WO2021061003A1 - Method for extracting molybdenum-99 from solution reactor fuel and device for the implementation thereof - Google Patents

Method for extracting molybdenum-99 from solution reactor fuel and device for the implementation thereof Download PDF

Info

Publication number
WO2021061003A1
WO2021061003A1 PCT/RU2019/000754 RU2019000754W WO2021061003A1 WO 2021061003 A1 WO2021061003 A1 WO 2021061003A1 RU 2019000754 W RU2019000754 W RU 2019000754W WO 2021061003 A1 WO2021061003 A1 WO 2021061003A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
sorption
molybdenum
solution
column
eluate
Prior art date
Application number
PCT/RU2019/000754
Other languages
French (fr)
Russian (ru)
Inventor
Валерия Алексеевна БРОДСКАЯ
Дмитрий Владимирович БУДНИКОВ
Сергей Владимирович ВОРОНЦОВ
Леонид Юрьевич ГЛУХОВ
Дмитрий Валерьевич ГРАЧЕВ
Владимир Борисович ГРЕЧУШКИН
Андрей Александрович ДЕВЯТКИН
Вячеслав Алексеевич ДЕМАНОВ
Александра Александровна ЕСЬМАН
Николай Валентинович ЗАВЬЯЛОВ
Станислав Михайлович КАРПУНИН
Ольга Владимировна КОРНЕЕВА
Валентин Ефимович КОСТЮКОВ
Алексей Александрович КРЫЖАНОВСКИЙ
Денис Дмитриевич КУЗНЕЦОВ
Михаил Юрьевич МАКСИМОВ
Евгений Николаевич МИХАЙЛОВ
Игорь Зейнурович МУСИН
Алексей Александрович ПИКУЛЕВ
Владимир Васильевич САЖНОВ
Вячеслав Иванович СМЕРДОВ
Сергей Владимирович ТАРАСОВ
Семен Владимирович ФЕДОРЕНКОВ
Владислав Александрович ШАРАВИН
Василий Викторович УРОЖЕНКО
Сергей Федорович ЛЕДОВСКИЙ
Игорь Владимирович ОРЛОВ
Константин Николаевич ПОЛИНКО
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики"
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 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики"
Publication of WO2021061003A1 publication Critical patent/WO2021061003A1/en

Links

Classifications

    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D15/00—Separating processes involving the treatment of liquids with solid sorbents; Apparatus therefor
    • B01D15/08—Selective adsorption, e.g. chromatography
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
    • G21G1/02—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes in nuclear reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G4/00—Radioactive sources
    • G21G4/04—Radioactive sources other than neutron sources
    • G21G4/06—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features
    • G21G4/08—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features specially adapted for medical application

Definitions

  • the invention relates to the field of radiochemistry, namely, to the production of radionuclides in nuclear technology and can be used to obtain medical isotopes, in particular molybdenum-99 (Mo-99).
  • target technology consists of irradiating a target consisting of metallic uranium-235 (or, in rare cases, metallic natural molybdenum) in a neutron flux.
  • a solution reactor the fuel itself (an aqueous solution of uranium) is the starting material for the production of molybdenum-99.
  • a known method for producing molybdenum-99 [Patent RU N ° 2 575 028 "Method for the extraction of molybdenum from radioactive solutions", C01G 39/00, publ. 02/10/2016.].
  • the method for the extraction of molybdenum from radioactive solutions includes its treatment with an extractant in the presence of a complexing agent in the form of hydroxamic acids, its subsequent reextraction and regeneration of the extractant by alkaline treatment. Re-extraction
  • SUBSTITUTE SHEET molybdenum is carried out with an oxidizing reagent with the destruction of hydroxamic acids.
  • the extractant treated with an alkaline reagent is passed through a sorbent.
  • an oxidizing reagent reagents are used that form gaseous products when heated: solutions of nitric acid, chlorine, bromine or nitrogen dioxide, or a solution of ammonium nitrite.
  • copper (I) oxide is used in a mixture with a powder of metallic copper or a metal salt from the series: Ag, Pb, Hg, Bi, Cu, deposited on a porous carrier.
  • the fission products are subjected to additional treatment by circulating them through ion-exchange columns in order to obtain medical isotopes, for example, Mo-99.
  • the disadvantage of this method is the use of alumina as a sorbent for the separation of Mo-99, which has a relatively low efficiency of Mo separation, due to a low distribution coefficient and non-selectivity of extraction. Also, the method does not consider methods of preliminary removal of iodine from the Mo-99 solution, which can cause problems when cleaning on ion-exchange columns.
  • the closest in technical essence to the claimed method is a method for the production of molybdenum-99 [Patent RU N 2 548 033 "Method and device for the extraction and processing of molybdenum-99", C01G 39/00, publ. 10.04.2015].
  • the method includes the stages at which: a solution of irradiated fuel is fed into
  • SUBSTITUTE LISG (RULE 26) an extraction (sorption) system, wherein the irradiated fuel solution contains iodine, molybdenum and other fission products, and the extraction (sorption) system contains at least one extraction (sorption) column with a sorbent; passing the irradiated fuel solution from bottom to top through at least one sorbent-containing extraction (sorption) column; supplying the irradiated fuel solution to the fuel treatment system using at least one outlet switching valve; serves the eluate obtained from the extraction (sorption) column to the system for removing iodine; remove iodine from the eluate obtained from the extraction (sorption) column; purify the eluate obtained from the extraction column; and the purified eluate is collected. Further, the Mo-99 collected in this way can be further purified.
  • the reactor core is completely merged into a special nuclear-safe container, which results in the need for repeated (after the Mo-99 separation operation) formation of the core, with the mandatory fulfillment of the requirements of NP-03-11 rules and NP-009-17 in terms of the rate and portions of reactivity injection, which requires a significant amount of time and, accordingly, radically reduces the productivity of the installation;
  • the device is a nuclear solution reactor connected by pipelines and at least one sorption column sorbing Mo-99. It is proposed to equip the device with at least one nuclear-safe reservoir for holding the fuel solution and connect it with pipelines to the outlet of the solution reactor and the inlet of at least one sorption column that adsorbs Mo-99, and
  • SUBSTITUTE LISN RULE 26 still provide at least one nuclear-safe tank for conditioning the fuel solution, connected by pipelines to the outlet of at least one sorption column, adsorbing Mo-99, and the inlet of the solution reactor.
  • the disadvantage of the device is that it performs only the function of sorption of Mo-99 on a sorption column from solution; technical devices for desorption are not considered within the framework of this patent.
  • this device uses two nuclear-safe containers - one for holding the fuel solution, and the other for conditioning it, which leads to a complication of the design and a decrease in the reliability of the device.
  • Device for extraction (separation) of molybdenum containing: means for supplying a solution of irradiated fuel to the extraction (sorption) system, and the solution of irradiated fuel contains iodine, molybdenum and other fission products, and the extraction (sorption) system contains at least one extraction (sorption) ) a column with a sorbent; means for passing the irradiated fuel solution from bottom to top through at least one sorbent-containing extraction (sorption) column; means for supplying the irradiated fuel solution to the fuel treatment system using at least one outlet switching valve; means for supplying the eluate obtained from the extraction (sorption) column to the iodine removal system; means for removing iodine from the eluate; and an eluate cleaner.
  • the disadvantages of the described device are:
  • the problem solved by the claimed group of inventions is to increase the productivity of the method and increase the purity of the final product while increasing the safety of the nuclear installation and the working personnel.
  • a group of inventions is claimed: a method for separating molybdenum-99 from a solution reactor fuel and a device for separating molybdenum-99 from a solution reactor fuel.
  • the method for separating molybdenum-99 from the fuel of a solution reactor includes feeding into the sorption column an irradiated solution containing iodine, molybdenum and other uranium fission products, passing the entire solution of irradiated fuel from the bottom up through the sorption column, feeding the desorbing solution to the sorption column, removing iodine from the resulting eluate and purification of the eluate.
  • the irradiated solution is passed in portions through the sorption column at least once with each portion returning to the reactor, after which the residues of the irradiated solution are removed from the sorption column with distilled water, and after removal of iodine, the purified eluate is acidified and dried, the dried product is subjected to fine purification from an acidic solution on an inorganic sorbent.
  • Condensate from the catalytic regeneration system of the reactor can be used as distilled water for washing the column; in this case, distilled water with the remains of the irradiated solution after washing the sorption column is returned to the reactor to maintain the balance of water in the reactor.
  • Sodium alkali with a concentration of 0.2 - 1M is used as a desorbing solution for separating molybdenum from the sorption column.
  • Removal of iodine from the eluate is carried out by passing it through a silver-containing sorbent based on titanium dioxide.
  • the device for the separation of molybdenum-99 from the fuel of a solution reactor includes a sorption system containing at least one sorption
  • SUBSTITUTE SHEET (RULE 26) a column, means for feeding into the sorption column a solution of irradiated fuel containing iodine, molybdenum and other fission products, means for feeding a reagent for desorption of molybdenum into the sorption column, means for removing iodine from the eluate obtained from the sorption column, and means for purifying the eluate.
  • the sorption system consists of at least two circuits and means for moving the sorption column between these circuits.
  • the first loop is intended for sorption of molybdenum
  • the second is for desorption of molybdenum
  • the sorption loop is in communication with the reactor
  • the desorption loop is in communication with a means for supplying a reagent for desorption of molybdenum and a means for removing iodine from the eluate.
  • the sorption system may contain a third loop for removing the remaining fission products from the sorption column after desorption of molybdenum, while the third loop is in communication with a reagent supply means and with a container for collecting liquid radioactive waste. Passing the fuel solution in portions through the sorption column with the return of each portion to the reactor avoids emptying the internal volume of the reactor and, as a consequence, eliminates the need to re-form the core.
  • the duration of the sorption process is determined by the optimal rate of fuel pumping through the sorption column ...
  • the rejection of additional long-term operations significantly increases the productivity of the installation.
  • the device for purification from iodine also performs the function of primary purification of the molybdenum preparation from impurities, which has a positive effect on the purity of the final product and makes it possible to simplify the subsequent operations of fine purification of the molybdenum-99 preparation.
  • Acidification of the molybdenum eluate passed through the iodine remover allows the removal of iodine residues, which turn into a gaseous form when the solution is boiled in an acidic form, which does not occur when the alkaline solution is evaporated. This feature allows you to significantly increase the efficiency of cleaning the end product from iodine.
  • the implementation of the sorption system in the form of two circuits and means for moving the sorption column between them gives the device two advantages: first, it becomes possible to locate the reactor block and the fine purification section at different sites, which increases the variability of the implementation of the complex for the production of molybdenum-99; secondly, the likelihood of contamination of the fuel solution with reagents used in desorption of molybdenum and processing of the sorption column is excluded, which increases the safety of a nuclear installation and simplifies the process of fuel normalization.
  • the possibility of introducing a third loop into the sorption system makes it possible to remove from the sorption column the uranium fission products remaining on it after the desorption of molybdenum, which will simplify the procedure for handling the spent sorption columns and, as a consequence, reduce the cost of the complex operation.
  • the removal of fission products from the sorption column can be carried out in the second loop, while the redirection of the flows of the molybdenum-99 eluate to the means for cleaning from iodine and washing solutions into tanks for liquid radioactive solutions is carried out using a switching device.
  • the figure shows a diagram of the inventive device for implementing the inventive method (the sorption column is located in the nest of the sorption circuit).
  • the following designations are introduced:
  • the reactor (1) For the primary production of Mo-99, the reactor (1) operates at power for a period of time at which the maximum concentration of Mo-99 is reached (the rate of production of molybdenum will be equal to the rate of its decay). After the end of the chain reaction, the fuel is kept in the reactor to cool and decay short-lived radionuclides. To reduce the loss of molybdenum-99 due to decay, the holding time of the fuel should be the minimum necessary, at which the activity of the fuel solution reaches a value acceptable for further operation.
  • the fuel solution is fed in portions from bottom to top through the sorption column (5) located in the slot (4) of the sorption circuit of the sorption system (3).
  • Column (5) is filled with a sorbent capable of selectively absorbing molybdenum.
  • Each portion of the fuel solution passing through the sorption column (5) is immediately returned to the reactor vessel (1), and the portion volume is selected based on the condition of completely excluding the possibility of a nuclear accident at all stages of the sorption process (nuclear safe volume).
  • the fuel intake from the reactor vessel (1) is carried out from the top, and the return - from the bottom, in order to minimize the mixing convective flows in the fuel solution.
  • the next portion of fuel is withdrawn only after completion of the return of the previous portion. Since the flow rate of the fuel solution through the sorption column (5) and, accordingly, the rate of return of a portion of fuel to the reactor vessel (1) is significantly lower than the maximum permissible reactivity injection rate 0.07 b 3f required by the NP-009-17 rules, there are no losses
  • the sorption column 5 is washed with distilled water.
  • a preferred embodiment of the device is in which condensate from the catalytic regeneration system of the reactor (not shown in the figure) accumulated during the operation of the reactor is used for washing. In this case, the wash water is returned to the reactor vessel (1) to maintain the water balance and reduce uranium losses. This option simplifies the fuel standardization process, which is necessary for the stable and safe operation of the unit.
  • the sorption column (5) is moved to the nest (6) of the desorption circuit of the sorption system (3) using the means (7) for moving the column.
  • Desorption of Mo-99 from the sorbent is carried out in the nest (6) (not shown in the figure).
  • an alkaline desorbing reagent is supplied, and the resulting eluate is piped into the means (9) for cleaning from iodine.
  • the sorption and desorption circuits can be spaced apart.
  • the sorption circuit is located in the reactor block, and the desorption circuit is located in the cleaning section, while the movement of the sorption column (5) between them is carried out in a transport container by any means suitable for this (motor vehicle, rail carriage, conveyor belt, etc.) )
  • Means (9) for cleaning the eluate from iodine contains a sorbing layer, for example, the same sorbent as in the sorption column (5), with the difference that silver compounds are applied to it to bind iodine into insoluble compounds.
  • a sorbing layer for example, the same sorbent as in the sorption column (5), with the difference that silver compounds are applied to it to bind iodine into insoluble compounds.
  • SUBSTITUTE SHEET (RULE 26) deposition of silver compounds on it instead of an inert carrier consists in the fact that undesirable fission products of uranium, which passed into the eluate together with molybdenum, will be retained on it, while molybdenum itself in an alkaline medium does not stay on this sorbent.
  • the means (9) for purification from iodine also performs the function of primary purification of the molybdenum preparation from impurities.
  • the alkaline eluate purified from most of the iodine and partially purified from other uranium fission products, enters the evaporator (10).
  • the alkaline solution is converted into an acidic form and is evaporated to dryness. Acidification is necessary to remove iodine residues, which turn into a gaseous form when the solution is boiled in an acidic form.
  • the dry residue which is a molybdenum salt, dissolves in acid and is fed to the means (11) for fine purification of the eluate, which is an ion-exchange device for separating molybdenum from solution. Any radiation-resistant ion-exchange resins with sufficient selectivity for molybdenum and a high distribution coefficient can be used here.
  • the cleaned product is collected in a receiving container (12).
  • sorbent for use as a sorbent is a sorbent based on titanium dioxide "Termoksid-5M" produced by ZAO PNF "TERMOKSID”.
  • sorbent brand “Termoksid-52M” of the same company, or other sorbents based on inorganic materials.
  • the column After pumping 15 portions (the volume of the fuel solution in the reactor is 30 liters), the column is washed with a portion of distilled water accumulated in the condenser of the catalytic regeneration system when the reactor is operating at power. In this case, the remaining fuel solution is removed from the pores of the sorbent and returned to the reactor.
  • the internal volume of the sorption column is blown with air to remove moisture residues.
  • the column is moved from the sorption nest to the desorption nest with the help of a column moving device, for example, a manipulator bar, in which the following reagents are sequentially pumped through the sorbent:
  • the sorption column is again blown with air for drying and sent to the storage facility for holding, during which the short-lived fission products remaining on the sorbent grains decompose.
  • the solution obtained in the previous operation enters the means for removing iodine from the eluate and is passed through an iodine filter, which is the same sorbent as in the operation for separating molybdenum from the fuel solution, but containing silver compounds for binding iodine into insoluble compounds.
  • an iodine filter which is the same sorbent as in the operation for separating molybdenum from the fuel solution, but containing silver compounds for binding iodine into insoluble compounds.
  • the use of the same sorbent in the iodine filter instead of an inert carrier allows, simultaneously with the removal of iodine, to retain some of the other fission products, reducing their content in the working solution.
  • the solution purified from iodine enters the evaporator, where the alkaline solution is converted into an acidic form and is evaporated and dried. In dry form, it enters the stage of fine cleaning.
  • final purification is carried out, which consists in the separation of molybdenum-99 from an acidic solution on an inorganic sorbent.
  • the same sorbents can be used as at the stage of separating molybdenum from a fuel solution; however, for better purification of molybdenum, it is necessary to carry out sorption from another solvent, for example, nitric acid.
  • the dry preparation obtained at the previous stage is dissolved in the selected solvent and passed through a sorption column, on which molybdenum is released. Then the desorption of molybdenum is carried out to obtain the final product, ready for packaging in a transport container. If necessary, the solution can be packaged into separate portions.
  • the set of features of the proposed method and device allows you to obtain the specified technical result, namely, an increase in the likelihood of achieving the purity of the final preparation of Mo-99 in accordance with the requirements imposed on it in radiopharmaceuticals; reduction of Mo-99 losses by reducing the time spent on performing operations; increasing the radiation safety of personnel in the process of work; increasing the variability of the implementation of the complex.

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Analytical Chemistry (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Abstract

The invention relates to the field of radiochemistry, and more particularly to the production of radionuclides using nuclear technology, and can be used for producing isotopes for medical purposes, in particular Mo-99. The claimed method includes supplying an irradiated solution containing iodine, molybdenum and other uranium fission products to a sorption column (5), passing the solution of irradiated fuel through the sorption column (5) from the bottom upwards, supplying a desorption solution to the sorption column (5), removing iodine from the resulting eluate and purifying the eluate. The irradiated solution is fed in batches through the sorption column (5) with each batch being returned to a reactor (1), whereupon the residues of the irradiated solution are removed from the sorption column (5) using distilled water. After the removal of iodine, the eluate is acidified and dried, and the dried product is subjected to fine purification from an acidic solution on an inorganic sorbent. The distilled water containing the residues of the irradiated solution after washing of the sorption column (5) is returned to the reactor (1). A device for extracting molybdenum-99 from solution reactor fuel comprises a sorption system (3) containing at least one sorption column (5), a means (2) for supplying a solution of irradiated fuel containing iodine, molybdenum and other fission products to the sorption column, a means (8) for supplying a molybdenum desorption reagent to the sorption column, a means (9) for removing iodine from the eluate obtained from the sorption column (5), and a means (11) for purifying the eluate. The sorption system (3) consists of at least two circuits and a means (7) for moving a sorption column between said circuits. A first circuit is intended for the sorption of molybdenum, and a second circuit is intended for the desorption of molybdenum, wherein the sorption circuit is connected to the reactor (1), and the desorption circuit is connected to the means (8) for supplying a molybdenum desorption reagent and to the means (9) for removing iodine from the eluate. Technical result: greater likelihood of achieving a purity of the final Mo-99 preparation that meets radiopharmacy requirements; reduced Mo-99 losses by virtue of a reduction in the time required to carry out the operations; increased radiation safety of personnel during operations; greater flexibility in terms of the layout of the system.

Description

СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ МОЛИБДЕНА-99 ИЗ ТОПЛИВА РАСТВОРНОГО РЕАКТОРА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ METHOD FOR ISOLATING MOLYBDENUM-99 FROM SOLUTION REACTOR FUEL AND DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION
Область техники, к которой относится изобретение The technical field to which the invention relates
Изобретение относится к области радиохимии, а именно, к получению радионуклидов в ядерной технике и может быть использовано для получения изотопов медицинского назначения, в частности молибдена-99 (Мо-99). The invention relates to the field of radiochemistry, namely, to the production of radionuclides in nuclear technology and can be used to obtain medical isotopes, in particular molybdenum-99 (Mo-99).
Предшествующий уровень техники Prior art
На современном уровне развития технологий известно два направления в способах получения изотопа молибден-99 фармацевтического назначения: мишенная технология и растворные реакторы. Мишенная технология заключается в облучении мишени, состоящей из металлического урана-235 (или, в редких случаях, из металлического природного молибдена) в нейтронном потоке. В растворном реакторе само топливо (водный раствор урана) является исходным материалом для наработки молибдена-99. Способ получения молибдена-99 из топлива растворного реактора представляется более выгодным, его преимущество заключается в максимально полном использовании урана (в мишенной технологии порядка 99% урана уходит в отходы) и возможности использования низкообогащенного урана. Оцениваемое количество радиоактивных отходов при использовании растворного реактора также должно быть существенно ниже. Однако на сегодняшний день в мире нет действующих установок для получения изотопа молибден-99 на основе растворного реактора, несмотря на множество патентов в этой области. At the current level of technology development, two directions are known in the methods of producing the isotope molybdenum-99 for pharmaceutical purposes: target technology and solution reactors. The target technology consists of irradiating a target consisting of metallic uranium-235 (or, in rare cases, metallic natural molybdenum) in a neutron flux. In a solution reactor, the fuel itself (an aqueous solution of uranium) is the starting material for the production of molybdenum-99. The method of obtaining molybdenum-99 from the fuel of a solution reactor seems to be more profitable, its advantage lies in the maximum full use of uranium (in the target technology, about 99% of uranium is wasted) and the possibility of using low-enriched uranium. The estimated amount of radioactive waste when using a solution reactor should also be significantly lower. However, today in the world there are no operating installations for the production of the isotope molybdenum-99 based on a solution reactor, despite the many patents in this area.
Несмотря на то, что мишенная технология и растворные реакторы используют разные методы наработки изотопа молибден-99, многие последующие операции по его выделению и очистке схожи, разница заключается лишь в используемых материалах и условиях проведения технологического процесса. Известен способ получения молибдена-99 [Патент RU N° 2 575 028 «Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов», C01G 39/00, публ. 10.02.2016.]. Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов включает его обработку экстрагентом в присутствии комплексообразователя в виде гидроксамовых кислот, его последующую реэкстракцию и регенерацию экстрагента щелочной обработкой. Реэкстракцию Despite the fact that the target technology and solution reactors use different methods for the production of the isotope molybdenum-99, many subsequent operations for its isolation and purification are similar, the difference lies only in the materials used and the conditions of the technological process. A known method for producing molybdenum-99 [Patent RU N ° 2 575 028 "Method for the extraction of molybdenum from radioactive solutions", C01G 39/00, publ. 02/10/2016.]. The method for the extraction of molybdenum from radioactive solutions includes its treatment with an extractant in the presence of a complexing agent in the form of hydroxamic acids, its subsequent reextraction and regeneration of the extractant by alkaline treatment. Re-extraction
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26) молибдена проводят окислительным реагентом с разрушением гидроксамовых кислот. Обработанный щелочным реагентом экстрагент пропускают через сорбент. В качестве окислительного реагента используют реагенты, образующие при нагревании газообразные продукты: растворы азотной кислоты, хлора, брома или двуокиси азота, или раствор нитрита аммония. В качестве сорбента для регенерации экстрагента после щелочной промывки используют оксид меди (I) в смеси с порошком металлической меди или соли металлов из ряда: Ag, Pb, Hg, Bi, Си, нанесенные на пористый носитель. SUBSTITUTE SHEET (RULE 26) molybdenum is carried out with an oxidizing reagent with the destruction of hydroxamic acids. The extractant treated with an alkaline reagent is passed through a sorbent. As an oxidizing reagent, reagents are used that form gaseous products when heated: solutions of nitric acid, chlorine, bromine or nitrogen dioxide, or a solution of ammonium nitrite. As a sorbent for regeneration of the extractant after alkaline washing, copper (I) oxide is used in a mixture with a powder of metallic copper or a metal salt from the series: Ag, Pb, Hg, Bi, Cu, deposited on a porous carrier.
Недостатком этого способа наряду с недостатками, присущими самому методу мишенной технологии, является использование жидкого органического экстрагента, радиационная устойчивость которого в условиях контакта с раствором облученного урана явно недостаточна. The disadvantage of this method, along with the disadvantages inherent in the method of target technology itself, is the use of a liquid organic extractant, the radiation resistance of which in contact with a solution of irradiated uranium is clearly insufficient.
Известен способ получения молибдена-99 [Патент RU Ns 2 103 756 «Способ выделения изотопов из продуктов деления, получаемых в ядерном реакторе», G21G 4/08, публ. 27.01.1998]. В этом патенте извлечение целевых продуктов деления урана для получения медицинских изотопов, например, Мо-99, обеспечивается способом, включающем введение раствора, а в случае применения реактора с газовым охлаждением, потока газа в абсорбционные колонны с насадкой из оксида алюминия. После того как продукты деления прошли циркуляцию через колонны с насадкой из оксида алюминия, они подвергаются очистке с помощью органических химикатов, которые могут находиться в виде водного раствора. После завершения очистки продукты деления подвергают дополнительной обработке посредством их циркуляции через ионообменные колонны с целью получения медицинских изотопов, например, Мо-99. Недостаток способа заключается в использовании в качестве сорбента для выделения Мо-99 оксида алюминия, который обладает относительно низкой эффективностью выделения Мо, обусловленной невысоким коэффициентом распределения и неселективностью извлечения. Также способ не рассматривает методы предварительного удаления йода из раствора Мо-99, что может вызвать проблемы при очистке на ионообменных колоннах. A known method for producing molybdenum-99 [Patent RU Ns 2 103 756 "Method for the isolation of isotopes from fission products obtained in a nuclear reactor", G21G 4/08, publ. 01/27/1998]. In this patent, the extraction of the target fission products of uranium for the production of medical isotopes, for example, Mo-99, is provided by a method including the introduction of a solution, and in the case of a gas-cooled reactor, a gas flow into absorption columns with packing made of alumina. After the fission products have been circulated through the alumina packed columns, they are purified using organic chemicals, which may be in the form of an aqueous solution. After the purification is completed, the fission products are subjected to additional treatment by circulating them through ion-exchange columns in order to obtain medical isotopes, for example, Mo-99. The disadvantage of this method is the use of alumina as a sorbent for the separation of Mo-99, which has a relatively low efficiency of Mo separation, due to a low distribution coefficient and non-selectivity of extraction. Also, the method does not consider methods of preliminary removal of iodine from the Mo-99 solution, which can cause problems when cleaning on ion-exchange columns.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому способу является способ производства молибдена-99 [Патент RU N 2 548 033 «Способ и устройство для экстракции и обработки молибдена-99», C01G 39/00, публ.10.04.2015]. Способ включает в себя стадии, на которых: подают раствор облученного топлива в The closest in technical essence to the claimed method is a method for the production of molybdenum-99 [Patent RU N 2 548 033 "Method and device for the extraction and processing of molybdenum-99", C01G 39/00, publ. 10.04.2015]. The method includes the stages at which: a solution of irradiated fuel is fed into
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСГ(ПРАВИЛО 26) экстракционную (сорбционную) систему, причем раствор облученного топлива содержит йод, молибден и другие продукты деления, а экстракционная (сорбционная) система содержит, по меньшей мере, одну экстракционную (сорбционную) колонку с сорбентом; пропускают раствор облученного топлива снизу вверх через, по меньшей мере, одну содержащую сорбент экстракционную (сорбционную) колонку; подают раствор облученного топлива в систему для обработки топлива с помощью, по меньшей мере, одного выпускного переключающего клапана; подают элюат, полученный из экстракционной (сорбционной) колонки, в систему для удаления йода; удаляют йод из элюата, полученного из экстракционной (сорбционной) колонки; очищают элюат, полученный из экстракционной колонки; и собирают очищенный элюат. Далее, собранный таким образом Мо-99 может быть подвергнут дальнейшей очистке. SUBSTITUTE LISG (RULE 26) an extraction (sorption) system, wherein the irradiated fuel solution contains iodine, molybdenum and other fission products, and the extraction (sorption) system contains at least one extraction (sorption) column with a sorbent; passing the irradiated fuel solution from bottom to top through at least one sorbent-containing extraction (sorption) column; supplying the irradiated fuel solution to the fuel treatment system using at least one outlet switching valve; serves the eluate obtained from the extraction (sorption) column to the system for removing iodine; remove iodine from the eluate obtained from the extraction (sorption) column; purify the eluate obtained from the extraction column; and the purified eluate is collected. Further, the Mo-99 collected in this way can be further purified.
Способ имеет следующие недостатки: The method has the following disadvantages:
- на этапе выделения Мо-99 из топливного раствора активная зона реактора полностью сливается в специальную ядерно-безопасную емкость, следствием чего является необходимость повторного (после проведения операции выделения Мо-99) формирования активной зоны, с обязательным выполнением требований правил НП- 03-11 и НП-009-17 по скорости и порционности ввода реактивности, что требует значительного времени и, соответственно, радикальным образом уменьшает производительность установки; - at the stage of separation of Mo-99 from the fuel solution, the reactor core is completely merged into a special nuclear-safe container, which results in the need for repeated (after the Mo-99 separation operation) formation of the core, with the mandatory fulfillment of the requirements of NP-03-11 rules and NP-009-17 in terms of the rate and portions of reactivity injection, which requires a significant amount of time and, accordingly, radically reduces the productivity of the installation;
- в системе очистки от йода предлагается использовать инертные материалы в качестве матрицы для нанесения соединений серебра, из-за чего данная система очищает элюат только от йода, свободно пропуская другие продукты деления урана, что отрицательно влияет на чистоту конечного продукта и потребует дополнительных операций на стадии очистки. - in the iodine purification system, it is proposed to use inert materials as a matrix for applying silver compounds, which is why this system purifies the eluate only from iodine, freely passing other uranium fission products, which negatively affects the purity of the final product and will require additional operations at the stage cleaning.
Известно устройство для производства молибдена-99 [Патент RU N° 2 413 020 «Способ и устройство для производства молибдена-99», С22В 34/34, публ. 27.02.2011]. Устройство представляет собой соединенные трубопроводами ядерный растворный реактор и, по меньшей мере, одну сорбционную колонку, сорбирующую Мо-99. Предлагается снабдить устройство, по меньшей мере, одним ядерно- безопасным резервуаром для выдержки топливного раствора и соединить трубопроводами с выходным патрубком растворного реактора и входным патрубком, по меньшей мере, одной сорбционной колонки, сорбирующей Мо-99, и Known device for the production of molybdenum-99 [Patent RU N ° 2 413 020 "Method and device for the production of molybdenum-99", C22B 34/34, publ. 02/27/2011]. The device is a nuclear solution reactor connected by pipelines and at least one sorption column sorbing Mo-99. It is proposed to equip the device with at least one nuclear-safe reservoir for holding the fuel solution and connect it with pipelines to the outlet of the solution reactor and the inlet of at least one sorption column that adsorbs Mo-99, and
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСНПРАВИЛО 26) еще снабдить, по меньшей мере, одним ядерно-безопасным резервуаром для кондиционирования топливного раствора, соединенным трубопроводами с выходным патрубком, по меньшей мере, одной сорбционной колонки, сорбирующей Мо-99, и входным патрубком растворного реактора. Недостатком устройства является то, что оно выполняет только функцию сорбции Мо-99 на сорбционной колонке из раствора, технические приспособления для десорбции в рамках этого патента не рассматриваются. Кроме того, в данном устройстве используются две ядерно-безопасные емкости - одна для выдержки топливного раствора, а вторая - для его кондиционирования, что приводит к усложнению конструкции и снижению надежности устройства. Вдобавок, как и в патенте [Патент RU N° 2 103 756 «Способ выделения изотопов из продуктов деления, получаемых в ядерном реакторе», G21G 4/08, публ. 27.01.1998], требуется проведение длительных ядерно-опасных операций по повторному формированию активной зоны, что существенно снижает производительность установки. Наиболее близким по технической сущности к заявляемому устройству является устройство для производства молибдена-99 [Патент RU N° 2 548 033 «Способ и устройство для экстракции и обработки молибдена-99», СОЮ 39/00, публ.10.04.2015.] Устройство для экстракции (выделения) молибдена, содержащее: средство для подачи раствора облученного топлива в экстракционную (сорбционную) систему, причем раствор облученного топлива содержит йод, молибден и другие продукты деления, а экстракционная (сорбционная) система содержит, по меньшей мере, одну экстракционную (сорбционную) колонку с сорбентом; средство для пропускания раствора облученного топлива снизу вверх через, по меньшей мере, одну содержащую сорбент экстракционную (сорбционную) колонку; средство для подачи раствора облученного топлива в систему для обработки топлива с помощью, по меньшей мере, одного выпускного переключающего клапана; средство для подачи элюата, полученного из экстракционной (сорбционной) колонки, в систему для удаления йода; средство для удаления йода из элюата; и средство для очистки элюата. Недостатками описанного устройства являются: SUBSTITUTE LISN RULE 26) still provide at least one nuclear-safe tank for conditioning the fuel solution, connected by pipelines to the outlet of at least one sorption column, adsorbing Mo-99, and the inlet of the solution reactor. The disadvantage of the device is that it performs only the function of sorption of Mo-99 on a sorption column from solution; technical devices for desorption are not considered within the framework of this patent. In addition, this device uses two nuclear-safe containers - one for holding the fuel solution, and the other for conditioning it, which leads to a complication of the design and a decrease in the reliability of the device. In addition, as in the patent [Patent RU N ° 2 103 756 "Method for the isolation of isotopes from fission products obtained in a nuclear reactor", G21G 4/08, publ. 27.01.1998], long-term nuclear-hazardous operations are required to re-form the core, which significantly reduces the productivity of the installation. The closest in technical essence to the claimed device is a device for the production of molybdenum-99 [Patent RU N ° 2 548 033 "Method and device for the extraction and processing of molybdenum-99", SOYU 39/00, publ. 10.04.2015.] Device for extraction (separation) of molybdenum, containing: means for supplying a solution of irradiated fuel to the extraction (sorption) system, and the solution of irradiated fuel contains iodine, molybdenum and other fission products, and the extraction (sorption) system contains at least one extraction (sorption) ) a column with a sorbent; means for passing the irradiated fuel solution from bottom to top through at least one sorbent-containing extraction (sorption) column; means for supplying the irradiated fuel solution to the fuel treatment system using at least one outlet switching valve; means for supplying the eluate obtained from the extraction (sorption) column to the iodine removal system; means for removing iodine from the eluate; and an eluate cleaner. The disadvantages of the described device are:
- переключение потоков (топливного раствора и десорбирующего реагента), проходящих через экстракционную (сорбционную) колонку, осуществляется с помощью выпускного переключающего клапана, что приводит к тому, что часть трубопровода омывается как топливным раствором, так и десорбирующим - switching of flows (fuel solution and desorbing reagent) passing through the extraction (sorption) column is carried out using the outlet switching valve, which leads to the fact that a part of the pipeline is washed by both the fuel solution and the desorbing
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26) реагентом, что приводит к загрязнению топливного раствора урана посторонними реагентами и отрицательно влияет на безопасность ядерной установки. Данный клапан, согласно требованиям реакторостроения, должен обладать высоким классом безопасности, что усложняет и удорожает его производство; - наличие отдельных систем для обработки топлива приводит к тому, что на этапе выделения Мо-99 из топливного раствора активная зона реактора полностью сливается в специальную ядерно-безопасную емкость, следствием чего является необходимость повторного (после проведения операции выделения Мо-99) формирования активной зоны, с обязательным выполнением требований правил НП- 03-11 и НП-009-17 по скорости и порционности ввода реактивности, что требует значительного времени и, соответственно, радикальным образом уменьшает производительность установки; SUBSTITUTE SHEET (RULE 26) reagent, which leads to contamination of the uranium fuel solution with extraneous reagents and adversely affects the safety of a nuclear installation. This valve, according to the requirements of the reactor building, must have a high safety class, which complicates and increases the cost of its production; - the presence of separate systems for fuel processing leads to the fact that at the stage of separation of Mo-99 from the fuel solution, the reactor core is completely discharged into a special nuclear-safe container, which results in the need for repeated (after the Mo-99 separation operation) the formation of the core , with the obligatory fulfillment of the requirements of the rules NP-03-11 and NP-009-17 in terms of the speed and portions of the injection of reactivity, which requires considerable time and, accordingly, radically reduces the productivity of the installation;
- невозможность разнесения реакторного блока и участка очистки Мо-99 на большие расстояния; - средство для удаления йода и средство для очистки элюата являются разными устройствами, что увеличивает продолжительность процесса и, как следствие, увеличивает потери Мо-99 за счет радиоактивного распада. - impossibility of spaced apart the reactor block and the Mo-99 purification section over long distances; - means for removing iodine and means for purifying the eluate are different devices, which increases the duration of the process and, as a consequence, increases the loss of Mo-99 due to radioactive decay.
Раскрытие изобретения Disclosure of invention
Задача, решаемая заявляемой группой изобретений, заключается в увеличении производительности способа и повышении чистоты конечного продукта при одновременном повышении безопасности работы ядерной установки и рабочего персонала. The problem solved by the claimed group of inventions is to increase the productivity of the method and increase the purity of the final product while increasing the safety of the nuclear installation and the working personnel.
Технический результат при использовании заявляемой группы изобретений (способа и устройства) заключается в следующем: - увеличена вариативность реализации комплекса по наработке Мо-99 благодаря возможности расположения реакторного блока и участка очистки на различных производственных площадках за счет разнесения контуров сорбции и десорбции; The technical result when using the claimed group of inventions (method and device) is as follows: - the variability of the implementation of the complex for the production of Mo-99 is increased due to the possibility of the location of the reactor block and the purification section at different production sites due to the separation of the sorption and desorption circuits;
- снижены риски загрязнения препарата молибдена остатками топливного раствора, увеличена эффективность очистки от йода за счет подкисления элюата при высушивании (на этапе лабораторных исследований получен препарат молибдена-99 в виде раствора молибдата натрия, в котором содержание радионуклидных примесей находилось ниже предела обнаружения гамма-спектрометра); - the risks of contamination of the molybdenum preparation with the residues of the fuel solution were reduced, the efficiency of cleaning from iodine was increased due to acidification of the eluate during drying (at the stage of laboratory studies, a molybdenum-99 preparation was obtained in the form of a sodium molybdate solution, in which the content of radionuclide impurities was below the detection limit of a gamma spectrometer) ;
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ^ПРАВИЛО 26) - повышена степень ядерной безопасности установки за счет снижения риска загрязнения топливного раствора и исключения полного опорожнения активной зоны реактора; SUBSTITUTE SHEET ^ RULE 26) - the degree of nuclear safety of the facility was increased by reducing the risk of contamination of the fuel solution and eliminating the complete emptying of the reactor core;
- сокращены затраты времени на технологический процесс выделения и очистки Мо-99 и, как следствие, снижены потери Мо-99 за счет радиоактивного распада; - the time spent on the technological process of separation and purification of Mo-99 has been reduced and, as a consequence, the losses of Mo-99 due to radioactive decay have been reduced;
- повышена степень радиационной безопасности и предусмотрены меры снижения дозовых нагрузок на персонал в процессе работы. - the degree of radiation safety has been increased and measures have been taken to reduce the dose loads on personnel in the course of work.
Для решения указанной задачи и достижения технического результата заявляется группа изобретений: способ выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора и устройство для выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора. To solve this problem and achieve the technical result, a group of inventions is claimed: a method for separating molybdenum-99 from a solution reactor fuel and a device for separating molybdenum-99 from a solution reactor fuel.
Способ выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора включает подачу в сорбционную колонку облученного раствора, содержащего йод, молибден и другие продукты деления урана, пропускание всего раствора облученного топлива снизу вверх через сорбционную колонку, подачу десорбирующего раствора на сорбционную колонку, удаление йода из полученного элюата и очистку элюата. Согласно изобретению облученный раствор пропускают порциями через сорбционную колонку, по меньшей мере, один раз с возвратом каждой порции в реактор, после чего удаляют остатки облученного раствора из сорбционной колонки дистиллированной водой, а после удаления йода очищенный элюат подкисляют и высушивают, высушенный продукт подвергают тонкой очистке из кислого раствора на неорганическом сорбенте. The method for separating molybdenum-99 from the fuel of a solution reactor includes feeding into the sorption column an irradiated solution containing iodine, molybdenum and other uranium fission products, passing the entire solution of irradiated fuel from the bottom up through the sorption column, feeding the desorbing solution to the sorption column, removing iodine from the resulting eluate and purification of the eluate. According to the invention, the irradiated solution is passed in portions through the sorption column at least once with each portion returning to the reactor, after which the residues of the irradiated solution are removed from the sorption column with distilled water, and after removal of iodine, the purified eluate is acidified and dried, the dried product is subjected to fine purification from an acidic solution on an inorganic sorbent.
В качестве дистиллированной воды для промывки колонки может быть использован конденсат из системы каталитической регенерации реактора, в этом случае дистиллированную воду с остатками облученного раствора после промывки сорбционной колонки возвращают в реактор для сохранения баланса воды в реакторе. Condensate from the catalytic regeneration system of the reactor can be used as distilled water for washing the column; in this case, distilled water with the remains of the irradiated solution after washing the sorption column is returned to the reactor to maintain the balance of water in the reactor.
В качестве десорбирующего раствора для выделения молибдена с сорбционной колонки используют натриевую щелочь с концентрацией 0,2 - 1М. Sodium alkali with a concentration of 0.2 - 1M is used as a desorbing solution for separating molybdenum from the sorption column.
Удаление йода из элюата осуществляют пропусканием его через серебросодержащий сорбент на основе диоксида титана. Removal of iodine from the eluate is carried out by passing it through a silver-containing sorbent based on titanium dioxide.
Устройство для выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора включает сорбционную систему, содержащую, по меньшей мере, одну сорбционную The device for the separation of molybdenum-99 from the fuel of a solution reactor includes a sorption system containing at least one sorption
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26) колонку, средство для подачи в сорбционную колонку раствора облученного топлива, содержащего йод, молибден и другие продукты деления, средство для подачи в сорбционную колонку реагента для десорбции молибдена, средство для удаления йода из элюата, полученного из сорбционной колонки, и средство для очистки элюата. Согласно изобретению сорбционная система состоит, по меньшей мере, из двух контуров и средства перемещения сорбционной колонки между этими контурами. Первый контур предназначен для сорбции молибдена, а второй - для десорбции молибдена, при этом контур сорбции сообщен с реактором, а контур десорбции сообщен со средством для подачи реагента для десорбции молибдена и средством для удаления йода из элюата. SUBSTITUTE SHEET (RULE 26) a column, means for feeding into the sorption column a solution of irradiated fuel containing iodine, molybdenum and other fission products, means for feeding a reagent for desorption of molybdenum into the sorption column, means for removing iodine from the eluate obtained from the sorption column, and means for purifying the eluate. According to the invention, the sorption system consists of at least two circuits and means for moving the sorption column between these circuits. The first loop is intended for sorption of molybdenum, and the second is for desorption of molybdenum, while the sorption loop is in communication with the reactor, and the desorption loop is in communication with a means for supplying a reagent for desorption of molybdenum and a means for removing iodine from the eluate.
Сорбционная система может содержать третий контур для удаления оставшихся продуктов деления из сорбционной колонки после десорбции молибдена, при этом третий контур сообщен со средством подачи реагентов и с емкостью для сбора жидких радиоактивных отходов. Пропускание топливного раствора порциями через сорбционную колонку с возвратом каждой порции в реактор позволяет избежать опорожнения внутреннего объема реактора и, как следствие, отменяет необходимость заново формировать активную зону. Поскольку расход топливного раствора через сорбционную колонку и, соответственно, скорость возврата порции топлива в корпус реактора существенно ниже требуемой правилами НП-009-17 максимально допустимой скорости ввода реактивности 0,07 b,y, длительность процесса сорбции определяется оптимальной скоростью прокачки топлива через сорбционную колонку. Отказ от дополнительных длительных операций существенно увеличивает производительность установки. The sorption system may contain a third loop for removing the remaining fission products from the sorption column after desorption of molybdenum, while the third loop is in communication with a reagent supply means and with a container for collecting liquid radioactive waste. Passing the fuel solution in portions through the sorption column with the return of each portion to the reactor avoids emptying the internal volume of the reactor and, as a consequence, eliminates the need to re-form the core. Since the flow rate of the fuel solution through the sorption column and, accordingly, the rate of return of a portion of fuel to the reactor vessel is significantly lower than the maximum permissible rate of reactivity injection 0.07 b, y required by the NP-009-17 rules, the duration of the sorption process is determined by the optimal rate of fuel pumping through the sorption column ... The rejection of additional long-term operations significantly increases the productivity of the installation.
Применение в качестве дистиллированной воды конденсата из системы каталитической рекомбинации реактора для промыва сорбционной колонки от остатков топливного раствора позволяет вернуть содержащийся в них уран в реактор, не нарушая баланса воды топливного раствора. Снижение потерь урана из топливного раствора приводит к снижению себестоимости производства за счет того, что нормализация топливного раствора проводится значительно реже. Преимущество использования в средстве очистки от йода сорбента на основе диоксида титана для нанесения на него соединений серебра вместо инертного носителя заключается в том, что на диоксиде титана будут в значительной степени задерживаться нежелательные продукты деления урана, которые перешли в элюат совместно с молибденом, в то время как сам молибден в щелочной среде на этом The use of condensate from the catalytic recombination system of the reactor as distilled water for washing the sorption column from the fuel solution residues allows the uranium contained in them to be returned to the reactor without disturbing the water balance of the fuel solution. Reducing the loss of uranium from the fuel solution leads to a decrease in the production cost due to the fact that the normalization of the fuel solution is carried out much less frequently. The advantage of using a sorbent based on titanium dioxide in a means for cleaning iodine to apply silver compounds instead of an inert carrier is that undesirable uranium fission products, which have passed into the eluate together with molybdenum, will be largely retained on the titanium dioxide. like molybdenum itself in an alkaline environment on this
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26) сорбенте не задерживается. Таким образом, устройство для очистки от йода также выполняет функцию первичной очистки препарата молибдена от примесей, что положительно сказывается на чистоте конечного продукта и позволяет упростить последующие операции тонкой очистки препарата молибдена-99. Подкисление элюата молибдена, прошедшего через средство для очистки от йода, позволяет удалить остатки йода, которые переходят в газовую форму при кипячении раствора в кислой форме, чего не происходит при выпаривании щелочного раствора. Данный признак позволяет значительно повысить эффективность очистки конечного продукта от йода. Выполнение сорбционной системы в виде двух контуров и средства перемещения сорбционной колонки между ними дает устройству два преимущества: во-первых, появляется возможность расположения реакторного блока и участка тонкой очистки на различных площадках, что увеличивает вариативность реализации комплекса по производству молибдена-99; во-вторых, исключается вероятность загрязнения топливного раствора реагентами, использующимися при десорбции молибдена и обработке сорбционной колонки, что повышает безопасность ядерной установки и упрощает процесс нормализации топлива. SUBSTITUTE SHEET (RULE 26) the sorbent is not delayed. Thus, the device for purification from iodine also performs the function of primary purification of the molybdenum preparation from impurities, which has a positive effect on the purity of the final product and makes it possible to simplify the subsequent operations of fine purification of the molybdenum-99 preparation. Acidification of the molybdenum eluate passed through the iodine remover allows the removal of iodine residues, which turn into a gaseous form when the solution is boiled in an acidic form, which does not occur when the alkaline solution is evaporated. This feature allows you to significantly increase the efficiency of cleaning the end product from iodine. The implementation of the sorption system in the form of two circuits and means for moving the sorption column between them gives the device two advantages: first, it becomes possible to locate the reactor block and the fine purification section at different sites, which increases the variability of the implementation of the complex for the production of molybdenum-99; secondly, the likelihood of contamination of the fuel solution with reagents used in desorption of molybdenum and processing of the sorption column is excluded, which increases the safety of a nuclear installation and simplifies the process of fuel normalization.
Возможность введения третьего контура в сорбционную систему позволяет проводить удаление с сорбционной колонки продуктов деления урана, оставшихся на ней после десорбции молибдена, что упростит процедуру обращения с отработанными сорбционными колонками и, как следствие, снизит себестоимость работы комплекса. В одном из вариантов реализации удаление продуктов деления с сорбционной колонки можно проводить во втором контуре, при этом перенаправление потоков элюата молибдена-99 в средство очистки от йода и обмывочных растворов в баки для жидких радиоактивных растворов осуществляется с помощью переключающего устройства. The possibility of introducing a third loop into the sorption system makes it possible to remove from the sorption column the uranium fission products remaining on it after the desorption of molybdenum, which will simplify the procedure for handling the spent sorption columns and, as a consequence, reduce the cost of the complex operation. In one embodiment, the removal of fission products from the sorption column can be carried out in the second loop, while the redirection of the flows of the molybdenum-99 eluate to the means for cleaning from iodine and washing solutions into tanks for liquid radioactive solutions is carried out using a switching device.
Краткое описание чертежей Brief Description of Drawings
На рисунке представлена схема заявляемого устройства для осуществления заявляемого способа (сорбционная колонка находится в гнезде контура сорбции). На представленной схеме введены следующие обозначения: The figure shows a diagram of the inventive device for implementing the inventive method (the sorption column is located in the nest of the sorption circuit). In the presented diagram, the following designations are introduced:
1 - растворный реактор; 1 - solution reactor;
2 - дозирующее средство для подачи в сорбционную колонку топливного раствора;2 - dosing means for feeding the fuel solution into the sorption column;
3 - сорбционная система; 3 - sorption system;
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ ‘(ПРАВИЛО 26) 4 - гнездо контура сорбции; SUBSTITUTE SHEET ' (RULE 26) 4 - sorption circuit socket;
5 - сорбционная колонка; 5 - sorption column;
6 - гнездо контура десорбции; 6 - desorption circuit socket;
7 - средство перемещения колонки; 8 - средство для подачи в сорбционную колонку реагентов для десорбции Мо-99;7 - means for moving the column; 8 - means for feeding reagents for desorption of Mo-99 into the sorption column;
9 -средство для удаления йода из элюата; 9 - means for removing iodine from the eluate;
10 - испаритель; 10 - evaporator;
11 - средство для тонкой очистки элюата; 11 - means for fine cleaning of the eluate;
12 - приемная тара для очищенного продукта Мо-99. Заявляемый способ осуществляется в следующей последовательности. 12 - receiving container for purified product Mo-99. The inventive method is carried out in the following sequence.
Для первичной наработки Мо-99 реактор (1) работает на мощности в течение промежутка времени, при котором достигается максимальная концентрация Мо-99 (скорость наработки молибдена сравняется со скоростью его распада). После прекращения цепной реакции топливо выдерживается в реакторе для охлаждения и распада короткоживущих радионуклидов. Для сокращения потерь молибдена-99 за счет распада время выдержки топлива должно быть минимально необходимым, при котором активность топливного раствора достигает значения, приемлемого для дальнейшей работы. For the primary production of Mo-99, the reactor (1) operates at power for a period of time at which the maximum concentration of Mo-99 is reached (the rate of production of molybdenum will be equal to the rate of its decay). After the end of the chain reaction, the fuel is kept in the reactor to cool and decay short-lived radionuclides. To reduce the loss of molybdenum-99 due to decay, the holding time of the fuel should be the minimum necessary, at which the activity of the fuel solution reaches a value acceptable for further operation.
Затем с помощью дозирующего средства (2) раствор топлива порциями подается снизу вверх через сорбционную колонку (5), находящуюся в гнезде (4) контура сорбции сорбционной системы (3). Колонка (5) заполнена сорбентом, способным селективно поглощать молибден. Каждая порция топливного раствора, проходящая через сорбционную колонку (5), сразу же возвращается в корпус реактора (1), причем объем порции подбирается, исходя из условия полного исключения возможности возникновения ядерной аварии на всех этапах процесса сорбции (ядерно-безопасный объем). Так как топливо в процессе прохождения сорбционной колонки (5) охлаждается, забор топлива из корпуса реактора (1) осуществляется сверху, а возврат - снизу, для того, чтобы минимизировать перемешивающие конвективные потоки в топливном растворе. Забор следующей порции топлива осуществляется только после завершения возврата предыдущей порции. Поскольку расход топливного раствора через сорбционную колонку (5) и, соответственно, скорость возврата порции топлива в корпус реактора (1) существенно ниже требуемой правилами НП-009-17 максимально допустимой скорости ввода реактивности 0,07 b3f, никаких потерь Then, with the help of the metering means (2), the fuel solution is fed in portions from bottom to top through the sorption column (5) located in the slot (4) of the sorption circuit of the sorption system (3). Column (5) is filled with a sorbent capable of selectively absorbing molybdenum. Each portion of the fuel solution passing through the sorption column (5) is immediately returned to the reactor vessel (1), and the portion volume is selected based on the condition of completely excluding the possibility of a nuclear accident at all stages of the sorption process (nuclear safe volume). Since the fuel in the process of passing through the sorption column (5) is cooled, the fuel intake from the reactor vessel (1) is carried out from the top, and the return - from the bottom, in order to minimize the mixing convective flows in the fuel solution. The next portion of fuel is withdrawn only after completion of the return of the previous portion. Since the flow rate of the fuel solution through the sorption column (5) and, accordingly, the rate of return of a portion of fuel to the reactor vessel (1) is significantly lower than the maximum permissible reactivity injection rate 0.07 b 3f required by the NP-009-17 rules, there are no losses
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26) времени на формирование активной зоны не возникает, и длительность процесса сорбции определяется оптимальной скоростью прокачки топлива через сорбционную колонку (5). SUBSTITUTE SHEET (RULE 26) there is no time for the formation of the core, and the duration of the sorption process is determined by the optimal rate of fuel pumping through the sorption column (5).
Затем для удаления остатков топливного раствора сорбционную колонку 5 промывают дистиллированной водой. Предпочтителен вариант осуществления устройства, в котором для промывки используется конденсат из системы каталитической регенерации реактора (на рисунке не показано), накопившийся в процессе работы реактора. В этом случае промывочная вода возвращается в корпус реактора (1) для сохранения баланса воды и снижения потерь урана. В данном варианте упрощается процесс нормализации топлива, необходимый для стабильной и безопасной работы установки. Then, to remove the residual fuel solution, the sorption column 5 is washed with distilled water. A preferred embodiment of the device is in which condensate from the catalytic regeneration system of the reactor (not shown in the figure) accumulated during the operation of the reactor is used for washing. In this case, the wash water is returned to the reactor vessel (1) to maintain the water balance and reduce uranium losses. This option simplifies the fuel standardization process, which is necessary for the stable and safe operation of the unit.
По окончании промывки водой сорбционная колонка (5) перемещается в гнездо (6) контура десорбции сорбционной системы (3) с помощью средства (7) перемещения колонки. В гнезде (6) осуществляется десорбция Мо-99 с сорбента (на рисунке не показано). Для этого с помощью средства (8) подачи реагентов через сорбционную колонку (5), находящуюся в гнезде (6) контура десорбции, подается щелочной десорбирующий реагент, а полученный элюат по трубопроводу поступает в средство (9) для очистки от йода. Также в гнезде (6) контура десорбции возможна обработка сорбента в колонке (5) различными реагентами как до десорбции Мо-99 (смыв нежелательных продуктов деления), так и после (регенерация сорбента или подготовка его к утилизации). At the end of washing with water, the sorption column (5) is moved to the nest (6) of the desorption circuit of the sorption system (3) using the means (7) for moving the column. Desorption of Mo-99 from the sorbent is carried out in the nest (6) (not shown in the figure). To do this, using the means (8) for supplying reagents through the sorption column (5) located in the slot (6) of the desorption loop, an alkaline desorbing reagent is supplied, and the resulting eluate is piped into the means (9) for cleaning from iodine. Also, in the slot (6) of the desorption loop, it is possible to treat the sorbent in the column (5) with various reagents both before desorption of Mo-99 (washing away unwanted fission products) and after (regenerating the sorbent or preparing it for disposal).
В случае необходимости расположения реактора (1) и участка со средствами очистки (9) и (11) на больших расстояниях друг от друга, а также в других случаях, когда невозможно организовать передачу элюата молибдена по трубопроводу, можно разнести контуры сорбции и десорбции. В этом варианте контур сорбции расположен в реакторном блоке, а контур десорбции - на участке очистки, при этом перемещение сорбционной колонки (5) между ними осуществляется в транспортном контейнере любым подходящим для этого средством (автотранспорт, рельсовая тележка, конвейерный транспортер и т.п.) If it is necessary to locate the reactor (1) and the section with the cleaning means (9) and (11) at large distances from each other, as well as in other cases when it is impossible to organize the transfer of the molybdenum eluate through the pipeline, the sorption and desorption circuits can be spaced apart. In this embodiment, the sorption circuit is located in the reactor block, and the desorption circuit is located in the cleaning section, while the movement of the sorption column (5) between them is carried out in a transport container by any means suitable for this (motor vehicle, rail carriage, conveyor belt, etc.) )
Средство (9) для очистки элюата от йода содержит сорбирующий слой, например, тот же сорбент, что и в сорбционной колонке (5), с тем отличием, что на него нанесены соединения серебра для связывания йода в нерастворимые соединения. Преимущество использования сорбента на основе диоксида титана для Means (9) for cleaning the eluate from iodine contains a sorbing layer, for example, the same sorbent as in the sorption column (5), with the difference that silver compounds are applied to it to bind iodine into insoluble compounds. The advantage of using a titanium dioxide sorbent for
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26) нанесения на него соединений серебра вместо инертного носителя заключается в том, что на нем будут в значительной степени задерживаться нежелательные продукты деления урана, которые перешли в элюат совместно с молибденом, в то время как сам молибден в щелочной среде на этом сорбенте не задерживается. Таким образом, средство (9) для очистки от йода также выполняет функцию первичной очистки препарата молибдена от примесей. SUBSTITUTE SHEET (RULE 26) deposition of silver compounds on it instead of an inert carrier consists in the fact that undesirable fission products of uranium, which passed into the eluate together with molybdenum, will be retained on it, while molybdenum itself in an alkaline medium does not stay on this sorbent. Thus, the means (9) for purification from iodine also performs the function of primary purification of the molybdenum preparation from impurities.
Затем щелочной элюат, очищенный от большей части йода и частично очищенный от прочих продуктов деления урана, поступает в испаритель (10). Здесь щелочной раствор переводится в кислую форму и осуществляется его выпаривание досуха. Подкисление необходимо для удаления остатков йода, которые переходят в газовую форму при кипячении раствора в кислой форме. Сухой остаток, представляющий собой соль молибдена, растворяется в кислоте и подается в средство (11) для тонкой очистки элюата, которое является ионообменным устройством для выделения молибдена из раствора. Здесь могут применяться любые радиационно-стойкие ионообменные смолы, обладающие достаточной селективностью к молибдену и высоким коэффициентом распределения. Then, the alkaline eluate, purified from most of the iodine and partially purified from other uranium fission products, enters the evaporator (10). Here the alkaline solution is converted into an acidic form and is evaporated to dryness. Acidification is necessary to remove iodine residues, which turn into a gaseous form when the solution is boiled in an acidic form. The dry residue, which is a molybdenum salt, dissolves in acid and is fed to the means (11) for fine purification of the eluate, which is an ion-exchange device for separating molybdenum from solution. Any radiation-resistant ion-exchange resins with sufficient selectivity for molybdenum and a high distribution coefficient can be used here.
Очищенный продукт собирается в приемную тару (12). The cleaned product is collected in a receiving container (12).
Лучший вариант осуществления Best option for implementation
Выделение Мо-99 из водного раствора уранил сульфата с концентрацией урана 400 г/л при температуре Тр=50°С происходит на сорбенте сорбционной колонки при прокачке через нее раствора порциями по ~2 л. Большинство продуктов деления урана остается в растворе, в то время как молибден и некоторая часть других продуктов деления сорбируется на зернах сорбента сорбционной колонки, которая является частью сорбционной системы. The separation of Mo-99 from an aqueous solution of uranyl sulfate with a uranium concentration of 400 g / L at a temperature Tr = 50 ° C occurs on the sorbent of a sorption column when the solution is pumped through it in portions of ~ 2 liters. Most of the fission products of uranium remain in solution, while molybdenum and some of the other fission products are sorbed on the sorbent grains of the sorption column, which is part of the sorption system.
Для применения в качестве сорбента наиболее приемлемым является сорбент на основе диоксида титана марки «Термоксид-5М», выпускаемый ЗАО ПНФ "ТЕРМОКСИД". В качестве альтернативных вариантов может быть использован сорбент марки «Термоксид-52М» той же фирмы, либо другие сорбенты на основе неорганических материалов. The most suitable sorbent for use as a sorbent is a sorbent based on titanium dioxide "Termoksid-5M" produced by ZAO PNF "TERMOKSID". As alternative options can be used sorbent brand "Termoksid-52M" of the same company, or other sorbents based on inorganic materials.
После прокачивания 15 порций (объем топливного раствора в реакторе 30 л) колонка промывается порцией дистиллированной воды, накопленной в конденсаторе системы каталитической регенерации при работе реактора на мощности. При этом остатки топливного раствора удаляются из пор сорбента и возвращаются в реактор. After pumping 15 portions (the volume of the fuel solution in the reactor is 30 liters), the column is washed with a portion of distilled water accumulated in the condenser of the catalytic regeneration system when the reactor is operating at power. In this case, the remaining fuel solution is removed from the pores of the sorbent and returned to the reactor.
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТДПРАВИТЮ 26) Таким образом, сохраняется первоначальный баланс воды и топлива в активной зоне реактора. SUBSTITUTE SHEET RULE 26) Thus, the initial balance of water and fuel in the reactor core is maintained.
По окончании промывки водой внутренний объем сорбционной колонки продувается воздухом для удаления остатков влаги. At the end of washing with water, the internal volume of the sorption column is blown with air to remove moisture residues.
После завершения процесса сорбции колонка с помощью средства перемещения колонки, например, штанги-манипулятора, перемещается из гнезда сорбции в гнездо десорбции, в котором через сорбент последовательно прокачиваются следующие реагенты: After the completion of the sorption process, the column is moved from the sorption nest to the desorption nest with the help of a column moving device, for example, a manipulator bar, in which the following reagents are sequentially pumped through the sorbent:
- дистиллированная вода для смачивания сорбента и заполнения межзёренного пространства сорбента жидкостью; - distilled water for wetting the sorbent and filling the intergranular space of the sorbent with liquid;
-азотная кислота с концентрацией 0,5 М для удаления растворимых в данных условиях продуктов деления урана с сорбента (при этом молибден остается на колонке); -nitric acid with a concentration of 0.5 M to remove uranium fission products soluble under these conditions from the sorbent (while molybdenum remains on the column);
- дистиллированная вода для промывки сорбента от остатков азотной кислоты; - distilled water for washing the sorbent from nitric acid residues;
- натриевая щелочь с концентрацией 0,2 М для десорбции молибдена-99 с сорбента (при этом некоторые продукты деления переходят в раствор совместно с молибденом); - sodium alkali with a concentration of 0.2 M for desorption of molybdenum-99 from the sorbent (in this case, some fission products go into solution together with molybdenum);
- дистиллированная вода для промывки сорбента и трубопроводов и сбора остатков раствора с десорбированным молибденом-99. - distilled water for washing the sorbent and pipelines and collecting the residual solution with desorbed molybdenum-99.
Все пропускаемые через сорбент растворы из второго гнезда сорбционной установки поступают по трубопроводу в радиохимическую лабораторию, раствор десорбированного щелочью молибдена-99 собирается в емкость для дальнейшей очистки, промывные растворы отправляются на утилизацию жидких радиоактивных отходов. All solutions passed through the sorbent from the second seat of the sorption unit are piped to the radiochemical laboratory, the solution of molybdenum-99 desorbed with alkali is collected in a container for further purification, and the washing solutions are sent for disposal of liquid radioactive waste.
После чего сорбционная колонка вновь продувается воздухом для осушения и отправляется в хранилище для выдержки, в течение которой распадаются короткоживущие продукты деления, оставшиеся на зернах сорбента. After that, the sorption column is again blown with air for drying and sent to the storage facility for holding, during which the short-lived fission products remaining on the sorbent grains decompose.
Для снижения общего радиоактивного излучения от облученного раствора, а также соблюдения требований по чистоте продукта необходимо провести его очистку от радиоактивного йода, т.к. он вносит наибольший вклад в активность раствора среди всех продуктов деления, которые из топливного раствора переходят совместно с молибденом в элюат. To reduce the total radioactive radiation from the irradiated solution, as well as to comply with the requirements for the purity of the product, it is necessary to clean it from radioactive iodine, because it makes the greatest contribution to the activity of the solution among all fission products, which pass from the fuel solution together with molybdenum to the eluate.
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ (ПРАВИЛО 26) Для этого полученный на предыдущей операции раствор поступает в средство для удаления йода из элюата и пропускается через йодный фильтр, который представляет собой тот же сорбент, что и на операции выделения молибдена из топливного раствора, но содержащий соединения серебра для связывания йода в нерастворимые соединения. Применение в йодном фильтре того же сорбента вместо инертного носителя позволяет одновременно с удалением йода задержать часть других продуктов деления, снизив их содержание в рабочем растворе. SUBSTITUTE SHEET (RULE 26) For this, the solution obtained in the previous operation enters the means for removing iodine from the eluate and is passed through an iodine filter, which is the same sorbent as in the operation for separating molybdenum from the fuel solution, but containing silver compounds for binding iodine into insoluble compounds. The use of the same sorbent in the iodine filter instead of an inert carrier allows, simultaneously with the removal of iodine, to retain some of the other fission products, reducing their content in the working solution.
Очищенный от йода раствор поступает в испаритель, где щелочной раствор переводится в кислую форму и осуществляется его выпаривание и сушка. В сухом виде он поступает на стадию тонкой очистки. The solution purified from iodine enters the evaporator, where the alkaline solution is converted into an acidic form and is evaporated and dried. In dry form, it enters the stage of fine cleaning.
Для получения конечного препарата, соответствующего заявленным требованиям, проводится финальная очистка, заключающаяся в выделении молибдена-99 из кислого раствора на неорганическом сорбенте. To obtain the final product that meets the stated requirements, final purification is carried out, which consists in the separation of molybdenum-99 from an acidic solution on an inorganic sorbent.
На этой стадии могут применяться те же сорбенты, что и на стадии выделения молибдена из топливного раствора, однако для более качественной очистки молибдена необходимо проводить сорбцию из другого растворителя, например, азотной кислоты. At this stage, the same sorbents can be used as at the stage of separating molybdenum from a fuel solution; however, for better purification of molybdenum, it is necessary to carry out sorption from another solvent, for example, nitric acid.
Для этого сухой препарат, полученный на предыдущей стадии, растворяется в выбранном растворителе и пропускается через сорбционную колонку, на которой происходит выделение молибдена. Затем проводится десорбция молибдена с получением конечного продукта, готового к упаковке в транспортный контейнер. При необходимости может быть произведена расфасовка раствора на отдельные порции. For this, the dry preparation obtained at the previous stage is dissolved in the selected solvent and passed through a sorption column, on which molybdenum is released. Then the desorption of molybdenum is carried out to obtain the final product, ready for packaging in a transport container. If necessary, the solution can be packaged into separate portions.
Промышленная применимость К препарату молибдена, применяемому в радиофармацевтике в качестве промежуточного сырья для получения Тс-99т, предъявляют общепринятые требования, приведенные в таблице 1. Industrial applicability The generally accepted requirements given in Table 1 are imposed on the molybdenum preparation used in radiopharmaceuticals as an intermediate raw material for the production of Tc-99t.
ЗАМЕНЯЮЩИЙ Л И СТ П РАВ ИПО 26) Таблица 1 - Требования к обеспечению качества конечного продукта 99Мо
Figure imgf000017_0001
SUBSTITUTE L AND ST P RAV IPO 26) Table 1 - Requirements for quality assurance of the final product 99 Mo
Figure imgf000017_0001
Заявляемая последовательность проведения технологических операций по 5 выделению и очистке Мо-99 была отработана на лабораторном макете установки со следующими параметрами: The claimed sequence of technological operations for the isolation and purification of Mo-99 5 was tested on a laboratory model of the installation with the following parameters:
- модельный топливный раствор - 370 г/л по U, 0,167 мг/л по Мо, рН=1,06, 30 мл; - model fuel solution - 370 g / l for U, 0.167 mg / l for Mo, pH = 1.06, 30 ml;
- сорбент - «Термоксид-5М», 1 мл; 0 -промывочный раствор - дистиллированная вода, 15 мл; - sorbent - "Termoksid-5M", 1 ml; 0 - washing solution - distilled water, 15 ml;
- десорбирующий реагент - 0,2М NaOH, 30 мл; - desorbing reagent - 0.2M NaOH, 30 ml;
- поглотитель йода - «Термоксид-5М», модифицированный серебром, 1 мл.- iodine absorber - "Termoksid-5M", modified with silver, 1 ml.
В результате отработки на лабораторном макете был получен препарат Мо- 99, содержащий 90% от исходного Мо в форме раствора молибдата натрия, в 5 котором присутствие радионуклидных примесей находится ниже предела обнаружения гамма-спектрометра, что позволяет прогнозировать работоспособность As a result of testing on a laboratory model, a preparation Mo-99 was obtained, containing 90% of the initial Mo in the form of a sodium molybdate solution, in which the presence of radionuclide impurities is below the detection limit of a gamma spectrometer, which makes it possible to predict the performance
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ ПРАВИЛО 26) заявляемого способа и возможность достижения качества конечного продукта, соответствующего приведенному в таблице 1. SUBSTITUTE SHEET RULE 26) of the proposed method and the possibility of achieving the quality of the final product corresponding to that given in table 1.
Совокупность признаков заявляемых способа и устройства позволяет получить указанный технический результат, а именно, повышение вероятности достижения чистоты конечного препарата Мо-99 в соответствии с предъявляемыми к нему требованиями в радиофармацевтике; снижение потерь Мо-99 за счет уменьшения затрат времени на выполнение операций; повышение радиационной безопасности персонала в процессе работы; увеличение вариативности реализации комплекса. The set of features of the proposed method and device allows you to obtain the specified technical result, namely, an increase in the likelihood of achieving the purity of the final preparation of Mo-99 in accordance with the requirements imposed on it in radiopharmaceuticals; reduction of Mo-99 losses by reducing the time spent on performing operations; increasing the radiation safety of personnel in the process of work; increasing the variability of the implementation of the complex.
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТХПРАВИЛО 26) SUBSTITUTE SHEET RULE 26)

Claims

Формула изобретения Claim
1 Способ выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора, включающий подачу в сорбционную колонку облученного раствора, содержащего йод, молибден и другие продукты деления урана, пропускание раствора облученного топлива снизу вверх через сорбционную колонку, подачу десорбирующего раствора на сорбционную колонку, удаление йода из полученного элюата и очистку элюата, отличающийся тем, что облученный раствор пропускают порциями через сорбционную колонку, по меньшей мере, один раз с возвратом каждой порции в реактор, после чего удаляют остатки облученного раствора из сорбционной колонки дистиллированной водой, а после удаления йода элюат подкисляют и высушивают, высушенный продукт подвергается тонкой очистке из кислого раствора на неорганическом сорбенте. 1 A method for separating molybdenum-99 from a solution reactor fuel, including feeding an irradiated solution containing iodine, molybdenum and other uranium fission products into a sorption column, passing an irradiated fuel solution from the bottom up through a sorption column, feeding a desorbing solution to a sorption column, removing iodine from the resulting eluate and purification of the eluate, characterized in that the irradiated solution is passed in portions through the sorption column at least once with each portion being returned to the reactor, after which the residues of the irradiated solution are removed from the sorption column with distilled water, and after removal of iodine, the eluate is acidified and dried , the dried product is subjected to fine purification from an acidic solution on an inorganic sorbent.
2 Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве дистиллированной воды для промывки колонки используют конденсат из системы каталитической регенерации реактора. 2 The method according to claim 1, characterized in that the condensate from the catalytic regeneration system of the reactor is used as distilled water for washing the column.
3 Способ по п.1, отличающийся тем, что десорбция молибдена с сорбционной колонки осуществляется натриевой щелочью с концентрацией 0,2 - 1М. 4 Способ по п.1, отличающийся тем, что дистиллированную воду с остатками облученного раствора после промывки сорбционной колонки возвращают в реактор. 3 The method according to claim 1, characterized in that the desorption of molybdenum from the sorption column is carried out with sodium alkali with a concentration of 0.2-1M. 4 The method according to claim 1, characterized in that distilled water with the remains of the irradiated solution after washing the sorption column is returned to the reactor.
5 Способ по п.1, отличающийся тем, что удаление йода из элюата осуществляют пропусканием его через серебросодержащий сорбент, например, на основе диоксида титана. 5 The method according to claim 1, characterized in that the removal of iodine from the eluate is carried out by passing it through a silver-containing sorbent, for example, based on titanium dioxide.
6 Устройство для выделения молибдена-99 из топлива растворного реактора, включающее сорбционную систему, содержащую, по меньшей мере, одну сорбционную колонку, средство для подачи в сорбционную колонку раствора облученного топлива, содержащего йод, молибден и другие продукты деления, средство для подачи в сорбционную колонку реагента для десорбции молибдена, средство для удаления йода из элюата, полученного из сорбционной колонки, и средство для очистки элюата, отличающееся тем, что сорбционная система состоит, по меньшей мере, из двух контуров и средства перемещения сорбционной колонки между этими контурами, первый контур предназначен для 6 A device for separating molybdenum-99 from the fuel of a solution reactor, including a sorption system containing at least one sorption column, means for feeding a solution of irradiated fuel containing iodine, molybdenum and other fission products into the sorption column, means for feeding into the sorption a column of reagent for desorption of molybdenum, means for removing iodine from the eluate obtained from the sorption column, and means for cleaning the eluate, characterized in that the sorption system consists of at least two circuits and means for moving the sorption column between these circuits, the first circuit created for
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСППРАВИЛО 26) сорбции молибдена, а второй - для десорбции молибдена, при этом контур сорбции сообщен с реактором, а контур десорбции сообщен со средством для подачи реагента для десорбции молибдена и средством для удаления йода из элюата. 7 Устройство по п. 1, отличающееся тем, что сорбционная система содержит третий контур для удаления оставшихся продуктов деления из сорбционной колонки после десорбции молибдена, при этом третий контур сообщен со средством подачи реагентов и с емкостью для сбора жидких радиоактивных отходов. SUBSTITUTE LISSPRULE 26) sorption of molybdenum, and the second - for desorption of molybdenum, while the sorption loop is in communication with the reactor, and the desorption loop is in communication with a means for supplying a reagent for desorption of molybdenum and a means for removing iodine from the eluate. 7 The device according to claim. 1, characterized in that the sorption system contains a third circuit for removing the remaining fission products from the sorption column after desorption of molybdenum, while the third circuit is in communication with a reagent supply means and with a container for collecting liquid radioactive waste.
ЗАМЕНЯЮЩИЙ ЛИСТ(ПРАВИЛО 26) SUBSTITUTE SHEET (RULE 26)
PCT/RU2019/000754 2019-09-23 2019-10-21 Method for extracting molybdenum-99 from solution reactor fuel and device for the implementation thereof WO2021061003A1 (en)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019129954A RU2716828C1 (en) 2019-09-23 2019-09-23 Method of separating molybdenum-99 from fuel of a solution reactor and device for its implementation
RU2019129954 2019-09-23

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2021061003A1 true WO2021061003A1 (en) 2021-04-01

Family

ID=69898302

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2019/000754 WO2021061003A1 (en) 2019-09-23 2019-10-21 Method for extracting molybdenum-99 from solution reactor fuel and device for the implementation thereof

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2716828C1 (en)
WO (1) WO2021061003A1 (en)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2103756C1 (en) * 1992-12-08 1998-01-27 Дзе Бэбкок энд Уилкокс Компани Process of isolation of isotopes from fission products produced in nuclear reactor ( versions )
RU2548033C2 (en) * 2010-02-19 2015-04-10 БЭБКОК ЭНД ВИЛКОКС Текникал Сервисез Груп, Инк. Method and apparatus for extracting and processing molybdenum-99
US9865367B2 (en) * 2012-12-21 2018-01-09 Triumf, A Joint Venture Process and apparatus for separation of technetium-99M from molybdate
CA2801408C (en) * 2010-06-09 2018-03-06 General Atomics Methods and apparatus for selective gaseous extraction of molybdenum-99 and other fission product radioisotopes

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2413020C1 (en) * 2009-12-03 2011-02-27 Николай Антонович Ермолов Procedure and device for production of molybdenum-99
JP2011168442A (en) * 2010-02-18 2011-09-01 Nippon Catalyst Cycle Kk Molybdenum recovery method

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2103756C1 (en) * 1992-12-08 1998-01-27 Дзе Бэбкок энд Уилкокс Компани Process of isolation of isotopes from fission products produced in nuclear reactor ( versions )
RU2548033C2 (en) * 2010-02-19 2015-04-10 БЭБКОК ЭНД ВИЛКОКС Текникал Сервисез Груп, Инк. Method and apparatus for extracting and processing molybdenum-99
CA2801408C (en) * 2010-06-09 2018-03-06 General Atomics Methods and apparatus for selective gaseous extraction of molybdenum-99 and other fission product radioisotopes
US9865367B2 (en) * 2012-12-21 2018-01-09 Triumf, A Joint Venture Process and apparatus for separation of technetium-99M from molybdate

Also Published As

Publication number Publication date
RU2716828C1 (en) 2020-03-17

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6440813B2 (en) Apparatus for extracting and processing molybdenum-99
US5885465A (en) Method of separating short half-life radionuclides from a mixture of radionuclides
JP3677013B2 (en) Method for separating and recovering elements from radioactive liquid waste
EP1324951B1 (en) Inorganic sorbent for molybdenum-99 extraction from irradiated uranium solutions and its method of use
US5508010A (en) Method of separating fission molybdenum
JP5294180B2 (en) Method and apparatus for separating and purifying technetium from molybdenum containing technetium, and method and apparatus for recovering molybdenum
EP0555996B1 (en) Methods and apparatus for treating aqueous indutrial effluent
RU2716828C1 (en) Method of separating molybdenum-99 from fuel of a solution reactor and device for its implementation
CN113981253B (en) Recovery method of americium-containing waste
Cheng et al. Study on the separation of molybdenum-99 and recycling of uranium to water boiler reactor
JPH0631803B2 (en) A method for recovering the valuable material uranium in an extractive reprocessing process for spent nuclear fuel
US9991012B2 (en) Extraction process
JPH0128920B2 (en)
Collins et al. Chemical process engineering in the transuranium processing plant
Eargle et al. Large Scale Processing of Highly Irradiated Plutonium by Solvent Extraction and Ion Exchange
CN117800434A (en) Method for enriching and/or separating and extracting cesium
CN117018864A (en) Method for preparing carrier-free lutetium-177 through multistage continuous separation and purification
Mayankutty et al. Ion exchange in organic solvents: IV. Separation of plutonium from uranium in 30% TBP on amberlyst-15
JPH06281790A (en) Method and system for treating radioactive waste liquid
SZÁNYA et al. THE VOLUME REDUCTION OF LIQUID RADIOACTIVE WASTE BY COMBINED TREATMENT METHODS
Kulyukhin et al. Behavior of 131 I and 137 Cs in the oil-water and oil-gas phase systems

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 19947271

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

122 Ep: pct application non-entry in european phase

Ref document number: 19947271

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1