СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ИСКУССТВЕННОГО ИЗОТОПА НИКЕЛЬ-63 Российский патент 2015 года по МПК G21G1/06 

Изобретение относится к атомной промышленности, конкретно - к технологии получения радиоактивного изотопа никель-63.

Искусственные изотопы получают:

- выделением из осколков деления при переработке отработанного ядерного топлива;

- облучением стартовых изотопов ионами в ускорителях;

- облучением стартовых изотопов нейтронами в ядерном реакторе.

Радиоактивный изотоп никель-63 - чистый бета-излучатель электронов со средней энергией 18 кэВ и периодом полураспада 100 лет, перспективное сырье для изготовления атомных батарей со сроком службы 50 и более лет - может быть получен в сколько-нибудь ощутимых количествах только облучением стартового изотопа никель-62 в нейтронном потоке ядерного реактора.

Известный способ получения никеля-63 - традиционный способ для большинства «реакторных» изотопов (А.С. Герасимов, Т.С. Зарицкая, А.П. Рудик. Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах. М.: Энергоатомиздат, 1989 г.) Исходное вещество (мишень), содержащее стартовый изотоп, в виде порошка, таблетки, иногда раствора или даже газа, помещают в герметичную, коррозионностойкую оболочку (т.н. изотопный блок) и загружают в специальные, свободные от ядерного горючего, облучательные (изотопные) каналы, расположенные в центральной и/или периферийной частях активной зоны ядерного реактора.

Количество облучательных каналов, а значит и изотопных блоков, ограничено, т.к. они отрицательно влияют на запас реактивности ядерного реактора, т.е. способность осуществления цепной реакции. Увеличивать загрузку стартового изотопа в имеющиеся изотопные каналы часто бесполезно из-за роста самоблокировки поглощения нейтронов, что приводит к неоправданному перерасходу сырья. Кроме вышеперечисленных, еще одним недостатком использования выделенных изотопных каналов является невысокий коэффициент полезного использования нейтронов. Каждому полезному поглощению нейтрона стартовым изотопом обязательно сопутствует «вредное» поглощение нейтронов в материале оболочки и конструкционных материалах выделенной ячейки (канальной трубе, теплоносителе, замедлителе и т.д.).

Перечисленные общие недостатки традиционного способа наработки реакторных изотопов в полной мере относятся и к известному способу получения никеля-63 с такими особенностями, что в качестве мишени используется весьма дорогостоящий никель, обогащенный стартовым изотопом никель-62 до практически максимально возможного уровня более 98%, а облучение мишени происходит в реакторе с супервысоким нейтронным потоком и a-priory небольшим облучательным объемом. Реально никель-63 в граммовых количествах вырабатывает только НИИАР в г. Димитровграде.

В нынешнее время проявилась насущная потребность расширить область применения никеля-63 и создать на его основе коммерческую бета-вольтаическую атомную батарею - миниатюрный полностью безопасный автономный источник электрической энергии со сроком службы в несколько десятков лет. Такой источник необходим медицине, микросистемной технике, космонавтике и другим отраслям. Для этих целей должно быть организовано крупномасштабное производство искусственного изотопа никеля-63. Так, годовой выпуск 100 тысяч миниатюрных батарей для кардиостимуляторов (1 грамм никеля-63 в батарее, около 0,2 куб.см) требует годовой наработки примерно 120 килограмм изотопа. Такой же объем выпуска батареи для мобильной связи (12…17 г на изделие) предполагает наработку уже в 1,5-2 тонны.

Расчетные оценки показывают, что для наработки 1 кг в год никеля-63 следует облучать 45 кг никеля-62 в нейтронном потоке 5*10¹³ см^-2с^-1 или 23 кг в потоке 10¹⁴. Необходимость облучать столько стартового изотопа потребует выделения такого количества изотопных каналов, которое нарушит основную целевую деятельность ядерного реактора.

Заявляемое решение направлено на устранение вышеперечисленных недостатков традиционного способа наработки никеля-63, принятого за прототип, и имеет целью сделать возможной крупномасштабную наработку целевого изотопа никель-63, при этом повысить эффективность использования нейтронов ядерного реактора и снизить необходимые затраты на осуществление процесса наработки.

Указанная цель достигается тем, что мишенному материалу, содержащему стартовый изотоп никель-62, придают форму и функцию не соприкасающегося с делящимся веществом элемента конструкции активной зоны ядерного реактора, загружают для облучения взамен этого элемента, после достижения заданной степени облучения выгружают и в процессе отдельной от отработанного топлива химпереработки выделяют исходные и вновь образовавшиеся изотопы никеля.

Мишенным материалом может быть металлический никель, никелевые сплавы, никельсодержащая нержавеющая сталь и тому подобные подходящие в каждом конкретном случае никельсодержащие материалы.

В отличие от прототипа, в предлагаемом способе нет необходимости использовать дорогостоящий никель, практически целиком состоящий из стартового изотопа никель-62. В то же время использовать дешевый никель с природным содержанием никеля-62 (3,65%) не следует, так как в этом случае на каждый нейтрон, поглощенный 62-м изотопом, будут приходиться 8 бесполезно захваченных остальными изотопами и для наработки 1-го килограмма никеля-63 потребуется облучать ~1200 кг природного никеля, что не приемлемо технически. Из условия компромисса между весом загрузки, затратами на обогащение и нейтронно-физическими характеристиками поглощения, влияющими на реактивность, оптимально применение в составе мишенного материала никеля, обогащенного никелем-62 до уровня (80±10)%, причем остальные 20% составляют изотопы никель-61 и никель-60, стартовые изотопы для восполнения выгорающего никеля-62. В этом случае на 100 поглощенных никелем-62 нейтронов приходится лишь 4 захваченных другими изотопами, причем не бесполезно, учитывая цикличность использования обогащенного никеля. Для наработки 1 кг/год никеля-63 потребуется загрузить ~55 кг никеля с 80%-ным содержанием никеля-62 (в потоке 5*10¹³ см^-2с^-1). По сравнению с прототипом, замена 98-процентного никеля-62 80-процентным существенно снижает затраты на его производство.

Заменяемыми элементами активной зоны могут быть технологические трубы или оболочки кассет, конструктивные детали систем контроля, регулировки и аварийной защиты, любые другие детали, не контактирующие с делящимся веществом, т.е. не подвергающиеся имплантации осколков деления. Таких элементов предостаточно в каждом реакторе с гетерогенной активной зоной: исследовательском, промышленном, энергетическом. Любой из них является потенциальным наработчиком, так как большой период полураспада позволяет вести наработку никеля-63 в потоке тепловых нейтронов любой интенсивности, меняется только задаваемое время облучения. Характерная для перечисленных типов реакторов величина нейтронного потока в диапазоне (2*10¹³-1*10¹⁴) см^-2с^-1 подходит для получения целевого изотопа в разумное время.

Влияние замены элементов на запас реактивности индивидуально в каждом конкретном случае. Если это альтернатива выделенным изотопным каналам - выигрыш очевиден, отсутствует вышеуказанное сопутствующее «вредное» поглощение нейтронов. Если заменяется стальная деталь - влияние может быть весьма незначительным (макроскопические сечения поглощения 0,25 см^-1 и 1,0 см^-1 соответственно), при этом бесполезная потеря нейтронов в обычной стали трансформируется в наработку не дешевого полезного продукта. Более внимательный подход требуется при замене детали из алюминия, в этом случае наилучшим может быть применение композитного материала.

Предлагаемый способ получения никеля-63 обеспечивает самое эффективное использование реакторных нейтронов. Он не вызывает появления никаких сопутствующих потерь, кроме минимального непреодолимого поглощения в самом мишенном материале. Предполагаемые к замене элементы активной зоны, как правило, тонкостенные, так что вопрос самоблокировки поглощения теряет актуальность.

Способ дает возможность загружать в ядерные реакторы большое количество стартовых мишеней для крупномасштабного производства никеля-63, без ущерба для основной деятельности реактора оставлять мишени на многолетнюю эксплуатацию (нахождение в активной зоне) и заменять их при регламентных работах или плановой перезагрузке.

Заявленное изобретение относится к способу получения искусственного изотопа никель-63. В заявленном способе мишенному материалу, содержащему стартовый изотоп никель-62, придают форму и функцию элемента конструкции активной зоны ядерного реактора, далее загружают его для облучения взамен этого элемента. После достижения заданной степени облучения материал выгружают и в процессе химпереработки выделяют исходные и вновь образовавшиеся изотопы никеля. Техническим результатом является возможность повышения коэффициента полезного использования нейтронов без влияния на запас реактивности ядерного реактора. 3 з.п. ф-лы.

1. Способ получения искусственного изотопа никель-63, включающий облучение в нейтронном потоке ядерного реактора мишени, содержащей стартовый изотоп никель-62, отличающийся тем, что мишенному материалу, содержащему стартовый изотоп никель-62, придают форму и функцию не соприкасающегося с делящимся веществом элемента конструкции активной зоны ядерного реактора, загружают для облучения взамен этого элемента, после достижения заданной степени облучения выгружают и в процессе отдельной от отработанного топлива химпереработки выделяют исходные и вновь образовавшиеся изотопы никеля.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве мишенного материала используют металлический никель или никельсодержащие сплавы, стали, композиты.

3. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что стартовый изотоп никель-62 используют в виде никеля, обогащенного изотопом никель-62 до уровня (80±10)%, остальное - предпочтительно изотопы никель-61 и никель-60.

4. Способ по п.1, в котором облучение мишеней выполняют в любом - исследовательском, энергетическом, промышленном - ядерном реакторе, поток тепловых нейтронов в активной зоне которого превышает уровень 10¹³ см^-2с^-1.