RU1778073C - Способ выделени изотопно-чистого нептуни - 239 - Google Patents

Abstract

Использование: дл  изучени   дерно- физических свойств, применени  в радиоаналитической практике и при отделении нептуни  от трансплутониевых и редкоземельных элементов, а также аналитическом контроле технологического процесса получени  актинидных элементов. Из кислого раствора на сильнокислотном катионите сорбируют материнский радионуклид аме- риций-243 и по мере накоплени  в нем непту- ни -239 его элюируют фтористоводородной кислотой с концентрацией 0,1-1,0 моль/л, вз той в количестве 10-3 мл на 1 г катионита со скоростью 1-3 мл/мин. В небольшом объеме раствора содержитс  изотопно-чистый нептуний-239. Выход нептуни -239 составил 96-99%, Коэффициент очистки от америци  более 10 . 1 ил.,1 табл. Ё

Description

Изобретение относитс  к радиоаналитической химии, в частности к разделу выде- лени  радионуклидов без носител  в радиохимически чистом состо нии, и может быть использовано дл  непрерывного получени  короткоживущего изотопа нептуни - 239 высокой степени чистоты с целью изучени  его  дерно-физических свойств, использовани  этого изотопа в радиоаналитической практике при отделении нептуни  от трансплутониевых и редкоземельных элементов, а также в аналитическом контроле технологического процесса получени  актинидных элементов.

Коротко живущий у -изотоп нептуни - 239 ( ч) образуетс  при нейтронном облучении природного урана и плутони  в  дерном реакторе, а также как продукт а- распада радионуклида америци -243.

Известен способ периодического выделени  нептуни -239 из америци -243 зхст- ракционным методом. Раствор, содержащий 4 мс 243Апл упариваетс  с 2 мл концентрированной HCI, остаток раствор етс  в 25 мл концентрированной HCI при нагревании с добавлением 30% N262, и затем проводитс  экстракци  нептуни  5% триоктиламином в ксилоле (50 мл) путем встр хивани  в течение 1 мин, органическа  фаза промываетс  10 мл концентрированной HCI дл  удалени  следов америци , после чего нептуний реэкстрагируетс  50 мл НаО. В реэкстракт добавл етс  3 мл концентрированной НМОз и 3 мл 72% HCI, и раствор выпариваетс  дл  удалени  следов органики. Процесс выделени  Np-239 из Ат-243 полностью повтор етс  после его накоплени . Выход радионуклида Np-239

VI Vj

00

о VI

CJ

составл ет 98% при содержании в нем Am 1 %.

Недостатком способа  вл етс  его продолжительность ( АО мин) и большое число операций (выпаривание, экстракци , промывка , реэкглракци ), проводимых вручную , что составл ет определенные трудности при работе с растворами с высокой удельной активностью.

Кроме того, при накоплении Np-239 в течение длительною времени ( 2 мес) происходит разложение органических соедине- ний, оставшихс  после экстракции в исходном растворе Ат-243, что уменьшает выход Np-239 до 20%. Дл  восстановлени  первоначальной высокой эффективности экстракции необходимо удаление следов органики путем выпаривани  высокоактивного раствора амераци -243.

Наиболее близким техническим решением  вл етс  хроматографический способ выделени  изотопно-чистого нептуни -239 из кислого раствора, содержащего материнский радионуклид америци -243, включающий сорбцию последнего на сильнокислотном катионите и периодическое , по мере накоплени , элюирование нептуни -239 раствором минеральной кислоты. Выделение Np-239 из Ат-243 осуществл етс  с использованием катионита Дауэкс-50 и растворов фосфорной кислоты по принципу изотопного генератора.

Недостатком способа  вл етс  то, что дл  вымывани  максимального количества нептуни  требуетс  относительно большой обьем НзР04, что приводит к получению препаратов Np-239 с низкой удельной активностью и увеличению времени выделени , Кроме того, при использовании фосфорной кислоты дл  выделени  Np-239 с целью его практического использовани  возникает необходимость отделени  от НзРСМ, что представл ет довольно трудоемкую химическую операцию, т.е. усложн етс  процесс и увеличиваетс  врем  выделени  короткоживущего радионуклида .

Целью изобретени   вл етс  сокращение длительности процесса и количества элюирующего раствора.

Это достигаетс  тем, что в способе выделени  изотопно-чистого нептуни -239 из кислого раствора, содержащего материнский радионуклид америций-243, включающем сорбцию последнего на сильнокислотном кзтионите и периодическое по мере накоплени  элгоирование нептуни -239 растворов минеральной кислоты, в качестве минеральной кислоты используют фтористоводородную кислоту с

концентрацией 0,1-1 моль/л в количестве 10-3 мл на 1 г, катионита и элюирование ведут со скоростью 1-3 мл/мин.

При наличии указанных отличительных

признаков предлагаемый способ приобретает новые свойства, получение которых не обеспечивают известные способы, а именно , создаетс  возможность одностадийного выделени  изотопно-чистого Np-239 с выходом / 95% в небольшом объеме элюента и коэффициентом очистки от Am равным 7 106 за врем  3-5 мин.

Обща  схема выделени  нептуни -239 следующа .

Раствор, содержащий изотоп Am в равновесии с дочерним Np-239 в любой минеральной кислоте с концентрацией менее 1 моль/л, сорбируют на колонку, наполненную катиониюм КУ-2 или Дауэкс-50, которую затем промывают небольшим количеством воды, после чего генератор готов к работе.

Дл  извлечени  нептуни  через колонку пропускают раствор плавиковой кислоты с

концентрацией 0,1-1 моль/л. Нептуний вымываетс  в первых (1-5 мл) порци х элюента , в то врем  как америций остаетс  прочно сорбированным на смолэ. Колонку заливают водой и оставл ют дл  нового накоплени  нептуни , Полное равновесие устанавливаетс  через 47,3 дн , но вымывание нептуни  можно проводить и через более короткие интервалы времени. Накапливающийс  нептуний периодически

извлекают с колонки небольшими порци ми плавиковой кислоты до тех пор. пока в элю- ате не по витс  «-активность, принадлежаща  америцию. Определение выделенного изотопа нептуни -239 производитс  по периоду полураспада и у-спектру.

На чертеже представлены кривые элю- ировани  Np-239 с колонки, содержащей 0,5 г КУ-2 (крива  I - элюирование 0,2 М HF со скоростью 1 мл/мин, крива  II - элюирование 1,0 М HF со скоростью 3 мл/мин, крива  III - элюирование 1 М НзРО со скоростью 0,33 мл/мин). На чертеже видны преимущества использовани  в качестве элюента раствора фтористоводородной кислоты. В

случае использовани  HF более 90% нептуни  вымываетс  3 мл элюента в течение 1-3 мин, в то врем  как при использовании НзРОз в 5 мл элюента содержание нептуни  составл ет только 65%, а врем  элюировани  - 15 мин.

В таблице приведены полученные значени  коэффициентов распределени  Np и Am между катионитом КУ-2 и растворами HF различной- концентрации, а также обьемы

элюентов. необходимые дл  вымывани  90% Np-239 с колонки, содержащей 1 г катионита с различной скоростью.

Из представленных данных видно, что при всех исследуемых концентраци х кис- лоты имеет место очень больша  разница в коэффициентах распределени  (МО3) Am и Np, что обеспечивает возможность многократного вымывани  Np в небольшом объеме элюента с высокой степенью очистки его от Am. Однако использование растворов HF с концентрацией 1 моль/л не рекомендуетс  вследствие ее агрессивного воздействи  на стекло; в этом случае необходимо пользоватьс  посудой из тефлона. Наиболее це- лесообразно в качестве элюента примен ть растворы HF с концентрацией 0,1-1,0 моль/л; т.к. в этом случае дл  вымывани  нептуни  требуетс  меньший объем элюента и увеличиваетс  возможность его много- кратного вымывани  в течение длительного времени.

Исследовани  по вли нию скорости элюировани  на вымывание нептуни  показали , что полнота извлечени  Np-239 и Am- 243 не измен етс  при увеличении скорости пропускани  раствора через колонку в интервале 1-3 мл/мин, что обеспечивает возможность выделени  нептуниевой фракции в течение 5 мин. Более того, така  скоро- сть элюировани  достигаетс  без примене- ни  дополнительного давлени  при использовании колонок с d 0,5 см и кати- снитов зернением 0,25 мм. что упрощает технические услови  работы генератора.

Полученные данные позволили выбрать оптимальные услови  способа непрерывного выделени  изотопно-чистого Np-239 из Агл-243.

П р и м е р 1. 500 мг воздушно-сухого катионита КУ-2 зернением 0,25-0,5 мм помещают в колонку ,5 CM, см, смолу промывают 5 мл раствора азотной кислоты с концентрацией 1 моль/л. Азотнокислый раствор, содержащий 1 мс Агл-243, пере- нос т на подготовленную колонку, после чего колонку промывают 1 мл Н20.

Дл  извлечени  Np-239 через колонку пропускают 3 мл HF с концентрацией 0,5 моль/л со скоростью 1 мл/мин, а затем про- мывают 2-3 мл Н20 и оставл ют генератор дл  накоплени  и следующего смыва Np.

Измерение у-активности раствора, содержащего нептуний, во времени показывает , что период полураспада выделенного Np-239 составл ет 2,4 дн  и хорошо согласуетс  с литературными данными: выход Np-239 составл ет 99%. альфа-активности в растворе не обнаружено, что свидетельствует о чистоте выделенного препарата с фактором очистки  -106. Отсутствие в препарате нептуни -239 америци -243 подтверждает также сн тие у-спектра Np-239.

Периодическое (30-60 раз) вымывание нептуни -239 с колонки с различными интервалами времени накоплени  Np-239 показывает высокую степень очистки в течение 12-24 мес, что говорит о высокой прочности удерживани  Ат-243 катионитом и возможности использовани  генератора в течение длительного времени.

Препарат америци -243, используемый в качестве источника дл  получени  нептуни -239 , нет необходимости подвергать глубокой очистке от других ТПЭ или РЗЭ; поскольку при выделении нептуни  одновременно достигаетс  высока  степень его очистки от всех трансплутониевых и редкоземельных элементов.

П р и м е р 2, Азотнокислый раствор, содержащий радионуклиды 243Cm, M9Cf, и 1Ъ2 154Еи с активностью 10G-107 имп/100 с, пропускают через колонку, содержащую 500 мг катионита Дауэкс-50 х 8, предварительно обработанную 0,1 моль/л раствором HNOa. Колонку промывают 5 мл воды, а затем элюируют Np-239 раствором 0,2 моль/л HF(5 мл). Измерение у -спектра фракции нептуни  показывает отсутствие в растворе других радионуклидов, что свидетельствует о высокой степени очистки Np от ТПЭ и P33U106).

Радионуклиды ТПЭ и РЗЭ, оставшиес  на колонке, десорбируют 6 моль/л HNOs. После промывани  hteO и HN03 колонка может быть использована дл  следующего разделени .

Приведенные примеры показывают, что предлагаемый хроматографический м„тод выделени  нептуни  обеспечивает периодическое получение изотопно-чистого нептуни -239 с высокой степенью чистоты в небольшом объеме HF с выходом 95%.

Из раствора фтористоводородной кислоты нептуний легко переводитс  в любую другую форму путем выпаривани  раствора в платиновой чашке и удалени  следов HFc помощью HNOa или HCI.

Возможность быстрого выделени  радионуклида Np-239 описанным способом позвол ет использовать радионуклид в качестве отметчика, что имеет большое практическое значение. Использование изотопа Np-239 в радиоаналитической практике в значительной степени облегчает работу исследовател  и повышает точность количественного определени  нептуни , поскольку его идентификаци  осуществл етс  непосредственно в растворе поу -излучению. Это обсто тельство имеет существенное значение при определении нептуни  в растворах сложного солевого состава, например при анализе объектов окружающей среды.

Таким образом, предлагаемый ионообменный способ выделени  нептуни -239 по принципу работы изотопного генератора имеет следующее преимущества по сравнению с известными: простота проведени  экспериментов с помощью одной ионообменной колонки и разбавленных растворов HF; возможность получени  выдел емого радионуклида в любой химической форме путем простого выпаривани ; получение изотопно-чистого Np-239 с высоким выходом (96-99%) в небольшом объеме элюента (3-5 мл), т.е. с высокой удельной активностью , и высокой степенью очистки (5-106) как от Ат-243, так и других ТПЭ и РЗЭ; мала  продолжительность времени выделени  (5

мин); возможность многократного извлечени  короткоживущего радионуклида в течение длительного времени (, 100 раз за 1-2 года службы генератора).

Claims (1)

1. Формула изобретени  Способ выделени  изотопно-чистого нептуни -239 из кислого раствора, содержащего материнский радионуклид америций- 243, включающий сорбцию последнего на сильнокислотном катионите и периодическое по мере накоплени  элюирование нептуни -239 раствором минеральной кислоты, отличающийс  тем, что, с целью сокращени  длительности процесса и количества элюирующего раствора, в качестве минеральной кислоты используют фтористоводородную кислоту с концентрацией 0,1-1,0 моль/л в количестве 10-3 мл на 1 г катионита и элюирование ведут со скоростью Т-3 мл/мин.

   а «

   л

   -ИГ