Способ отделения нептуния от америция

 

союз советсних социмистических

РЕСПУБЛИК (l9) (fl) с 01 с 56100

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ HOMNTET

ПО ИЗОЫРЕТЕнияМ И ОтИРЫтилы пРИ Гинт сссР (21) 201 7562/26 (22) 22. 04. 74 (46) l5.05 92. Бюл. М 18 (71) Институт геохимии и аналитической химии им,В.И.Вернадского (72) С.С.Травников, А.В.Давыдов, Б,Ф.Мясоедов и l0.Ï.Hîâèêoâ (53)- 546,799.3..05(088.8) (54)(57) СПОСОБ ОТДЕЛЕНИЯ НЕПТУНИЯ

Изобретение относится к способам разделения радиоактивных изотопов и их получения в радиохимически чистом состоянии, в частности к способу от( деления нептуния от америция возгонкой хлорида с цельюполучения изотопного генератора нептуна-239 из аме" риция-243. Изотоп нептуний-239 используют в качестве радиоактивного индикатора при проведении научно-исследовательских работ и аналитическом контроле.

Известно, что отделение нептуния от америция производится экстракционными и хроматографическими методами.

Однако применение указанных методов для многократного выделения нептуния-239 из одного и того же раствора америция-243 ограничено из-за радиолитических эффектов, которые приводят к изменению химического саста" ва раствора и соответственно формы нахождения нептуния в исходном раст" воре америция-243. Кроме того, химический состав полученных растворов нептуния-239 и форма нахождения в

ОТ ИИЕРИЦИЯ возгонкой хлоридов, о тличающийся тем, что, сце-t лью получения изотопного генератора нептуния-239 из америция-243, кварцевую подложку обрабатывают раствором соли редкоземельного элемента, прокаливают при температуре о ф

700-800 С и наносят раствор соли америция-243. них нептуния, которые определяются использованной методикой выделения, ..не всегда приемлем для дальнейшей работы с изотопом.

Известно, что нептуний отделяют от 3 других элементов, в частности от плутония, методом фракционной возгонки хлоридов, используя различие в летучести их хлоридов. При пропускании над образцом, содержащим нептуний и 2 плутоний, инертного газа, насыщенного парами хлорирующего агента, на- р пример четыреххлористого углерода, образуются тетрахлорид нептуния и трихлорид плутония. При 600ОС тетрахлорид нептуния возгоняется на 903, а трихлорид плутония и трихлориды трансплутониевых. элементов остают- О ся на подложке. Этот метод нецелесообразно использовать для много- д кратного выделения.нептуния из одФ ного и того же образца америция .с целью получения изотопного генератора нептуния-239 из-за взаимодействия исходных веществ и продуктов хлорирования с кварцевой подложкой,, ехредИЛоргенталКорректор g,Зрдейи

Редактор О,филиппова

За ><а."; 2436 Тираж Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета по изобретениям и открытиям при i КИТ СССР

113035, Москва, Ж-3 5, Раушская нвб., д. 4/5

Производственно-издательский комбинат Патент", г.ужгород, ул. Гагарина,101

49 в резуль>ате чего выход н-зптуния с ><а, дой h080!1 возгонкой значитель но уменьшается, С целью получения изотопного генератора нептуния-239 из америция-24 >Ä по предлагаемому способу кварцевую подложку обрабатывают раствором соли редкоземельного элемента, прокаливают при 700-800 С и наносят раствор соли америция-243, Приготовленный образец после высушивания под ИК-лампой хлорируют известным способом.

В результате обработки поверхности кварца растворами солей редкоземельHb!x.ýëàìåíтов, близких по свойствам и америци>о, с последующим прокаливанием при 700-800 С она покрывается пленкой окислов и силикатов редкоземельных элементов, что приводит к подавлению взаимодействия соединений америция и нептуния с кварцем и соответственно к стабилизации максимального выхода нептуния-239 из америция-243 при его многократном выделении.

Предложенный способ применим для многократного .выделения нептуния-239 из одного и того же образца амери" ция-243, содержание которого вобразце может составлять от индикаторных когичеств до нескольких миллиграммов.

Выделению нептуния-239 не мешает присутствие в образце щелочноземельных.. редкоземельных и трансплутониевых элементов. Коэффициент очист><и нептуния от америция, а также от редкоземельных и других трансплутониевых ф элементов более: 0

92

Пример. На кварцевую лодочку размером 40х6><4 мм наносят раствор хлорида или нитрата редкоземельного элемента (желательно лантана), содер>кащий 2 мг по металлу, высушивают под

ИК-лампой и прокаливают 40 мин при

<>

750 С„На обработанную таким образом подлож><у наносят азотнокислый или солянокислый раствор америция-243 и высушивают под ИК-лампой. Затем лодочку с образцом америция-243, зафиксированную в кварцевой трубке (внутренний диаметр 6 мм), помещают по середине трубчатой печи (длина

1)0 мм) . Лечь насажена на медную трубку для выравнивания теплового режима, Далее через трубку пропуска>от аргон, насыщенный .парами тионилхло2О рида (температура насыщения 20ОС)» со скоростью 1,0 л/ч и включают нагрев печи, Через 60 мин при 670 С хлорид нептуния количественно возгоняется и собирается на кварцевой трубке-вставке (внешний диаметр

- 6 мм, длина 70 мм), которая герметично вставлена в основную кварцевую трубку так, что один конец ее входит в печь на 20 мм. По окончании

3у опыта трубку-вставку вынимают и для десорбции нептуния-239 обрабатывают растворами азотной ипи соляной кислоты с концентрацией более 0,2 Н при

50 С в течение 10 мин: Выход нептуния-239 при пятикратном выделении из

35 одного и того же образца америция243 составляет 96-984 от равновесного колич ест ва .

Способ отделения нептуния от америция Способ отделения нептуния от америция 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области получения соединений для топлива ядерных реакторов, в частности к очистке урана от плутония

Изобретение относится к области технологии получения соединений для производства топливных элементов ядерных реакторов, в частности трифторида плутония
Изобретение относится к способу переработки оружейного плутония и может быть использовано в технологии приготовления ядерного топлива для энергетических реакторов на основе оксидов плутония

Изобретение относится к способу совместного селективного восстановления ионов Pu и Np в азотнокислых растворах и может быть использовано при отделении этих элементов от урана в химической технологии переработки отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к способу и устройству для растворения порошка, состоящего из смеси оксидов урана, плутония и/или смешанных оксидов урана и плутония

Изобретение относится к технологии изготовления топлива для реакторов, работающих на быстрых, тепловых и промежуточных нейтронах
Наверх