способ получения препарата радионуклида 63ni с удельной активностью более 10 ки/г

Классы МПК:G21C1/02 реакторы на быстрых нейтронах, те реакторы, не использующие замедлители 
Автор(ы):, , , , , , ,
Патентообладатель(и):Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (RU)
Приоритеты:
подача заявки:
2005-01-24
публикация патента:

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ получения препарата радионуклида 63 Ni с удельной активностью более 10 Ки/г включает нейтронное облучение исходного материала в ядерном реакторе, получение раствора облученного материала в кислоте и выделение из полученного раствора препарата целевого радионуклида. В качестве исходного материала используют металлическую медь природного изотопного состава с массовой долей примеси никеля не более 5·10-3 %. Облучение проводят в ядерном реакторе с плотностью потока быстрых (Еспособ получения препарата радионуклида <sup>63</sup>ni с удельной   активностью более 10 ки/г, патент № 2282259 0,1 МэВ) нейтронов не менее 8·1014 см -2с-1 и отношением плотностей потока тепловых (Еспособ получения препарата радионуклида <sup>63</sup>ni с удельной   активностью более 10 ки/г, патент № 2282259 0,5 эВ) и быстрых нейтронов не более 0,01. Препарат 63Ni выделяют осаждением меди из раствора облученного материала в азотной кислоте с концентрацией не менее 0,01 моль/л. Преимущества изобретения заключаются в упрощении способа и его безопасности. 3 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 ил. способ получения препарата радионуклида <sup>63</sup>ni с удельной   активностью более 10 ки/г, патент № 2282259

способ получения препарата радионуклида <sup>63</sup>ni с удельной   активностью более 10 ки/г, патент № 2282259

Формула изобретения

1. Способ получения препарата радионуклида 63Ni с удельной активностью более 10 Ки/г, включающий нейтронное облучение исходного материала в ядерном реакторе, получение раствора облученного материала в кислоте и выделение из полученного раствора препарата целевого радионуклида, отличающийся тем, что в качестве исходного материала используют металлическую медь природного изотопного состава с массовой долей примеси никеля не более 5·10 -3 %, облучение проводят в ядерном реакторе с плотностью потока быстрых (Еспособ получения препарата радионуклида <sup>63</sup>ni с удельной   активностью более 10 ки/г, патент № 2282259 0,1 МэВ) нейтронов не менее 8·1014 см -2с-1 и отношением плотностей потока тепловых (Еспособ получения препарата радионуклида <sup>63</sup>ni с удельной   активностью более 10 ки/г, патент № 2282259 0,5 эВ) и быстрых нейтронов не более 0,01, а препарат 63Ni выделяют осаждением меди из раствора облученного материала в азотной кислоте с концентрацией не менее 0,01 моль/л.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что медь осаждают в виде металла посредством электролиза раствора облученного материала в азотной кислоте с концентрацией в интервале 0,01-0,1 моль/л.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что при электролизе облученную медь используют в качестве анода.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что медь осаждают в виде ее нитрата из раствора облученного материала в азотной кислоте с концентрацией не менее 16 моль/л и температуре раствора не более 30°С.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к технологии получения препаратов радиоактивных элементов и может быть использовано в аналитической химии.

Известен способ получения препарата радионуклида 63 Ni с удельной активностью от 10 до 12 Ки/г [Е.А.Карелин, В.Т.Филимонов и др. Получение препаратов радионуклидов высокой удельной активности в ГНЦ РФ НИИАР. Доклад на Всероссийской конференции "50 лет производства и применения изотопов в России", Обнинск 20-22 октября 1998 г.. Сборник рефератов и тезисов докладов и сообщений, с.18]. Способ включает облучение обогащенного до 97% по изотопу 63Ni металлического никеля в потоке тепловых нейтронов (Еn<0,5 эВ) ядерного реактора СМ, растворение облученного материала в соляной кислоте и выделение из полученного раствора препарата целевого радионуклида методом экстракционной хроматографии.

Недостатком способа является большая продолжительность реакторного облучения исходного материала. Так, для получения препарата 63Ni с удельной активностью в интервале 10-12 Ки/г необходимо облучение в потоке тепловых нейтронов реактора СМ в течение 150-210 эффективных суток (эфф.сут.) соответственно. Указанный недостаток обусловлен низким значением сечения производящей ядерной реакции 63Ni(n, способ получения препарата радионуклида <sup>63</sup>ni с удельной   активностью более 10 ки/г, патент № 2282259 ) 63Ni. Этой же причиной обусловлен и другой недостаток способа - использование в качестве исходного материала дорогостоящего изотопно-обогащенного 63Ni. Данный недостаток не может быть устранен посредством увеличения продолжительности облучения смеси природных изотопов никеля вследствие очень низкого содержания (3,59%) в ней стартового изотопа 63Ni.

Вышеуказанные недостатки устраняются тем, что в способе получения препарата радионуклида 63Ni с удельной активностью более 10 Ки/г облучают металлическую медь природного изотопного состава с массовой долей примеси никеля не более 5×10 -3% в ядерном реакторе с плотностью потока быстрых (Еспособ получения препарата радионуклида <sup>63</sup>ni с удельной   активностью более 10 ки/г, патент № 2282259 0,1 МэВ) нейтронов не менее 8·1014 см -2с1 и отношением плотностей потока тепловых и быстрых нейтронов не более 0,01, получают раствор облученного материала в азотной кислоте с концентрацией не менее 0,01 моль/л, выделяют препарат 63Ni посредством осаждения из полученного раствора меди в виде малорастворимого вещества.

Последовательность проведения операций получения препарата 63Ni по заявляемому способу представлена на чертеже.

Наличие операции облучения металлической меди природного изотопного состава быстрыми нейтронами обеспечивает накопление радионуклида 63Ni за счет протекания ядерной реакции 63Cu(n, р) 63 Ni. Величина плотности потока быстрых нейтронов при облучении определяет выход целевого радионуклида, для получения препарата 63Ni по заявляемому способу величина данного параметра должна составлять не менее 8·1014 см-2 с1. Высокая удельная активность препарата, получаемого по заявляемому способу, определяется возможностью отделения целевого радионуклида от исходного материала химическими методами. Однако присутствие в исходном материале примеси природных изотопов никеля приводит к снижению удельной активности конечного препарата 63Ni. Для получения препарата 63Ni по заявляемому способу следует использовать медь с содержанием примеси никеля не более 5·10-3%. Увеличение содержания примеси никеля в исходном материале сверх указанной величины приводит к возрастанию длительности его реакторного облучения, необходимого для получения препарата с удельной активностью более 10 Ки/г, до величины, превышающей 150 эфф.сут. (таким образом, не достигается сокращение продолжительности облучения по заявляемому способу по сравнению с прототипом). Поскольку возрастание отношения плотностей потока тепловых и быстрых нейтронов приводит к увеличению доли 63Ni, образующегося по ядерной реакции 63 Cu(n, способ получения препарата радионуклида <sup>63</sup>ni с удельной   активностью более 10 ки/г, патент № 2282259 )64Cu с последующим бета-распадом 63 Cuспособ получения препарата радионуклида <sup>63</sup>ni с удельной   активностью более 10 ки/г, патент № 2282259 64Ni и тем самым к снижению удельной активности препарата, величина данного параметра по заявляемому способу должна составлять не более 0,01.

Наличие операции получения раствора облученного материала в азотной кислоте с концентрацией не менее 0,01 моль/л обеспечивает высокий химический выход 63Ni при проведении последующей операции его выделения. Минимальная концентрация азотной кислоты определяется снижением выхода 63Ni вследствие его соосаждения с медьсодержащим осадком.

Наличие операции осаждения меди в виде малорастворимого вещества обеспечивает разделение исходного материала и целевого продукта и тем самым получение конечного препарата 63 Ni. В отличие от прототипа заявляемый способ дает возможность повторного использования исходного материала для накопления целевого радионуклида. Регенерацию металлической меди из медьсодержащего осадка проводят известными из научно-технической литературы способами.

Выделение препарата 63Ni из раствора облученного материала по заявляемому способу проводят осаждением меди в виде металла или ее нитрата.

Осаждение меди в виде такого малорастворимого вещества, как металл, проводят посредством электролиза раствора облученного материала в азотной кислоте с концентрацией в интервале 0,01-0,1 моль/л. Максимальная концентрация азотной кислоты определяется снижением полноты электрохимического осаждения меди на катоде. Электролиз раствора облученного материала с нерастворимым анодом (графит, стеклоуглерод, платина и т.п.) обеспечивает глубокую очистку препарата 63Ni от меди (последовательность 1 на чертеже). Использование в качестве анода образцов облученной меди позволяет совместить операцию растворения данных образцов с осаждением меди, поскольку в процессе электролиза растворение анода будет происходить одновременно с осаждением меди на катоде. Данный вариант электролиза позволяет провести выделение 63Ni из большего количества облученного материала без увеличения объема электролита. После полного растворения медных анодов препарат 63Ni выделяют электролизом полученного раствора с нерастворимым анодом (последовательность 2 на чертеже).

Известно, что нитрат меди - Cu(NO3)2 - является хорошо растворимым в воде веществом. Растворимость данного соединения (в пересчете на металлическую медь) возрастает в интервале температуры 0-30°С от 280 до 530 г/л соответственно. Растворимость нитрата меди снижается по мере увеличения концентрации в растворе свободной азотной кислоты и в 16 моль/л HNO3 в пересчете на металлическую медь составляет 5 г/л (0°С) и 28 г/л (30°С). Осаждение меди по заявляемому способу в виде малорастворимого Cu(NO3)2 проводят из раствора облученного материала в азотной кислоте с концентрацией не менее 16 моль/л и конечной температуре раствора не более 30°С. Минимальная концентрация азотной кислоты и максимальная конечная температура раствора определяются снижением полноты осаждения нитрата меди. Нитрат никеля обладает высокой растворимостью в концентрированной азотной кислоте (более 200 г/л в пересчете на металл при 20°C и концентрации HNO3 16 моль/л) и при осаждении нитрата меди остается в растворе. Выделение препарата 63Ni из данного раствора проводят электролизом с нерастворимым анодом (последовательность 3 на чертеже).

Накопление радионуклида 63Ni проводили облучением образцов металлической меди природного изотопного состава в активной зоне реактора на быстрых нейтронах БОР-60 (ГНЦ РФ НИИАР). Плотность потока быстрых нейтронов в облучательной ячейке реактора составляла 1,5·1015 см-2с1. Образцы были изготовлены из прутковой меди марки М1к (по ГОСТ 859-78), содержание примеси никеля в используемой мели составляло 1,8·10-3%. Характеристики облучаемых образцов представлены в табл.1.

Таблица 1
№ образцаМасса образца, г Время облучения, эфф.сут.
1 4,25046,2
251,019 92,2

Выделение 63Ni из облученного образца №1

Облученный образец растворили при нагревании в азотной кислоте с концентрацией 8 моль/л. В полученный раствор ввели водный раствор аммиака до конечного значения рН 1,0 (соответствует 0,1 моль/л концентрации свободной азотной кислоты). Получено 0,100 л раствора облученного материала. Выделение 63 Ni проводили электролизом данного раствора с анодом из стеклоуглерода (катод - медная пластина). В процессе электролиза плотность катодного тока постепенно снижали от 30 до 5 мА/см2. После завершения электролиза электролит профилировали, выпарили досуха. Конечный препарат 63Ni получили растворением сухого остатка в 5,0 мл азотной кислоты с концентрацией 0,5 моль/л.

Выделение 63Ni из облученного образца №2

Облученный образец растворили в азотной кислоте с концентрацией 10 моль/л. Полученный раствор выпарили до конечного объема, соответствующего концентрации в нем меди 500 г/л, после чего его разбавили горячей (˜80°C) азотной кислотой с концентрацией 16,1 моль/л, введенной в отношении 2,5:1 относительно объема исходного раствора. Раствор медленно охладили до 22°С и выдержали при данной температуре в течение 18 часов, после чего раствор отделили от осадка нитрата меди. Содержание меди в полученном растворе составило 12% относительно исходного. Данный раствор выпарили досуха, соли растворили в 0,100 л азотной кислоты с концентрацией 0,05 моль/л. Последующее выделение 63Ni проводили аналогично вышеописанным операциям для образца №1.

Характеристики конечных препаратов 63Ni, выделенных из облученных образцов, представлены в табл.2.

Таблица 2
№ образцаАктивность 63 Ni в препарате, мКиУдельная активность 63Ni в препарате, Ки/г Коэффициент очистки 63Ni от меди
17,1 11,6способ получения препарата радионуклида <sup>63</sup>ni с удельной   активностью более 10 ки/г, патент № 2282259 100
2 19313,7способ получения препарата радионуклида <sup>63</sup>ni с удельной   активностью более 10 ки/г, патент № 2282259 1000

Класс G21C1/02 реакторы на быстрых нейтронах, те реакторы, не использующие замедлители 

реактор на быстрых нейтронах -  патент 2503071 (27.12.2013)
реакторно-лазерная установка с прямой накачкой осколками деления -  патент 2502140 (20.12.2013)
способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем -  патент 2501101 (10.12.2013)
способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем -  патент 2501100 (10.12.2013)
способ очистки свинцового теплоносителя энергетических реакторов с активной зоной в виде солевых расплавов -  патент 2496159 (20.10.2013)
ядерная паропроизводительная установка -  патент 2477898 (20.03.2013)
устройство для лучевой терапии быстрыми нейтронами -  патент 2442620 (20.02.2012)
ядерный реактор с активной зоной в виде солевого расплава -  патент 2344500 (20.01.2009)
топливный элемент и ядерный реактор с газовым охлаждением, содержащий такие топливные элементы -  патент 2265899 (10.12.2005)
гомогенный быстрый реактор-хранилище -  патент 2253912 (10.06.2005)
Наверх