CN103301652B - 一种含镓放射性溶液的分离装置 - Google Patents
一种含镓放射性溶液的分离装置 Download PDFInfo
- Publication number
- CN103301652B CN103301652B CN201310215354.3A CN201310215354A CN103301652B CN 103301652 B CN103301652 B CN 103301652B CN 201310215354 A CN201310215354 A CN 201310215354A CN 103301652 B CN103301652 B CN 103301652B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- chromatographic column
- level
- radioactive solution
- acid
- valve
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
Landscapes
- Treatment Of Liquids With Adsorbents In General (AREA)
Abstract
本发明公开了一种含镓放射性溶液的分离装置,包括储液槽单元、色层分离单元、废液收集器、产品收集器、联接管路、阀门和输送泵;其中储液槽单元包括一级淋洗液储液槽、含镓放射性溶液储液槽、二级淋洗液储液槽和解吸液储液槽;色层分离单元包括P204色层柱和Al2O3色层柱级联组成的吸附柱组、TBP色层吸附柱和活性炭粉与Al2O3色层粉的复合吸附柱;采用本发明的分离装置分离富含裂变产物和活化产物镓的放射性溶液,镓的回收率为80%至90%,对裂变产物的去污因子优于104,分离流程可在2小时以内完成。
Description
技术领域
本发明属于活化产物放化分离技术领域,具体公开了一种裂变产物中活化产物镓(Ga)的快速分离方法。
背景技术
活化产物分析是核燃料裂变过程中中子能谱分析的常用方法之一。通过分析活化产物的含量和种类可以间接测定核裂变过程的中子通量和中子能量。铀钚等可裂变材料是最常用的核燃料,在钚材料中为了增加其可加工性,通常需要添加金属镓(Ga),其含量在1%左右。镓存在两种天然同位素Ga-69(丰度60.11%)和Ga-71(丰度39.89%),在核燃料裂变过程中,镓可以产生的活化反应主要有(n,γ)和(n,2n)反应。其相应的活化产物为:Ga-67(半衰期3.2612天),Ga-68(半衰期67.63分钟),Ga-70(半衰期21.14分钟小时)和Ga-72(半衰期14.1小时)等。因镓与钚材料形成具有均匀的混合体,是钚材料裂变过程中中子能量监测的最有利介质,可应用于钚材料裂变过程中高能中子的分析测定。
在钚材料的裂变过程中,将产生大量的裂变产物,其中Nd-147、Ba-140、La-140、Te-132、I-132、I-131、Zr-95、Nb-95、Ce-141、Ce-143、Ce-144、Mo-99、Tc-99m、Ru-103和Rh-105等是产额较大的裂片核素,是镓活化产物分析的主要影响因素。这些裂片核素与少量的镓活化产物共存,且活度远远大于镓活化产物。采用高纯锗(HPGe)γ能谱法无法直接测量镓活化产物的活度。建立裂变产物中镓活化产物的快速分离方法,消除裂变产物的干扰,成为镓活化产物分析的关键。文献(M.Douglas等.Separation and quantification of chemically diverseanalytes in neutron irradiated fissile materials.J Radioanal Nucl Chem(2009)282:63-68.)曾报道了使用TRU树脂,阳离交换树脂,离子色谱草酸梯度淋洗从裂变产物中分离Ga-72的方法,该分离方法使用了多级淋洗剂浓度的转换和梯度淋洗,分离流程冗长。在镓产品溶液中仍然存在4-10%的105Rh以及不大于2%的裂变产物干扰,该分离方法不能满足镓活化产物作为中子能谱分析的技术要求。
发明内容
本发明所要解决的技术问题在于针对上述现有技术中的不足,提供一种含镓放射性溶液的分离装置。采用该分离装置,在富含裂变产物的放射性溶液中活化产物镓可以自动得到放化分析纯度的γ放射性测量源,并具有分离步骤简单特点,并大大提高镓的回收率以及裂变产物的去污因子。
为解决上述技术问题,本发明采用的技术方案是:一种含镓放射性溶液的分离装置,其特征在于,包括储液槽单元、色层分离单元、废液收集器、产品收集器、联接管路、阀门和输送泵,所述的储液槽单元包括含镓放射性溶液储液槽、一级淋洗液储液槽、二级淋洗液储液槽和解吸液储液槽;
上述一种含镓放射性溶液的分离装置,色层分离单元包括第一级色层吸附柱、第二级色层吸附柱和第三级色层吸附柱,其中第一级级色层柱为磷酸二2-乙基己基酯(P204)色层柱和Al2O3色层柱级联组成的吸附柱组,或者为P204色层粉、Al2O3色层粉装填在同一只吸附柱的复合吸附柱;所述的第二级色层吸附柱为磷酸三丁基酯(TBP)色层吸附柱;所述的第三级色层吸附柱为活性炭粉与Al2O3色层粉装填在同一只吸附柱的复合吸附柱;
其中含镓放射性溶液储液槽和一级淋洗液储液槽通过阀门和输送泵与所述第一级色层吸附柱的进口端管路联接;第二级淋洗液储液槽和解吸液储液槽通过阀门和输送泵与所述第二级色层吸附柱的进口端管路联接;第一级色层吸附柱的出口端通过阀门与所述第二级色层吸附柱的进口端管路联接;第二级色层吸附柱的出口端通过阀门分别与废液收集器和所述第三级色层吸附柱进口端管路联接;第三级色层吸附柱的出口端与产品收集器管路联接。
上述一种含镓放射性溶液的分离装置中,阀门为电磁阀,输送泵为蠕动泵。
上述一种含镓放射性溶液的分离装置中,含镓放射性溶液为含镓放射性样品溶解于酸形成的水性放射性溶液。
上述一种含镓放射性溶液的分离装置中,酸为硝酸、盐酸、高氯酸或上述酸的组合。
上述一种含镓放射性溶液的分离装置中,酸的浓度为1.0至4.0mol/L。
上述一种含镓放射性溶液的分离装置中,淋洗液为硝酸、盐酸或上述酸的组合,
上述一种含镓放射性溶液的分离装置中,解吸液为硝酸、盐酸或上述酸的组合。
上述一种含镓放射性溶液的分离装置中,淋洗液的浓度为含酸1.0至4.0mol/L。
上述一种含镓放射性溶液的分离装置中,解吸液的浓度为含酸0.1至1.0mol/L。
上述一种含镓放射性溶液的分离装置中,电磁阀和蠕动泵通过微机控制,实现分离过程的自动控制。
本发明具有的有益效果如下:
1、本发明的快速分离方法有效组合了各色层分离柱料液的输入输出条件,使其前一色层分离柱的流出液直接成为下一色层柱的输入液,避免了不同分离柱间溶液介质的转换过程,不仅可以减少分离流程的用时,而且也为流程的自动化控制奠定了基础。
2、本发明的快速分离方法中各分离单元功能明确,过程简单,易于控制和调整,分离、纯化、制源等过程一步完成,整个流程的分离时间可以在2小时内完成。
3、本发明的快速分离方法从原始放射性料液的吸取到制备活化指示剂镓γ放射性测量源的整个分离过程可以由微机程序自动控制,中间不需要人为干预,可以显著减少操作人员的受照射剂量。
4、本发明的快速分离方法与现有方法比较实现了活化产物镓的程序控制自动分离;活化产物镓的回收率高,可以达到80%至90%;对常见裂变产物的去污因子优于104。
附图说明
图1为本发明活化产物镓的快速分离方法流程及装置示意图。
图2为本发明实施例中使用的含镓和裂片核素的原始溶液γ放射性能谱图。
图3为用本发明流程分离得到的活化产物镓γ放射性能谱图。
图4为本发明分离流程装置框图。
附图标记如下:
1-一级淋洗液储液槽,2-含镓放射性溶液储液槽,3-二级淋洗液储液槽,4-解吸液储液槽,5-P204色层柱,6-Al2O3色层柱,7-第二级色层吸附柱,8-第三级色层吸附柱,9-废液收集器,10-产品收集器,11-输送泵,12-阀门,201-第一级色层吸附柱。
具体实施方式
如图1所示,本发明的含镓放射性溶液的分离装置,包括储液槽单元、色层分离单元、废液收集器9、产品收集器10,上述单元和器件之间采用管路联接,并在管路中配置了相应的阀门12和输送泵11。
储液槽单元包括一级淋洗液储液槽1、含镓放射性溶液储液槽2、二级淋洗液储液槽3和解吸液储液槽4,分别与对应的色层吸附柱联接,并实现不同的功能;
色层分离单元包括第一级色层吸附柱201、第二级色层吸附柱7和第三级色层吸附柱8,其中的第一级级色层柱201为P204色层柱5和Al2O3色层柱6级联组成的吸附柱组,两个吸附柱也可以进行先后调换顺序,或者或者为P204色层粉、Al2O3色层粉装填在同一只吸附柱的复合吸附柱。第二级色层吸附柱7为TBP色层吸附柱;第三级色层吸附柱8为活性炭粉与Al2O3色层粉装填在同一只吸附柱的复合吸附柱;
上述储液槽和色层吸附柱之间的联接关系为:含镓放射性溶液储液槽2和一级淋洗液储液槽1通过阀门12和输送泵11与第一级色层吸附柱201的进口端联接;第二级淋洗液储液槽3和解吸液储液槽4通过阀门12和输送泵11与第二级色层吸附柱7的进口端联接;第一级色层吸附柱201的出口端通过阀门12与第二级色层吸附柱7的进口端管路联接;第二级色层吸附柱7的出口端通过阀门12则分别与废液收集器9和第三级色层吸附柱8进口端管路联接;第三级色层吸附柱8的出口端则与产品收集器10联接。
作为一种优选的实施方式,管路采用硅胶管,阀门12均为电磁阀,输送泵11均为蠕动泵,这样可以将电磁阀和蠕动泵通过微机控制,实现分离过程的自动控制,减小分离中放射性元素辐射对人体的影响。其中蠕动泵使用软管外挤压方式输送分离用液体,并通过蠕动泵的转速控制液体的流量和流速。
本发明分离装置的分离步骤为:
第一步:分离前制备
1.1配置含镓放射性溶液
将含镓放射性样品溶解于硝酸和盐酸、高氯酸或上述酸的组合,形成水性的放射性溶液,其中酸的浓度为1.0至4.0mol/L。
1.2配制淋洗液;
所述淋洗液为酸溶解于水形成的酸性水溶液;其中酸为硝酸和盐酸、高氯酸或上述酸的组合,酸的浓度为1.0至4.0mol/L。
1.3配制解吸液;
所述解吸液为酸溶解于水形成的酸性水溶液;其中酸为硝酸和盐酸、高氯酸或上述酸的组合,酸的浓度为0.1至1.0mol/L。
作为一种优选方式,步骤1.1、1.2和1.3中酸的种类相同。
1.4第一级色层吸附柱装填,如前所述,第一级色层柱可以为P204色层柱和Al2O3色层柱级联组成的吸附柱组,其中P204色层柱和Al2O3色层柱可以进行顺序呼唤,也可以为P204色层粉与Al2O3色层粉装填在同一只吸附柱的复合吸附柱。
1.5第二级色层吸附柱装填TBP粉;
1.6第三级色层吸附柱装填活性炭粉与Al2O3色层粉,形成同一只复合吸附柱;
其中P204色层柱主要用于实现Ga与Mo、Zr的分离,Al2O3色层柱主要用于实现Ga与Te的分离,TBP萃取色层柱主要用于实现Ga与Nd、Ba、La、Zr、Nb、Ce、Rh和Ru等的分离,Al2O3和活性炭混合色层柱主要用于实现Ga与微量干扰核素(Mo、Te、Nb、Rh、Ru、Tc、I)等的进一步分离;
第二步:使用蠕动泵输运和电磁阀选通的方式,将含镓放射性溶液依次通过第一级色层吸附柱和第二级色层吸附柱进行分离吸附,流出液作为废液收集;
第三步:使用蠕动泵输运和电磁阀选通的方式将,将淋洗液依次经过第一级色层吸附柱和第二级色层吸附柱进行淋洗、吸附和分离,流出液作为废液收集;
第四步:使用蠕动泵输运和电磁阀选通的方式将,将淋洗液经过第二级色层吸附柱进行进一步的淋洗、吸附和分离,流出液作为废液收集;
第五步:使用蠕动泵输运和电磁阀选通的方式将,将解吸液依次经过第二级色层吸附柱和第三级色层吸附柱进行解吸分离,流出液即为活化产物镓的γ放射性溶液,可以作为γ放射性测量源,用于γ放射性的测量。
上述装置和方法中,镓为69Ga(n,2n)68Ga、68Ga(n,2n)67Ga、69Ga(n,γ)70Ga和71Ga(n,γ)72Ga的反应产物,裂变产物为以铀钚等核燃料经中子照射裂变后产生的非挥发性γ放射性核素。
具体实施例如下:
实施例1
将含镓核燃料裂变后的样品溶于20mL3mol/L HCl介质中形成含镓溶液放置于储液槽2中,其γ放射性能谱如图2所示。
控制流速在1mL/min,使含镓溶液依次通过第一级色层吸附柱201和、第二级色层吸附柱7分离,其中第一级色层吸附柱由的P204色层柱和的Al2O3色层柱组成,第二级色层吸附柱为的TBP萃取色层柱,其中P204色层柱实现Ga与Mo、Zr的分离,Al2O3色层柱实现Ga与Te的分离,TBP萃取色层柱实现Ga与Nd、Ba、La、Zr、Nb、Ce、Rh和Ru等的分离,流出液收集于废液收集器9中。
用一级淋洗液储液槽1中10mL3mol/L HCl溶液,流速1mL/min依次通过第一级色层吸附柱201和、第二级色层吸附柱7淋洗,流出液收集于废液收集器9中。
用二级淋洗液储液槽3中30mL3mol/L HCl溶液,流速1mL/min,通过第二级色层吸附柱7,其中TBP萃取色层柱实现Ga与微量干扰核素Nd、Ba、La、Zr、Nb、Ce、Rh和Ru等的进一步分离,流出液收集于废液收集器9中。
用解吸液储液槽4中5mL0.5mol/L HNO3溶液,流速1mL/min,依次通过第二级色层吸附柱7和的第三级色层吸附柱8,其中第三级色层吸附柱8为Al2O3与活性炭复合色层柱,其组合可实现Ga与微量干扰核素Mo、Te、Nb、Rh、Ru、Tc、I等的进一步分离,流出液收集于产品收集器10中,即为活化产物镓的γ放射性测量源,。
实验得到的γ放射性能谱如图3所示,其中镓的流程回收率88.5%,对裂变产物的去污因子优于104,流程用时90min。
实施例2
将实施例1中P204色层柱5与Al2O3色层柱6交换前后次序,重复实施例1的分离过程,得到活化产物镓的γ放射性测量源,镓的流程回收率89.2%,对裂变产物的去污因子如表1所示,可见其优于104,流程用时90min。
表1活化产物镓的回收率和去污因子分析
“*”表示未检测到而赋予的检出下限。
以上所述,仅是本发明的较佳实施例,并非对本发明作任何限制,凡是根据本发明技术实质对以上实施例所作的任何简单修改、变更以及等效变化,均仍属于本发明技术方案的保护范围内。
Claims (10)
1.一种含镓放射性溶液的分离装置,其特征在于:包括储液槽单元、色层分离单元、废液收集器(9)、产品收集器(10)、联接管路、阀门(12)和输送泵(11);
所述的储液槽单元包括一级淋洗液储液槽(1)、含镓放射性溶液储液槽(2)、二级淋洗液储液槽(3)和解吸液储液槽(4);
所述的色层分离单元包括第一级色层吸附柱(201)、第二级色层吸附柱(7)和第三级色层吸附柱(8),所述的第一级色层吸附柱(201)为P204色层柱(5)和Al2O3色层柱(6)级联组成的吸附柱组,或者为P204色层粉、Al2O3色层粉装填在同一只吸附柱的复合吸附柱;所述的第二级色层吸附柱(7)为TBP色层吸附柱;所述的第三级色层吸附柱(8)为活性炭粉与Al2O3色层粉装填在同一只吸附柱的复合吸附柱;
所述的一级淋洗液储液槽(1)通过第一级阀门和第一级输送泵与所述第一级色层吸附柱(201)的进口端管路联接;所述的含镓放射性溶液储液槽(2)通过第二级阀门和第一级输送泵与所述第一级色层吸附柱(201)的进口端管路联接;
所述第二级淋洗液储液槽(3)通过第三级阀门和第二级输送泵与所述第二级色层吸附柱(7)的进口端管路联接;所述的解吸液储液槽(4)通过第四级阀门和第二级输送泵与所述第二级色层吸附柱(7)的进口端管路联接;
所述第一级色层吸附柱(201)的出口端通过第五级阀门与所述第二级色层吸附柱(7)的进口端管路联接;
所述第二级色层吸附柱(7)的出口端分别通过第六级阀门和第七级阀门与废液收集器(9)和所述第三级色层吸附柱(8)进口端管路联接;
所述第三级色层吸附柱(8)的出口端与产品收集器(10)管路联接。
2.根据权利要求1所述的含镓放射性溶液的分离装置,其特征在于:所述的阀门(12)为电磁阀,所述的输送泵(11)为蠕动泵。
3.根据权利要求1所述的含镓放射性溶液的分离装置,其特征在于:所述含镓放射性溶液为含镓放射性样品溶解于酸形成的水性放射性溶液。
4.根据权利要求3所述的含镓放射性溶液的分离装置,其特征在于:所述的酸为硝酸、盐酸、高氯酸或上述酸的组合。
5.根据权利要求4所述的含镓放射性溶液的分离装置,其特征在于:所述酸的浓度为1.0至4.0mol/L。
6.根据权利要求1所述的含镓放射性溶液的分离装置,其特征在于:所述淋洗液为硝酸、盐酸或上述酸的组合。
7.根据权利要求1所述的含镓放射性溶液的分离装置,其特征在于:所述解吸液为硝酸、盐酸或上述酸的组合。
8.根据权利要求6所述的含镓放射性溶液的分离装置,其特征在于:所述的淋洗液的浓度为含酸1.0至4.0mol/L。
9.根据权利要求7所述的含镓放射性溶液的分离装置,其特征在于:所述的解吸液的浓度为含酸0.1至1.0mol/L。
10.根据权利要求2所述的含镓放射性溶液的分离装置,其特征在于:所述的电磁阀和蠕动泵通过微机控制,实现分离过程的自动控制。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201310215354.3A CN103301652B (zh) | 2013-05-31 | 2013-05-31 | 一种含镓放射性溶液的分离装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201310215354.3A CN103301652B (zh) | 2013-05-31 | 2013-05-31 | 一种含镓放射性溶液的分离装置 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN103301652A CN103301652A (zh) | 2013-09-18 |
CN103301652B true CN103301652B (zh) | 2015-05-20 |
Family
ID=49127636
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201310215354.3A Active CN103301652B (zh) | 2013-05-31 | 2013-05-31 | 一种含镓放射性溶液的分离装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN103301652B (zh) |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US20170216773A1 (en) * | 2014-07-29 | 2017-08-03 | University Of Iowa Research Foundation | Methods for separating mixtures |
CN106048219B (zh) * | 2016-06-29 | 2018-01-19 | 西北核技术研究所 | 一种活化产物铀和镓的快速分离装置及方法 |
CN106198165B (zh) * | 2016-06-29 | 2019-01-01 | 西北核技术研究所 | 一种活化产物镅铀镓的快速分离装置及方法 |
CN110787634A (zh) * | 2019-12-06 | 2020-02-14 | 原子高科股份有限公司 | 三柱反式选择型钼99-锝99m发生器装置及分离方法 |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP3958712B2 (ja) * | 2003-06-10 | 2007-08-15 | 株式会社千代田テクノル | 放射性有機廃液を含む廃液処理方法と装置 |
CN101890297B (zh) * | 2010-07-16 | 2012-06-27 | 中国人民解放军第四军医大学 | 一种放射性核素镓-68的浓缩纯化方法 |
CN103050165A (zh) * | 2012-12-27 | 2013-04-17 | 中国原子能科学研究院 | 79Se、93Zr、107Pd联合提取装置 |
-
2013
- 2013-05-31 CN CN201310215354.3A patent/CN103301652B/zh active Active
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN103301652A (zh) | 2013-09-18 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN103263849B (zh) | 一种裂变产物中活化产物镓的快速分离方法 | |
CN103301652B (zh) | 一种含镓放射性溶液的分离装置 | |
Maxwell et al. | Rapid separation of actinides and radiostrontium in vegetation samples | |
CN103014380A (zh) | 一种使用teva-uteva萃取色层柱分离铀产品中镎的方法 | |
McAlister et al. | Chromatographic generator systems for the actinides and natural decay series elements | |
Kołacińska et al. | Application of flow analysis in determination of selected radionuclides | |
CN113311465A (zh) | 一种样品中Pu同位素和Np-237含量的联合分析方法 | |
CN106198165B (zh) | 一种活化产物镅铀镓的快速分离装置及方法 | |
CN106967882B (zh) | 一种使用聚酰胺树脂从钼溶液中提取锝的方法 | |
CN106048219B (zh) | 一种活化产物铀和镓的快速分离装置及方法 | |
Maxwell et al. | Rapid separation method for actinides in emergency soil samples | |
CN102949973B (zh) | 一种燃料元件燃耗测量中的铀与稀土元素的分离方法 | |
Remenec et al. | Development of a method for the determination of 93 Zr and 94 Nb in radioactive waste using TEVA® resin | |
CN101468791B (zh) | 用均匀性水溶液核反应堆生产碘-131的提取与纯化工艺 | |
CN111068482B (zh) | 一种从溶解辐照铀靶尾气中提取131i的装置 | |
US7214318B2 (en) | Method for separation of actinide elements | |
CN114047539A (zh) | 一种核流出物中Fe、Ni活度的测量方法 | |
CN203355359U (zh) | 79Se、93Zr、107Pd联合提取装置 | |
CN103451425B (zh) | 一种钍与稀土元素分离方法及分离用试剂 | |
Fan et al. | Automated separation of Am from Sm by two-stage polymer-based HDEHP extraction chromatography | |
CN103050165A (zh) | 79Se、93Zr、107Pd联合提取装置 | |
CN103345956A (zh) | 一种液态α辐照源的制备方法 | |
CN104357687B (zh) | 一种高丰度93Zr的制备方法 | |
Cobb et al. | Determination of strontium-90 in milk samples using a controlled precipitation clean-up step prior to ion-chromatography | |
JP6464475B2 (ja) | 放射性ストロンチウムの分析方法 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
C14 | Grant of patent or utility model | ||
GR01 | Patent grant |