RU2172533C1

RU2172533C1 - Способ получения радионуклида углерод-14

Info

Publication number: RU2172533C1
Application number: RU2000100232/06A
Authority: RU
Inventors: Ю.В. Гарусов; В.Г. Шевченко; А.Б. Сотиков; В.Б. Гевирц; Л.А. Зеленцова; Б.И. Рогозев
Original assignee: Государственное предприятие Ленинградская атомная электростанция им. В.И. Ленина; Закрытое акционерное общество Научно-производственное объединение Энергоатоминвент
Priority date: 2000-01-05
Filing date: 2000-01-05
Publication date: 2001-08-20

Abstract

Изобретение относится к прикладной радиохимии и касается, в частности, производств по получению радиоактивного изотопа углерод-14, который широко применяется в виде меченых органических соединений, а также в источниках β-излучения. Сущность изобретения: смесь очищенных от примесей нитратов кальция и натрия расплавляют при 250-500°С, после охлаждения солевой расплав измельчают и загружают в контейнер. После облучения в нейтронном потоке крышку контейнера прокалывают и порциями подают через отверстия азотную кислоту для растворения облученного вещества, одновременно подогревая контейнер до 150-200°С. Образующиеся газообразные соединения углерода-14 периодически выдувают из контейнера и направляют на переработку. Преимуществами заявленного изобретения являются повышение выхода углерода-14 высокой изотопной чистоты, сокращение количества образующихся радиоактивных отходов, а также повышение технологичности процесса. 1 табл.

Description

Изобретение относится к области прикладной радиохимии и касается, в частности, производств по получению радиоактивного изотопа углерода ¹⁴C, широко применяемого в виде меченых органических соединений, а также в источниках α-излучения.

Образование радионуклида углерод-14 осуществляется по ядерной реакции ¹⁴N(n, р)¹⁴C при облучении мишеней в ядерном реакторе потоком нейтронов. Для приготовления мишеней используются различные соединения азота. Известен способ получения углерода-14 из облученного в ядерном реакторе четырехоксида азота /1/, упакованного в контейнеры. Недостатком этого способа является низкий выход конечного продукта, обусловленный низкой плотностью стартового материала. Известен также способ получения углерода-14 из облученного нейтронами нитрида алюминия /2, 3/, согласно которому нитрид алюминия после облучения в виде порошка или таблеток нагревают в токе кислорода при температуре 920-1180^oC в течение 1-5 час, а сам нитрид алюминия перед облучением подвергают термической обработке в токе кислорода при температуре 800-850^oC в течение 5-30 час. Недостатками этого способа являются необходимость проведения работ с высокоактивными веществами при высоких температурах и образование большого количества высокоактивных отходов.

Наиболее близким аналогом способа является метод получения углерода-14 путем облучения контейнеров с безводным порошкообразным нитратом кальция в ядерном реакторе с последующим растворением оболочек контейнеров в растворе щелочи, а затем разложением карбоната кальция раствором азотной кислоты /4/.

Недостатками способа по ближайшему аналогу являются низкое объемное содержание азота в облучаемой мишени (насыпной вес сухой соли составляет около 1 г/см³, следовательно, объемное содержание в ней азота всего 0,17 г/см³), образование большого количества жидких радиоактивных отходов при растворении оболочек контейнеров и облученной соли.

Задачей, решаемой заявленным способом, является повышение выхода углерода-14 высокой изотопной чистоты, сокращение количества образующихся радиоактивных отходов и повышение технологичности способа.

Сущность способа состоит в том, что смесь очищенных от примесей нитратов кальция и натрия перед облучением расплавляют при температуре, соответствующей составу смеси. Другим вариантом является плавление чистого кристаллогидрата кальция с содержанием 1-2 моля воды на моль соли. После охлаждения солевой расплав измельчают и загружают в контейнер. После облучения в нейтронном потоке извлечение радионуклида углерод-14 проводят в самом контейнере, прокалывая его крышку и подавая в него через образованные отверстия порциями азотную кислоту, одновременно подогревая его до температуры 150-200^oC и периодически выдувая образующиеся продукты в систему переработки потоком газа, не содержащего соединений углерода.

В предлагаемом способе вместо сухого порошкообразного нитрата кальция в контейнерах размещают плавленую смесь его с нитратом натрия или кристаллогидрат нитрата кальция, которые имеют более высокую плотность (2,0-2,3 г/см³) и объемное содержание азота (0,3-0,4 г/см³), что даже при свободном заполнении контейнера кусками соли дает выигрыш по наработке углерода-14 более чем в 1,5 раза. Для дополнительной очистки от углерода-12 стартовый материал перед плавлением подкисляют азотной кислотой, что позволяет в дальнейшем, при выделении углерода-14 из облученных в нейтронном потоке мишеней, получить препараты с высокой удельной радиоактивностью. Исключение операции растворения оболочки контейнера в предложенном способе также позволяет повысить удельную активность получаемых препаратов. Для возможности реализации способа предложено контейнер с облученной солью использовать в качестве емкости для осуществления всего процесса переработки облученного материала и выделения из него углерода-14. Наличие свободного объема в контейнере, образующегося между кусками соли, позволяет осуществить операции ввода реагентов непосредственно в его полость.

Способ и устройство поясняются примерами, где пример N 1 иллюстрирует получение углерода-14 из облученного в ядерном реакторе четырехоксида азота /1/, пример N 2 соответствует способу, взятому за прототип, описанному в источнике /4/, примеры N 3 и 4 характеризуют заявленное изобретение.

Пример N 1. В алюминиевый контейнер объемом 14 л, снабженный двумя трубками для заливки мишени и отбора газовой фазы, помещали 1500 г четырехокиси азота и опускали контейнер с мишенью в канал ядерного реактора на 220 ч, отбирая газовую фазу в емкость из нержавеющей стали через каждые 24 ч облучения. Из этой емкости газовую фазу пропускали через раствор гидроксида натрия. После облучения контейнер с мишенью извлекали из реактора, измеряли количество оставшегося материала мишени, а растворы гидроксида натрия объединяли и осаждали углерод-14 в виде карбоната бария. Количество углерода-14, полученного таким способом, составляло 2.4•10⁷ Бк/ч или 1,7•10³ Бк/(см³•ч).

Пример N 2. Алюминиевые контейнеры диаметром 36 мм и длиной 102 мм (объем 100 см³) заполняли обезвоженным порошкообразным нитратом кальция (107 г). В процессе облучения должно было образоваться 6,8 мКи углерода-14 на 1 г азота, т.е. всего 120 мКи C-14 на контейнер. После облучения по 3 контейнера загружались в аппарат-растворитель, в него заливали 3,7 М раствор щелочи, нагревали до 75^oC и выдерживали 1 час для разрушения алюминиевой оболочки контейнеров. Затем в аппарат заливали концентрированную азотную кислоту, и выделяющиеся газы сдували потоком азота в щелочные ловушки, из которых потом осаждали карбонат бария. Выход углерода-14 составил около 100 мКи или 4,2•10³ Бк/(см³•ч), потери могли произойти за счет проскока через щелочные ловушки оксида углерода, метана и других летучих соединений углерода. В процессе такой переработки образовалось 7 л жидких радиоактивных отходов.

Пример N 3. В алюминиевый контейнер объемом 1 л было загружено 1,6 кг смеси нитратов кальция и натрия (3:1), предварительно расплавленной при температуре 400^oC, отлитой в виде моноблоков и разбитой на куски размером до 10 мм. После герметизации сваркой контейнер был поставлен на облучение в канал ядерного реактора. После окончания кампании контейнер был извлечен из реактора, в его крышке с помощью специального прокольного устройства были сделаны 2 отверстия, через которые произведена продувка внутренней полости контейнера потоком чистого азота. Затем в контейнер через отверстие, сообщающееся с трубкой, постепенно ввели 300 см³ 5 М азотной кислоты. При этом дно контейнера подогревалось на электроплитке до температуры 150-200^oC. Образующиеся при этом газы пропускали через поглотитель оксидов азота, узел дожига и щелочные ловушки. После окончания ввода кислоты по той же линии в течение 1 часа подавали поток чистого азота до прекращения выделения радиоактивных газов (контроль с помощью газового радиометра). Количество получаемого таким способом углерода-14 составляло 1,2•10⁷ Бк/ч или 1,2•10⁴ Бк/(см³•ч).

Пример N 4. В алюминиевый контейнер объемом 1 л было загружено 1,5 кг дигидрата нитрата кальция, предварительно расплавленного при температуре 200^oC, отлитой в виде моноблоков и разбитой на куски размером до 10 мм. После герметизации сваркой контейнер был поставлен на облучение в канал ядерного реактора. После окончания кампании контейнер был извлечен из реактора, в его крышке с помощью специального прокольного устройства были сделаны 2 отверстия, через которые произведена продувка внутренней полости контейнера потоком чистого азота. Затем в контейнер через отверстие, сообщающееся с трубкой, постепенно ввели 300 см³ 5 М азотной кислоты. При этом дно контейнера подогревалось на электроплитке до температуры 150-200^oC. Образующиеся при этом газы пропускали через поглотитель оксидов азота, узел дожига и щелочные ловушки. После окончания ввода кислоты по той же линии в течение 1 часа подавали поток чистого азота до прекращения выделения радиоактивных газов (контроль с помощью газового радиометра). Количество получаемого таким способом углерода-14 составляло 1•10⁷ Бк/ч или 1•10⁴ Бк/(см³•ч).

Сравнительные характеристики выходов углерода-14 при различных способах его получения представлены в таблице.

Заявленное изобретение позволяет повысить выход углерода-14 высокой изотопной чистоты, сократить количество образующихся радиоактивных отходов и повысить технологичность процесса.

Использованная литература
1. Патент Российской Федерации RU N 2106032 МКИ. 6 G 21/06, 1/08 "Способ получения изотопа углерода-14".

2. Hata К., Shikata E., Amano H. Release of Carbon-14 from Neutron-Irradiated Aluminium Nitride in the Dry Procedure. - Journal of Nuclear Science and Technology, 1973, v.10, N 2, p. 89-94.

3. Патент Российской Федерации RU N 2084979 МКИ.6 G 21 G 1/06 "Способ выделения радионуклида углерод-14 из облученного нейтронами нитрида алюминия".

4. Е. Е. Кулиш. "Некоторые вопросы получения радиоактивных изотопов в ядерном реакторе". Получение изотопов. Мощные гамма-установки. Радиометрия и дозиметрия. - М: Изд-во АН СССР, 1958, с.23-25. Ближайший аналог.

Claims

Способ получения радионуклида углерод-14 путем облучения обезвоженного нитрата кальция в металлическом контейнере нейтронами, последующего вскрытия контейнера, растворения облученного вещества в азотной кислоте и подачи извлеченных радиоактивных газообразных продуктов, содержащих углерод-14, в систему переработки, отличающийся тем, что нитрат кальция с добавкой нитрата натрия (10 - 50%) перед облучением расплавляют при 250 - 500°С и загружают в контейнер в виде кусков плавленого вещества, а извлечение углерода-14 проводят в самом контейнере, прокалывая его крышку и подавая в него через образованные отверстия порциями азотную кислоту, одновременно подогревая его до 150 - 200°С и периодически выдувая образующиеся продукты в систему переработки потоком газа, не содержащего соединений углерода.