СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ И ВЫДЕЛЕНИЯ ОСКОЛОЧНОГО МОЛИБДЕНА-99 ИЗ ЖИДКОЙ ГОМОГЕННОЙ ФАЗЫ, СОДЕРЖАЩЕЙ УРАН Российский патент 2000 года по МПК G21G1/02 

Описание патента на изобретение RU2145127C1

Изобретение относится к ядерной промышленности и может быть использовано для получения радиоактивного Mo-99 для медицины.

В настоящее время на медицинские нужды расходуется более 50% годового производства радионуклидов во всем мире. В основном они применяются для ранней диагностики заболеваний и терапии. Одним из главных условий применения радионуклидов в медицине является требование снижения дозовой нагрузки на пациента, что обеспечивается применением короткоживущих радионуклидов. Однако малый период полураспада нуклида вызывает затруднения при транспортировке и хранении изотопной продукции. Поэтому предпочтение отдается генераторам радионуклидов, среди которых доминирует Mo-99 с периодом полураспада 66 ч. В результате распада Mo-99 образуется 99mTc с периодом полураспада 6,02 ч и удобной для регистрации энергией γ излучения ≈ 140 кэВ. В настоящее время более 70% диагностических исследований проводятся с помощью этого радионуклида. Дефицит препарата Mo-99 на рынке медицинских радионуклидов составляет в настоящее время около 200 тыс. Ки в год и имеет постоянную тенденцию к увеличению.

Наиболее просто Mo-99 получать в ядерном реакторе. Известен метод производства Mo-99 в результате радиационного захвата нейтрона 98Mo(n,γ)99Mo. Мишень, содержащую естественный или обогащенный по изотопу 98Mo молибден, облучают в потоке нейтронов реактора, а затем подвергают радиохимической переработке. Однако этот метод имеет малую производительность, а полученный Mo-99 характеризуется низкой удельной активностью из-за присутствия в конечном продукте изотопного носителя 98Mo. Даже при использовании обогащенной по изотопу 98Mo мишени удельная активность Mo-99 на момент выгрузки из реактора с плотностью потока нейтронов 1014/н(см2•с) после облучения в течение 6 сут не превысит 20 Ки на грамм Mo [Герасимов А.С., Киселев Г.В., Ланцов М.Н. Получение 99Mo в ядерных реакторах. Атомная энергия, т. 67, вып. 2, 1989, с. 104-108] . Это накладывает ограничение на использование молибдена такого качества в адсорбционных генераторах. Кроме того, при облучении молибденовой мишени в нейтронном потоке реактора в урановом топливе накапливается большое количество радиоактивных осколков, утилизация которых встречает большие трудности.

Известен также реакторный способ производства Mo-99, основанный на делении урана под действием нейтронов, в котором мишень, содержащую, как правило, сплав U A1 с обогащением уровня по изотопу 235U до 90% и выше, облучают в ядерном реакторе, а затем перерабатывают одним из традиционных радиохимических способов [Соколов В.А. Генераторы короткоживущих радиоактивных изотопов. М., Атомиздат, 1975]. Выход 99Mo в реакции 235U(n, f) достигает ≈ 6% на акт деления. Из продуктов деления выделяют радиоизотоп 99Mo, удельная активность которого достигает нескольких десятков килокюри на грамм молибдена. Одним из наиболее серьезных недостатков этого метода получения осколочного молибдена является необходимость утилизации большого количества радиоактивных отходов, поскольку помимо 99Mo при делении урана образуются другие осколки, суммарная активность которых на момент окончания облучения на два порядка превышает активность 99Mo. Суточная выдержка облученных урановых мишений приводит к ослаблению общей активности примерно на порядок, в то время как активность 99Mo падает лишь на 22%. Оптимальное время выдержки составляет двое суток. Однако и в этом случае активность отходов превышает активность 99Mo в шесть-семь раз [Керсновский С.В., Костенков В.И., Новиков В. М. и др. Электроядерные установки для пережигания актинидов на основе расплавов солей. Препринт ИАЭ - 5989/3, М., 1996]. Таким образом, проблема обращения с долгоживущими продуктами деления является главным сдерживающим фактором при производстве радиоизотопа Mo-99 данным способом.

Наиболее близким к заявляемому является способ получения и выделения осколочного молибдена-99 из жидкой гомогенной фазы, содержащей уран, облученной в ядерном реакторе [Чувилин Д.Ю., Загрядский В.А. Малоотходная технология производства осколочного молибдена-99 в жидкосолевом ядерном реакторе для технециевых генераторов, применяемых в ядерной медицине. Препринт ИАЭ-6020/4, М. , 1997, с. 25]. Жидкая гомогенная фаза представляет собой расплав соли урана, которая циркулирует в основном контуре реактора. Параллельно основному контуру циркуляций существует малый байпасный контур, где организуется химическая переработка солевого расплава.

Для получения и выделения Mo-99 данным методом объем активной зоны герметизируют и присоединяют к газовому контуру. В результате деления урана 235 или других расщепляющихся материалов в расплаве соли нарабатывается Mo-99, который, не образуя устойчивых растворимых соединений, быстро мигрирует к границе раздела соль - газ и переходит в газовую фазу над поверхностью солевого расплава, отделившись от топливной композиции, содержащей основную массу осколков и делящихся материалов. Происходит самопроизвольная сепарация осколков деления. Процесс выделения Mo-99 может быть интенсифицирован за счет барботирования через расплав соли инертного газа (гелий, аргон и т.п.). Поскольку "генератором" осколочного молибдена является вся активная зона реактора, то считается, что в целом установка будет характеризоваться высокой производительностью по 99Mo.

Удаление газоаэрозольной фракции из свободного объема активной зоны осуществляется путем его продувки инертным газом, подаваемым с помощью компрессора. Удаляемый газовый поток, содержащий среди прочего и небольшие капли соли, увлекаемые из активной зоны при барботировании газа через топливо, поступает в сепаратор, в котором происходит разделение газовой и жидкой фаз. Из сепаратора газ-носитель, содержащий Xe, Kr, T2, а также аэрозоли и фториды полублагородных металлов (Nb, Mo, Tc, Te и некоторые другие, не образующие в соли устойчивых фторидов ) и продуктов их распада, поступает в отстойник, где газовая смесь задерживается на несколько часов для распада короткоживущих нуклидов и осаждения твердых продуктов распада на внутренних поверхностях бака-отстойника. Из отстойника газ поступает на систему фильтров для осаждения фторидов и аэрозолей. Очищенный от газоаэрозольной фазы инертный газ рециркулируют в активную зону реактора. Для удаления радиоизотопа 99Mo фильтры периодически подвергают радиохимической переработке. Сопутствующие молибдену Nb, Tc, Te и ряд других элементов, осажденные в системе улавливания, после соответствующей процедуры выделения могут быть возвращены в активную зону реактора, что снимает проблему их дальнейшей утилизации.

Таким образом, процесс выделения молибдена-99 в жидкосолевом ядерном реакторе осуществляется автоматически без переработки солевого расплава с сохранением подавляющего количества осколков в реакторе. В жидкосолевом реакторе, предназначенном для производства молибдена-99, топливная композиция подбирается таким образом, чтобы исключить химическую переработку в течение всего времени функционирования реактора (за исключением выведения газообразных осколков и легколетучих фторидов).

Недостатками этого метода получения молибдена-99 являются: неполное использование урана при получении Mo-99, сложный процесс выделения Mo-99 из фильтров, наличие радиоактивных отходов, высаждающихся на газовом тракте от ядерного реактора до фильтров, подлежащих дальнейшей утилизации, необходимость иметь достаточно высокую мощность реактора.

Результатом, на который направлено изобретение, является получение молибдена с высокой селективностью по безотходной технологии простым способом.

Для этого предложен способ получения и выделения осколочного молибдена-99 из жидкой гомогенной фазы, содержащей уран, облученный в ядерном реакторе, при этом жидкая гомогенная фаза представляет собой уранилсульфатный топливный раствор, а выделение молибдена-99 ведут на высокомолекулярном сорбенте с селективностью по Mo-99 выше 90%.

Высокомолекулярный сорбент может представлять собой твердый сополимер малеинового ангидрида с привитым к его макромолекулам α-бензоиноксимом (α-"БO").
Известен способ выделения молибдена из раствора путем осаждения его α- "БО".


[В. Ф. Гиллебранд и др. Практическое руководство по неорганическому анализу. М. , Гос. научно-техническое издательство химической литературы, 1967, с. 325-339].

Используемое соотношение реакции осаждения имеет вид

Особенностью α- "БО" является то, что он, например, из серной кислоты не осаждает: Ag, Pb, Hg, Bi, Cu, Cd, As, Sb, Sn, Al, Fe, Ti, Zr, Cr(III), V(IV), Ce, U, Ni, Co, Mg и Zn, а Se, Te, Re, Ru, Ro, Os, Ir и Pt не осаждаются, когда они находятся одни в растворе.

Если использовать α- "БО" в нашем случае, то α- "БО" будет попадать в уранилсульфатный раствор ядерного топлива, что сделает невозможным его дальнейшее использование в качестве топлива.

Изобретение направлено на создание безотходной, экономически выгодной и простой технологии по сравнению с существующими для получения осколочного Mo-99 без присутствия в нем вредных для человека сопутствующих продуктов путем его выделения из ядерного топлива - уранилсульфатного раствора (pH=1) гомогенных растворных ядерных реакторов.

Указанные результаты достигаются благодаря тому, что наработка осколочного Mo-99 происходит непосредственно в уранилсульфатном растворе растворенного ядерного реактора, сорбция Mo-99 из уранилсульфатного раствора осуществляется твердым высокомолекулярным сорбентом в виде гранул размером от 0,1 мм до 5 мм (можно и большего размера), в котором активирующим началом является α- бензоиноксим, "привитый" к полимерной матрице ("БОКС -2"), а последующая десорбция Mo-99 проводится с помощью кислых растворов в присутствии перекиси водорода.

Так как в предлагаемом методе наработка Mo-99 осуществляется непосредственно в уранилсульфатном растворе растворного ядерного реактора, то происходит полное использование урана, так как после сорбции Mo-99 из раствора он вновь используется в ядерном реакторе в качестве ядерного топлива. Благодаря высокой селективности используемого сорбента по отношению к Mo-99 (сорбция урана отсутствует) радиоактивность не распространяется за пределы реактора, не требуется переработка ядерного топлива для следующего цикла, интегральное решение наработки Mo-99 обеспечивает компактность установки.

Применение в качестве высокомолекулярного сорбента твердого сополимера малеинового ангидрида с привитым к его макромолекулам α-бензоиноксимом обеспечивает сорбцию Mo-99 из уранилсульфатного раствора выше 90%.

Полный процесс получения Mo-99 для медицинских целей на базе растворенного реактора осуществляется в следующей технологической последовательности.

- вывод растворенного реактора на стационарный уровень мощности;
- работа реактора на стационарном уровне мощности в течение заданного времени (до нескольких суток), во время которого в активной зоне реактора образуются осколки деления U-235, в том числе Mo-99 с активностью ~700 Ки.

- останов реактора и его выдержка в подкритическом состоянии с целью уменьшения суммарной радиоактивности ядерного топлива и охлаждения реактора до температуры топливного раствора (не выше 40oC);
- прокачка топливного раствора по замкнутому контуру из реактора через сорбционную колонну обратно в реактор; длительность режима определяется из условия прохождения через сорбент всего топливного раствора; эффективность экстракции Mo-99 не менее 90%, других осколков деления и урана - не более 2% и 0,01%, соответственно, радиоактивность сорбента по Mo-99 - до 500 Ки/(кВт мощности реактора);
- фильтрация раствора на выходе из сорбционной колонки с целью удаления органических примесей;
- "промывка" водой, накопленной в системе регенерации, транспортных магистралей и сорбционной колонки для смыва остатков топлива в корпус реактора;
- извлечение сорбционной колонки из контура и перегрузка ее в герметизирующий защитный чехол;
- загрузка колонки с защитным чехлом в транспортный контейнер;
- установка новой сорбционной колонки в контур;
- транспортировка контейнера с сорбентом в горячую радиохимическую лабораторию;
- элюирование Mo-99 с сорбционной колонки концентрированным раствором HNO3, фильтрация раствора для удаления органических примесей, затем выпаривание досуха, в результате чего на дне емкости будет находиться Mo и примеси Ba, La, Zr и другие;
- кондиционирование полученного элюата, содержащего Mo-99, путем залива (3N) HNO3 и слива в чистую емкость;
- извлечение Mo-99 сорбированием Д2ЭГФК (ди-2-этиленгексисиловой эфирортофосфорной кислоты (Д2ЭГФК);
- промывка раствором (3N) HNO3 с добавлением щавелевой кислоты (H2C2O2) для удаления осколков деления;
- промывка раствором (3N) HNO3 также для удаления осколков деления;
- промывка HNO3 с добавкой перекиси водорода (H2O2) для выделения Mo, затем выпаривание;
- реэкстракция (десорбция Mo-99 раствором (1N) HNO3, исходя из требуемой удельной радиоактивности в Ки/мл);
- паспортизация образца (определение количества Mo-99, а также радиоактивных, химических и других примесей).

Существенным преимуществом данного метода получения Mo-99 является то, что не требуется производить затрат на изготовление мишеней (при реальном получении Mo-99 в ядерном реакторе путем облучения мишеней на изготовление мишеней в год требуется расходовать 1 млн.долл., кроме того, в мишени используется только 1/10 часть урана, остальное выбрасывается или перерабатывается).

Похожие патенты RU2145127C1

название год авторы номер документа
ТВЕРДЫЙ ПОЛИМЕРНЫЙ СОРБЕНТ ДЛЯ ВЫДЕЛЕНИЯ ОСКОЛОЧНОГО МОЛИБДЕНА-99 ИЗ ОБЛУЧЕННОГО НЕЙТРОНАМИ УРАНИЛСУЛЬФАТНОГО РАСТВОРА И СПОСОБ ЕГО ПОЛУЧЕНИЯ 1998
  • Бебих Г.Ф.
  • Павшук В.А.
  • Пономарев-Степной Н.Н.
  • Трухляев П.С.
  • Хвостионов В.Е.
  • Швецов И.К.
  • Вандыш Е.Л.
RU2132730C1
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ НАНОСТРУКТУРИРОВАННОЙ МИШЕНИ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА РАДИОИЗОТОПОВ МОЛИБДЕНА-99 2015
  • Артюхов Александр Алексеевич
  • Кравец Яков Максимович
  • Меньшиков Леонид Иеронимович
  • Рыжков Александр Васильевич
  • Семенов Алексей Николаевич
  • Удалова Татьяна Андреевна
  • Чувилин Дмитрий Юрьевич
RU2588594C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕН-99 2012
  • Чувилин Дмитрий Юрьевич
  • Загрядский Владимир Анатольевич
  • Меньшиков Леонид Иеронимович
  • Кравец Яков Максимович
  • Артюхов Александр Алексеевич
  • Рыжков Александр Васильевич
RU2490737C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕН-99 2014
  • Чувилин Дмитрий Юрьевич
  • Загрядский Владимир Анатольевич
  • Верещагин Юрий Иванович
RU2554653C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕН-99 2001
  • Абалин С.С.
  • Удовенко А.Н.
  • Чувилин Д.Ю.
RU2200997C2
СПОСОБ ПРОИЗВОДСТВА ОСКОЛОЧНОГО РАДИОНУКЛИДА МОЛИБДЕНА-99 1994
  • Баранаев Ю.Д.
  • Долгов В.В.
  • Ланцов М.Н.
  • Радченко В.П.
  • Шарапов В.Н.
  • Афанасьев Н.М.
  • Беневоленский А.М.
  • Тимофеев И.Д.
RU2106708C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕН-99 1996
  • Загрядский В.А.
  • Чувилин Д.Ю.
RU2102807C1
Способ получения технеция-99m 2019
  • Мокров Юрий Геннадьевич
RU2701552C1
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ НАНОСТРУКТУРИРОВАННОЙ МИШЕНИ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕНА-99 2014
  • Артюхов Александр Алексеевич
  • Кравец Яков Максимович
  • Меньшиков Леонид Иеронимович
  • Рыжков Александр Васильевич
  • Семенов Алексей Николаевич
  • Удалова Татьяна Андреевна
  • Чувилин Дмитрий Юрьевич
RU2578039C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ПРЕПАРАТА МОЛИБДЕН-99 2013
  • Баранов Сергей Васильевич
  • Баторшин Георгий Шамилевич
  • Логунов Михаил Васильевич
  • Ворошилов Юрий Аркадьевич
  • Бугров Константин Владимирович
  • Макаров Олег Николаевич
  • Фадеев Сергей Владимирович
  • Яковлев Николай Геннадьевич
  • Денисов Евгений Иванович
  • Бетенеков Николай Дмитриевич
  • Мурзин Андрей Анатольевич
  • Бойцова Татьяна Александровна
RU2560966C2

Реферат патента 2000 года СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ И ВЫДЕЛЕНИЯ ОСКОЛОЧНОГО МОЛИБДЕНА-99 ИЗ ЖИДКОЙ ГОМОГЕННОЙ ФАЗЫ, СОДЕРЖАЩЕЙ УРАН

Изобретение может быть использовано в ядерной промышленности для получения молибдена-99 в медицинских целях. Результатом изобретения является создание безотходной, простой и экономически выгодной технологии получения молибдена-99 путем его наработки в уранилсульфатном ядерном топливе гомогенных растворных ядерных реакторов и последующем его выделении из топлива с помощью высокомолекулярного сорбента с селективностью по Мо-99 выше 90%. В качестве сорбента применяется сополимер малеинового ангидрида с привитым к его макромолекулам α-бензоиноксимом.

Формула изобретения RU 2 145 127 C1

Способ получения и выделения осколочного молибдена-99 из жидкой гомогенной фазы, содержащей уран, путем облучения в ядерном реакторе, отличающийся тем, что облучают уранилсульфатный топливный раствор, а выделение молибдена ведут на высокомолекулярном сорбенте, представляющем собой твердый сополимер малеинового ангидрида с привитым к его макромолекулам α-бензоиноксимом.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2000 года RU2145127C1

Чувилин Д.Ю., Загрядский В.А
Прибор, замыкающий сигнальную цепь при повышении температуры 1918
  • Давыдов Р.И.
SU99A1
ПРИБОР ДЛЯ ВЫЧЕРЧИВАНИЯ ПЕРСПЕКТИВЫ ОКРУЖНОСТЕЙ И СПИРАЛЕЙ 1926
  • Брандт Б.Э.
SU6020A1
- М., 1997, с.25
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕН-99 1996
  • Загрядский В.А.
  • Чувилин Д.Ю.
RU2102807C1
RU 94028125 A1, 27.07.96
Устройство для гибки змеевидных элементов 1986
  • Комиссаров Сергей Петрович
  • Кунявский Михаил Яковлевич
SU1389905A1
РЕЗЕРВУАР ДЛЯ ХРАНЕНИЯ НЕФТЕПРОДУКТОВ (ВАРИАНТЫ) 2000
  • Медведев Г.П.
RU2157781C1
US 5596611 A, 21.01.97.

RU 2 145 127 C1

Авторы

Бебих Г.Ф.

Павшук В.А.

Пономарев-Степной Н.Н.

Трухляев П.С.

Хвостионов В.Е.

Швецов И.К.

Даты

2000-01-27Публикация

1998-02-26Подача