Способ выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора и устройство для его осуществления

Авторы патента:


Способ выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора и устройство для его осуществления
Способ выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора и устройство для его осуществления
Способ выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора и устройство для его осуществления

Владельцы патента RU 2716828:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") (RU)

Изобретение относится к получению изотопов медицинского назначения, в частности Мо-99. Способ включает подачу в сорбционную колонку облученного раствора, содержащего йод, молибден и другие продукты деления урана, пропускание раствора облученного топлива снизу вверх через сорбционную колонку, подачу десорбирующего раствора на сорбционную колонку, удаление йода из полученного элюата и очистку элюата. Облученный раствор пропускают порциями через сорбционную колонку с возвратом каждой порции в реактор, после чего удаляют остатки облученного раствора из сорбционной колонки дистиллированной водой. После удаления йода элюат подкисляют и высушивают, высушенный продукт подвергается тонкой очистке из кислого раствора на неорганическом сорбенте. Дистиллированную воду с остатками облученного раствора после промывки сорбционной колонки возвращают в реактор. Устройство для выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора включает сорбционную систему, содержащую, по меньшей мере, одну сорбционную колонку, средство для подачи в сорбционную колонку раствора облученного топлива, содержащего йод, молибден и другие продукты деления, средство для подачи в сорбционную колонку реагента для десорбции молибдена, средство для удаления йода из элюата, полученного из сорбционной колонки, и средство для очистки элюата. Сорбционная система состоит, по меньшей мере, из двух контуров и средства перемещения сорбционной колонки между этими контурами. Первый контур предназначен для сорбции молибдена, а второй - для десорбции молибдена, при этом контур сорбции сообщен с реактором, а контур десорбции сообщен со средством для подачи реагента для десорбции молибдена и средством для удаления йода из элюата. Техническим результатом является чистота конечного препарата Мо-99, сокращение затрат времени на технологический процесс и увеличение производительности установки, повышение радиационной безопасности. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл., 1 пр.

 

Изобретение относится к области радиохимии, а именно, к получению радионуклидов в ядерной технике и может быть использовано для получения изотопов медицинского назначения, в частности молибдена-99 (Мо-99).

На современном уровне развития технологий известно два направления в способах получения изотопа молибден-99 фармацевтического назначения: мишенная технология и растворные реакторы. Мишенная технология заключается в облучении мишени, состоящей из металлического урана-235 (или, в редких случаях, из металлического природного молибдена) в нейтронном потоке. В растворном реакторе само топливо (водный раствор урана) является исходным материалом для наработки молибдена-99. Способ получения молибдена-99 из топлива растворного реактора представляется более выгодным, его преимущество заключается в максимально полном использовании урана (в мишенной технологии порядка 99% урана уходит в отходы) и возможности использования низкообогащенного урана. Оцениваемое количество радиоактивных отходов при использовании растворного реактора также должно быть существенно ниже. Однако на сегодняшний день в мире нет действующих установок для получения изотопа молибден-99 на основе растворного реактора, несмотря на множество патентов в этой области.

Несмотря на то, что мишенная технология и растворные реакторы используют разные методы наработки изотопа молибден-99, многие последующие операции по его выделению и очистке схожи, разница заключается лишь в используемых материалах и условиях проведения технологического процесса.

Известен способ получения молибдена-99 [Патент RU №2575028 «Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов», C01G 39/00, публ. 10.02.2016.]. Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов включает его обработку экстрагентом в присутствии комплексообразователя в виде гидроксамовых кислот, его последующую реэкстракцию и регенерацию экстрагента щелочной обработкой. Реэкстракцию молибдена проводят окислительным реагентом с разрушением гидроксамовых кислот. Обработанный щелочным реагентом экстрагент пропускают через сорбент. В качестве окислительного реагента используют реагенты, образующие при нагревании газообразные продукты: растворы азотной кислоты, хлора, брома или двуокиси азота, или раствор нитрита аммония. В качестве сорбента для регенерации экстрагента после щелочной промывки используют оксид меди (I) в смеси с порошком металлической меди или соли металлов из ряда: Ag, Pb, Hg, Bi, Cu, нанесенные на пористый носитель.

Недостатком этого способа наряду с недостатками, присущими самому методу мишенной технологии, является использование жидкого органического экстрагента, радиационная устойчивость которого в условиях контакта с раствором облученного урана явно недостаточна.

Известен способ получения молибдена-99 [Патент RU №2103756 «Способ выделения изотопов из продуктов деления, получаемых в ядерном реакторе», G21G 4/08, публ. 27.01.1998]. В этом патенте извлечение целевых продуктов деления урана для получения медицинских изотопов, например, Мо-99, обеспечивается способом, включающем введение раствора, а в случае применения реактора с газовым охлаждением, потока газа в абсорбционные колонны с насадкой из оксида алюминия. После того как продукты деления прошли циркуляцию через колонны с насадкой из оксида алюминия, они подвергаются очистке с помощью органических химикатов, которые могут находиться в виде водного раствора. После завершения очистки продукты деления подвергают дополнительной обработке посредством их циркуляции через ионообменные колонны с целью получения медицинских изотопов, например, Мо-99.

Недостаток способа заключается в использовании в качестве сорбента для выделения Мо-99 оксида алюминия, который обладает относительно низкой эффективностью выделения Мо, обусловленной невысоким коэффициентом распределения и неселективностью извлечения. Также способ не рассматривает методы предварительного удаления йода из раствора Мо-99, что может вызвать проблемы при очистке на ионообменных колоннах.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому способу является способ производства молибдена-99 [Патент RU №2548033 «Способ и устройство для экстракции и обработки молибдена-99», C01G 39/00, публ. 10.04.2015]. Способ включает в себя стадии, на которых: подают раствор облученного топлива в экстракционную (сорбционную) систему, причем раствор облученного топлива содержит йод, молибден и другие продукты деления, а экстракционная (сорбционная) система содержит, по меньшей мере, одну экстракционную (сорбционную) колонку с сорбентом; пропускают раствор облученного топлива снизу вверх через, по меньшей мере, одну содержащую сорбент экстракционную (сорбционную) колонку; подают раствор облученного топлива в систему для обработки топлива с помощью, по меньшей мере, одного выпускного переключающего клапана; подают элюат, полученный из экстракционной (сорбционной) колонки, в систему для удаления йода; удаляют йод из элюата, полученного из экстракционной (сорбционной) колонки; очищают элюат, полученный из экстракционной колонки; и собирают очищенный элюат. Далее, собранный таким образом Мо-99 может быть подвергнут дальнейшей очистке.

Способ имеет следующие недостатки:

- на этапе выделения Мо-99 из топливного раствора активная зона реактора полностью сливается в специальную ядерно-безопасную емкость, следствием чего является необходимость повторного (после проведения операции выделения Мо-99) формирования активной зоны, с обязательным выполнением требований правил НП-03-11 и НП-009-17 по скорости и порционности ввода реактивности, что требует значительного времени и, соответственно, радикальным образом уменьшает производительность установки;

- в системе очистки от йода предлагается использовать инертные материалы в качестве матрицы для нанесения соединений серебра, из-за чего данная система очищает элюат только от йода, свободно пропуская другие продукты деления урана, что отрицательно влияет на чистоту конечного продукта и потребует дополнительных операций на стадии очистки.

Известно устройство для производства молибдена-99 [Патент RU №2413020 «Способ и устройство для производства молибдена-99», С22В 34/34, публ. 27.02.2011]. Устройство представляет собой соединенные трубопроводами ядерный растворный реактор и, по меньшей мере, одну сорбционную колонку, сорбирующую Мо-99. Предлагается снабдить устройство, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром для выдержки топливного раствора и соединить трубопроводами с выходным патрубком растворного реактора и входным патрубком, по меньшей мере, одной сорбционной колонки, сорбирующей Мо-99, и еще снабдить, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром для кондиционирования топливного раствора, соединенным трубопроводами с выходным патрубком, по меньшей мере, одной сорбционной колонки, сорбирующей Мо-99, и входным патрубком растворного реактора.

Недостатком устройства является то, что оно выполняет только функцию сорбции Мо-99 на сорбционной колонке из раствора, технические приспособления для десорбции в рамках этого патента не рассматриваются. Кроме того, в данном устройстве используются две ядерно-безопасные емкости - одна для выдержки топливного раствора, а вторая - для его кондиционирования, что приводит к усложнению конструкции и снижению надежности устройства. Вдобавок, как и в патенте [Патент RU №2103756 «Способ выделения изотопов из продуктов деления, получаемых в ядерном реакторе», G21G 4/08, публ. 27.01.1998], требуется проведение длительных ядерно-опасных операций по повторному формированию активной зоны, что существенно снижает производительность установки.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому устройству является устройство для производства молибдена-99 [Патент RU №2548033 «Способ и устройство для экстракции и обработки молибдена-99», C01G 39/00, публ. 10.04.2015.] Устройство для экстракции (выделения) молибдена, содержащее: средство для подачи раствора облученного топлива в экстракционную (сорбционную) систему, причем раствор облученного топлива содержит йод, молибден и другие продукты деления, а экстракционная (сорбционная) система содержит, по меньшей мере, одну экстракционную (сорбционную) колонку с сорбентом; средство для пропускания раствора облученного топлива снизу вверх через, по меньшей мере, одну содержащую сорбент экстракционную (сорбционную) колонку; средство для подачи раствора облученного топлива в систему для обработки топлива с помощью, по меньшей мере, одного выпускного переключающего клапана; средство для подачи элюата, полученного из экстракционной (сорбционной) колонки, в систему для удаления йода; средство для удаления йода из элюата; и средство для очистки элюата.

Недостатками описанного устройства являются:

- переключение потоков (топливного раствора и десорбирующего реагента), проходящих через экстракционную (сорбционную) колонку, осуществляется с помощью выпускного переключающего клапана, что приводит к тому, что часть трубопровода омывается как топливным раствором, так и десорбирующим реагентом, что приводит к загрязнению топливного раствора урана посторонними реагентами и отрицательно влияет на безопасность ядерной установки. Данный клапан, согласно требованиям реакторостроения, должен обладать высоким классом безопасности, что усложняет и удорожает его производство;

- наличие отдельных систем для обработки топлива приводит к тому, что на этапе выделения Мо-99 из топливного раствора активная зона реактора полностью сливается в специальную ядерно-безопасную емкость, следствием чего является необходимость повторного (после проведения операции выделения Мо-99) формирования активной зоны, с обязательным выполнением требований правил НП-03-11 и НП-009-17 по скорости и порционности ввода реактивности, что требует значительного времени и, соответственно, радикальным образом уменьшает производительность установки;

- невозможность разнесения реакторного блока и участка очистки Мо-99 на большие расстояния;

- средство для удаления йода и средство для очистки элюата являются разными устройствами, что увеличивает продолжительность процесса и, как следствие, увеличивает потери Мо-99 за счет радиоактивного распада.

Задача, решаемая заявляемой группой изобретений, заключается в увеличении производительности способа и повышении чистоты конечного продукта при одновременном повышении безопасности работы ядерной установки и рабочего персонала.

Технический результат при использовании заявляемой группы изобретений (способа и устройства) заключается в следующем:

- увеличена вариативность реализации комплекса по наработке Мо-99 благодаря возможности расположения реакторного блока и участка очистки на различных производственных площадках за счет разнесения контуров сорбции и десорбции;

- снижены риски загрязнения препарата молибдена остатками топливного раствора, увеличена эффективность очистки от йода за счет подкисления элюата при высушивании (на этапе лабораторных исследований получен препарат молибдена-99 в виде раствора молибдата натрия, в котором содержание радионуклидных примесей находилось ниже предела обнаружения гамма-спектрометра);

- повышена степень ядерной безопасности установки за счет снижения риска загрязнения топливного раствора и исключения полного опорожнения активной зоны реактора;

- сокращены затраты времени на технологический процесс выделения и очистки Мо-99 и, как следствие, снижены потери Мо-99 за счет радиоактивного распада;

- повышена степень радиационной безопасности и предусмотрены меры снижения дозовых нагрузок на персонал в процессе работы.

Для решения указанной задачи и достижения технического результата заявляется группа изобретений: способ выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора и устройство для выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора.

Способ выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора включает подачу в сорбционную колонку облученного раствора, содержащего йод, молибден и другие продукты деления урана, пропускание всего раствора облученного топлива снизу вверх через сорбционную колонку, подачу десорбирующего раствора на сорбционную колонку, удаление йода из полученного элюата и очистку элюата. Согласно изобретению облученный раствор пропускают порциями через сорбционную колонку, по меньшей мере, один раз с возвратом каждой порции в реактор, после чего удаляют остатки облученного раствора из сорбционной колонки дистиллированной водой, а после удаления йода очищенный элюат подкисляют и высушивают, высушенный продукт подвергают тонкой очистке из кислого раствора на неорганическом сорбенте.

В качестве дистиллированной воды для промывки колонки может быть использован конденсат из системы каталитической регенерации реактора, в этом случае дистиллированную воду с остатками облученного раствора после промывки сорбционной колонки возвращают в реактор для сохранения баланса воды в реакторе.

В качестве десорбирующего раствора для выделения молибдена с сорбционной колонки используют натриевую щелочь с концентрацией 0,2 - 1М.

Удаление йода из элюата осуществляют пропусканием его через серебросодержащий сорбент на основе диоксида титана.

Устройство для выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора включает сорбционную систему, содержащую, по меньшей мере, одну сорбционную колонку, средство для подачи в сорбционную колонку раствора облученного топлива, содержащего йод, молибден и другие продукты деления, средство для подачи в сорбционную колонку реагента для десорбции молибдена, средство для удаления йода из элюата, полученного из сорбционной колонки, и средство для очистки элюата. Согласно изобретению сорбционная система состоит, по меньшей мере, из двух контуров и средства перемещения сорбционной колонки между этими контурами. Первый контур предназначен для сорбции молибдена, а второй - для десорбции молибдена, при этом контур сорбции сообщен с реактором, а контур десорбции сообщен со средством для подачи реагента для десорбции молибдена и средством для удаления йода из элюата.

Сорбционная система может содержать третий контур для удаления оставшихся продуктов деления из сорбционной колонки после десорбции молибдена, при этом третий контур сообщен со средством подачи реагентов и с емкостью для сбора жидких радиоактивных отходов.

Пропускание топливного раствора порциями через сорбционную колонку с возвратом каждой порции в реактор позволяет избежать опорожнения внутреннего объема реактора и, как следствие, отменяет необходимость заново формировать активную зону. Поскольку расход топливного раствора через сорбционную колонку и, соответственно, скорость возврата порции топлива в корпус реактора существенно ниже требуемой правилами НП-009-17 максимально допустимой скорости ввода реактивности 0,07 βэф, длительность процесса сорбции определяется оптимальной скоростью прокачки топлива через сорбционную колонку. Отказ от дополнительных длительных операций существенно увеличивает производительность установки.

Применение в качестве дистиллированной воды конденсата из системы каталитической рекомбинации реактора для промыва сорбционной колонки от остатков топливного раствора позволяет вернуть содержащийся в них уран в реактор, не нарушая баланса воды топливного раствора. Снижение потерь урана из топливного раствора приводит к снижению себестоимости производства за счет того, что нормализация топливного раствора проводится значительно реже.

Преимущество использования в средстве очистки от йода сорбента на основе диоксида титана для нанесения на него соединений серебра вместо инертного носителя заключается в том, что на диоксиде титана будут в значительной степени задерживаться нежелательные продукты деления урана, которые перешли в элюат совместно с молибденом, в то время как сам молибден в щелочной среде на этом сорбенте не задерживается. Таким образом, устройство для очистки от йода также выполняет функцию первичной очистки препарата молибдена от примесей, что положительно сказывается на чистоте конечного продукта и позволяет упростить последующие операции тонкой очистки препарата молибдена-99.

Подкисление элюата молибдена, прошедшего через средство для очистки от йода, позволяет удалить остатки йода, которые переходят в газовую форму при кипячении раствора в кислой форме, чего не происходит при выпаривании щелочного раствора. Данный признак позволяет значительно повысить эффективность очистки конечного продукта от йода.

Выполнение сорбционной системы в виде двух контуров и средства перемещения сорбционной колонки между ними дает устройству два преимущества: во-первых, появляется возможность расположения реакторного блока и участка тонкой очистки на различных площадках, что увеличивает вариативность реализации комплекса по производству молибдена-99; во-вторых, исключается вероятность загрязнения топливного раствора реагентами, использующимися при десорбции молибдена и обработке сорбционной колонки, что повышает безопасность ядерной установки и упрощает процесс нормализации топлива.

Возможность введения третьего контура в сорбционную систему позволяет проводить удаление с сорбционной колонки продуктов деления урана, оставшихся на ней после десорбции молибдена, что упростит процедуру обращения с отработанными сорбционными колонками и, как следствие, снизит себестоимость работы комплекса. В одном из вариантов реализации удаление продуктов деления с сорбционной колонки можно проводить во втором контуре, при этом перенаправление потоков элюата молибдена-99 в средство очистки от йода и обмывочных растворов в баки для жидких радиоактивных растворов осуществляется с помощью переключающего устройства.

На рисунке представлена схема заявляемого устройства для осуществления заявляемого способа (сорбционная колонка находится в гнезде контура сорбции).

На представленной схеме введены следующие обозначения:

1 - растворный реактор;

2 - дозирующее средство для подачи в сорбционную колонку топливного раствора;

3 - сорбционная система;

4 - гнездо контура сорбции;

5 - сорбционная колонка;

6 - гнездо контура десорбции;

7 - средство перемещения колонки;

8 - средство для подачи в сорбционную колонку реагентов для десорбции Мо-99;

9 - средство для удаления йода из элюата;

10 - испаритель;

11 - средство для тонкой очистки элюата;

12 - приемная тара для очищенного продукта Мо-99.

Заявляемый способ осуществляется в следующей последовательности.

Для первичной наработки Мо-99 реактор 1 работает на мощности в течение промежутка времени, при котором достигается максимальная концентрация Мо-99 (скорость наработки молибдена сравняется со скоростью его распада). После прекращения цепной реакции топливо выдерживается в реакторе для охлаждения и распада короткоживущих радионуклидов. Для сокращения потерь молибдена-99 за счет распада время выдержки топлива должно быть минимально необходимым, при котором активность топливного раствора достигает значения, приемлемого для дальнейшей работы.

Затем с помощью дозирующего средства 2 раствор топлива порциями подается снизу вверх через сорбционную колонку 5, находящуюся в гнезде 4 контура сорбции сорбционной системы 3. Колонка 5 заполнена сорбентом, способным селективно поглощать молибден. Каждая порция топливного раствора, проходящая через сорбционную колонку 5, сразу же возвращается в корпус реактора 1, причем объем порции подбирается, исходя из условия полного исключения возможности возникновения ядерной аварии на всех этапах процесса сорбции (ядерно-безопасный объем). Так как топливо в процессе прохождения сорбционной колонки 5 охлаждается, забор топлива из корпуса реактора 1 осуществляется сверху, а возврат - снизу, для того, чтобы минимизировать перемешивающие конвективные потоки в топливном растворе.

Забор следующей порции топлива осуществляется только после завершения возврата предыдущей порции. Поскольку расход топливного раствора через сорбционную колонку 5 и, соответственно, скорость возврата порции топлива в корпус реактора 1 существенно ниже требуемой правилами НП-009-17 максимально допустимой скорости ввода реактивности 0,07 βэф, никаких потерь времени на формирование активной зоны не возникает, и длительность процесса сорбции определяется оптимальной скоростью прокачки топлива через сорбционную колонку 5.

Затем для удаления остатков топливного раствора сорбционную колонку 5 промывают дистиллированной водой. Предпочтителен вариант осуществления устройства, в котором для промывки используется конденсат из системы каталитической регенерации реактора (на рисунке не показано), накопившийся в процессе работы реактора. В этом случае промывочная вода возвращается в корпус реактора 1 для сохранения баланса воды и снижения потерь урана. В данном варианте упрощается процесс нормализации топлива, необходимый для стабильной и безопасной работы установки.

По окончании промывки водой сорбционная колонка 5 перемещается в гнездо 6 контура десорбции сорбционной системы 3 с помощью средства 7 перемещения колонки.

В гнезде 6 осуществляется десорбция Мо-99 с сорбента (на рисунке не показано). Для этого с помощью средства 8 подачи реагентов через сорбционную колонку 5, находящуюся в гнезде 6 контура десорбции, подается щелочной десорбирующий реагент, а полученный элюат по трубопроводу поступает в средство 9 для очистки от йода. Также в гнезде 6 контура десорбции возможна обработка сорбента в колонке 5 различными реагентами как до десорбции Мо-99 (смыв нежелательных продуктов деления), так и после (регенерация сорбента или подготовка его к утилизации).

В случае необходимости расположения реактора 1 и участка со средствами очистки 9 и 11 на больших расстояниях друг от друга, а также в других случаях, когда невозможно организовать передачу элюата молибдена по трубопроводу, можно разнести контуры сорбции и десорбции. В этом варианте контур сорбции расположен в реакторном блоке, а контур десорбции - на участке очистки, при этом перемещение сорбционной колонки 5 между ними осуществляется в транспортном контейнере любым подходящим для этого средством (автотранспорт, рельсовая тележка, конвейерный транспортер и т.п.)

Средство 9 для очистки элюата от йода содержит сорбирующий слой, например, тот же сорбент, что и в сорбционной колонке 5, с тем отличием, что на него нанесены соединения серебра для связывания йода в нерастворимые соединения. Преимущество использования сорбента на основе диоксида титана для нанесения на него соединений серебра вместо инертного носителя заключается в том, что на нем будут в значительной степени задерживаться нежелательные продукты деления урана, которые перешли в элюат совместно с молибденом, в то время как сам молибден в щелочной среде на этом сорбенте не задерживается. Таким образом, средство 9 для очистки от йода также выполняет функцию первичной очистки препарата молибдена от примесей.

Затем щелочной элюат, очищенный от большей части йода и частично очищенный от прочих продуктов деления урана, поступает в испаритель 10. Здесь щелочной раствор переводится в кислую форму и осуществляется его выпаривание досуха. Подкисление необходимо для удаления остатков йода, которые переходят в газовую форму при кипячении раствора в кислой форме. Сухой остаток, представляющий собой соль молибдена, растворяется в кислоте и подается в средство 11 для тонкой очистки элюата, которое является ионообменным устройством для выделения молибдена из раствора. Здесь могут применяться любые радиационно-стойкие ионообменные смолы, обладающие достаточной селективностью к молибдену и высоким коэффициентом распределения.

Очищенный продукт собирается в приемную тару 12.

Пример конкретного исполнения:

Выделение Мо-99 из водного раствора уранилсульфата с концентрацией урана 400 г/л при температуре Тр=50°C происходит на сорбенте сорбционной колонки при прокачке через нее раствора порциями по ~2 л. Большинство продуктов деления урана остается в растворе, в то время как молибден и некоторая часть других продуктов деления сорбируется на зернах сорбента сорбционной колонки, которая является частью сорбционной системы.

Для применения в качестве сорбента наиболее приемлемым является сорбент на основе диоксида титана марки «Термоксид-5М», выпускаемый ЗАО ПНФ "ТЕРМОКСИД". В качестве альтернативных вариантов может быть использован сорбент марки «Термоксид-52М» той же фирмы, либо другие сорбенты на основе неорганических материалов.

После прокачивания 15 порций (объем топливного раствора в реакторе 30 л) колонка промывается порцией дистиллированной воды, накопленной в конденсаторе системы каталитической регенерации при работе реактора на мощности. При этом остатки топливного раствора удаляются из пор сорбента и возвращаются в реактор. Таким образом, сохраняется первоначальный баланс воды и топлива в активной зоне реактора.

По окончании промывки водой внутренний объем сорбционной колонки продувается воздухом для удаления остатков влаги.

После завершения процесса сорбции колонка с помощью средства перемещения колонки, например, штанги-манипулятора, перемещается из гнезда сорбции в гнездо десорбции, в котором через сорбент последовательно прокачиваются следующие реагенты:

- дистиллированная вода для смачивания сорбента и заполнения межзеренного пространства сорбента жидкостью;

- азотная кислота с концентрацией 0,5 М для удаления растворимых в данных условиях продуктов деления урана с сорбента (при этом молибден остается на колонке);

- дистиллированная вода для промывки сорбента от остатков азотной кислоты;

- натриевая щелочь с концентрацией 0,2 М для десорбции молибдена-99 с сорбента (при этом некоторые продукты деления переходят в раствор совместно с молибденом);

- дистиллированная вода для промывки сорбента и трубопроводов и сбора остатков раствора с десорбированным молибденом-99.

Все пропускаемые через сорбент растворы из второго гнезда сорбционной установки поступают по трубопроводу в радиохимическую лабораторию, раствор десорбированного щелочью молибдена-99 собирается в емкость для дальнейшей очистки, промывные растворы отправляются на утилизацию жидких радиоактивных отходов.

После чего сорбционная колонка вновь продувается воздухом для осушения и отправляется в хранилище для выдержки, в течение которой распадаются короткоживущие продукты деления, оставшиеся на зернах сорбента.

Для снижения общего радиоактивного излучения от облученного раствора, а также соблюдения требований по чистоте продукта необходимо провести его очистку от радиоактивного йода, т.к. он вносит наибольший вклад в активность раствора среди всех продуктов деления, которые из топливного раствора переходят совместно с молибденом в элюат.

Для этого полученный на предыдущей операции раствор поступает в средство для удаления йода из элюата и пропускается через йодный фильтр, который представляет собой тот же сорбент, что и на операции выделения молибдена из топливного раствора, но содержащий соединения серебра для связывания йода в нерастворимые соединения. Применение в йодном фильтре того же сорбента вместо инертного носителя позволяет одновременно с удалением йода задержать часть других продуктов деления, снизив их содержание в рабочем растворе.

Очищенный от йода раствор поступает в испаритель, где щелочной раствор переводится в кислую форму и осуществляется его выпаривание и сушка. В сухом виде он поступает на стадию тонкой очистки.

Для получения конечного препарата, соответствующего заявленным требованиям, проводится финальная очистка, заключающаяся в выделении молибдена-99 из кислого раствора на неорганическом сорбенте.

На этой стадии могут применяться те же сорбенты, что и на стадии выделения молибдена из топливного раствора, однако для более качественной очистки молибдена необходимо проводить сорбцию из другого растворителя, например, азотной кислоты.

Для этого сухой препарат, полученный на предыдущей стадии, растворяется в выбранном растворителе и пропускается через сорбционную колонку, на которой происходит выделение молибдена. Затем проводится десорбция молибдена с получением конечного продукта, готового к упаковке в транспортный контейнер. При необходимости может быть произведена расфасовка раствора на отдельные порции.

К препарату молибдена, применяемому в радиофармацевтике в качестве промежуточного сырья для получения Тс-99m, предъявляют общепринятые требования, приведенные в таблице 1.

Заявляемый алгоритм проведения технологических операций по выделению и очистке Мо-99 был отработан на лабораторном макете установки со следующими параметрами:

- модельный топливный раствор - 370 г/л по U, 0,167 мг/л по Мо, рН=1,06, 30 мл;

- сорбент - «Термоксид-5М», 1 мл;

- промывочный раствор - дистиллированная вода, 15 мл;

- десорбирующий реагент - 0,2М NaOH, 30 мл;

- поглотитель йода - «Термоксид-5М», модифицированный серебром, 1 мл.

В результате отработки на лабораторном макете был получен препарат Мо-99, содержащий 90% от исходного Мо в форме раствора молибдата натрия, в котором присутствие радионуклидных примесей находится ниже предела обнаружения гамма-спектрометра, что позволяет прогнозировать работоспособность заявляемого способа и возможность достижения качества конечного продукта, соответствующего приведенному в таблице 1.

Совокупность признаков заявляемых способа и устройства позволяет получить указанный технический результат, а именно, повышение вероятности достижения чистоты конечного препарата Мо-99 в соответствии с предъявляемыми к нему требованиями в радиофармацевтике; снижение потерь Мо-99 за счет уменьшения затрат времени на выполнение операций; повышение радиационной безопасности персонала в процессе работы; увеличение вариативности реализации комплекса.

1. Способ выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора, включающий подачу в сорбционную колонку облученного раствора, содержащего йод, молибден и другие продукты деления урана, пропускание раствора облученного топлива снизу вверх через сорбционную колонку, подачу десорбирующего раствора на сорбционную колонку, удаление йода из полученного элюата и очистку элюата, отличающийся тем, что облученный раствор пропускают порциями через сорбционную колонку, по меньшей мере, один раз с возвратом каждой порции в реактор, после чего удаляют остатки облученного раствора из сорбционной колонки дистиллированной водой, а после удаления йода элюат подкисляют и высушивают, высушенный продукт подвергается тонкой очистке из кислого раствора на неорганическом сорбенте.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве дистиллированной воды для промывки колонки используют конденсат из системы каталитической регенерации реактора.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что десорбция молибдена с сорбционной колонки осуществляется натриевой щелочью с концентрацией 0,2-1М.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что дистиллированную воду с остатками облученного раствора после промывки сорбционной колонки возвращают в реактор.

5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что удаление йода из элюата осуществляют пропусканием его через серебросодержащий сорбент, например, на основе диоксида титана.

6. Устройство для выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора, включающее сорбционную систему, содержащую, по меньшей мере, одну сорбционную колонку, средство для подачи в сорбционную колонку раствора облученного топлива, содержащего йод, молибден и другие продукты деления, средство для подачи в сорбционную колонку реагента для десорбции молибдена, средство для удаления йода из элюата, полученного из сорбционной колонки, и средство для очистки элюата, отличающееся тем, что сорбционная система состоит, по меньшей мере, из двух контуров и средства перемещения сорбционной колонки между этими контурами, первый контур предназначен для сорбции молибдена, а второй - для десорбции молибдена, при этом контур сорбции сообщен с реактором, а контур десорбции сообщен со средством для подачи реагента для десорбции молибдена и средством для удаления йода из элюата.

7. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что сорбционная система содержит третий контур для удаления оставшихся продуктов деления из сорбционной колонки после десорбции молибдена, при этом третий контур сообщен со средством подачи реагентов и с емкостью для сбора жидких радиоактивных отходов.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ производства трихлорида лютеция-177 включает изготовление мишени путем растворения стартового материала оксида лютеция-176 в азотной кислоте при температуре 90°С, дозирования полученного материала в кварцевую ампулу, выпаривания материала из ампулы до сухого состояния при температуре 110°С, запайки кварцевой ампулы в вакууме и помещения ампулы в мишень, выполненную в виде алюминиевой капсулы, облучение мишени в реакторе в течение 10 эффективных суток, после облучения алюминиевую капсулу дезактивируют азотной кислотой концентрацией 6 моль/л в течение 10 мин, промывают дистиллированной водой, вскрывают, извлекают кварцевую ампулу, дезактивируют азотной кислотой концентрацией 4 моль/л в течение 40 мин при температуре 70°С, промывают дистиллированной водой и высушивают, измеряют уровень загрязнения поверхности кварцевой ампулы методом мазка, затем дезактивированную кварцевую ампулу помещают в защитный бокс, где производят повторную дезактивацию и повторно измеряют уровень загрязнения поверхности кварцевой ампулы, в случае если уровень загрязнения не превышает 185 Бк, кварцевую ампулу надрезают по окружности абразивным инструментом, промывают и вскрывают, затем сухой осадок лютеция-177 в кварцевой ампуле растворяют в соляной кислоте с концентрацией 0,1 моль/л, затем извлекают и дозируют во флаконы, упаковывают в контейнеры для транспортировки потребителю.
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при радиотерапии с использованием радиоактивных источников. Закрытый источник ионизирующего излучения содержит последовательно соединенные между собой герметичные капсулы с размещенной в каждой капсуле радиоактивной вставкой с радиоактивным веществом на ней, при этом герметичные капсулы соединены между собой путем последовательного оплетения нескольких герметичных капсул хирургической рассасывающейся нитью, причем размещенная в каждой герметичной капсуле радиоактивная вставка выполнена в виде металлической трубки из серебра или стали, покрытой слоем серебра с толщиной стенки металлической трубки, не превышающей значения обратной величины взвешенного по спектру излучения среднего коэффициента линейного ослабления излучения веществом металлической трубки или из куска серебряной проволоки, радиоактивное вещество равномерно нанесено на поверхность металлической трубки или на кусок серебряной проволоки, герметичная капсула образована отрезком трубки из титанового сплава и приваренными к нему лазерной сваркой торцевыми стенками.

Изобретение относится к области радиохимии, в частности к способу получения технеция-99m для медицины. Способ изготовления хроматографического генератора технеция-99m из облученного нейтронами молибдена-98 включает обработку оксида алюминия кислотой до полного прекращения ее взаимодействия с оксидом алюминия, внесение навески подготовленного оксида алюминия в хроматографическую колонку и нанесение на него раствора молибдена, при этом подачу раствора молибдена в колонку производят в направлении снизу вверх в противоток последующему элюированию технеция-99m.

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ получения радионуклида 177Lu включает изготовление мишени, содержащей лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 176Lu, облучение нейтронами мишени, с последующим выделением целевого радионуклида 177Lu, полученного в результате реакции 176Lu(n, γ)177Lu .

Изобретение относится к способу получения высокочистых соединений 177Lu, свободных от носителя, для медицинских целей и/или диагностических целей. Способ получения соединений 177Lu из соединений l76Yb, облучаемых тепловыми нейтронами, включает введение в первую колонку, заполненную катионообменным материалом, исходных веществ, растворенных в минеральной кислоте и содержащих l77Lu и 176Yb в примерном массовом соотношении от 1:102 до 1:1010, замену протонов катионообменного материала на ионы аммония с использованием раствора NH4Cl, промывку катионообменного материала водой, соединение выходного отверстия первой колонки и входного отверстия второй колонки, введение воды и хелатообразующего агента во входное отверстие первой колонки, чтобы элюировать соединения 177Lu из первой и второй колонок, определение уровня радиоактивного излучения на выходе второй колонки для подтверждения элюирования соединений 177Lu, сбор первого элюата 177Lu из выходного отверстия второй колонки в сосуд, протонирование хелатообразующего агента, загрузка конечной колонки путем непрерывной подачи полученного элюата l77Lu во входное отверстие конечной колонки, промывку от хелатообразующего агента разбавленной минеральной кислотой, удаление следов ионов других металлов из раствора l77Lu путем промывки катионообменного материала конечной колонки минеральной кислотой в разных концентрациях и элюирование ионов 177Lu из конечной колонки с помощью высококонцентрированной минеральной кислоты.

Заявленное изобретение относится к химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения. В заявленном способе предусмотрен процесс выделения молибдена-99 из раствора облученной урановой мишени на стадии концентрирования и аффинажа с целью получения препарата молибден-99.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины. Способ получения радиоизотопа 99Mo включает облучение потоком нейтронов мишени с последующим выделением целевого радиоизотопа, образующегося в результате 98Mo(n,γ)99Mo реакции.

Изобретение относится к технике для ядерной медицины, в частности к изготовлению изотопных генераторов. Генератор рубидия-82 включает защитный от ионизирующего излучения корпус, внутри полости которого размещена емкость с разъемным защитным вкладышем из вольфрама или вольфрамового сплава, генераторной колонкой и подводящей и отводящей трубками, размещенными во внутренних пазах разъемного вкладыша, при этом крышка корпуса снабжена предохранительной полостью для сбора утерянной жидкости.

Заявленное изобретение относится к средствам сублимационной очистки соли молибдена-99, и может найти применение в технологии очистки 99Мо, например, для ядерной медицины, от всех активных и неактивных примесей с использованием процесса сублимации с помощью лазерного излучения.

Изобретение относится к источнику ионов. Устройство включает в себя камеру, расположенную вокруг продольной оси и содержащую газ, систему магнитного удержания, предназначенную для создания магнитного поля в области удержания в камере, возбудитель электронно-циклотронного резонанса, который создает переменное во времени электрическое поле, которое возбуждает циклотронное движение электронов, находящихся в области удержания, причем возбужденные электроны взаимодействуют с газом, образуя удерживаемую плазму.

Изобретение относится к системе обработки облучаемых мишеней. Предусмотрено введение облучаемых мишеней (16) в трубу (14) контрольно-измерительной аппаратуры в активной зоне (10) ядерного реактора и для извлечение их оттуда, причем система содержит: систему (38) извлечения мишеней, которая содержит выходной канал (40) мишеней, выполненный для соединения с контейнером (42) для хранения мишеней и с выпускной системой (44), систему (46) введения мишеней, которая содержит устройство (84) закладки мишеней, трубу (86) удержания мишеней и устройство (88) отклонения мишеней, соединенное с устройством (84) закладки мишеней, трубой (86) удержания мишеней и системой (38) извлечения мишеней.

Изобретение относится к способу изготовления мишеней для облучения, предназначенных для получения радиоактивного изотопа в трубчатых измерительных каналах энергетического ядерного реактора.

Изобретение относится к способу изготовления мишеней для облучения, предназначенных для получения радиоактивного изотопа в трубчатых измерительных каналах энергетического ядерного реактора.

Изобретение относится к системе получения радионуклидов. Предусмотрено наличие трубной системы, выполненной для обеспечения введения облучаемых мишеней в палец контрольно-измерительного оборудования ядерного реактора и удаления их оттуда, и системы привода облучаемых мишеней, выполненной для введения облучаемых мишеней в палец контрольно-измерительного оборудования и для удаления облучаемых мишеней из пальца контрольно-измерительного оборудования.

Изобретение относится к ядерной энергетике и лазерной измерительной технике и предназначено для использования в ядерных энергетических реакторах типа РБМК и ВВЭР для оперативного измерения физических характеристик теплоносителя, в частности измерения паросодержания в теплоносителе в активной зоне ядерных реакторов с водным теплоносителем.

Изобретение относится к способу изготовления мишеней для наработки изотопа 99Мо. Способ изготовления мишени для наработки изотопа 99Мо включает изготовление сердечника на основе фольги, который формируют путем послойной укладки биметаллической фольги или ее навивки на основу из циркония или его сплавов.

Изобретение относится к комплексу ядерных растворных реакторов. В данном комплексе предусмотрено одновременное применение трех технологических петель: для ускорения сорбции и десорбции топливного раствора в трех сорбционных колонках.

Изобретение относится к ядерной технологии и предназначено для получения радиоактивных изотопов, применяемых в медицине. Мишень (7) для получения радиоизотопа состоит из оболочки (9), оснащенной входным (2) и выходным (3) патрубками для подвода и отвода промывной жидкости, и помещенного в полость оболочки облучаемого нейтронами материала (8) с открытой пористостью, нерастворимого в промывной жидкости.

Изобретение относится к атомной энергетике и касается конструкции канала технологического совмещенного (КТС), содержащего тепловыделяющие и поглощающие элементы.

Изобретение относится к области атомной техники, а именно к конструкции мишеней для наработки изотопа Мо-99 и его выделения. Заявленная мишень для наработки изотопа Мо-99 содержит сердечник из уран-алюминиевого сплава и алюминиевую оболочку, выполнена в виде стержня, имеющего в сечении форму симметричного многогранника с гранями одинаковой ширины или круга, герметизирована с обоих торцов заглушками с поперечными размерами и формой, аналогичными размерам и форме внутренней полости оболочки в каждом сечении по длине заглушек.

Изобретение относится к получению соединений с углеродом и может быть использовано в водородной энергетике. Устройство для получения порошка, содержащего карбид молибдена, содержит камеру 1 из диэлектрического материала с крышкой 2 вверху, внутри которой горизонтально и соосно размещены цилиндрические графитовые анод 9 и катод 5.

Изобретение относится к получению изотопов медицинского назначения, в частности Мо-99. Способ включает подачу в сорбционную колонку облученного раствора, содержащего йод, молибден и другие продукты деления урана, пропускание раствора облученного топлива снизу вверх через сорбционную колонку, подачу десорбирующего раствора на сорбционную колонку, удаление йода из полученного элюата и очистку элюата. Облученный раствор пропускают порциями через сорбционную колонку с возвратом каждой порции в реактор, после чего удаляют остатки облученного раствора из сорбционной колонки дистиллированной водой. После удаления йода элюат подкисляют и высушивают, высушенный продукт подвергается тонкой очистке из кислого раствора на неорганическом сорбенте. Дистиллированную воду с остатками облученного раствора после промывки сорбционной колонки возвращают в реактор. Устройство для выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора включает сорбционную систему, содержащую, по меньшей мере, одну сорбционную колонку, средство для подачи в сорбционную колонку раствора облученного топлива, содержащего йод, молибден и другие продукты деления, средство для подачи в сорбционную колонку реагента для десорбции молибдена, средство для удаления йода из элюата, полученного из сорбционной колонки, и средство для очистки элюата. Сорбционная система состоит, по меньшей мере, из двух контуров и средства перемещения сорбционной колонки между этими контурами. Первый контур предназначен для сорбции молибдена, а второй - для десорбции молибдена, при этом контур сорбции сообщен с реактором, а контур десорбции сообщен со средством для подачи реагента для десорбции молибдена и средством для удаления йода из элюата. Техническим результатом является чистота конечного препарата Мо-99, сокращение затрат времени на технологический процесс и увеличение производительности установки, повышение радиационной безопасности. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл., 1 пр.

Наверх