борной кислоты и затем выделяют из раствора изотоп 237U радиохимическим методом. Преимущества изобретения заключаются в увеличении удельной активности и упрощении отделения 237U от 238U. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к области радиохимии, а именно к способам получения и разделения изотопов. Изобретение может быть использовано в практике производства изотопов для радиохимии, радиобиологии и радиоэкологии. Ядерно-физические характеристики изотопа урана-237: период полураспада - 6,75 суток; способ распада - γ-распад с основными энергиями фотонов: 59,5 кэВ (33,5%) и 208,0 кэВ (21,7%); наличие достаточно интенсивных характеристических рентгеновских линий: 101,1 кэВ (25,6%), 97,1 кэВ (15,9%), 114 кэВ (6%) делают его весьма удобным для применения в качестве отметчика при изучении химического поведения и миграции изотопов урана в различных лабораторных и природных системах. Однако на сегодняшний день не существует удобных методов получения изотопа урана-237, поэтому в настоящее время он практически нигде не используется.

Известен способ [Александров Б.М., Ильятов К.В., Крижанский Л.М., Кривохатский А.С., Сковородкин Н.В., Преображенский Б.К. Изотопный генератор 237U, основанный на 241Pu, АЭ. (Jul 1978), v.45(1), с.66-67] получения изотопа урана-237 (237U), заключающийся в использовании альфа-распада (α) изотопов плутония-241 (241Pu): 241Pu(α)→237U.

Недостатком способа является то, что 241Pu является весьма редким искусственным изотопом и поэтому не может быть практически использован для получения 237U.

Известен способ получения изотопа 237U путем облучения нейтронами (n) урана-238 (238U) по реакции 238U (n, 2n) 237U [Головня В.Я., Гончаров К.С., Доля Г.Р., Кузменко В.А., Пасечник С.Г., Ремаев В.В. Абсолютное сечение 238U(n, 2n) реакции при энергии нейтронов 14.76 MeV. Нейтронная физика, Т. 3. М., 1988, с.281-284].

Недостаток этого способа заключается в том, что для разделения изотопов 238U и 237U требуются масс-сепараторы. Процесс очень длительный, требует больших энергетических затрат, так как разделение масс, отличающихся всего на 1, представляет определенную трудность. Поэтому для практического получения изотопа 237U этот способ также не применяется.

Наиболее близким по достигаемому положительному эффекту к предлагаемому является возможность получения 237U в реакции гамма-облучения 238U на микротроне (прототип) [Gosman, A.; Klisky, V.; Kaspar, J.; Vodolan, P. Preparation and application of 237U for the study of heterogeneous isotope exchange on an ion exchanger J. Radioanal. Nucl. Chem. Articles. (Apr 1988). v.121(2), p.375-383]: 238U(γ, n)237U. При этом разделение изотопов 238U и 237U в данной методике не производится.

Недостатком данного способа является то, что в процессе облучения получается смесь изотопов: 238U и 237U. Для отделения 237U от большой массы 238U необходимо использовать дорогие и энергоемкие физические методы разделения изотопов [Химия актиноидов. Ред. Дж. Кац, Г. Сиборг и Л. Морсе, т.1, "Мир", М., 1991, с.188].

Целью настоящего изобретения является увеличение удельной активности 237U и упрощение отделения его от 238U.

Указанная цель достигается тем, что используют ядерную реакцию образования 237U при гамма-облучении 238U: 238U(γ, n)237U. В качестве мишени используют высокодисперсный порошок соединения урана в смеси с порошкообразным веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи 237U, после облучения смесь помещают в жидкость, избирательно растворяющую только соединение урана, раствор удаляют, нерастворившийся порошок вещества-поглотителя, содержащий ядра отдачи урана-237, отделяют, промывают, растворяют в кислоте в присутствии окислителя и борной кислоты и затем выделяют из раствора уран-237 известным радиохимическим методом [Гусева Л.И., Тихомирова Г.С. Одновременное определение природных и искусственных актиноидов в объектах окружающей среды с использованием ионитов и растворов минеральных кислот. Радиохимия, 1994, Т.36, вып.1, с.51-56]. В качестве вещества, выполняющего функцию поглощения ядер отдачи урана-237, выбирают смесь фторида щелочноземельного элемента и фторида редкоземельного элемента. Количество порошков соединения урана, фторида щелочноземельного элемента и фторида редкоземельного элемента выбирают в весовом соотношении 1:1:0,5-1:4:2. При этом размер частиц порошков выбирают не более 1 мкм, что позволяет образующимся в процессе облучения ядрам отдачи покидать пределы частицы материнского вещества и имплантироваться в частицы вещества-поглотителя.

Существенные отличия предлагаемого способа от прототипа заключаются в том, что облучают порошкообразную смесь соединения урана с веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи 237U и позволяющим таким образом отделить образующиеся в процессе облучения ядра от материнского вещества 238U. После облучения смесь помещают в жидкость, избирательно растворяющую только соединение урана, что позволяет перевести материнское вещество в раствор и удалить, тем самым очистив от него образовавшийся 237U. Нерастворившийся порошок вещества-поглотителя, содержащий ядра отдачи 237U, отделяют, промывают, растворяют и затем выделяют из раствора 237U известным радиохимическим методом.

В качестве вещества, выполняющего функцию поглощения ядер отдачи 237U, выбирают смесь фторида щелочноземельного элемента и фторида редкоземельного элемента, что позволяет более эффективно удерживать имплантированные в частицы порошка вещества-поглотителя ядра отдачи 237U за счет химической связи. Количество порошков соединения урана, фторида щелочноземельного элемента и фторида редкоземельного элемента выбирают в весовом соотношении от 1:1:0,5 до 1:4:2, чтобы частицы материнского вещества были по возможности полнее окружены со всех сторон частицами вещества-поглотителя. При этом размер частиц порошков выбирают не более 1 мкм, что позволяет образующимся в процессе облучения ядрам отдачи покидать пределы частицы материнского вещества и имплантироваться в частицы вещества-поглотителя. Совокупность всех существенных признаков позволяет увеличить удельную активность препарата 237U и упростить отделение его от 238U.

Положительным эффектом предлагаемого способа является получение изотопа 237U без носителя материнского урана.

Сущность способа заключается в следующем: смесь, состоящую из порошков соединения природного урана или 238U и порошков фторидов щелочноземельных элементов и фторидов редкоземельных элементов, имеющих диаметр частиц не более 1 мкм, тщательно перемешивают, помещают в мишенное устройство и облучают гамма-квантами тормозного излучения микротрона. В результате ядерной реакции 238U(γ, n)237U образуются ядра отдачи 237U в низшем валентном состоянии (III, IV), которые имплантируются в порошки фторидов, образуя соединение UF4. После облучения смесь обрабатывают разбавленным раствором кислоты для растворения соединений урана (VI) и отделяют нерастворимый осадок, содержащий 237U (IV) от раствора с помощью центрифугирования или фильтрации через ядерный фильтр. Затем растворяют осадок, содержащий 237U, в 1 М HNO3 в присутствии окислителя и борной кислоты (Н3ВО3) и выделяют из раствора 237U радиохимическим методом.

Пример выполнения способа

Предлагаемый способ был использован при получении раствора изотопа 237U при облучении азотнокислого уранила (UO2(NO3)2). Смесь, состоящую из порошков и UO2(NO3)2 (20 мг), фторида кальция (CaF2) (20 мг) и нитрата лантана (La(NO3)3 (10 мг), имеющих диаметр частиц около 1 мкм, тщательно перемешивают, помещают в мишенное устройство и облучают тормозным излучением микротрона МТ-25 при среднем токе электронов 15 мкА и максимальной энергии электронов 24,5 МэВ в течение 1 часа. После облучения смесь обрабатывают 10 мл раствора 0,1 М серной кислоты (H2SO4) с добавлением 10 мг бромноватокислого калия (KBrO3). Раствор подвергают центрифугированию. При этом ядра 237U, полученные в результате ядерной реакции, остаются имплантированными в осадке фторидов. Осветленный раствор, содержащий исходный азотнокислый уранил, сливают. Оставшийся осадок растворяют в 5 мл 1 М раствора азотной кислоты (HNO3), насыщенного борной кислотой, с добавлением 1 мл 0,1 М KBrO3 путем нагревания на водяной бане до 90°С. После этого проводят осаждение фторида лантана путем добавления 10 мг фторида натрия (NaF). 237U при этом остается в растворе, который после центрифугирования отделяют от осадка путем декантации. Полученный раствор можно использовать в качестве радиоактивной метки для радиохимических исследований. Вся процедура занимает не более трех часов. Удельная активность 237U в результате выполнения предлагаемого способа увеличивается в 103 раз.

На чертеже представлен спектр гамма-излучения полученного изотопа 237U, снятый на гамма-спектрометре с использованием HPGe-детектора с разрешением 1,5 КэВ на линии 1,33 МэВ. Приведенный спектр содержит только линии 237U, что подтверждает высокую радиохимическую чистоту полученного препарата изотопа 237U.

1. Способ получения изотопа урана-237, заключающийся в облучении природного или обогащенного 238U потоком гамма-квантов и выделении изотопа урана-237, отличающийся тем, что перед облучением порошкообразное соединение урана смешивают с порошкообразным веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи урана-237, после облучения смесь помещают в жидкость, избирательно растворяющую только соединение урана, раствор удаляют, нерастворившийся порошок вещества-поглотителя, содержащий ядра отдачи урана-237, отделяют, промывают, растворяют в кислоте в присутствии окислителя и борной кислоты и затем выделяют из раствора изотоп урана-237 радиохимическим методом.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве вещества, выполняющего функцию поглощения ядер отдачи урана-237, выбирают смесь фторида щелочноземельного элемента и фторида редкоземельного элемента.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что размер частиц порошков выбирают не более 1 мкм.

4. Способ по п.3, отличающийся тем, что количество порошков соединения урана, фторида щелочноземельного элемента и фторида редкоземельного элемента выбирают в весовом соотношении в пределах 1:1:0,5 - 1:4:2.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области радиохимии. .

Изобретение относится к области атомной и ядерной физики, в частности к методам воздействия на физико-химические свойства материальных тел, и может быть использовано в различных отраслях техники для решения задачи изменения физико-химических параметров материальных тел и окружающих их энергетических полей.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для обезвреживания радиоактивных отходов, преимущественно продуктов распада ядерных реакторов.

Изобретение относится к области обнаружения скрытых взрывчатых веществ, в том числе мин, и может быть использовано, например, при разминировании территорий в рамках гуманитарных акций.

Изобретение относится к ядерной физике, в частности к способам уничтожения радиоактивных отходов при помощи электромагнитного воздействия. .

Изобретение относится к ядерной физике и может быть использовано для обезвреживания долгоживущих радиоактивных изотопов, содержащихся, например, в радиоактивных отходах (РАО) ядерной энергетики.

Изобретение относится к процессу разделения изотопов лития ( 6Li и 7Li) и может найти широкое применение в химической и ядерной технологии, учитывая их большую потребность в изотопно чистых соединениях (6Li незаменим при производстве трития, a 7Li является перспективным теплоносителем для реакторов на быстрых нейтронах).

Изобретение относится к технологиям получения и использования трифторида бора, например для разделения изотопов 10В и 11В. .

Изобретение относится к области получения новых сорбционных материалов на основе углеродных нанотрубок и может быть использовано для извлечения актинидных и редкоземельных элементов из растворов

Изобретение относится к способу снижения выбросов от отработавшего газа и к устройству для снижения выбросов от отработавшего газа. Изобретение включает создание циркуляции отработавшего газа между сырьевой мельницей и холодильником клинкера. В холодильнике клинкера по меньшей мере часть выбросов направляется в цементную обжиговую печь, в которой эти выбросы удаляются за счет выжигания и/или поглощения. Изобретение обеспечивает снижение выбросов загрязняющих веществ в процессе помола сырья. 3 н. и 12 з.п. ф-лы, 1 ил.

Описывается конформный фильтр, имеющий множество слоев сорбента, ориентированных перпендикулярно внутренней боковой поверхности фильтра, которая соответствует смежной поверхности, такой как лицо пользователя, когда он прикреплен к респиратору. Внутренняя сторона фильтра может почти соответствовать изогнутой форме сопряженной поверхности. Поскольку слои сорбента ориентированы перпендикулярно внутренней боковой стороне поверхности, конформная конфигурация может быть достигнута без изгиба слоев сорбента и с удержанием постоянного времени пребывания слоя по всей площади поперечного сечения воздушного потока, тем самым обеспечивая равномерное распределение воздуха. Уменьшение толщины слоя также достигается через эту конфигурацию, которая, следовательно, снижает общее падение давления через фильтр. Другие варианты осуществления описаны и заявлены. 13 з.п. ф-лы, 14 ил.

Изобретение относится к области радиационной техники и технологии, то есть к производственным операциям, связанным с осуществлением химических, физико-химических процессов под воздействием ионизирующих излучений на различные вещества в целях создания новых полезных свойств за счет дозированного облучения

Изобретение относится к области радиохимии

Изобретение относится к области радиохимии, а именно к способам получения и разделения изотопов

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано для дезактивации радиоактивных отходов, загрязненного оборудования и конструкционных элементов на атомных электрических станциях. Способ включает облучение радиоактивных отходов рентгеновским излучением в изолированном объеме, внутренняя поверхность которого экранирована свинцом, поглощающим γ-излучение, при этом радиоактивные отходы облучают посредством импульсных рентгеновских аппаратов, расположенных в изолированном объеме, которые излучают пачки рентгеновских фотонов высокой плотности, около 1018 фотонов/с, при этом используют частоты поглощающего спектра, соответствующие составу атомов дезактивируемых радиоактивных отходов, при этом активированный экранирующий материал периодически заменяют на новый, закладывая в хранилища отработанный и используя естественную его дезактивацию. Изобретение обеспечивает простую, ускоренную, эффективную и экологически чистую дезактивацию радиоактивных отходов, а также возврат в повторное использование высокоценных материалов. 2 ил.

Изобретение относится к способу получения радиоизотопов серебра. Заявленный способ заключается в том, что металлический кадмий или ртуть облучают протонами высокой энергии и вещество мишени отгоняют в атмосфере водорода с выделением нелетучих спалогенных продуктов, включающих радиоизотопы серебра, на поверхности кварцевого песка. Полученный исходный радиоактивный образец переносят в стартовую зону кварцевой термохроматографической колонки и нагревают ее в потоке инертного газа, например гелия, содержащего пары сурьмы. При прокаливании микроколичеств серебра в присутствии этого реагента образуется летучий антимонид, который в газовом потоке переносится из стартовой зоны в зону осаждения. Выделение радиоизотопов серебра является селективным, т.к. сопутствующие серебру радиоизотопы других элементов, образующиеся при облучении кадмиевой мишени, летучих антимонидов не образуют. Использование в качестве мишени ртути приводит к образованию летучего антимонида рения, летучесть которого заметно превышает летучесть целевого продукта, благодаря чему перекрытие адсорбционных зон двух соединений незначительно. Техническим результатом является повышение безопасности персонала. 3 ил., 2 пр.

Изобретение относится к области радиохимии

Наверх