RU2073927C1 - Способ выделения сурьмы-125 из смеси осколков деления, урана, трансурановых элементов, продуктов коррозии и технологических отходов - Google Patents
Способ выделения сурьмы-125 из смеси осколков деления, урана, трансурановых элементов, продуктов коррозии и технологических отходов Download PDFInfo
- Publication number
- RU2073927C1 RU2073927C1 SU5027727A RU2073927C1 RU 2073927 C1 RU2073927 C1 RU 2073927C1 SU 5027727 A SU5027727 A SU 5027727A RU 2073927 C1 RU2073927 C1 RU 2073927C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- antimony
- mixture
- uranium
- fission fragments
- silica gel
- Prior art date
Links
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Использование: получение препаратов сурьмы - 125 с последующим применением их в источниках или генераторах теллура - 125. Сущность изобретения: засоленную смесь осколков деления и актинидов наносят на сорбент, в качестве которого используют силикагель. В результате упрощается процесс выделения и повышается выход продукта. 1 з.п. ф-лы.
Description
Изобретение относится к технологии выделения радионуклидов из отходов переработки ядерного горючего (по существу из осколков деления и трансурановых элементов). Оно может быть использовано для получения препаратов сурьмы-125 в относительно крупных масштабах (десятки-сотни Кюри). Сурьма-125 используется в настоящее время для изготовления мессбауэровских источников, а также для получения безносительного теллура-125m, который является дочерним радионуклидом, образующимся при распаде сурьмы-125 [1, 2] В связи с этим разработаны методы выделения сурьмы-125 из облученного нейтронами в ядерных реакторах олова-124.
Известны осадительные в сочетании с экстракцией экстракционные [2] и ионообменные [3] методы.
Препараты сурьмы-125, выделяемые из осколков деления, в настоящее время не выпускаются, однако известны способы выделения сурьмы-125 из смеси осколочных элементов и некоторых актинидов, разработанные главным образом для аналитических и исследовательских целей. Например, в работе [4] описаны методы концентрирования и выделения сурьмы-125 из облученного нейтронами различных энергий урана. Эти методы предусматривают введение носителя (сурьмы). Концентрирование осуществляется в несколько стадий, предусматривающих чередование осадительных и экстракционных операций. В работе [5] описаны комплексная многостадийная схема разделения осколков деления урана, предусматривающая использование различных ионитов и различных элюирующих и окисляющих сред (НСl, HF, HClO4, NH4Cl). В рамках этой схемы сурьма выделяется на шестой стадии одной из ветвей схемы с помощью анионита IR-420 в солянокислой среде.
Наиболее эффективным из известных и наиболее близким к заявляемому изобретению является способ выделения сурьмы-125 из облученного нейтронами урана, включающего (кроме осколков) нептуний-239 [6] Этот способ представляет собой комплексную многостадийную схему разделения урана, трансуранов (239 Np) и осколочных элементов. Используется экстракционная хроматография на ТБФ и Д2ЭГФК, нанесенных на фторопласт при элюировании продуктов азотной и соляной кислотами различных концентраций. Сурьма-125 выделяется экстракционной хроматографией на Д2ЭГФК в среде НСl и на четвертой стадии из смеси с изотопами иода путем осаждения последних на хлориде серебра. Выход сурьмы по данным авторов составляет 87,5 ± 1,3%
Основной недостаток способа-прототипа состоит в его сложности, многостадийности и, следовательно, ненадежности при реализации процесса в значительных масштабах в условиях горячих камер. Кроме того, как ионообменные смолы, так и экстрагенты (особенно в экстрационно-хроматографическом варианте) характеризуются низкой радиационной стойкостью и изменяют свои свойства в условиях значительных радиационных нагрузок, которые неизбежны при переработке отработавшего ядерного топлива. Наконец, выход сурьмы по способу прототипу недостаточно высок.
Основной недостаток способа-прототипа состоит в его сложности, многостадийности и, следовательно, ненадежности при реализации процесса в значительных масштабах в условиях горячих камер. Кроме того, как ионообменные смолы, так и экстрагенты (особенно в экстрационно-хроматографическом варианте) характеризуются низкой радиационной стойкостью и изменяют свои свойства в условиях значительных радиационных нагрузок, которые неизбежны при переработке отработавшего ядерного топлива. Наконец, выход сурьмы по способу прототипу недостаточно высок.
Целью изобретения было устранение указанных недостатков.
Для этого согласно изобретению в качестве сорбента для нанесения смеси осколков деления урана, трансурановых элементов, технологических продуктов переработки ядерного топлива и продуктов коррозии выбирали силикагель, причем нанесение смеси осуществляли непосредственно в азотнокислом растворе без корректировки. Далее промывали сорбент водным раствором азотной кислоты и осуществляли элюирование сурьмы-125 водными растворами соляной кислоты, Отличительными по сравнению с прототипом признаками являются использование для выделения сурьмы силикагеля вместо последовательного применения ТБФ и Д2ЭГФК, а также нанесение смеси непосредственно в азотнокислом растворе с последующей промывкой сорбента азотной кислотой с концентрацией 3-8 моль/л и элюированием соляной кислотой с концентрацией более 3 моль/л.
В работе [7] описано разделение урана и сурьмы-124 на фосфате циркония из солянокислых сред с применением органических растворителей в качестве промежуточных элюентов, а в сборнике [2, c. 82] упоминается сорбция сурьмы-125, циркония-95 и ниобия-95 из азотнокислых растворов, содержащих торий и протактиний-231 на силикагеле.
Следовательно, из общехимических соображений и данных литературы можно было полагать, что сурьмы-125 из азотнокислых растворов смеси осколков деления урана и трансурановых элементов (отходы переработки ядерного топлива) будет заметно сорбироваться силикагелем, однако в литературе не обнаружено никаких данных о возможности селективного выделения на силикагеле сурьмы из этой сложной смеси. Более того полученный результат априорно трудно было ожидать.
Заявляемое техническое решение существенно упрощает проведение процесса выделения сурьмы-125 из смеси осколков деления и трансуранов, сокращает число стадий, увеличивает выход целевого радионуклида и повышает радиационную стойкость используемого сорбента. Т.е. по существу из известных способов только заявляемый является достаточно технологичным для выделения значительных количеств (десятка-сотни Кюри) сурьмы-125 из смеси осколков деления и ТУЭ в условиях высоких радиационных нагрузок и применительно к работе в горячих камерах. Он обеспечивает быстрое селективное отделение целевого радионуклида с высоким выходом и высокой чистотой конечного препарата.
Пример. Проба технологического раствора объемом 9,5 мл.
Радионуклидный состав по данным гамма-спектрометрического анализа, мкКи:
Сурьма-125 50
Радий-106 313
Цезий-134 950
Цезий-137 3225
Церий-144 365
Празеодим-144 317
Европий-154 126
Европий-155 66
Америций-241 41
Концентрации технологических продуктов, г/л:
Алюминий 2
Железо 0,3
Никель 0,1
Хром 0,02
Свинец 0,01
Кальций 0,1
Натрий 2,5
Азотная кислота ≈ 200
Плутоний (в основном 239Pu) ≈ 0,02-0,04
Проба наносилась на колонку диаметром 3 мм и высотой 80 мм, заполненную силикагелем марки Н 160/40, со скоростью ≈ 0,5 мл/мин•см2. Далее осуществлялась промывка колонки ≈ 5М водным раствором азотной кислоты общим объемом 70 мл со скоростью ≈ 1 мл/мин•см2 Элюирование сурьмы осуществлялось 6М водным раствором НСl объемом 10 мл со скоростью 0,5 мл/мин•см2.
Сурьма-125 50
Радий-106 313
Цезий-134 950
Цезий-137 3225
Церий-144 365
Празеодим-144 317
Европий-154 126
Европий-155 66
Америций-241 41
Концентрации технологических продуктов, г/л:
Алюминий 2
Железо 0,3
Никель 0,1
Хром 0,02
Свинец 0,01
Кальций 0,1
Натрий 2,5
Азотная кислота ≈ 200
Плутоний (в основном 239Pu) ≈ 0,02-0,04
Проба наносилась на колонку диаметром 3 мм и высотой 80 мм, заполненную силикагелем марки Н 160/40, со скоростью ≈ 0,5 мл/мин•см2. Далее осуществлялась промывка колонки ≈ 5М водным раствором азотной кислоты общим объемом 70 мл со скоростью ≈ 1 мл/мин•см2 Элюирование сурьмы осуществлялось 6М водным раствором НСl объемом 10 мл со скоростью 0,5 мл/мин•см2.
В промывном азотнокислом растворе обнаружено < 2-3% сурьмы-125 от его исходного количества.
В целевой фракции по данным гамма-спектрометрии содержится 93±3% сурьмы-125.
Из примесных радионуклидов отчетливо зафиксирован родий-106 в количестве по активности не более 0,1% от активности сурьмы-125 и, возможно, не более 0,1% суммы всех остальных указанных радионуклидов. Т.е. при выходе ≈ 98-99% достигнута радионуклидная чистота препарата сурьмы-125 осколочной не менее 99,8%
Оптимальные значения концентрации промывного водного раствора азотной кислоты находятся в интервале 3-8 моль/л. При более высоких концентрациях заметно увеличивается доля смываемой вместе с примесями сурьмы-125. При концентрациях менее 3 моль/л требуются слишком большие объемы (больше 100 мл на 1 см3 силикагеля) для удаления примесных радионуклидов и других элементов. Достаточно эффективный смыв сурьмы-125 с силикагеля осуществляется при концентрации соляной кислоты более 3 моль/л. Применение более концентрированных растворов снижает выход целевого радионуклида.
Оптимальные значения концентрации промывного водного раствора азотной кислоты находятся в интервале 3-8 моль/л. При более высоких концентрациях заметно увеличивается доля смываемой вместе с примесями сурьмы-125. При концентрациях менее 3 моль/л требуются слишком большие объемы (больше 100 мл на 1 см3 силикагеля) для удаления примесных радионуклидов и других элементов. Достаточно эффективный смыв сурьмы-125 с силикагеля осуществляется при концентрации соляной кислоты более 3 моль/л. Применение более концентрированных растворов снижает выход целевого радионуклида.
Список использованных источников
1. А.С. N 1589861 (СССР). Способ изготовления активных сердечников источников мессбауэровского гамма-излучения на основе многокомпонентных оксидов сурьмы-125, теллура-125 и иода-125, кл. G 21G 4/04.
1. А.С. N 1589861 (СССР). Способ изготовления активных сердечников источников мессбауэровского гамма-излучения на основе многокомпонентных оксидов сурьмы-125, теллура-125 и иода-125, кл. G 21G 4/04.
2. Иофа Б.З. Производство изотопов. М. АИ, 1973, с.86-88.
3. Mani R.S. Radiochim. Acta, 1987, v.41. -N2/3, p.103-110.
4. Лаврухина А.К. и др. Радиохимический анализ. М. изд. АН СССР, 1963, с.202.
5. Greene M.M. //Inter J. Appl Radiat Isotop 1967, v.18, p.540 (питировано по: Егоров Е.В. и др. Ионный обмен в радиохимии. М. Атомиздат, 1971, с.148).
6. Denig R. et al. // J.Radioanal. Chem 1970. Vol.6.-N2, p.331-343.
7. Aly H.F. et al. // Microchim Acta, 1973, N1, s.1-7.
Claims (2)
1. Способ выделения сурьмы-125 из смеси осколков деления, урана, трансурановых элементов, продуктов коррозии и технологических отходов переработки ядерного горючего, включающий нанесение исходной смеси в виде раствора солей на сорбент, промывку его раствором кислоты и элюирование сурьмы водным раствором соляной кислоты, отличающийся тем, что в качестве сорбента используют силикагель, а промывку ведут раствором азотной кислоты.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что промывку сорбента с нанесенной смесью осуществляют HNO3 с концентрацией 3 8 моль/л, а элюирование сурьмы с силикагеля осуществляют соляной кислотой с концентрацией 3 моль/л.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU5027727 RU2073927C1 (ru) | 1992-02-19 | 1992-02-19 | Способ выделения сурьмы-125 из смеси осколков деления, урана, трансурановых элементов, продуктов коррозии и технологических отходов |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU5027727 RU2073927C1 (ru) | 1992-02-19 | 1992-02-19 | Способ выделения сурьмы-125 из смеси осколков деления, урана, трансурановых элементов, продуктов коррозии и технологических отходов |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2073927C1 true RU2073927C1 (ru) | 1997-02-20 |
Family
ID=21597094
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU5027727 RU2073927C1 (ru) | 1992-02-19 | 1992-02-19 | Способ выделения сурьмы-125 из смеси осколков деления, урана, трансурановых элементов, продуктов коррозии и технологических отходов |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2073927C1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN114141400A (zh) * | 2021-11-30 | 2022-03-04 | 中国原子能科学研究院 | 一种从裂变产物中分离锑的方法 |
-
1992
- 1992-02-19 RU SU5027727 patent/RU2073927C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
1. Иофа Б.З. "Производство изотопов" - М.: АИ, 1973, с. 86 - 88. 2. Mani R.S. Radiochiw, Acta, 1987, v. 41, N 2/3, p. 103 - 110. 3. Лаврухина А.К. и др. Радиохимический анализ. -М.: изд. АН СССР, 1963, с. 202. 4. Greene M.M. Inter J. Appl. Radiat. Isotop, 1967, v 18, p. 540. 5. Denig R. et al J. Radioanal.Chew., 1970, v. 6, N 2, p. 331 - 343. 6. Aly H.F. et al Microchiw Acta, 1973, H.1, s. 1 - 7. * |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN114141400A (zh) * | 2021-11-30 | 2022-03-04 | 中国原子能科学研究院 | 一种从裂变产物中分离锑的方法 |
CN114141400B (zh) * | 2021-11-30 | 2024-03-22 | 中国原子能科学研究院 | 一种从裂变产物中分离锑的方法 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Ali et al. | Production techniques of fission molybdenum-99 | |
US9951399B2 (en) | Separation of protactinum, actinium, and other radionuclides from proton irradiated thorium target | |
Bunney et al. | Quantitative radiochemical analysis by ion exchange. Anion exchange behavior of several metal ions in hydrochloric, nitric, and sulfuric acid solutions | |
Marsh | Separation of lanthanide fission products from nuclear fuels by extraction chromatography and cation exchange for isotope dilution mass spectrometric analysis | |
A Tarasov et al. | Production of no-carrier added lutetium-177 by irradiation of enriched ytterbium-176 | |
Narbutt et al. | Gamma emitting radiotracers 224Ra, 212Pb and 212Bi from natural thorium | |
Guseva | Radioisotope generators of short-lived α-emitting radionuclides promising for use in nuclear medicine | |
RU2073927C1 (ru) | Способ выделения сурьмы-125 из смеси осколков деления, урана, трансурановых элементов, продуктов коррозии и технологических отходов | |
Dadakhanov et al. | 172 Hf→ 172 Lu Radionuclide Generator Based on a Reverse-Tandem Separation Scheme | |
RU2439727C1 (ru) | Способ получения радионуклида висмут-212 | |
Mani | Reactor production of radionuclides for generators | |
Mushtaq et al. | Ion Exchange Behaviour of Cadmium and Indium on Organic Anion and Cation Exchangers: A 115Cd/115mIn Generator | |
Rakhimov et al. | Purification of selenium from thorium, uranium, radium, actinium and potassium impurities for low background measurements | |
Hayashi et al. | Separation and recovery of Cm from Cm–Pu mixed oxide samples containing Am impurity | |
Milyutin et al. | KV Chmutov’s legacy in developing the fundamental concepts of the radioactive elements chromatography | |
Du | Applications of a dual-column technique in actinide separations | |
Bellido et al. | Chemical separation of plutonium | |
RU2803641C1 (ru) | Способ получения радиоизотопа тербий-161 | |
Trautmann et al. | 7 Radiochemical separations | |
US7435399B2 (en) | Chromatographic extraction with di(2-ethylhexyl)orthophosphoric acid for production and purification of promethium-147 | |
US3545925A (en) | Method for producing radioactive tellurium | |
Navratil | Evaluation of anion exchange resins for plutonium-uranium separations in nitric acid | |
Du et al. | Thorium-229 for medical applications | |
El-Garhy et al. | Selective separation of 99 Mo from fission products in chloride media on activated alumina | |
Misiak et al. | High pure, carrier free 85Sr and 83Rb tracers obtained with AIC-144 cyclotron |