RU2106708C1 - Способ производства осколочного радионуклида молибдена-99 - Google Patents
Способ производства осколочного радионуклида молибдена-99 Download PDFInfo
- Publication number
- RU2106708C1 RU2106708C1 RU94028125A RU94028125A RU2106708C1 RU 2106708 C1 RU2106708 C1 RU 2106708C1 RU 94028125 A RU94028125 A RU 94028125A RU 94028125 A RU94028125 A RU 94028125A RU 2106708 C1 RU2106708 C1 RU 2106708C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- solution
- molybdenum
- uranyl sulfate
- fission
- reactor
- Prior art date
Links
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Использование: ядерная технология, а именно получение изотопов Мо-99, используемых в медицинских целях. Сущность: способ заключается в том, что циркулирующий раствор уранилсульфата подвергают нейтронному облучению, выделяя образующиеся радионуклиды Мо-99 из циркулирующего раствора, содержащего уранилсульфат и продукты его распада. Уранилсульфат применяют в объеме, превышающем критический по условиям цепной реакции деления ядер. Достигаемый технический результат: организация непрерывного технологического цикла, экономичное использование делящихся материалов, снижение количества высокоактивных отходов, высокая эффективность производства Мо-99. 3 з.п.ф-лы, 1 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной технологии и может быть использовано для производства осколочного радионуклида молибдена-99. Последний нашел широкое применение в ядерной медицине для диагностики и лечения многих заболеваний. В практически значимых количествах радионуклид Мо-99 можно получить путем облучения мишеней нейтронами или заряженными частицами в ядерных реакторах или ускорителях.
Известен способ [1], который заключается в облучении в реакторном канале ампулы, на внутренней стенке которой нанесен равномерный слой делящегося материала.
Наиболее близким по технической сути к заявляемому является способ [2], по которому часть топливного раствора отбирают из реактора и из нее извлекают Мо-99. В качестве топливного раствора в реакторе используют уранилсульфат. Описанная в прототипе технология предлагает метод физико-химического выделения Мо-99 и его очистки от радиоактивных примесей. Уран также выделяют из отобранной части раствора и после химической обработки возвращают в реактор.
Недостатком данного способа является то, что выделение Мо-99 происходит периодически из части топливного раствора. Описанная в прототипе технология сложна с точки зрения рециклирования топлива: выделение урана из отобранного раствора - приготовление уранилсульфата - возврат уранилсульфата в реактор.
Перед авторами стояла задача создания способа производства осколочного радионуклида Мо-99, лишенного указанных недостатков.
Поставленная задача решается тем, что по способу производства Мо-99, включающему нейтронное облучение раствора уранилсульфата и выделение из облученного раствора Мо-99, создают циркуляцию раствора уранилсульфата, нейтронному облучению подвергают циркулирующий раствор, а выделение Мо-99 ведут из циркулирующего раствора.
Выделение Мо-99 может осуществляться одновременно с облучением раствора в реакторе. Объем топливного раствора может превышать критический по условиям цепной реакции деления ядер. Циркуляция раствора может осуществляться непрерывно при работе реактора на мощности.
Создание циркуляции раствора уранилсульфата, нейтронное облучение циркулирующего раствора и выделение Мо-99 из циркулирующего раствора позволяют реализовать непрерывный технологический цикл, в котором обеспечиваются одновременное получение Мо-99, его селективное извлечение из топливного раствора, а также возврат других продуктов деления и делящихся материалов в циркулирующий раствор. Этим достигается экономичное использование делящихся материалов, снижение количества образующихся высокоактивных радиоактивных отходов и обеспечивается высокая эффективность производства требуемого полезного продукта - Мо-99.
При использовании раствора в количествах, превышающих критический по условиям самоподдерживающейся цепной реакции деления, источником нейтронов, использующих для получения Мо-99, является сам раствор.
Таким образом, достигается указанный технический результат.
Ниже приведено описание одного из вариантов технологической реализации предложенного способа применительно к производству осколочного молибдена-99 и ксенона-133 в растворном реакторе.
На чертеже представлена схема установки по производству осколочных нуклидов, где 1 - ядерный растворный реактор, 2 - электронагреватель, 3 - аппарат-рекомбинатор, 4 - конденсатор, 5 - теплообменник, 6 - блок выделения Хе-133, 7 - накопитель воды, 8 - циркуляционный насос, 9 - отстойник раствора, 10 - сорбционная колонка выделения молибдена, 11 - емкость с раствором серной кислоты, 12 - емкость с раствором аммиака, 13 - емкость с раствором кислоты, 14 - емкость с раствором щелочи, 15 - емкость для сбора первичного продукта, 16 - сорбционная колонка очистки молибдена, 17 - емкость для сбора конечного продукта, 18 - транспортные флаконы. Кроме того, схема разбита на зоны: А - зона выделения молибдена, Б - зона чистых химреактивов, В - зона сбора первичного продукта и его очистки.
На прилагаемой схеме в зоне выделения молибдена А облучательным устройством является гомогенный ядерный реактор 1, содержащий водный раствор уранилсульфата. Образующиеся при работе продукты радиолиза воды подогреваются электронагревателем 2 и регенерируются в аппарате-рекомбинаторе 3. После охлаждения парогазовой смеси в конденсаторе 4 вода возвращается в реактор 1. Раствор в реакторе охлаждается с помощью змеевикового теплообменника 5. Газ после конденсатора 4 отбирается в блок 6 выделения Хе-133. Часть воды из контура собирают в накопителе воды 7. Раствор с помощью циркуляционного насоса 8 подается в отстойник раствора 9. В отстойнике происходит распад короткоживущих осколков деления, включая предшественников запаздывающих нейтронов. Раствор освобождается от газообразных составляющих и охлаждается до рабочих температур сорбента. Из отстойника раствор под напором гидростатического давления поступает на фильтрацию в сорбционную колонку выделения молибдена 10 с последующим сливом фильтрата в реактор. Через определенный промежуток времени колонка с сорбентом отсекается от контура циркуляции (переход циркуляции на параллельную колонку), и производятся последовательно следующие операции по селективному смыву молибдена при помощи чистых химреактивов, расположенных в зоне Б:
колонка 10 дробно промывается раствором серной кислоты из емкости 11, при этом остатки рабочего раствора удаляются из сорбента и возвращаются в реактор, а для обеспечения постоянства объема раствора в реакторе часть воды из накопителя воды 7 сбрасывается в систему отходов производства;
колонку 10 дробно промывают раствором аммиака из емкости 12, при этом первые порции щелочи (объемом порядка суммарного объема пор сорбента) расходуют на нейтрализацию кислой среды сорбента, т.к. эти порции щелочи не будут содержать молибдена, то их направляют в тракт сброса отходов, а после достижения заданного значения pH среды сорбента начинают селективно смывать молибден путем перевода его в хорошо растворимое в воде соединение, например NH-ного продукта, который расположен в зоне В;
после смыва с сорбента практически значимой доли адсорбированного молибдена через колонку 10 дробно фильтруют раствор чистой серной кислоты из емкости 11 с направлением отфильтрованного раствора в тракт сброса отходов, при фильтрации идет процесс восстановления работоспособности сорбента, т.к. щелочная среда сменяется на кислую, и сорбент освобождается от остатков адсорбированных попутно с молибденом элементов, за счет этого сорбент может быть подготовлен для вторичного использования, что сокращает частоту операций по смене сорбента.
колонка 10 дробно промывается раствором серной кислоты из емкости 11, при этом остатки рабочего раствора удаляются из сорбента и возвращаются в реактор, а для обеспечения постоянства объема раствора в реакторе часть воды из накопителя воды 7 сбрасывается в систему отходов производства;
колонку 10 дробно промывают раствором аммиака из емкости 12, при этом первые порции щелочи (объемом порядка суммарного объема пор сорбента) расходуют на нейтрализацию кислой среды сорбента, т.к. эти порции щелочи не будут содержать молибдена, то их направляют в тракт сброса отходов, а после достижения заданного значения pH среды сорбента начинают селективно смывать молибден путем перевода его в хорошо растворимое в воде соединение, например NH-ного продукта, который расположен в зоне В;
после смыва с сорбента практически значимой доли адсорбированного молибдена через колонку 10 дробно фильтруют раствор чистой серной кислоты из емкости 11 с направлением отфильтрованного раствора в тракт сброса отходов, при фильтрации идет процесс восстановления работоспособности сорбента, т.к. щелочная среда сменяется на кислую, и сорбент освобождается от остатков адсорбированных попутно с молибденом элементов, за счет этого сорбент может быть подготовлен для вторичного использования, что сокращает частоту операций по смене сорбента.
Чистота первичного продукта определяется оптимальностью всех стадий по освобождению и смыву молибдена и качеством используемых при этом веществ (сорбента, растворов и т.д.). Поэтому не исключен одностадийный технологический процесс, когда первичный продукт будет соответствовать требованиям конечного. В случае необходимости дополнительной очистки первичного продукта ее предлагается проводить аналогично первой стадии при существенно меньших объемах расходуемых материалов. Дополнительно для этого нужны емкость 13 и 14 с растворами кислоты и щелочи соответственно. Первичный продукт из емкости 15 подают на сорбционную колонку очистки молибдена 16. Очищенный молибден собирают в емкость 17 для сбора конечного продукта. Расфасовку раствора молибдена осуществляют в транспортные флаконы 18. Емкость 15 и 17, сорбционная колонка 16 и флаконы 18 размещены в зоне сбора первичного продукта и его очистки В.
Предлагаемая технологическая схема позволяет осуществить зонное (зона А, Б, В) размещение оборудования по его функциональному назначению и степени радиационной опасности, что повышает надежность ее работы и обеспечивает безопасность.
Вышеуказанные операции по изменению направлений движения различных жидкостей - первичный раствор, растворы чистых химреактивов, растворы производимого продукта и сброс отходов производятся с помощью вентильной арматуры с дистанционным управлением. При соответствующем подборе объема сорбента и размеров его гранул можно практически полностью исключить из технологической схемы большие перепады давления на вентилях, т.е. функции арматуры свести в основном к распределительным при минимуме давления запирания-закрытия.
Claims (4)
1. Способ производства осколочного нуклида Mo-99, включающий нейтронное облучение раствора делящегося материала, в качестве которого используют уранилсульфат, и выделение осколочного нуклида Mo-99, отличающийся тем, что создают циркуляцию раствора уранилсульфата, нейтронному облучению подвергают циркулирующий раствор, а выделение Mo-99 ведут из циркулирующего раствора уранилсульфата.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что облучение раствора уранилсульфата производят одновременно с выделением Mo-99.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что уранилсульфат применяют в объеме, превышающем критический по условиям цепной реакции деления ядер.
4. Способ по п.1, отличающийся тем, что циркуляцию раствора поддерживают непрерывно.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU94028125A RU2106708C1 (ru) | 1994-07-27 | 1994-07-27 | Способ производства осколочного радионуклида молибдена-99 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU94028125A RU2106708C1 (ru) | 1994-07-27 | 1994-07-27 | Способ производства осколочного радионуклида молибдена-99 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU94028125A RU94028125A (ru) | 1996-07-27 |
RU2106708C1 true RU2106708C1 (ru) | 1998-03-10 |
Family
ID=20158968
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU94028125A RU2106708C1 (ru) | 1994-07-27 | 1994-07-27 | Способ производства осколочного радионуклида молибдена-99 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2106708C1 (ru) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2011081576A2 (ru) * | 2009-12-03 | 2011-07-07 | Ermolov Nikolay Antonovich | Способ и устройство для производства молибдена-99 |
WO2016105234A1 (ru) * | 2014-12-26 | 2016-06-30 | Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Реакторная установка для производства изотопной продукции |
WO2016105235A1 (ru) * | 2014-12-26 | 2016-06-30 | Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Реакторная установка для производства изотопной продукции |
RU2630259C2 (ru) * | 2015-04-07 | 2017-09-06 | Открытое акционерное общество "Красная Звезда" | Комплекс ядерных растворных реакторов |
-
1994
- 1994-07-27 RU RU94028125A patent/RU2106708C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
2. W.L.Cheng. Appl.Radiat.Isot., 1989, v. 40, N 4, p. 315 - 324. * |
Cited By (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2011081576A2 (ru) * | 2009-12-03 | 2011-07-07 | Ermolov Nikolay Antonovich | Способ и устройство для производства молибдена-99 |
WO2011081576A3 (ru) * | 2009-12-03 | 2011-08-25 | Ermolov Nikolay Antonovich | Способ и устройство для производства молибдена-99 |
WO2016105234A1 (ru) * | 2014-12-26 | 2016-06-30 | Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Реакторная установка для производства изотопной продукции |
WO2016105235A1 (ru) * | 2014-12-26 | 2016-06-30 | Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Реакторная установка для производства изотопной продукции |
RU2646864C1 (ru) * | 2014-12-26 | 2018-03-12 | Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Им. Н.А. Доллежаля" | Реакторная установка для производства изотопной продукции |
RU2654507C1 (ru) * | 2014-12-26 | 2018-05-21 | Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Реакторная установка для производства изотопной продукции |
RU2630259C2 (ru) * | 2015-04-07 | 2017-09-06 | Открытое акционерное общество "Красная Звезда" | Комплекс ядерных растворных реакторов |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU94028125A (ru) | 1996-07-27 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
AU749626B2 (en) | Method and apparatus for the production and extraction of molybdenum-99 | |
CA2184967C (en) | Medical isotope production reactor | |
JP4618732B2 (ja) | 放射性モリブデンの製造方法と装置 | |
KR101353730B1 (ko) | 방사성 동위원소 생성 및 표적 물질 용액의 처리 | |
Shadrin et al. | РH process as a technology for reprocessing mixed uranium–plutonium fuel from BREST-OD-300 reactor | |
JP5427483B2 (ja) | 放射性医薬品およびその標識化合物原料としての放射性テクネチウムの濃縮および溶出回収方法、およびシステム | |
Bibler et al. | Testing a new cesium-specific ion exchange resin for decontamination of alkaline high-activity waste | |
EP1324951B1 (en) | Inorganic sorbent for molybdenum-99 extraction from irradiated uranium solutions and its method of use | |
JPH08105998A (ja) | 高レベル放射性廃液の高減容固化処理方法 | |
RU2106708C1 (ru) | Способ производства осколочного радионуклида молибдена-99 | |
Mushtaq et al. | Management of radioactive waste from molybdenum-99 production using low enriched uranium foil target and modified CINTICHEM process | |
CN111068482B (zh) | 一种从溶解辐照铀靶尾气中提取131i的装置 | |
RU2498434C1 (ru) | Способ получения радионуклида висмут-212 | |
RU2103756C1 (ru) | Способ выделения изотопов из продуктов деления, получаемых в ядерном реакторе (варианты) | |
RU2716828C1 (ru) | Способ выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора и устройство для его осуществления | |
US5049284A (en) | Method of removing radioactive europium from solutions of radioactive gadolinium | |
CN110491540A (zh) | 一种放射性废物的处理方法 | |
RU2145127C1 (ru) | Способ получения и выделения осколочного молибдена-99 из жидкой гомогенной фазы, содержащей уран | |
GB2321998A (en) | Plutonium-containing effluent treatment apparatus using tannin | |
RU2155398C1 (ru) | Способ получения радиоизотопа стронций-89 | |
Swope | Treatment of radioactive wastes | |
JP2023534153A (ja) | 原子炉運転による廃棄物としてのトリチウムの処理方法 | |
RU2155399C1 (ru) | Способ получения радиоизотопа стронций-89 | |
Ramey | Gadolinium-153 production at the Oak Ridge National Laboratory | |
JP2001074891A (ja) | 放射線同位体製造装置および方法 |