RU2084979C1 - Способ выделения радионуклида углерод -14 из облученного нейтронами нитрида алюминия - Google Patents

Способ выделения радионуклида углерод -14 из облученного нейтронами нитрида алюминия Download PDF

Info

Publication number
RU2084979C1
RU2084979C1 RU94022784A RU94022784A RU2084979C1 RU 2084979 C1 RU2084979 C1 RU 2084979C1 RU 94022784 A RU94022784 A RU 94022784A RU 94022784 A RU94022784 A RU 94022784A RU 2084979 C1 RU2084979 C1 RU 2084979C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
carbon
irradiated
aluminum nitride
aluminium nitride
radioactive nuclide
Prior art date
Application number
RU94022784A
Other languages
English (en)
Other versions
RU94022784A (ru
Inventor
П.В. Сизов
С.А. Сизова
Original Assignee
Производственное объединение "МАЯК"
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Производственное объединение "МАЯК" filed Critical Производственное объединение "МАЯК"
Priority to RU94022784A priority Critical patent/RU2084979C1/ru
Publication of RU94022784A publication Critical patent/RU94022784A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2084979C1 publication Critical patent/RU2084979C1/ru

Links

Images

Landscapes

  • Ceramic Products (AREA)

Abstract

Использование: в радиохимиии при получении радионуклида углерод - 14. Сущность изобретения: способ заключается в предварительной термической обработке мишенного материала (AlN) в токе кислорода при температуре 800-850oC в течение 5 - 30 часов с целью удаления из него примесей углерода-12, облучением нитрида алюминия в потоке нейтронов и, наконец, обжиге облученного материала в атмосфере кислорода при температуре 920-1180oC в течение 1 - 5 ч с целью извлечения из него радионуклида углерод-14. Способ позволяет снизить продолжительность термической обработки облученного нитрида алюминия, а также увеличить удельную радиоактивность конечного продукта. 2 табл.

Description

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано при производстве радионуклида углерод-14, широко применяемого для синтеза меченых соединений.
Известен способ получения углерода-14 из облученного нейтронами нитрида алюминия, согласно которому тонкоизмельченный порошок AlN сначала нагревают в токе кислорода в течение 30 мин до температуры 600-700oC, а затем повышают температуру до 900oC и поддерживают ее до полного окисления нитрида алюминия /1/.
К недостаткам данного способа следует отнести длительность работы с облученным материалом, обусловленную тем, что при 900oC процесс окисления нитрида алюминия происходит достаточно медленно, кроме того, этот метод практически не может быть использован при работе с брикетированным облученным нитридом алюминия.
Наиболее близким к заявленному является способ извлечения углерода-14 из облученного нейтронами нитрида алюминия, заключающийся в том, что AlN после облучения в виде порошка или таблеток нагревают в токе кислорода при температуре 920-1180oC в течение 5 ч /2/. При загрузке нитрида алюминия в печь-реактор в виде порошка происходит практически полное выгорание целевого продукта. Однако при загрузке AlN в виде таблеток в тех же условиях степень извлечения углерода-14 составляет лишь 50% Следует отметить, что данный способ не позволяет получать углерод-14 хорошего качества, поскольку содержащийся в исходном нитриде алюминия стабильный изотоп углерод-12 после облучения и последующей термической обработки, в токе кислорода также выделяется в виде диоксида углерода и загрязняет целевой препарат, снижая его удельную радиоактивность.
Технической задачей изобретения является увеличение удельной радиоактивности углерода-14, извлекаемого из облученного нейтронами нитрида алюминия посредством предварительной очистки мишенного материала от углерода-12.
Указанная задача решается тем, что исходный нитрид алюминия перед облучением подвергают термической обработке в токе кислорода при температуре 800-950oC в течение 5-30 ч. Предлагаемый режим обработки позволяет практически полностью исключить углерод-12 из исходного мишенного препарата. При этом окисление нитрида алюминия практически не происходит, т.е. содержание азота в нем остается неизменным. Последующие процессы реакторной обработки и окислительного обжига позволяют получить препарат углерод-14 более высокой удельной радиоактивностью.
Сопоставление с прототипом показывает, что данный способ получения радионуклида углерод-14 из облученного нитрида алюминия путем его термического окисления в токе кислорода отличается тем, что нитрид алюминия перед облучением предварительно очищают от примесей стабильного углерода-12 при температуре ниже температуры окисления AlN. Кроме того, при использовании данного метода достигается более полное извлечение целевого компонента из облученного нитрида алюминия.
Пример 1. 50 г порошка нитрида алюминия с исходным содержанием углерода-12 в нем 0,33 мас. облучали 121 день в потоке нейтронов 5,95•1013 нейтронов/см2•с. После этого облученный нитрид алюминия подвергали термическому окислению газа. Расход кислорода составлял 40-50 л/ч. Процесс проводили при температуре 1250oC в течение 1 ч. При этом было достигнуто практически полное извлечение углерода-14, который в виде диоксида поглощался раствором гидроксида бария. Образовавшийся карбонат бария имел удельную радиоактивность 0,32 Ки/г углерода (1,18•1010 Бк/г).
Пример 2. 50 г того же порошка нитрида алюминия, что и в примере 1 перед облучением нагревали в токе кислорода в течение 5 ч при температуре 800oC. При этом содержание углерода-12 в нем снизилось до 0,16 мас. После облучения и термической обработки по выше приведенным режимам (пример 1) удельная радиоактивность препарата углерод-14 составила 0,61 Ки/г углерода (2,33•1010 Бк/г), т.е. возросла в 1,9 раза.
Результаты других примеров приведены в табл. 1 (расход кислорода во всех приведенных в таблице опытах был одинаков и составлял 40-50 л/ч).
Примечание,
1. При температуре 900±50oC проводить очистку AlN от углерода-12 неэффективно, так как нитрид алюминия начинает окисляться до оксида алюминия, при этом снижается доля целевого элемента-азота, из которого впоследствии образуется углерод-14 при облучении AlN в потоке нейтронов.
2. В последней колонке табл. приведено относительное увеличение удельной радиоактивности препарата углерода-14 в каждом опыте (An) по сравнению с аналогичной характеристикой того же препарата (Ao, выделенного из облученного нейтронами AlN, не подвергнутого предварительной обработке (пример 1).
При проведении очистки нитрида алюминия от углерода-12 менее 5 ч удельная радиоактивность выделяемого углерода-14 возрастает незначительно. Увеличение времени очистки сверх 30 ч не дает положительного эффекта.
Кроме того, при выделении углерода-14 из таблеток облученного нитрида алюминия предлагаемым способом было достигнуто практически полное извлечение целевого продукта, в то время как аналогичная характеристика, приведенная в прототипе, достигает лишь 50%
Как видно из табл. в диапазоне времени 5-30 ч происходит значительное увеличение удельной радиоактивности выделенного углерода-14 независимо от того, в каком виде нитрид алюминия загружают в печь (порошок или таблетки). При этом получают конечный продукт, имеющий в 2-3 раза большую удельную активность, чем при использовании в качестве мишени AlN, не подвергнутого предварительной термической обработке в токе кислорода.
В табл. 2 приведены данные по выжиганию углерода-14 как из порошка, так и из таблеток облученного нитрида алюминия, приведенные в прототипе, а также полученные с использованием предлагаемого метода.
Примечание. Данные приведены для таблеток диаметром 20 мм и толщиной 4 мм. Условия прессования и предварительного спекания таблеток в обоих случаях одинаковы.
Приведенные в табл. 2 данные свидетельствуют о том, что по сравнению с прототипом предлагаемый метод позволяет увеличить степень извлечения целевого продукта.

Claims (1)

  1. Способ выделения радионуклида углерод-14 из облученного нейтронами нитрида алюминия, заключающийся в нагревании облученного нитрида алюминия в виде порошка или таблеток в токе кислорода при 920 1180oС в течение 1 - 5 ч, отличающийся тем, что нитрид алюминия перед облучением подвергают термической обработке в токе кислорода при 800 850oС в течение 5 30 ч.
RU94022784A 1994-06-10 1994-06-10 Способ выделения радионуклида углерод -14 из облученного нейтронами нитрида алюминия RU2084979C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU94022784A RU2084979C1 (ru) 1994-06-10 1994-06-10 Способ выделения радионуклида углерод -14 из облученного нейтронами нитрида алюминия

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU94022784A RU2084979C1 (ru) 1994-06-10 1994-06-10 Способ выделения радионуклида углерод -14 из облученного нейтронами нитрида алюминия

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU94022784A RU94022784A (ru) 1996-04-10
RU2084979C1 true RU2084979C1 (ru) 1997-07-20

Family

ID=20157260

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU94022784A RU2084979C1 (ru) 1994-06-10 1994-06-10 Способ выделения радионуклида углерод -14 из облученного нейтронами нитрида алюминия

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2084979C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2546981C1 (ru) * 2013-10-16 2015-04-10 Открытое акционерное общество "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" (ОАО "НИКИЭТ") Способ обработки облученного реакторного графита

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2740745C1 (ru) * 2019-08-12 2021-01-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Установка автоматизированная пробоотбора трития и углерода-14

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Заявка Великобритании N 784125, кл. G 21 G 1/06, 1957. 2.Hata K., Shikata E., Amano H. Rellease of Carbon - 14 from Neutron - Irradiated Aluminium Nitride in the Dry Procedure - Journal of Nuclear Science and Technology, 1973, v.10, N 2, р.89-94. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2546981C1 (ru) * 2013-10-16 2015-04-10 Открытое акционерное общество "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" (ОАО "НИКИЭТ") Способ обработки облученного реакторного графита

Also Published As

Publication number Publication date
RU94022784A (ru) 1996-04-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
ES446306A1 (es) Procedimiento para recuperar oxido de etileno de efluentes de reaccion gaseosos.
EP0219840A3 (en) Modified close fraction batch process for purification of sio2
RU2084979C1 (ru) Способ выделения радионуклида углерод -14 из облученного нейтронами нитрида алюминия
SU728691A1 (ru) Способ выделени фтора из газов производства алюмини
KR850003166A (ko) B형 간염 비루스 표면항원(HBs 항원)의 정제방법
US5456896A (en) Preparation of high alpha-type silicon nitride powder
JPS57171721A (en) Production of carbon fiber
RU2004491C1 (ru) Способ очистки детонационного алмаза
SU1175869A1 (ru) Способ получени углеродного материала
SU1700057A1 (ru) Способ магнетизирующего обжига слабомагнитного железорудного материала
RU2060935C1 (ru) Способ очистки карбида кремния
RU2004319C1 (ru) Способ получени углеродного сорбента
SU395321A1 (ru) Способ регенерации сол ной кислоты
RU1770276C (ru) Способ получени бора
RU2038310C1 (ru) Способ получения фторидов редкоземельных металлов и иттрия
IL26849A (en) Process for the preparation of non-aqueous hydrazine
JPS574925A (en) Furification of organic solvent
GB939848A (en) Improvements in or relating to methods of removing oxygen from germanium
JPS522807A (en) Process for treatment of blast furnace gas ashes
SU1315459A1 (ru) Способ обработки сажи
RU2104985C1 (ru) Способ получения циркониевой керамики
SU1256399A1 (ru) Способ обработки кристаллов рубина
JPS57205321A (en) Separating and recovering method for germanium from glass composition containing germanium
SU1421774A1 (ru) Способ получени металлизованных окатышей
SU309063A1 (ru) Металлокерал1ический сплав на основе вольфрама