способ выделения сурьмы-125 из смеси осколков деления, урана, трансурановых элементов, продуктов коррозии и технологических отходов

Формула изобретения

1. Способ выделения сурьмы-125 из смеси осколков деления, урана, трансурановых элементов, продуктов коррозии и технологических отходов переработки ядерного горючего, включающий нанесение исходной смеси в виде раствора солей на сорбент, промывку его раствором кислоты и элюирование сурьмы водным раствором соляной кислоты, отличающийся тем, что в качестве сорбента используют силикагель, а промывку ведут раствором азотной кислоты.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что промывку сорбента с нанесенной смесью осуществляют HNO₃ с концентрацией 3 8 моль/л, а элюирование сурьмы с силикагеля осуществляют соляной кислотой с концентрацией 3 моль/л.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к технологии выделения радионуклидов из отходов переработки ядерного горючего (по существу из осколков деления и трансурановых элементов). Оно может быть использовано для получения препаратов сурьмы-125 в относительно крупных масштабах (десятки-сотни Кюри). Сурьма-125 используется в настоящее время для изготовления мессбауэровских источников, а также для получения безносительного теллура-125m, который является дочерним радионуклидом, образующимся при распаде сурьмы-125 [1, 2] В связи с этим разработаны методы выделения сурьмы-125 из облученного нейтронами в ядерных реакторах олова-124.

Известны осадительные в сочетании с экстракцией экстракционные [2] и ионообменные [3] методы.

Препараты сурьмы-125, выделяемые из осколков деления, в настоящее время не выпускаются, однако известны способы выделения сурьмы-125 из смеси осколочных элементов и некоторых актинидов, разработанные главным образом для аналитических и исследовательских целей. Например, в работе [4] описаны методы концентрирования и выделения сурьмы-125 из облученного нейтронами различных энергий урана. Эти методы предусматривают введение носителя (сурьмы). Концентрирование осуществляется в несколько стадий, предусматривающих чередование осадительных и экстракционных операций. В работе [5] описаны комплексная многостадийная схема разделения осколков деления урана, предусматривающая использование различных ионитов и различных элюирующих и окисляющих сред (НСl, HF, HClO₄, NH₄Cl). В рамках этой схемы сурьма выделяется на шестой стадии одной из ветвей схемы с помощью анионита IR-420 в солянокислой среде.

Наиболее эффективным из известных и наиболее близким к заявляемому изобретению является способ выделения сурьмы-125 из облученного нейтронами урана, включающего (кроме осколков) нептуний-239 [6] Этот способ представляет собой комплексную многостадийную схему разделения урана, трансуранов (239 Np) и осколочных элементов. Используется экстракционная хроматография на ТБФ и Д2ЭГФК, нанесенных на фторопласт при элюировании продуктов азотной и соляной кислотами различных концентраций. Сурьма-125 выделяется экстракционной хроматографией на Д2ЭГФК в среде НСl и на четвертой стадии из смеси с изотопами иода путем осаждения последних на хлориде серебра. Выход сурьмы по данным авторов составляет 87,5 1,3%

Основной недостаток способа-прототипа состоит в его сложности, многостадийности и, следовательно, ненадежности при реализации процесса в значительных масштабах в условиях горячих камер. Кроме того, как ионообменные смолы, так и экстрагенты (особенно в экстрационно-хроматографическом варианте) характеризуются низкой радиационной стойкостью и изменяют свои свойства в условиях значительных радиационных нагрузок, которые неизбежны при переработке отработавшего ядерного топлива. Наконец, выход сурьмы по способу прототипу недостаточно высок.

Целью изобретения было устранение указанных недостатков.

Для этого согласно изобретению в качестве сорбента для нанесения смеси осколков деления урана, трансурановых элементов, технологических продуктов переработки ядерного топлива и продуктов коррозии выбирали силикагель, причем нанесение смеси осуществляли непосредственно в азотнокислом растворе без корректировки. Далее промывали сорбент водным раствором азотной кислоты и осуществляли элюирование сурьмы-125 водными растворами соляной кислоты, Отличительными по сравнению с прототипом признаками являются использование для выделения сурьмы силикагеля вместо последовательного применения ТБФ и Д2ЭГФК, а также нанесение смеси непосредственно в азотнокислом растворе с последующей промывкой сорбента азотной кислотой с концентрацией 3-8 моль/л и элюированием соляной кислотой с концентрацией более 3 моль/л.

В работе [7] описано разделение урана и сурьмы-124 на фосфате циркония из солянокислых сред с применением органических растворителей в качестве промежуточных элюентов, а в сборнике [2, c. 82] упоминается сорбция сурьмы-125, циркония-95 и ниобия-95 из азотнокислых растворов, содержащих торий и протактиний-231 на силикагеле.

Следовательно, из общехимических соображений и данных литературы можно было полагать, что сурьмы-125 из азотнокислых растворов смеси осколков деления урана и трансурановых элементов (отходы переработки ядерного топлива) будет заметно сорбироваться силикагелем, однако в литературе не обнаружено никаких данных о возможности селективного выделения на силикагеле сурьмы из этой сложной смеси. Более того полученный результат априорно трудно было ожидать.

Заявляемое техническое решение существенно упрощает проведение процесса выделения сурьмы-125 из смеси осколков деления и трансуранов, сокращает число стадий, увеличивает выход целевого радионуклида и повышает радиационную стойкость используемого сорбента. Т.е. по существу из известных способов только заявляемый является достаточно технологичным для выделения значительных количеств (десятка-сотни Кюри) сурьмы-125 из смеси осколков деления и ТУЭ в условиях высоких радиационных нагрузок и применительно к работе в горячих камерах. Он обеспечивает быстрое селективное отделение целевого радионуклида с высоким выходом и высокой чистотой конечного препарата.

Пример. Проба технологического раствора объемом 9,5 мл.

Радионуклидный состав по данным гамма-спектрометрического анализа, мкКи:

Сурьма-125 50

Радий-106 313

Цезий-134 950

Цезий-137 3225

Церий-144 365

Празеодим-144 317

Европий-154 126

Европий-155 66

Америций-241 41

Концентрации технологических продуктов, г/л:

Алюминий 2

Железо 0,3

Никель 0,1

Хром 0,02

Свинец 0,01

Кальций 0,1

Натрий 2,5

Азотная кислота 200

Плутоний (в основном ²³⁹Pu) 0,02-0,04

Проба наносилась на колонку диаметром 3 мм и высотой 80 мм, заполненную силикагелем марки Н 160/40, со скоростью 0,5 мл/минсм². Далее осуществлялась промывка колонки 5М водным раствором азотной кислоты общим объемом 70 мл со скоростью 1 мл/минсм² Элюирование сурьмы осуществлялось 6М водным раствором НСl объемом 10 мл со скоростью 0,5 мл/минсм².

В промывном азотнокислом растворе обнаружено < 2-3% сурьмы-125 от его исходного количества.

В целевой фракции по данным гамма-спектрометрии содержится 933% сурьмы-125.

Из примесных радионуклидов отчетливо зафиксирован родий-106 в количестве по активности не более 0,1% от активности сурьмы-125 и, возможно, не более 0,1% суммы всех остальных указанных радионуклидов. Т.е. при выходе 98-99% достигнута радионуклидная чистота препарата сурьмы-125 осколочной не менее 99,8%

Оптимальные значения концентрации промывного водного раствора азотной кислоты находятся в интервале 3-8 моль/л. При более высоких концентрациях заметно увеличивается доля смываемой вместе с примесями сурьмы-125. При концентрациях менее 3 моль/л требуются слишком большие объемы (больше 100 мл на 1 см³ силикагеля) для удаления примесных радионуклидов и других элементов. Достаточно эффективный смыв сурьмы-125 с силикагеля осуществляется при концентрации соляной кислоты более 3 моль/л. Применение более концентрированных растворов снижает выход целевого радионуклида.

Список использованных источников

1. А.С. N 1589861 (СССР). Способ изготовления активных сердечников источников мессбауэровского гамма-излучения на основе многокомпонентных оксидов сурьмы-125, теллура-125 и иода-125, кл. G 21G 4/04.

2. Иофа Б.З. Производство изотопов. М. АИ, 1973, с.86-88.

3. Mani R.S. Radiochim. Acta, 1987, v.41. -N2/3, p.103-110.

4. Лаврухина А.К. и др. Радиохимический анализ. М. изд. АН СССР, 1963, с.202.

5. Greene M.M. //Inter J. Appl Radiat Isotop 1967, v.18, p.540 (питировано по: Егоров Е.В. и др. Ионный обмен в радиохимии. М. Атомиздат, 1971, с.148).

6. Denig R. et al. // J.Radioanal. Chem 1970. Vol.6.-N2, p.331-343.

7. Aly H.F. et al. // Microchim Acta, 1973, N1, s.1-7.