RU2403642C1 - Способ получения изотопа урана-237 - Google Patents
Способ получения изотопа урана-237 Download PDFInfo
- Publication number
- RU2403642C1 RU2403642C1 RU2009113076/07A RU2009113076A RU2403642C1 RU 2403642 C1 RU2403642 C1 RU 2403642C1 RU 2009113076/07 A RU2009113076/07 A RU 2009113076/07A RU 2009113076 A RU2009113076 A RU 2009113076A RU 2403642 C1 RU2403642 C1 RU 2403642C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- substance
- compound
- isotope
- solution
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Medicines That Contain Protein Lipid Enzymes And Other Medicines (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области радиохимии, а именно к способам получения и разделения изотопов. Изобретение может быть использовано в практике производства изотопов для радиохимии, радиобиологии и радиоэкологии. Соединения урана в смеси с гидратированной двуокисью марганца типа криптомелана облучают тормозным излучением микротрона. Средний пробег ядер отдачи урана-237 обеспечивает их выход из материнского вещества и имплантацию в частицы вещества-акцептора, роль которого играет криптомелан. После облучения мишень обрабатывают водой для растворения исходного соединения урана. Отделяют осадок криптомелана, содержащий ядра отдачи урана-237, и растворяют его в присутствии восстановителя. Уран-237 выделяют из раствора известными радиохимическими методами. Изобретение направлено на получение препарата изотопа урана-237 с высокой удельной активностью и радиоизотопной чистотой. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.
Description
Изобретение относится к области радиохимии, а именно к способам получения и разделения изотопов. Изобретение может быть использовано в практике производства изотопов для радиохимии, радиобиологии и радиоэкологии. Ядерно-физические характеристики изотопа урана-237: период полураспада - 6,75 суток; способ распада - γ-распад с основными энергиями фотонов: 59,5 кэВ (33,5%) и 208,0 кэВ (21,7%); - наличие достаточно интенсивных характеристических рентгеновских линий: 101,1 кэВ (25,6%), 97,1 кэВ (15,9%), 114 кэВ (6%) делают его весьма удобным для применения в качестве отметчика при изучении химического поведения и миграции изотопов урана в различных лабораторных и природных системах. Однако на сегодняшний день не существует удобных методов получения изотопа урана-237, поэтому в настоящее время он практически нигде не используется.
Известен способ [1] получения изотопа урана-237 (237U), заключающийся в использовании альфа-распада (α) изотопа плутония-241 (241Pu): 241Pu(α)→237U.
Недостатком способа [1] является то, что 241Pu является весьма редким искусственным изотопом и поэтому не может быть практически использован для получения 237U.
Известен способ получения изотопа 237U путем облучения гамма-квантами (γ) урана-238 (238U) по реакции 238U (γ, n) 237U [2]. При этом разделение изотопов 238U и 237U в данной методике не производится.
Недостатком данного способа является то, что в процессе облучения получается смесь изотопов: 238U и 237U. Для отделения 237U от большой массы 238U необходимо использовать дорогие и энергоемкие физические методы разделения изотопов, масс-сепараторы [3]. Процесс очень длительный, требует больших энергетических затрат, так как разделение масс, отличающихся всего на 1, представляет определенную трудность.
Наиболее близким по достигаемому положительному эффекту к предлагаемому способу является возможность получения 237U в реакции гамма-облучения 238U на микротроне (прототип) [4]: 238U (γ, n) 237U. В качестве мишени используют высокодисперсный порошок соединения урана в смеси с порошкообразным веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи 237U. Веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи 237U, является смесь фторидов щелочноземельного и редкоземельного элементов.
Недостатком данного способа является то, что размер частиц порошков должен быть не более 1 мкм. Веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи 237U, является смесь в определенном соотношении. Процесс подготовки мишени для облучения является сложным и трудоемким. Избирательное растворение соединений урана-238 в смеси фторидов щелочноземельного и редкоземельного элементов не обеспечивает достаточно полного разделения изотопов 237U и 238U, которое не превышает двух-трех порядков. Для исследования поведения урана в различных химических и биологических системах требуется более высокая удельная активность трассера урана-237. Для растворения фторидов элементов после облучения необходимо вводить окислители и борную кислоту, что приводит к уменьшению выхода конечного продукта, урана-237.
Технической задачей изобретения является увеличение удельной активности 237U и упрощение процедуры подготовки мишени и выделения 237U.
Техническая задача решается предложенным способом, заключающимся в том, что соединение природного или обогащенного 238U в смеси с веществом-поглотителем облучают потоком гамма-квантов, избирательно растворяют только соединение 238U и затем выделяют чистый препарат 237U, при этом в качестве вещества-поглотителя ядер отдачи 237U используют гидратированную двуокись марганца типа криптомелана, указанное вещество перед облучением смачивают раствором соединения урана и высушивают, количество соединения урана и криптомелана выбирают в весовом соотношении 1:5-1:10, а в качестве избирательного растворителя для соединения урана-238 используют водный раствор.
Существенные отличия предлагаемого способа от прототипа заключаются в том, что вещество, выполняющее функцию поглощения ядер отдачи 237U, перед облучением смачивают раствором соединения урана и высушивают. В результате смачивания вещества раствором соединения урана образуется более равномерная и полная смесь соединения урана с веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи 237U и позволяющим таким образом отделить образующиеся в процессе облучения ядра 237U от материнского вещества 238U. После облучения смесь помещают в жидкость, избирательно растворяющую только соединение урана-238, что позволяет перевести материнское вещество в раствор и удалить. Нерастворившийся порошок вещества-поглотителя, содержащий ядра отдачи 237U, отделяют, растворяют и затем выделяют из раствора 237U известным радиохимическим методом. В качестве вещества, выполняющего функцию поглощения ядер отдачи 237U, выбирают гидратированную двуокись марганца типа криптомелана, что позволяет более эффективно удерживать имплантированные в частицы порошка вещества-поглотителя ядра отдачи 237U за счет расположения в туннелях (каналах), которые обеспечивают высокую ионообменную селективность к ионам, имеющим эффективный ионный радиус около 1,3-1,5 Å [5]. Количество соединения урана и криптомелана выбирают в весовом соотношении 1:5-1:10, чтобы частицы материнского вещества были по возможности полнее окружены со всех сторон частицами вещества-поглотителя. При этом образующиеся в процессе облучения ядра отдачи покидают пределы материнского вещества и имплантируются в частицы вещества-поглотителя.
Совокупность всех существенных признаков позволяет увеличить удельную активность препарата 237U и упростить отделение его от 238U.
Положительным эффектом предлагаемого способа является получение препарата 237U без носителя материнского урана.
Сущность способа заключается в следующем: гидратированную двуокись марганца типа криптомелана, смачивают раствором соединения урана, высушивают, помещают в мишенное устройство и облучают гамма-квантами тормозного излучения микротрона. В результате ядерной реакции 238U (γ, n) 237U образуются ядра отдачи 237U в низшем валентном состоянии (III, IV), которые имплантируются в криптомелан. После облучения смесь обрабатывают водой для растворения соединений урана (VI) и отделяют нерастворимый осадок, содержащий 237U (IV), от раствора с помощью центрифугирования или фильтрации через ядерный фильтр. Затем растворяют осадок, содержащий 237U, в 1 М HNO3 в присутствии 1,5% перекиси водорода (H2O2) и выделяют из раствора 237U известным радиохимическим методом.
Пример выполнения способа
Предлагаемый способ был использован при получении раствора изотопа 237U при облучении азотнокислого уранила (UO2(NO3)2). Криптомелан (100 мг) смачивают раствором UO2(NO3)2 (20 мг), высушивают, помещают в мишенное устройство и облучают тормозным излучением микротрона МТ-25 при среднем токе электронов 15 мкА и максимальной энергии электронов 24,5 МэВ в течение 1 часа. После облучения смесь обрабатывают 20 мл воды. Раствор подвергают центрифугированию. При этом ядра 237U, полученные в результате ядерной реакции, остаются имплантированными в осадке криптомелана. Осветленный раствор, содержащий исходный азотнокислый уранил, сливают. Оставшийся осадок растворяют в 5 мл 1 М раствора азотной кислоты (HNO3) в присутствии 1,5% перекиси водорода (H2O2) путем нагревания на водяной бане до 60°С. После этого проводят осаждение двуокиси марганца, добавляя 10 мг бромата калия (KBrO3) [6]. 237U при этом остается в растворе, который после центрифугирования отделяют от осадка путем декантации. Полученный раствор упаривают, переводят 237U в форму хлорида и в виде 10% раствора 9 М HCl в этаноле элюируют через колонку с анионообменной смолой Dowex 1×8. 237U сорбируется на колонке и затем смывается 1 М раствором HNO3 [7]. Полученный раствор можно использовать в радиохимических исследованиях. Вся процедура занимает не более трех часов. Удельная активность 237U в результате выполнения предлагаемого способа увеличивается в 106 раз.
В Приложении на чертеже представлен спектр гамма-излучения полученного изотопа 237U, снятый на гамма-спектрометре с использованием HPGe-детектора с разрешением 1,5 КэВ на линии 1,33 МэВ. Приведенный спектр содержит только линии 237U, что подтверждает высокую радиохимическую чистоту полученного препарата изотопа 237U.
Источники информации
1. Александров Б.М., Ильятов К.В., Крижанский Л.М., Кривохатский А.С., Сковородкин Н.В., Преображенский Б.К. Изотопный генератор 237U, основанный на 241Pu, АЭ. (Jul 1978). v.45(1) с.66-67.
2. Gosman A.; Klisky V.; Kaspar J.; Vodolan P. Preparation and application of 237U for the study of heterogeneous isotope exchange on an ion exchanger J. Radioanal. Nucl. Chem. Articles. (Apr 1988). v.121 (2) p.375-383.
3. Химия актиноидов. Ред. Дж.Кац, Г.Сиборг и Л.Морсс, т.1, “Мир”, М., 1991, с.188.
4. Патент №2262759 от (заявка 2003133380/06,) 18.11.2003 г. Способ получения радиоизотопа урана-237. Густова М.В., Дмитриев С.Н., Маслов О.Д., Молоканова Л.Г., Оганесян Ю.Ц., Сабельников А.В. Бюл. №29, 20.10.2005.
5. Tsujl М., Abe М. Solvent Extraction and Ion Exchange, 2. 1984, p.253.
6. Bigliocca C., Girardi F., Panly J., Sabbioni E. Radiochemical Separation by Adsorption on Manganese Dioxide. Anal. Chem. V.39, No. 13, 1967, p.1634-1639.
7. Гусева Л.И., Тихомирова Г.С. Одновременное определение природных и искусственных актиноидов в объектах окружающей среды с использованием ионитов и растворов минеральных кислот. Радиохимия, 1994, Т.36, вып.1, С.51-56
Claims (4)
1. Способ получения изотопа урана-237, заключающийся в облучении соединений природного или обогащенного урана-238 в смеси с веществом-поглотителем потоком гамма-квантов, избирательном растворении только соединения урана-238 и выделении чистого препарата урана-237, отличающийся тем, что в качестве вещества, выполняющего функцию поглощения ядер отдачи урана-237, выбирают гидратированную двуокись марганца типа криптомелана.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что перед облучением вещество, выполняющее функцию поглощения ядер отдачи урана-237, смачивают раствором соединения урана и затем высушивают.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что количество соединения урана и криптомелана выбирают в весовом соотношении 1:5-1:10.
4. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве избирательно растворяющего только соединение урана-238 используют водный раствор.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2009113076/07A RU2403642C1 (ru) | 2009-04-07 | 2009-04-07 | Способ получения изотопа урана-237 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2009113076/07A RU2403642C1 (ru) | 2009-04-07 | 2009-04-07 | Способ получения изотопа урана-237 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2403642C1 true RU2403642C1 (ru) | 2010-11-10 |
Family
ID=44026170
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2009113076/07A RU2403642C1 (ru) | 2009-04-07 | 2009-04-07 | Способ получения изотопа урана-237 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2403642C1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2644394C1 (ru) * | 2017-05-29 | 2018-02-12 | Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Установка для производства изотопной продукции |
-
2009
- 2009-04-07 RU RU2009113076/07A patent/RU2403642C1/ru not_active IP Right Cessation
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2644394C1 (ru) * | 2017-05-29 | 2018-02-12 | Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Установка для производства изотопной продукции |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Lee et al. | Development of industrial-scale fission 99Mo production process using low enriched uranium target | |
US9236153B2 (en) | Method of recovering enriched radioactive technetium and system therefor | |
EA022498B1 (ru) | Способ получения изотопа | |
RU2490737C1 (ru) | Способ получения радиоизотопа молибден-99 | |
McAlister et al. | Chromatographic generator systems for the actinides and natural decay series elements | |
Dash et al. | Indirect production of no carrier added (NCA) 177Lu from irradiation of enriched 176Yb: options for ytterbium/lutetium separation | |
Rao et al. | Studies on separation and purification of fission 99Mo from Neutron Activated Uranium Aluminum Alloy | |
Yagi et al. | Preparation of carrier-free 67Cu by the 68Zn (γ, p) reaction | |
RU2403642C1 (ru) | Способ получения изотопа урана-237 | |
RU2430440C1 (ru) | Способ получения радионуклида висмут-212 | |
RU2666552C1 (ru) | Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства молибден-99 | |
KR101460690B1 (ko) | 저농축 우라늄 표적으로부터 방사성 99Mo를 추출하는 방법 | |
RU2439727C1 (ru) | Способ получения радионуклида висмут-212 | |
Natsume et al. | Systematic radiochemical analysis of fission products | |
RU2262759C2 (ru) | Способ получения изотопа урана-237 | |
Lis et al. | Separation of neptunium from neutron irradiated uranium by reversed-phase partition chromatography in the TBP-HNO3 system | |
El-Absy et al. | Separation of fission produced 106 Ru and 137 Cs from aged uranium targets by sequential distillation and precipitation in nitrate media | |
Cheng et al. | Process study on the separation of 99Mo from irradiated natural uranium dioxide | |
Kochnov et al. | Production of fission 99Mo at the VVR-Ts nuclear reactor in a closed-loop process with respect to U | |
Damasceno et al. | Study of new routes for purification of fission 99Mo | |
WO2022149535A1 (ja) | Ra-226の回収方法、Ra-226溶液の製造方法及びAc-225溶液の製造方法 | |
Tatenuma et al. | Generator of Highly Concentrated Pure 99mTc from Low Specific Activity 99Mo Produced by Reactor and/or Electron Linear Accelerator | |
Maruyama | Production of fluorine-18 by small research reactor | |
Mushtaq et al. | Separation of fission Iodine-131 | |
Shehata | Radiochemical studies relevant to cyclotron production of the radionuclides 71, 72 As, 68 Ge/68 Ga and 76, 77, 80m Br |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20190408 |