Способ получения искусственного изотопа никель-63

Заявленное изобретение относится к способу получения искусственного изотопа никель-63. В заявленном способе мишенному материалу, содержащему стартовый изотоп никель-62, придают форму и функцию элемента конструкции активной зоны ядерного реактора, далее загружают его для облучения взамен этого элемента. После достижения заданной степени облучения материал выгружают и в процессе химпереработки выделяют исходные и вновь образовавшиеся изотопы никеля. Техническим результатом является возможность повышения коэффициента полезного использования нейтронов без влияния на запас реактивности ядерного реактора. 3 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к атомной промышленности, конкретно - к технологии получения радиоактивного изотопа никель-63.

Искусственные изотопы получают:

- выделением из осколков деления при переработке отработанного ядерного топлива;

- облучением стартовых изотопов ионами в ускорителях;

- облучением стартовых изотопов нейтронами в ядерном реакторе.

Радиоактивный изотоп никель-63 - чистый бета-излучатель электронов со средней энергией 18 кэВ и периодом полураспада 100 лет, перспективное сырье для изготовления атомных батарей со сроком службы 50 и более лет - может быть получен в сколько-нибудь ощутимых количествах только облучением стартового изотопа никель-62 в нейтронном потоке ядерного реактора.

Известный способ получения никеля-63 - традиционный способ для большинства «реакторных» изотопов (А.С. Герасимов, Т.С. Зарицкая, А.П. Рудик. Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах. М.: Энергоатомиздат, 1989 г.) Исходное вещество (мишень), содержащее стартовый изотоп, в виде порошка, таблетки, иногда раствора или даже газа, помещают в герметичную, коррозионностойкую оболочку (т.н. изотопный блок) и загружают в специальные, свободные от ядерного горючего, облучательные (изотопные) каналы, расположенные в центральной и/или периферийной частях активной зоны ядерного реактора.

Количество облучательных каналов, а значит и изотопных блоков, ограничено, т.к. они отрицательно влияют на запас реактивности ядерного реактора, т.е. способность осуществления цепной реакции. Увеличивать загрузку стартового изотопа в имеющиеся изотопные каналы часто бесполезно из-за роста самоблокировки поглощения нейтронов, что приводит к неоправданному перерасходу сырья. Кроме вышеперечисленных, еще одним недостатком использования выделенных изотопных каналов является невысокий коэффициент полезного использования нейтронов. Каждому полезному поглощению нейтрона стартовым изотопом обязательно сопутствует «вредное» поглощение нейтронов в материале оболочки и конструкционных материалах выделенной ячейки (канальной трубе, теплоносителе, замедлителе и т.д.).

Перечисленные общие недостатки традиционного способа наработки реакторных изотопов в полной мере относятся и к известному способу получения никеля-63 с такими особенностями, что в качестве мишени используется весьма дорогостоящий никель, обогащенный стартовым изотопом никель-62 до практически максимально возможного уровня более 98%, а облучение мишени происходит в реакторе с супервысоким нейтронным потоком и a-priory небольшим облучательным объемом. Реально никель-63 в граммовых количествах вырабатывает только НИИАР в г. Димитровграде.

В нынешнее время проявилась насущная потребность расширить область применения никеля-63 и создать на его основе коммерческую бета-вольтаическую атомную батарею - миниатюрный полностью безопасный автономный источник электрической энергии со сроком службы в несколько десятков лет. Такой источник необходим медицине, микросистемной технике, космонавтике и другим отраслям. Для этих целей должно быть организовано крупномасштабное производство искусственного изотопа никеля-63. Так, годовой выпуск 100 тысяч миниатюрных батарей для кардиостимуляторов (1 грамм никеля-63 в батарее, около 0,2 куб.см) требует годовой наработки примерно 120 килограмм изотопа. Такой же объем выпуска батареи для мобильной связи (12…17 г на изделие) предполагает наработку уже в 1,5-2 тонны.

Расчетные оценки показывают, что для наработки 1 кг в год никеля-63 следует облучать 45 кг никеля-62 в нейтронном потоке 5*1013 см-2с-1 или 23 кг в потоке 1014. Необходимость облучать столько стартового изотопа потребует выделения такого количества изотопных каналов, которое нарушит основную целевую деятельность ядерного реактора.

Заявляемое решение направлено на устранение вышеперечисленных недостатков традиционного способа наработки никеля-63, принятого за прототип, и имеет целью сделать возможной крупномасштабную наработку целевого изотопа никель-63, при этом повысить эффективность использования нейтронов ядерного реактора и снизить необходимые затраты на осуществление процесса наработки.

Указанная цель достигается тем, что мишенному материалу, содержащему стартовый изотоп никель-62, придают форму и функцию не соприкасающегося с делящимся веществом элемента конструкции активной зоны ядерного реактора, загружают для облучения взамен этого элемента, после достижения заданной степени облучения выгружают и в процессе отдельной от отработанного топлива химпереработки выделяют исходные и вновь образовавшиеся изотопы никеля.

Мишенным материалом может быть металлический никель, никелевые сплавы, никельсодержащая нержавеющая сталь и тому подобные подходящие в каждом конкретном случае никельсодержащие материалы.

В отличие от прототипа, в предлагаемом способе нет необходимости использовать дорогостоящий никель, практически целиком состоящий из стартового изотопа никель-62. В то же время использовать дешевый никель с природным содержанием никеля-62 (3,65%) не следует, так как в этом случае на каждый нейтрон, поглощенный 62-м изотопом, будут приходиться 8 бесполезно захваченных остальными изотопами и для наработки 1-го килограмма никеля-63 потребуется облучать ~1200 кг природного никеля, что не приемлемо технически. Из условия компромисса между весом загрузки, затратами на обогащение и нейтронно-физическими характеристиками поглощения, влияющими на реактивность, оптимально применение в составе мишенного материала никеля, обогащенного никелем-62 до уровня (80±10)%, причем остальные 20% составляют изотопы никель-61 и никель-60, стартовые изотопы для восполнения выгорающего никеля-62. В этом случае на 100 поглощенных никелем-62 нейтронов приходится лишь 4 захваченных другими изотопами, причем не бесполезно, учитывая цикличность использования обогащенного никеля. Для наработки 1 кг/год никеля-63 потребуется загрузить ~55 кг никеля с 80%-ным содержанием никеля-62 (в потоке 5*1013 см-2с-1). По сравнению с прототипом, замена 98-процентного никеля-62 80-процентным существенно снижает затраты на его производство.

Заменяемыми элементами активной зоны могут быть технологические трубы или оболочки кассет, конструктивные детали систем контроля, регулировки и аварийной защиты, любые другие детали, не контактирующие с делящимся веществом, т.е. не подвергающиеся имплантации осколков деления. Таких элементов предостаточно в каждом реакторе с гетерогенной активной зоной: исследовательском, промышленном, энергетическом. Любой из них является потенциальным наработчиком, так как большой период полураспада позволяет вести наработку никеля-63 в потоке тепловых нейтронов любой интенсивности, меняется только задаваемое время облучения. Характерная для перечисленных типов реакторов величина нейтронного потока в диапазоне (2*1013-1*1014) см-2с-1 подходит для получения целевого изотопа в разумное время.

Влияние замены элементов на запас реактивности индивидуально в каждом конкретном случае. Если это альтернатива выделенным изотопным каналам - выигрыш очевиден, отсутствует вышеуказанное сопутствующее «вредное» поглощение нейтронов. Если заменяется стальная деталь - влияние может быть весьма незначительным (макроскопические сечения поглощения 0,25 см-1 и 1,0 см-1 соответственно), при этом бесполезная потеря нейтронов в обычной стали трансформируется в наработку не дешевого полезного продукта. Более внимательный подход требуется при замене детали из алюминия, в этом случае наилучшим может быть применение композитного материала.

Предлагаемый способ получения никеля-63 обеспечивает самое эффективное использование реакторных нейтронов. Он не вызывает появления никаких сопутствующих потерь, кроме минимального непреодолимого поглощения в самом мишенном материале. Предполагаемые к замене элементы активной зоны, как правило, тонкостенные, так что вопрос самоблокировки поглощения теряет актуальность.

Способ дает возможность загружать в ядерные реакторы большое количество стартовых мишеней для крупномасштабного производства никеля-63, без ущерба для основной деятельности реактора оставлять мишени на многолетнюю эксплуатацию (нахождение в активной зоне) и заменять их при регламентных работах или плановой перезагрузке.

1. Способ получения искусственного изотопа никель-63, включающий облучение в нейтронном потоке ядерного реактора мишени, содержащей стартовый изотоп никель-62, отличающийся тем, что мишенному материалу, содержащему стартовый изотоп никель-62, придают форму и функцию не соприкасающегося с делящимся веществом элемента конструкции активной зоны ядерного реактора, загружают для облучения взамен этого элемента, после достижения заданной степени облучения выгружают и в процессе отдельной от отработанного топлива химпереработки выделяют исходные и вновь образовавшиеся изотопы никеля.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве мишенного материала используют металлический никель или никельсодержащие сплавы, стали, композиты.

3. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что стартовый изотоп никель-62 используют в виде никеля, обогащенного изотопом никель-62 до уровня (80±10)%, остальное - предпочтительно изотопы никель-61 и никель-60.

4. Способ по п.1, в котором облучение мишеней выполняют в любом - исследовательском, энергетическом, промышленном - ядерном реакторе, поток тепловых нейтронов в активной зоне которого превышает уровень 1013 см-2с-1.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способу получения радионуклидов. В заявленном способе облучают целевую среду, содержащую по меньшей мере материал целевого нуклида, в зоне облучения нейтронным излучением.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к получению стабильных изотопов с использованием пучков нейтронов, и может быть использовано в электронной промышленности при производстве полупроводниковых кремниевых структур с применением технологий ионной имплантации, а также в ядерной технике при создании замедляющих нейтроны элементов.

Изобретение относится к технологии нейтронно-трансмутационного легирования (НТЛ) кремния тепловыми нейтронами, широко применяемого в технологии изготовления приборов электронной и электротехнической промышленности.

Изобретение относится к области радиохимии, в частности к способам получения технеция-99m для медицины. .

Изобретение относится к области радиохимии, в частности к способам получения технеция-99m для медицины. .

Изобретение относится к производству радионуклидов для промышленности, науки, ядерной медицины, особенно радиоиммунотерапии, в частности к способу получения актиния-227 и тория-228 из облученного нейтронами в реакторе радия-226.

Изобретение относится к ядерной медицине и может быть использовано при терапии онкологических заболеваний. .
Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов, а более конкретно - к технологии получения радиоактивного изотопа никель-63 в реакторе из мишени. .

Изобретение относится к области радиохимии, в частности к способам получения технеция-99m для медицины. .

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к производству энергии, трансмутации радиоактивных отходов, выжиганию оружейного плутония и актинидов. .

Изобретение относится к способу получения радионуклида лютеций-177 для ядерной медицины. В заявленном способе в процессе контактного восстановления с помощью капельной подачи в ячейку с хлоридно-ацетатным раствором амальгамы натрия и раствора кислот (соляная, уксусная и др.) с одновременным перемешиванием рабочего раствора магнитной мешалкой достигается регулировка pH рабочего раствора и увеличение времени проведения процесса контактного восстановления для более глубокой очистки Lu от Yb. При этом для уменьшения потерь лютеция и возможности загрязнения очищенного раствора иттербием, на поверхность рабочего раствора до введения амальгамы наливают не смешивающийся с водным раствором легкокипящий органический растворитель. Техническим результатом является увеличение глубины очистки лютеция без носителя от макроколичества иттербия и уменьшение трудозатрат при разделении иттербия и 177Lu методом контактного восстановления иттербия на амальгаме натрия из ацетатно-хлоридного раствора, содержащего облученный в реакторе тепловыми нейтронами 176Yb. 7 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 пр.

Изобретение относится к способу производства радиоактивных изотопов технического назначения. В заявленном способе изготовление стартовой мишени осуществляют из меди естественного изотопного состава или обогащенной по изотопу медь-63, облучение мишени проводят в потоке быстрых нейтронов (в ядерном реакторе на быстрых нейтронах), а переработку облученной медной мишени проводят радиохимическим методом с извлечением и очисткой соединений никеля (смесь изотопов никеля с преобладающим содержанием никеля-63). Техническим результатом является обеспечение возможности крупномасштабного производства изотопа никель-63 с высокой удельной активностью, упрощение аппаратурного оформления технологического процесса за счет организации радиохимической переработки облученной мишени. 2 з.п. ф-лы, 3 табл.

Изобретение относится к способам получения технеция-99m для медицинской диагностики. Способ изготовления хроматографического генератора технеция-99m из облученного нейтронами молибдена-98 включает обработку оксида алюминия предельным количеством кислоты, необходимым для полного прекращения ее взаимодействия с оксидом, внесение навески обработанного оксида алюминия в хроматографическую колонку c последующим нанесением на него раствора молибдена. Через 60-120 мин проводят промывку колонки последовательно водой и физраствором, содержащим перекись водорода в соотношении 15:1. Техническим результатом является снижение потерь используемого молибдена. 2 табл.

Изобретение относится к установкам для производства изотопной продукции. Установка содержит источник нейтронов, емкость с водным раствором уранил-сульфата, масса которого составляет величину менее критической массы, сорбционную колонку, тракт для подачи в сорбционную колонку облученного водного раствора уранил-сульфата, тракт для возврата в емкость после сорбции водного раствора уранил-сульфата и систему каталитической рекомбинации. Емкость с водным раствором уранил-сульфата и сорбционная колонка выполнены с возможностью стыковки-расстыковки между собой. Тракт для возврата в емкость после сорбции водного раствора уранил-сульфата образован при стыковке непосредственным соединением полостей сорбционной колонки и емкости, а тракт для подачи в сорбционную колонку облученного водного раствора уранил-сульфата - непосредственным соединением трубок сорбционной колонки и емкости. В нижней части сорбционной колонки размещен сорбент. В верхней части сорбционной колонки, предназначенной для накопления водного раствора уранил-сульфата после сорбции, расположен верхний конец ее трубки. Техническим результатом является снижение до минимума потерь изотопной продукции при прохождении облученного раствора уранил-сульфата в сорбционную колонку, сохранение концентрации целевого изотопа в растворе, подаваемом на сорбцию, ускорение процесса наработки изотопов, а также исключение выхода радиоактивных веществ в помещения по причине разгерметизации тракта. 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

Заявленное изобретение относится к способу получения искусственного изотопа никель-63. В заявленном способе мишенному материалу, содержащему стартовый изотоп никель-62, придают форму и функцию элемента конструкции активной зоны ядерного реактора, далее загружают его для облучения взамен этого элемента. После достижения заданной степени облучения материал выгружают и в процессе химпереработки выделяют исходные и вновь образовавшиеся изотопы никеля. Техническим результатом является возможность повышения коэффициента полезного использования нейтронов без влияния на запас реактивности ядерного реактора. 3 з.п. ф-лы.

Наверх