DE2051923C3 - Verwendung von Americium-Aluminium-Legierungen zur Gewinnung von Transuran-Nukliden und Verfahren zur Herstellung von Americium-Aluminium-Legierungen - Google Patents

Description

Zur Gewinnung von Transuran-Nuklidcn und/oder Verbindungen dieser Nuklide in mg- bis kg-Mcnge tnittels Neutronenbestrahlung von ²⁴¹Americium wurden bisher als zu bestrahlende Substanz Pulvermi- lchungen verwendet, die ^2llAmericiurr;dioxicl und Aluminiumpulver oder ^21lAmcriciumdioxid und Magnesiumoxid enthielten. Diese Pulvermischungen wurden entweder lose in Aluminiumkapscln eingefüllt »der zu Pellets gepreßt in Aluminium-Kapseln eingebracht. [D. C. Stewart, R. W. Anderson, j. Milsted: »The Production of Curium by Neutron Irradiation of ²⁴¹Americium«. Argonne National Laboratory-Bericht ANL-6933 (November 1964); S. 24 und 25]; [H.-J. Born, G. Höhlein: Die Isolierung von ²⁴²Cm im I00 Ci-Bereich aus neutronenbestrahltem ²⁴¹Αηι.« BMwF-FB K 68-10 (März 1968)]. [V. C. A. Vaughen, W. T. McDuffee, E. Lamb, R. A. Robinson: »The preparation of multigram quantities of curium-242 for SNAP-I I.« Nuclear Applications 6, S. 549 bis 558 (June 1969)]. In der Veröffentlichung von H.-J. Burn und G. Höhlein wird die Durchführung eines Bestrahlungs- und Aufarbeitungsexperimentes beschrieben: 200 mg ²⁴¹Am gelangten als AmU₂ mit Aluminiumpulver vermischt in 2 lose verdeckelten Aluminiumkapscln zur Bestrahlung (Außendurchmesser: 6 mm. Höhe: 28,5 mm, Reinheit des Aluminiums: 99,5%). Die beiden Kapseln wurden dann in V2A-Bestrahlungsbehälter gasdicht verschweißt. Die Bestrahlungsdauer betrug 1,4· 10^e Sekunden bei einem Neutronenfluß von 4,74 · 10" n/cm² · s. Nach Beendigung der Bestrahlung wurde der Bestrahlungsbehälter aufgeschnitten und die Alurainium- kapsel zur Aufarbeitung herausgezogen. Die Aluminium-Kapsel wurde bei erhöhter Temperatur in 5,2 N NaOH und 2,6 N NaNO₃ gelöst. Die unlöslichen Oxide und Hydroxide der Transuran-Nuklide und Spaltprodukte wurden abfiltriert und mit 0,1 N NaOH gewaschen. Im Filtrat, das gesonuert aufgefan gen wurde, fanden sich neben dem Aluminium die anionischen Spaltprodukt ('-'"¹Te, ^1;iJJ), ein Teil der Radiokolloide bildenden Nuklide (⁹⁵Zr, ^<J"'Nb. ^I0:lRu) und ein Teil des ¹³⁷Cs. Die Trennung der Nuklide

ao "¹¹Am, ²¹²Cm, ²³⁸Pu und ²¹² Pu von den restlichen Spaltprodukten und voneinander v\ urde an 2 Kationenaubtauschcrsaulen durchgeführt. Nach dem Auflösen der Oxide und Hydroxide durch Kochen mit konzentrierter Salzsäure und Verdünnen mit Wasser wurde die etwa I N salzsaure Lösung auf die erste Säule gegeben. Dort wurden die Transuran-Nuklide, die Lanthanides Zirkonium und Niob adsorbiert, wahrend Ruthenium und Cäsium die Säule passierten. Mit 0,5 N IUSO, wurde zunächst das restliche ¹¹¹³Ru eluiert, danach mit 0,5'%iger Oxalsäure ⁹⁵Zr, ⁰⁵Nb und ^2:wPu(IV) bzw. ²¹²Pu(IV). Mit Ammonium-«- liydroxyisobutyrat-Lösung wurden dann alle 3wei tigen Nuklide von der ersten Säule eluiert und in der /weiten Säule chromatographisch mit Hilfe der pH-Graduentenelution getrennt. Die Autoren erwähnten, daß bei der Isolierung von ²¹²Cm im Milligrammaßstab die hohe spezifische «-Aktivität dieses Nuklids in Betracht zu ziehen sei. IO mg ²¹²Cm entsprächen einer «-Aktivität von 33,16 Ci. Damit das Austauscherharz nicht zu lange der hohen Strahlenbelastung ausgesetzt ist, muß die Am-Cm-Trennung in möglichst kurzer Zeit ablaufen.

Bei der Neutronenbestrahlung von -¹¹Am entstehen jedoch neben den erwünschten Transuran-Nuklidcn, wie /.. B. ^2l2Curium, ^21:iAmerieium, '^Plutonium, usw., bedeutende Mengen Helium aus dem «-Zerfall verwiegend des ²⁴²Cm und Spaltgase. Hierdurch kann mit fortschreitender Bcstrahlungsdaucr innerhalb der Kapseln bzw. der Bestrahlungsbchältcr ein Druckaufbau stattfinden, der zu Undichtheiten der Behälter und damit zum Austreten von Spaltgasen führen kann, oder eine Begrenzung der Bestrahlungsdauer erforderlich macht. F.ine solche Begrenzung ist aber verbunden mit einer beschränkten Ausbeute an Transuran-Nuklidcn.

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, die Gewinnung von Transuran-Nukliden störungsfrei und gefahrlos zu gestalten, d. h. ohne die Umgebung der Bestrahlungsbehälter mit Spaltproduktcn zu konta minieren und den Druckaufbau im Bestrahfungsbehäl- ter durch die Kumulierung der Helium- und Spaltgas-Mengen zu verhindern, weiterhin die Bestrahlungsdauer so variieren zu können, daß die im voraus berechneten Mengen an den verschiedenen Transuran-

⁶S Nukliden zumindest größenordnungsmäßig mit Sicherheit erhalten werden.

Die Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch auf überraschend einfache Weise gelöst, daß zur Gewin-

nung von Transuran-Nukliden und/oder Verbindungen dieser Nuklide mittels Neutronenbestrahlung und anschließender Aufarbeitung homogene Americjum-Aluminium-Legierungen in Form von Blöcken verwendet werden, mit der Maßgabe, daß der Americiumgehall: der Legierung nach unten nur durch die Wirtschaftlichkeit der Ausbeute und nach oben nur durch die gefahrlose Manipulierbarkeit des zur Bestrahlung dienenden Blocks im Hinblick auf die Gewährleistung des Wärmeabflusses während der Bestrahlung begrenzt ist.

Bereits seit langem ist es in der Fachwelt ganz allgemein bekannt, Aluminium auf Grund seiner vorteilhaften Eigenschaften, wie z. B. gute Wärmeleitfähigkeit in Verbindung mit geringem Einfangquerschnitt für thermische Neutronen (dies bedeutet einen nur geringen Zuwachs an Strahlenbelastung durch das bestrahlte Verdünnungsmittel bei der Probenaufarbeitung), als Verdünnungsmittel für zu bestrahlende Stoffe wie Metalle oder Onidpulver zu verwenden. Das Aluminium verhindert in Folge der guten Wärmeabführung eine Überhitzung der Probe während der Bestrahlung mit hohen Neutronenflüssen und dadurch ein eventuelles Aufbrechen der Probcnkapseln. Aus vielen zum Stande der Technik gehörenden Veröffentlichungen der letzten Jahre geht hervor, daß die Arbeitsweise der Verdünnung des Bestrahlungsgutes mit Aluminium viel "orts üblich bzw. selbstverständlich war und ist, weil diesbezügliche Angaben nur noch in Eleschreibungen der technischen Vorbereitungen der Proben zur Bestrahlung υ fim'en sind [/.. B. W. C. Bentley, et al.: »The Format ion of Higher Isotopes and Higher Elements by Reactor Irradiation of Pu-239; Some Nuclear Properties of the Heavier Isotopes« in Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, held in Geneva 8-20 August 1955, Vol. 7 (1956), S. 261 bis 273, insbesondere S. 266, rechte Spalte, 3. und 4. Absatz;

Oak Ridge National Laboratory-Report No. ORNL-3290 (1962): »Transuranium Quarterly Progress Report for Period Ending February 28, 1962«, insbesondere S. -ii-, letzte Zeile und S. -iii-. Zeilen 1 und 2;

A. L. Lotts et al.: »Development of Procedures and Equipment for Fabrication of the High Flux Isotope Reactor Target Rods«, Nuclear Science and Engineering 17 (1963), S. 468 bis 478, insbesondere S. 468, rechte Spalte. Ende des 2. Absatzes, S. 469 unten und S. 470, rechte Spalte, Zeilen I und 2;

Oak Ridge National Laboratory-Report No. ORNL-3452(20. Sept. 1963): »Chemical Technology Division — Annual Progress Report For Period Ending May 31, 1963«, insbesondere S. 143, rechte Spalte;

Report-No. ORNL-3558 (March 1964): W. D. Burch »Transuranium Quarterly Progress Report Foir Period Ending August 31, 1963«, insbesondere S. ,34,61 bis 63 und 74;

Argonne National Laboratory-Report No. ANL-69B (November 1964): D. C. Stewart et al. »The Production of Curium by Neut^-, Irradiation of Ann-241«, insbesondere S. 25;

G. Höhlein, H. J. Born, W. V/einländer: »Die Isolierung von Cm-242 aus ncutronenbestrahltem Arn-241«in Radiochimica Acta 10(1968), S. 85 bis 91, insbesondere S. 89, rechte Spalte, 5. Absatz;

EURATOM-Report No. f-UR-4232e (1969): W. Müller et al. »The Isolation of Americium and Curium from Irradiated Am-241 Targets«, insbesondere S. 4, Absatz 2.1]. Solche Americium-Aluiminium-Legierungen werden vorteilhafterweise so hergestellt, daß Americiurndioxid, mit einem Flußmittel-Zusatz versehen, in einer Schmelze durch Reduktion mit Aluminium in eine Americium-Aluminium-Legierung überführt wird, die Legierung von dem bei der Umsetzung ebenfalls entstehenden Aluminiumoxid und vom Flußmittel abgetrennt und rasch verfestigt wird. Dabei ist eine rasche Verfestigung unerläßlich für eine nahezu homogene Verteilung der Legierung in der

ίο Matrix. Eine langsame Verfestigung hätte eine Ausseigerung der Legierung zur Folge.

Weiterhin ist es für die Erfindung von Vorteil, bei der Herstellung der Legierung das Reduktionsmittel Aluminium in Form eines Blocks mit Aushöhlung oder in Form eines Tiegels zu verwenden, diesen Block oder diesen Tiegel mit dem Americiumdioxid und dem Flußmittel zu beschicken und darauf niii dem Beschick ungsgut zusammen in einen auf 900 bis 1200 C vorgeheizten Graphittiegel zu bringen und aufzuschmelzen. Die noch schmelzflüssige Legierung wird vorteilhafterweise zur Abtrennung vom Aluminiumoxid und vom Flußmittel, sowie zur raschen Verfestigung in eine kalte Form ausgegossen.

Aus der USA.-Patentschrift 2 809 887 ist ein Verfahren zur Herstellung einer Legierung aus Neptunium, Cer oder Americium mit Aluminium oder Beryllium bekannt, bei welchem ein Halogenid, insbesondere ein Fluorid eines der Metalle Neptunium, Cer oder Americium mit Aluminium- oder Beryllium-Pulver gemischt wird und in einem Berylliumoxid-Tiegel auf eine Tempcatur zwischen 700 und 1200⁰C im Vakuum (etwa H) ^:1 mm Hg oder besser) erhitzt wird. Dabei verflüchtigt sich das während der Reaktion entstehende Aluminium- bzw. Berylliumfluorid aus dem Reaktionsgemisch.

O. J. C. Runnalls berichtet über ein Verfahren zur Herstellung einer Plutonium-Aluniinium-Legierung aus Plutoniumdioxid und Aluminium [O. J. C. Runnalls: The preparation of plutonium-aluminum and other plutonium alloys. Report AECL-543 (Jan. 1958), Chalk River, Ontario, Canada, S. Π bis 15). Dabei werden entweder Aluminiumhülsen, die jeweils in eingepreßter Form Pulvergemische aus Plutoniumdioxid und Kryolith im Gewichtsverhältnis I : 2 enthalten, in unter Kryolith geschmolzenes Aluminium geworfen (bei 1100 bis 1200C) oder Pulvergemische aus Plutoniumdioxid und Kryolith (1:2) in kalten Graphit-Tiegeln in Kryolith-Pulver eingebettet, mit Aluminiumblöckchen belegt und mit einer abschlie-

ßenden Kryolithpulverschicht abgedeckt und auf 1200"C erhitzt. Die so erhaltenen Plutonium-Aluminium-Legierungen weisen jedoch, wie die Analysenergebnisse zeigten, eine Ausscigerung des Plutoniums auf [oben genannter Report AECL-543, S. 14, letzter Absatz und S. 15, erster Absatz].

Das erfindungsgemäße Verfahren zur Herstellung von Am-Al-Legierungen hat allen bekannten Verfahren gegenüber den Vorteil, daß Ausseigerungen vermieden werden. Hierdurch wird die Lösung der der Erfindung zugrunde liegenden Aufgabe wirkungsvoll erweitert. Die Bestrahlung konzentrierter Am-Mengen wird ermöglicht, wodurch bei der gezielten Herstellung von ²³⁸Pu größere Ausbeuten erzielt werden; Langzeitbestrahlungen von Americium, beispielsweise zur

Herstellung von ^2WCalifornium, können durchgeführt werden.

Ein weiterer Vorteil ist die Einfachheit des Verfahrens, das mit wenig Hilfsgeräten kurzzeitig von einer

,:,„ f

5 6

nur angelernten Hilfskraft iiusgefiihrt werden kann. Graphitform ausgegossen. Kryolith und das cr.tstan-

Die Ausgangsverbindiing AmO₂ ist die übliche Man- done AI₂O,, bleiben im Reduklionstiegel. Bei 1200' C

dels- und Lagerfonn des zu bestrahlenden Nuklids. ist die Schmelze gut flüssig, bei niedrigeren Tempera-

Die Am-Al-Legierung ist oxidfrei, da der Kryolith türen werden die Umsätze schlechter.

die Oxide aufnimmt und beim Ausgießen im Reduk- 5 _Die Ej_nsatzmenger\ betrugen:

tionstiegel zurückbleibt. Die Überführung des Ame- . . · · . , , _o ,, _c

riciums aus dem Oxid in die Legierung erfolgt prak- Alummmmblock 8,665 g

tisch quantitativ, d. h. es kann auf die Aufarbeitung -m!a η η'£>{

von Schlacke und Tiegel verzichtet werden. * ^{AmU;! u}'^{nzj ß}

Das Verfahren zur Herstellung der Legierungen ist io Hieraus entstanden 8,765 g Am-Al-Legierung in

auf den Durchsatz von Makromengen übertragbar. Al-Matrix. Der entstandene Block enthielt 0,542 g

Transuran-Nuklide, insbesondere ²⁴²Curium, wer- ²⁴¹Americium = etwa 6,2 Gewichtsprozent ^21lAmeri-

den in Isotopenbatterien, z. B. für Herzschrittmacher cium. Das bedeutet, daß die eingesetzte Menge ²⁴¹Am

oder im Weltraum, verwendet oder dienen als Aus- (als Oxid) zu 98,5% umgesetzt und überführt wurde,

gangsnuklide für die Herstellung von ²⁵²Californium. 15 · , ₇

Zur Erläuterung der Erfindung werden Beispiele zur eispi

Herstellung der Am-Al-Legierungen genannt. Diese Wie in Beispiel I, jedoch mit folgenden Finsal/.-

Beispiele bedeuten jedoch keine F-inschrünkung der mengen:

^Erfindun8· Aluminiumblock 294,4 mg

Beispiel I ^a° Kryolith .122,9 mg

²⁴¹AmOo ?.98,7 mg

In einem ausgehöhlten Aluminiumblock wird eine

Schicht wasserfreien Kryoliihs gegeben und darauf das Das Produkt wog 467,6 mg und enthielt 247 mg

mit trockenem Kryolith gut gemischte "⁴¹AmO₂ auf ²⁴¹Am, das sind etwa 53 Gewichtsprozent ²⁴¹ Am. Die

gebracht. Nach Abdecken mit einem Aluminiumdeckel 25 Überführung des ²⁴¹Am aus dem Oxid in das Produkt

Wird der Block in einen auf 1200 C vorgeheizten betrug 93,7%. Der Graphit-Reduktionstiegel hatte

Graphittiegel überführt, der sich in einem kippbaren folgende Abmessungen: Höhe N mm, Durchmesser

Ofen befindet. Die Temperatur wird 15 Minuten lang 5 mm. Ein weiterer Unterschied zum Beispiel I war die

eingehalten, darauf die Schmelze mit einem Graphit- rasche Abkühlung im Reduklionstiegel selbst auf

Stab umgerührt und weitere 15 Minuten erhitzt. Nach 30 Grund der geringen Menge der zu verfestigenden Lc-

erneutem Umrühren wird die Legierung in eine kalte gierungsmasse, sowie der kleinen Tiegclmasse.

Claims (4)

Patentansprüche:

1. Verwendung von homogenen Americium-Aluminium-Legierungen in Form von Blöcken zur Gewinnung von Transurannukliden und/oder deren Verbindungen mittels Neutronenbestrahlung und anschließender Aufarbeitung der Legierungen, mit der Maßgabe, daß der Americiumgehalt der Legierung nach unten nur durch die Wirtschaftlichkeit der Ausbeute und nach oben nur durch die gefahrlose Manipulierbarkeit des zur Bestrahlung dienenden Blocks im Hinblick auf die Gewährleistung des Wärmeabflusses während der Bestrahlung begrenzt ist.

2. Verfahren zur Herstellung von nach Anspruch 1 verwendeten homogenen Americium-Aluminium-Legierungen, dadurch gekennzeichnet, daß Americiumdioxid, mit einem Flußmittel-Zusatz versehen, in einer Schmelze durch Reduktion mit Aluminium in eine Amenuum-Aluminium-Legierung überführt wird, die Legierung von dem bei der L'mseizung ebenfalls entstehenden Aluminiumoxid und vom Flußmittel abgetrennt und rasch verfestigt wird.

3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Reduktionsmittel Aluminium in Form eines Blocks mit Aushöhlung oder in Form eines Tiegels verwendet wird, und daß dieser Block α-''cr dieser Tiegel mit dem Americiumdioxid und dem Flußmittel beschickt wird und darauf mit dem Beschickungsgut zusammen in einen auf 900 bis 1200° C vorgeheizten Graphittieg.:! gebiacht und aufgeschmolzen wird.

4. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die noch schmelzflüssige Legierung zur Abtrennung vom Aluminiumoxid und vom Flußmittel, sowie zur raschen Verfestigung in eine kalte Form ausgegossen wird.