способ выделения из металлов радиоактивных изотопов, образовавшихся в результате ядерного превращения

Формула изобретения

Способ выделения из металлов радиоактивных изотопов, образовавшихся в результате ядерного превращения, включающий реакторное или циклотронное облучение металлической матрицы и последующее извлечение дочернего радионуклида, возникшего из материнского с изменением заряда атомного ядра, отличающийся тем, что извлечение дочернего безносительного радионуклида производят путем перегонки облученной металлической матрицы при температуре и давлении, обеспечивающих полную отгонку матрицы и ограничивающих летучесть целевого дочернего радионуклида.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области радиохимии и ядерной химии и может быть использовано для получения радиоактивных изотопов без носителя.

Известен метод выделения радиоактивных изотопов без носителя [1] он пригоден для получения широкого спектра радиоизотопной продукции, но не удовлетворяет требованиям к технологии радиоактивных производств, существенно возросшим в последнее время. Это обусловлено прежде всего тем, что известные способы выделения радиоизотопов, как правило, представляют собой многостадийные и экологически вредные физико-химические процедуры со сложным выбором оптимальных условий, необходимых для выделения конкретного радионуклида, так как не существует унифицированных схем, пригодных одновременно для широкого круга разделяемых методами радиохимии радиоактивных изотопов. Кроме того, невозможно применять высокоактивные исходные мишени (реакторного или циклотронного происхождения) из-за процессов радиолиза, используемых для радиохимического разделения систем (растворов минеральных кислот, органических соединений, ионообменных смол).

Известен также способ выделения радиоактивных изотопов галлия-66,67 из цинка, облученного протонами [2] Этот способ, широко и эффективно применяемый в настоящее время в производстве указанных радионуклидов и рассматриваемый в качестве прототипа изобретения, заключается в следующем:

облученный протонами металлический цинк растворяют в концентрированной соляной кислоте;

приготовленный таким образом раствор упаривают до состояния мокрых солей;

полученный осадок растворяют в 5 М соляной кислоте;

загружают этим раствором экстракционно-хроматографическую колонку, приготовленную по специальной методике (на основе фторопласта-4 с закрепленной на нем органической фазой);

производят элюирование изотопов галлия-66,67 с колонки разбавленным раствором соляной кислоты (концентрация соляной кислоты зависит от количества и концентрации экстрагента).

По данному способу получают препараты галлия-66,67 без носителей. К недостаткам этого способа следует отнести сложность процедуры разделения изотопов галлия и цинка, требующей проведения большого количества сложных химических операций с радиоактивными растворами. Способ непригоден для выделения радиоизотопов галлия из матриц с высокой удельной активностью. Это обусловлено тем, что реагенты, используемые в экстракционной хроматографии, имеют низкую радиолитическую устойчивость и вследствие этого при высокой активности загружаемого радиоактивного сырья органическая фаза разрушается, что приводит к загрязнению выделяемого галлия-66,67 цинком. Кроме того, исходное сырье, облученное на циклотроне, не подлежит регенерации, что повышает расходы на изготовление радионуклидов указанным способом.

Изобретение направлено на упрощение способа выделения из металлов радиоизотопов, образующихся в результате ядерного превращения, на решение экологических и экономических проблем, возникающих при получении изотопов. Способ по изобретению, основанный на принципе перегонки служащих для наработки целевых радионуклидов металлических матриц, исключает проведение сложных и экологически вредных многостадийных физико-химических процедур с растворами радиоактивных веществ.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе выделения из металлов радиоактивных изотопов, образовавшихся в результате ядерного превращения (т.е. с изменением заряда атомного ядра), по которому производят реакторное или циклотронное облучение металлической матрицы и последующее извлечение дочернего радионуклида, возникшего из материнского с изменением заряда атомного ядра, согласно изобретению для извлечения дочернего радионуклида облученную металлическую матрицу подвергают перегонке при температуре и давлении, которые обеспечивают полную отгонку матрицы и ограничивают при этом летучесть целевого дочернего радионуклида.

Металлическую матрицу, предварительно облученную на реакторе или циклотроне и содержащую примесные радиоактивные атомы, подвергают перегонке. Режим перегонки (температуру, давление) устанавливают, исходя из физико-химических свойств разделяемых элементов (материнского и дочернего) с тем, чтобы обеспечить полную отгонку матрицы, но при этом ограничить либо полностью, либо частично летучесть целевого дочернего радионуклида. Сущность способа основана, таким образом, на различии в давлениях паров разделяемых элементов при определенном режиме, обеспечивающем перегонку облученной металлической матрицы. Чем выше давление пара материнского элемента при испарении матрицы по сравнению с давлением пара дочернего элемента, тем больше может быть получен выход целевого дочернего радионуклида (вплоть до 100%).

Возможность осуществления изобретения подтверждается следующими примерами.

Пример 1. Выделение галлия-67 из изотопнообогащенных цинковых мишеней, облученных протонами.

Пластину металлического цинка-67 (обогащение 92% чистота 99,9%) весом 100 мг, предварительно очищенную от поверхностных загрязнений, облучали протонами (энергия протонов 20 МэВ, ток пучка 1 мкА, выход галлия-67 7 МБк/час). Затем ее помещали в эвакуированную до 10^-2 атм кварцевую ампулу и подвергали перегонке при температуре 7505 К (в данных условиях разница в величинах давления пара цинка и галлия не менее 1⁹. После отгонки цинка в холодной конец ампулы последнюю вскрывали и место загрузки радиоактивного сырья обрабатывали слабым раствором (0,05 м) соляной кислоты. Выход галлия-67 составляет не менее 96% чистота получаемого препарата не менее 99,9% (без дополнительных очисток).

Пример 2. Выделение германия-69 из цинковых циклотронных мишеней, облученных альфа-частицами.

Пластину металлического цинка естественного изотопного состава (чистота 99,99%) весом 100 мг, предварительно очищенную от поверхностных загрязнений, облучали альфа-частицами (энергия альфа-частиц -27 МэВ, ток пучка 1 мкА, выход германия 69,6 МБк/час). Затем ее помещали в эвакуированную до 10^-1 атм кварцевую ампулу и подвергали перегонке при температуре 100010 К(в данных условиях разница в величинах давления пара цинка и германия не менее 10¹²). После отгонки цинка в холодный конец ампулы ее вскрывали и место загрузки радиоактивного сырья обрабатывали горячей азотной кислотой. Выход целевого радионуклида не менее 95% чистота не менее 99,9% (без дополнительных очисток).

Пример 3. Выделение индия-III из изотопнообогащенных кадмиевых мишеней, облученных протонами.

Пластину металлического кадмия-III (обогащение 96% чистота 99,99%) весом 100 мг, предварительно очищенную от поверхностных загрязнений, облучали протонами (энергия протонов 20 МэВ, ток пучка 1 мкА, выход индия-III - 45,6 МБк/час). Затем ее помещали в эвакуированную до 10^-2 кварцевую ампулу и подвергали перегонке при температуре 6505 К (в данных условиях разница в величинах давления пара кадмия и индия не менее 10⁹). После отгонки кадмия в холодный конец ампулы ее вскрывали и место загрузки радиоактивного сырья обрабатывали слабым (0,05 н) раствором соляной кислоты; выход индия-III не менее 96% чистота полученного препарата не менее 99,9% (без дополнительных очисток).

Из представленных примеров следует, что изобретение позволяет практически полностью исключить радиоактивные отходы и выбросы радионуклидов в атмосферу и решать таким образом экологические проблемы.

Минимальная трудоемкость выделения изотопов по изобретению, а также возможность многократного использования дорогостоящего изотопнообогащенного сырья для облучения обусловливают экономическую выгоду, получаемую при осуществлении изобретения, и, наконец, изобретение позволяет использовать металлические матрицы любой активности вследствие высокой радиолитической устойчивости металлов.

Данный способ пригоден для извлечения из металлических матриц широкого круга радионуклидов.