CN105506274A - 一种辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置,包括溶解器(1),所述溶解器(1)的底部设有加热器(3),溶解器(1)内穿设有进液管线(43)、气体吸收管线(44)以及出液管线(45);所述气体吸收管线(44)上依次设有限压单向阀(8)、气体吸收单元和气体储存单元。该溶解装置能够使辐照的低浓铀箔快速溶解,并对系统内产生的气体废物进行处理、储存,从而保障溶解过程中产生的气体安全排放,保护操作人员和环境的安全;对完全溶解靶件去除杂质,为进一步分离提取获得99Mo打下基础。

Description

一种辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置
技术领域
本发明属于放射性物质溶解领域,具体涉及一种辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置。
背景技术
99Mo是一种人工放射性核素,半衰期为66h,衰变得到99mTc。99mTc是现代核医学中应用最广泛的同位素,99mTc药物占临床用放射性诊断药物的80%以上。
99Mo可以通过多种方式获得:①从235U裂变产物中提取,核反应:235U(n,f)99Mo;②热中子辐照钼-98,核反应:98Mo(n,γ)99Mo;③加速器质子诱发238U裂变,核反应:238U(p,f)99Mo;④加速器辐照钼,核反应:100Mo(p,np)99Mo。虽然有多种途径和技术可以生产,得到高比活度产物的主要途径是反应堆辐照铀-235通过裂变反应生成99Mo和其他产物,99Mo占裂变产物的6.1%(质量百分比)。
铀靶(235U)入堆后在热中子的作用下会发生裂变反应,反应截面为586b(针对99Mo而言)。裂变反应方程式为:
235U+n→236U→99Mo+134Sn+3n
尽管利用高浓铀(HEU)大规模生产裂变99Mo仍是目前全球99Mo的主要来源,但由于HEU是核武器材料,其使用受到核不扩散条约(NPT)的限制。为了防止核扩散,近年国际原子能机构和美国积极推动应用低浓铀(LEU)生产裂变99Mo的技术,使之成为全球裂变99Mo生产的发展趋势。HEU和LEU靶件的主要区别如表1所示。
表1:HEU和LEU靶件的比较
从表1可见,使用低浓铀靶件与高浓铀靶件生产裂变99Mo的主要区别在于:若生产同样量的99Mo,低浓铀(铀235含量<20%)靶中铀的含量为高浓铀(铀235含量>93%)靶件的5-6倍;239Pu含量增加20-30倍。要保持99Mo产率和纯度,保证经济效益,U量的增大给制靶和溶靶工作带来了难题。
高浓铀靶件主要有U-Al弥散体或U-Al合金靶,靶件的溶解主要是Al与溶解液的反应。因为Al是活泼的两性金属,HEU靶件用NaOH溶液溶解,当外层的三氧化二铝钝化膜被溶解后,Al的反应剧烈,只需对反应进行控制。而低浓铀箔靶件是对铀箔的溶解,铀的化学性质活泼,可溶解于酸,在无氧化剂存在时,对碱性溶液呈惰性。铀箔溶解于酸的反应是吸热反应,溶解速率与温度、压力和酸度有关。在低浓铀箔靶件的铀箔溶解中需要考虑更多的安全问题,如:反应效应、原子核热效应、靶件中产生的放射性活度、溶解产生的气体压力等都是溶解器设计时要考虑的问题。
为了避免硫酸溶解低浓铀箔靶件产生的放射性废物处理难的问题,铀箔的溶解采用硝酸溶解的方式。在酸性溶液中,金属铀及其氧化物是一个强还原剂,很容易被氧化成四价或六价。主要的化学反应方程式为:
金属铀箔的溶解反应速度依赖于H+浓度。金属铀溶解比UO2多产生3倍的NO,产生气体的压力增大;用硝酸溶靶过程中无H2产生;体系中可能的气体有NO和靶件溶解产生的放射性气体。
铀在水溶液中有四种氧化态,以离子形式存在的四种氧化态在水溶液中的氧化还原反应、水解反应和配位反应是溶靶器的设计必须考虑的问题。
氧化还原反应(aA+ne=bB,n为电子迁移数)的电位E可以由Nernst方程式来表示:
E = E 0 - R T n F l n a B b a A a
式中aA为溶液中氧化态A的活度,aB为还原态B的活度,E0为标准氧化-还原电位,R和F分别为气体常数和法拉第常数,E与温度有关系。在酸性介质中,如25℃,1mol/LHClO4溶液中,各种铀离子的标准氧化-还原电位E0
U3+是强还原剂,即便是在酸性溶液中也非常不稳定。由于UO2 2+/U4+的E0(0.58v)比UO2 2+/UO2 2+的E0(0.063v)高,在酸性介质中UO2 +易发生歧化反应,反应方程式如下:
UO2 +离子在溶液pH值为2-2.5范围内是稳定的,酸度的增加或降低都不利于溶解完全。因为,酸度增加UO2 +易发生歧化反应,溶液pH值升高会导致U4+和UO2 2+的水解。
U4++H2O=U(OH)3++H+
随着溶液pH值增加,U4+与U(OH)3+可形成聚合体,然后进一步形成多核离子U[(OH)3U]n (4+n)+和聚合物[U(OH)4]n。这些聚合物分子量大,一般难溶于酸。UO2 2+的水解是个很复杂的过程,存在一系列的水解并伴随反应产物的聚合,最终生成铀酸、多铀酸和氢氧化物沉淀。产生这些聚合物或沉淀对靶件溶解是很不利的,应该通过装置设计控制反应条件以避免。选择不锈钢材质,在靶件溶解时应用HNO3并控制酸度,确定溶解后溶液中不需要的化学物种或复合物以及溶液中发生的化学反应,使铀靶溶解完全。
根据水溶液中铀离子的热力学数据如表2所示。
表2:水溶液中铀离子的热力学数据
注:表中ΔH为焓变,ΔS为熵变
从表中数据可知,若ΔG=ΔH-TΔS>0,U(V)生成U(VI)不能自发进行,溶解在等容条件下进行,促进U(V)生成U(VI)只能改变体系的温度和压力。
辐照后低浓铀箔溶解后会产生气体,体系中可能存在的气体有NO、NO2133Xe、135Xe、131I、133I和85Kr等。这些气体生成后都在密闭的溶解器中,给溶解体系增加了压力,通过控制溶解时的压力为2atm,使溶解加速。当控制溶解温度为100℃,溶解压力为2atm,溶解60g铀箔靶件为例,溶解密闭系统的总熵变ΔS=ΔS体系+ΔS环境,根据下式计算:
式中Cv.m=0.12KJ/kg.K,为铀的等体积下热容量。
ΔS=ΔS体系+ΔS环境=0.043kJ.mol-1,在体积不变的情况下,提高溶解温度使ΔG<0,使溶解反应自发进行,利于溶解完全。当控制溶解温度为100℃,ΔG=ΔH-TΔS=-3.04kJ.mol-1<0,避免歧化反应发生,促进U完全溶解为UO2 2+
综上所述,低浓铀箔靶件铀箔溶解器要具备控温、承压和净化放射性废气的能力,以达到铀箔完全溶解,并将有用气体回收,达标气体排放。
发明内容
针对低浓铀组分的组成特点、铀的水溶液化学性质和不同价态之间的转化性质,本发明提供一种辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置,能够使低浓铀箔快速溶解,并对体系中产生的气体废物进行处理、储存,保障溶解过程中气体安全排放。
为达到以上目的,本发明采用的技术方案是:提供一种辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置,包括溶解器,所述溶解器的底部设有加热器,溶解器内穿设有进液管线、气体吸收管线以及出液管线;所述气体吸收管线上依次设有限压单向阀、气体吸收单元和气体储存单元;所述气体吸收管线的进气端设有限压单向阀。
进一步,在气体吸收单元两端的管线之间设有辅助气路管线,所述辅助气路管线上设有碱吸收柱。
进一步,所述进液管线上设有用于将溶解器内的气体赶出的进气管线。
进一步,所述气体吸收单元包括依次设置的三级串联碱吸收柱、分子筛柱、两级串联活性炭吸收柱、吸气剂柱以及惰性气体吸收柱;三级串联碱吸收柱内置氢氧化钠溶液,用于吸收溶解过程中释放的碘及挥发的酸性气体;分子筛柱,用于吸附和干燥残余的碘和气溶胶;两级串联活性炭吸收柱,用于吸收系统中氮的氧化物;吸气剂柱内装有钛系吸气剂,用于进一步吸收气路中的气溶胶。
进一步,所述惰性气体吸收柱的外围设有冷阱,该冷阱内加入液氮,用于将惰性气体吸收柱中的惰性气体吸附到柱子上。
进一步,所述气体储存单元包括储气罐及与储气罐相连接的真空泵。
进一步,所述出液管线上设有过滤器。
进一步,所述气体吸收管线上设有压力表。
本发明的有益技术效果在于:
1、本发明通过充分考虑到低浓铀箔的特性以及各价态铀离子的水溶液化学性质,在容器和管路设计上通过选材、耐压、控温和尾气吸收设计来制作溶解装置,以便于加温加压操作,避免U4+水解产生胶体聚合物,保障辐照铀箔溶解完全;整个溶解装置操作简单,铀箔溶解迅速;
2、本发明通过在气体吸收管线上串联几组不同的吸收柱,用于吸收溶解过程中释放的碘及挥发的酸性气体,并在气路中连接入一个钛系吸气剂柱,性质活泼,与惰性气体不发生反应,在气路中安置其后的是惰性气体吸收冷阱,二者保障了排放气体的净化效果。
3、本发明的溶解器,能够放置质量大的金属铀箔,为低浓铀靶件的使用提供后续处理的保障;该溶解器最大处理量为100g,意味着可同时处理多个靶件,一般低浓铀靶件中铀箔质量为约15-20g,较大的处理量为低浓铀靶件的溶解提供了便利。
附图说明
图1是本发明辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置的结构示意图。
图中:
1-溶解器2-支架3-加热器
4-热电阻8-限压单向阀
5、6、7、9、10、13、14、16、17、18、19、20、21、22、23、24、33、34、35-阀门11、12-碱吸收柱15-吸气剂柱
25、26、27-三级串联碱吸收柱28-分子筛柱
29、30-两级串联活性炭吸收柱31-冷阱
32-惰性气体吸收柱36、37、38-压力表
39、40-储气罐41-真空泵
42-过滤器43-进液管线
44-气体吸收管线45-出液管线
46-进气管线47-辅助气路管线
具体实施方式
下面结合附图,对本发明的具体实施方式作进一步详细的描述。
如图1所示,是本发明提供的辐照低浓铀靶件铀箔溶解装置,包括支架2及设置在支架2上的溶解器1,溶解器1底部设有加热器3,加热器3包含热电阻4,通过热电阻4可以控制溶解过程所需的温度,使靶件溶解加速。溶解器1内分别穿设有进液管线43、出液管线45、气体吸收管线44以及出液管线45。
进液管线43为液体进入管线,该管线上设有阀门5,用于控制进液量,从此处加入硝酸到溶解器2中。进液管线43上设有进气管线46,通过该进气管线可向溶解器内通入He气,将溶解液中残留的放射性气体赶出,进气管线上设有阀门6,用以控制进气量。
气体吸收管线44上依次设有气体吸收单元和气体储存单元。气体吸收单元,是系统中的主路单元,该气体吸收单元包括依次设置的三级串联碱吸收柱25、26和27、分子筛柱28、两级串联活性炭吸收柱29、30、吸气剂柱15以及惰性气体吸收柱32。三级串联碱吸收柱25、26和27内置氢氧化钠溶液,用于吸收溶解过程中释放的碘及挥发的酸性气体;分子筛柱28,用于吸附和干燥残余的碘和气溶胶;活性炭吸收柱29、30,用于吸收系统中的氮的氧化物等气体;吸气剂柱15中装入钛系吸气剂,进一步吸收气路中的气溶胶等气体进行高效率的吸收,钛系吸气剂的吸气效率高,但容易饱和而失效,所以设计在三组吸收柱后,是对溶解产生废气的再一次净化,以保障产生尾气达到国家排放标准;惰性气体吸收柱32设置在冷阱31内,冷阱31中加入液氮,在低温条件下惰性气体吸收柱将体系中的133Xe、135Xe和85Kr等惰性气体吸附到柱子上,当溶解过程结束后,惰性气体吸附柱可拆除,放置到安全场所进行衰变,待后续处理。气体吸收管线上设有多个阀门9、33、34、35、13、14、16、17、18、19、22,用于对各组件的控制。
三级串联碱吸收柱25、26、27通过阀门33、34、35控制,用于置换柱子中的氢氧化钠溶液,当溶解结束后,可将氢氧化钠溶液进行收集整理,将裂变产物131I和133I等进行回收。
气体储存单元包括多个储气罐39、40,储气罐上连接有真空泵41和压力表37、38。经过一系列处理的尾气最后储存在储气罐39或储气罐40中。两个储气罐39、40的体积都为30L,可储存主路气体吸收单元和辅助气路单元通过的气体。储气罐39、40分别经过阀门23和24与真空泵41相连接,当压力表37或38显示储气罐满时,可通过控制真空泵41、阀门23、24,使两个储气罐交替使用,完成气体释放量大的溶解过程。溶解完成后,储气罐39和储气罐40中的气体可通过真空泵41将气体转移出去。此外,真空泵41还用于溶解反应前,清除体系中的残余气体,以保证溶解过程在全封闭的条件下完成。
气体吸收管线44上设有辅助气路管线47,该辅助气路管线47的两端分别连接在气体吸收单元两端的管线上,辅助气路管线47上设有两个碱性吸收柱11、12和两个阀门10、20。辅助气路管线是系统中的支路管线,辅助气路管线主要有两个作用:其一是在清洗溶解器时,产生的气体经此气路简单净化,可以保护主气路,延长其使用寿命;二是在故障条件下,主路气体吸收单元不能正常工作,打开阀门10和阀门20,使溶解过程中产生的气体经过碱性吸收柱简单处理后储存在储气罐中。
气体吸收管线44的进气端设有限压单向阀8。当溶解器内气体压力超过2atm时,自动导通,排出部分气体,保持溶解反应压力为2atm,导出的气体即进入气体吸收单元。在限压单向阀8的进口端设有压力表36,可读取溶解器中的压力,对其进行监测。
出液管线45上设有阀门7及过滤器42。溶解完成后,从此管抽出溶解液。加热器通过热电阻可以控制溶解过程所需的温度,使靶件溶解加速。待溶解完全,溶解液从导液管经阀门7抽出,经过滤器42过滤后进入分离纯化步骤。
本发明的溶解装置,将辐照过的铀箔(约60g)放入不锈钢溶解器中,开启气体吸收管线上的气体吸收单元、辅助气路单元和尾气储存单元中所有阀门,打开真空泵将系统中残余的杂气清除后关闭真空泵。打开阀门5向溶解器中加入硝酸80mL,关闭阀门5。加热溶解器控制溶解温度为100℃,打开阀门9、13、14、16、17、19和22,当溶解产生的气体压力大于2atm时,限压单向阀打开,溶解产生的气体通过阀门9进入三级串联碱性吸收柱,经过阀门13,未被吸收的气体继续净化,依次通过分子筛柱和二级串联活性炭吸收柱,通过阀门14经吸气剂柱高效率再吸附,再经过冷阱中的惰性气体吸附柱将放射性的惰性气体清除后,通过阀门22储存到储气罐39或储气罐40中。经过60分钟,压力表36读数不变,溶解完全。溶解液经阀门7从溶解器中抽出,经过滤器42过滤后进入纯化步骤。即完成靶件溶解过程,得到含UO2 2+和(MoO4)2-等组分的混合溶液。
溶解器1为密闭容器,由不锈钢材料加工而成,体积大约为420mL,耐热600℃左右、耐压3atm。
本发明的辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置并不限于上述具体实施方式,本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式,同样属于本发明的技术创新范围。

Claims (8)

1.一种辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置,包括溶解器(1),其特征是:所述溶解器(1)的底部设有加热器(3),溶解器(1)内穿设有进液管线(43)、气体吸收管线(44)以及出液管线(45);所述气体吸收管线(44)上依次设有限压单向阀(8)、气体吸收单元和气体储存单元。
2.如权利要求1所述的一种辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置,其特征是:在气体吸收单元两端的管线之间设有辅助气路管线(47),所述辅助气路管线(47)上设有碱吸收柱。
3.如权利要求2所述的一种辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置,其特征是:所述进液管线(43)上设有用于将溶解器内的气体赶出的进气管线(46)。
4.如权利要求1-3任一项所述的一种辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置,其特征是:所述气体吸收单元包括依次设置的三级串联碱吸收柱(25、26、27)、分子筛柱(28)、两级串联活性炭吸收柱(29、30)、吸气剂柱(15)以及惰性气体吸收柱(32);三级串联碱吸收柱(25、26、27)内置氢氧化钠溶液,用于吸收溶解过程中释放的碘及挥发的酸性气体;分子筛柱,用于吸附和干燥残余的碘和气溶胶;两级串联活性炭吸收柱,用于吸收系统中氮的氧化物;吸气剂柱(15)内装有钛系吸气剂,用于进一步吸收气路中的气溶胶。
5.如权利要求4所述的一种辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置,其特征是:所述惰性气体吸收柱(32)的外围设有冷阱(31),该冷阱(31)内加入液氮,用于将惰性气体吸收柱中的惰性气体吸附到柱子上。
6.如权利要求5所述的一种辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置,其特征是:所述气体储存单元包括储气罐及与储气罐相连接的真空泵(41)。
7.如权利要求1所述的一种辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置,其特征是:所述出液管线(45)上设有过滤器(42)。
8.如权利要求1所述的一种辐照低浓铀箔靶件铀箔溶解装置,其特征是:所述气体吸收管线(44)上设有压力表(36)。
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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106875999A (zh) * 2017-01-03 2017-06-20 中国原子能科学研究院 一种用于辐照生产裂变99Mo的低浓铀铀箔靶件
CN109870553A (zh) * 2019-03-18 2019-06-11 中国原子能科学研究院 一种铀箔溶解实验装置
CN111068482A (zh) * 2020-01-07 2020-04-28 中国原子能科学研究院 一种从溶解辐照铀靶尾气中提取131i的装置
CN112892409A (zh) * 2021-01-20 2021-06-04 中国原子能科学研究院 一种铀铝合金靶件溶解装置

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3243256A (en) * 1962-06-06 1966-03-29 Commissariat Energie Atomique Processes for the dissolution of uranium in nitric acid
US4701308A (en) * 1984-12-28 1987-10-20 Commissariat A L'energie Atomique Process for the recovery of molybdenum-99 from an irradiated uranium alloy target
US5910971A (en) * 1998-02-23 1999-06-08 Tci Incorporated Method and apparatus for the production and extraction of molybdenum-99
US20090269261A1 (en) * 2008-04-25 2009-10-29 Korea Atomic Energy Research Institute Process for Recovering Isolated Uranium From Spent Nuclear Fuel Using a Highly Alkaline Carbonate Solution
WO2011093938A2 (en) * 2009-11-12 2011-08-04 MiPod Nuclear Inc. Techniques for on-demand production of medical isotopes such as mo-99/tc-99m and radioactive iodine isotopes including i-131
US20110206579A1 (en) * 2010-02-19 2011-08-25 Glenn Daniel E Method and apparatus for the extraction and processing of molybdenum-99
CN102513001A (zh) * 2011-12-01 2012-06-27 清华大学 一种溶解装置

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3243256A (en) * 1962-06-06 1966-03-29 Commissariat Energie Atomique Processes for the dissolution of uranium in nitric acid
US4701308A (en) * 1984-12-28 1987-10-20 Commissariat A L'energie Atomique Process for the recovery of molybdenum-99 from an irradiated uranium alloy target
US5910971A (en) * 1998-02-23 1999-06-08 Tci Incorporated Method and apparatus for the production and extraction of molybdenum-99
US20090269261A1 (en) * 2008-04-25 2009-10-29 Korea Atomic Energy Research Institute Process for Recovering Isolated Uranium From Spent Nuclear Fuel Using a Highly Alkaline Carbonate Solution
WO2011093938A2 (en) * 2009-11-12 2011-08-04 MiPod Nuclear Inc. Techniques for on-demand production of medical isotopes such as mo-99/tc-99m and radioactive iodine isotopes including i-131
US20110206579A1 (en) * 2010-02-19 2011-08-25 Glenn Daniel E Method and apparatus for the extraction and processing of molybdenum-99
CN102513001A (zh) * 2011-12-01 2012-06-27 清华大学 一种溶解装置

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
向铁根: "《钼冶金》", 31 December 2009, 中南大学出版社 *

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106875999A (zh) * 2017-01-03 2017-06-20 中国原子能科学研究院 一种用于辐照生产裂变99Mo的低浓铀铀箔靶件
CN106875999B (zh) * 2017-01-03 2019-01-29 中国原子能科学研究院 一种用于辐照生产裂变99Mo的低浓铀铀箔靶件
CN109870553A (zh) * 2019-03-18 2019-06-11 中国原子能科学研究院 一种铀箔溶解实验装置
CN111068482A (zh) * 2020-01-07 2020-04-28 中国原子能科学研究院 一种从溶解辐照铀靶尾气中提取131i的装置
CN112892409A (zh) * 2021-01-20 2021-06-04 中国原子能科学研究院 一种铀铝合金靶件溶解装置

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