Способ выделения изотопно-чистого нептуния - 239 Советский патент 1992 года по МПК C01G56/00 

Изобретение относится к радиоаналитической химии, в частности к разделу выде- ления радионуклидов без носителя в радиохимически чистом состоянии, и может быть использовано для непрерывного получения короткоживущего изотопа нептуния- 239 высокой степени чистоты с целью изучения его ядерно-физических свойств, использования этого изотопа в радиоаналитической практике при отделении нептуния от трансплутониевых и редкоземельных элементов, а также в аналитическом контроле технологического процесса получения актинидных элементов.

Коротко живущий у -изотоп нептуния- 239 ( ч) образуется при нейтронном облучении природного урана и плутония в ядерном реакторе, а также как продукт а- распада радионуклида америция-243.

Известен способ периодического выделения нептуния-239 из америция-243 зхст- ракционным методом. Раствор, содержащий 4 мс 243Апл упаривается с 2 мл концентрированной HCI, остаток растворяется в 25 мл концентрированной HCI при нагревании с добавлением 30% N262, и затем проводится экстракция нептуния 5% триоктиламином в ксилоле (50 мл) путем встряхивания в течение 1 мин, органическая фаза промывается 10 мл концентрированной HCI для удаления следов америция, после чего нептуний реэкстрагируется 50 мл НаО. В реэкстракт добавляется 3 мл концентрированной НМОз и 3 мл 72% HCI, и раствор выпаривается для удаления следов органики. Процесс выделения Np-239 из Ат-243 полностью повторяется после его накопления. Выход радионуклида Np-239

VI Vj

00

о VI

CJ

составляет 98% при содержании в нем Am 1 %.

Недостатком способа является его продолжительность ( АО мин) и большое число операций (выпаривание, экстракция, промывка, реэкглракция), проводимых вручную, что составляет определенные трудности при работе с растворами с высокой удельной активностью.

Кроме того, при накоплении Np-239 в течение длительною времени ( 2 мес) происходит разложение органических соедине- ний, оставшихся после экстракции в исходном растворе Ат-243, что уменьшает выход Np-239 до 20%. Для восстановления первоначальной высокой эффективности экстракции необходимо удаление следов органики путем выпаривания высокоактивного раствора амерация-243.

Наиболее близким техническим решением является хроматографический способ выделения изотопно-чистого нептуния-239 из кислого раствора, содержащего материнский радионуклид америция-243, включающий сорбцию последнего на сильнокислотном катионите и периодическое, по мере накопления, элюирование нептуния-239 раствором минеральной кислоты. Выделение Np-239 из Ат-243 осуществляется с использованием катионита Дауэкс-50 и растворов фосфорной кислоты по принципу изотопного генератора.

Недостатком способа является то, что для вымывания максимального количества нептуния требуется относительно большой обьем НзР04, что приводит к получению препаратов Np-239 с низкой удельной активностью и увеличению времени выделения, Кроме того, при использовании фосфорной кислоты для выделения Np-239 с целью его практического использования возникает необходимость отделения от НзРСМ, что представляет довольно трудоемкую химическую операцию, т.е. усложняется процесс и увеличивается время выделения короткоживущего радионуклида.

Целью изобретения является сокращение длительности процесса и количества элюирующего раствора.

Это достигается тем, что в способе выделения изотопно-чистого нептуния-239 из кислого раствора, содержащего материнский радионуклид америций-243, включающем сорбцию последнего на сильнокислотном кзтионите и периодическое по мере накопления элгоирование нептуния-239 растворов минеральной кислоты, в качестве минеральной кислоты используют фтористоводородную кислоту с

концентрацией 0,1-1 моль/л в количестве 10-3 мл на 1 г, катионита и элюирование ведут со скоростью 1-3 мл/мин.

При наличии указанных отличительных

признаков предлагаемый способ приобретает новые свойства, получение которых не обеспечивают известные способы, а именно, создается возможность одностадийного выделения изотопно-чистого Np-239 с выходом / 95% в небольшом объеме элюента и коэффициентом очистки от Am равным 7 106 за время 3-5 мин.

Общая схема выделения нептуния-239 следующая.

Раствор, содержащий изотоп Am в равновесии с дочерним Np-239 в любой минеральной кислоте с концентрацией менее 1 моль/л, сорбируют на колонку, наполненную катиониюм КУ-2 или Дауэкс-50, которую затем промывают небольшим количеством воды, после чего генератор готов к работе.

Для извлечения нептуния через колонку пропускают раствор плавиковой кислоты с

концентрацией 0,1-1 моль/л. Нептуний вымывается в первых (1-5 мл) порциях элюента, в то время как америций остается прочно сорбированным на смолэ. Колонку заливают водой и оставляют для нового накопления нептуния, Полное равновесие устанавливается через 47,3 дня, но вымывание нептуния можно проводить и через более короткие интервалы времени. Накапливающийся нептуний периодически

извлекают с колонки небольшими порциями плавиковой кислоты до тех пор. пока в элю- ате не появится «-активность, принадлежащая америцию. Определение выделенного изотопа нептуния-239 производится по периоду полураспада и у-спектру.

На чертеже представлены кривые элю- ирования Np-239 с колонки, содержащей 0,5 г КУ-2 (кривая I - элюирование 0,2 М HF со скоростью 1 мл/мин, кривая II - элюирование 1,0 М HF со скоростью 3 мл/мин, кривая III - элюирование 1 М НзРО со скоростью 0,33 мл/мин). На чертеже видны преимущества использования в качестве элюента раствора фтористоводородной кислоты. В

случае использования HF более 90% нептуния вымывается 3 мл элюента в течение 1-3 мин, в то время как при использовании НзРОз в 5 мл элюента содержание нептуния составляет только 65%, а время элюирования - 15 мин.

В таблице приведены полученные значения коэффициентов распределения Np и Am между катионитом КУ-2 и растворами HF различной- концентрации, а также обьемы

элюентов. необходимые для вымывания 90% Np-239 с колонки, содержащей 1 г катионита с различной скоростью.

Из представленных данных видно, что при всех исследуемых концентрациях кис- лоты имеет место очень большая разница в коэффициентах распределения (МО3) Am и Np, что обеспечивает возможность многократного вымывания Np в небольшом объеме элюента с высокой степенью очистки его от Am. Однако использование растворов HF с концентрацией 1 моль/л не рекомендуется вследствие ее агрессивного воздействия на стекло; в этом случае необходимо пользоваться посудой из тефлона. Наиболее це- лесообразно в качестве элюента применять растворы HF с концентрацией 0,1-1,0 моль/л; т.к. в этом случае для вымывания нептуния требуется меньший объем элюента и увеличивается возможность его много- кратного вымывания в течение длительного времени.

Исследования по влиянию скорости элюирования на вымывание нептуния показали, что полнота извлечения Np-239 и Am- 243 не изменяется при увеличении скорости пропускания раствора через колонку в интервале 1-3 мл/мин, что обеспечивает возможность выделения нептуниевой фракции в течение 5 мин. Более того, такая скоро- сть элюирования достигается без примене- ния дополнительного давления при использовании колонок с d 0,5 см и кати- снитов зернением 0,25 мм. что упрощает технические условия работы генератора.

Полученные данные позволили выбрать оптимальные условия способа непрерывного выделения изотопно-чистого Np-239 из Агл-243.

П р и м е р 1. 500 мг воздушно-сухого катионита КУ-2 зернением 0,25-0,5 мм помещают в колонку ,5 CM, см, смолу промывают 5 мл раствора азотной кислоты с концентрацией 1 моль/л. Азотнокислый раствор, содержащий 1 мс Агл-243, пере- носят на подготовленную колонку, после чего колонку промывают 1 мл Н20.

Для извлечения Np-239 через колонку пропускают 3 мл HF с концентрацией 0,5 моль/л со скоростью 1 мл/мин, а затем про- мывают 2-3 мл Н20 и оставляют генератор для накопления и следующего смыва Np.

Измерение у-активности раствора, содержащего нептуний, во времени показывает, что период полураспада выделенного Np-239 составляет 2,4 дня и хорошо согласуется с литературными данными: выход Np-239 составляет 99%. альфа-активности в растворе не обнаружено, что свидетельствует о чистоте выделенного препарата с фактором очистки я-106. Отсутствие в препарате нептуния-239 америция-243 подтверждает также снятие у-спектра Np-239.

Периодическое (30-60 раз) вымывание нептуния-239 с колонки с различными интервалами времени накопления Np-239 показывает высокую степень очистки в течение 12-24 мес, что говорит о высокой прочности удерживания Ат-243 катионитом и возможности использования генератора в течение длительного времени.

Препарат америция-243, используемый в качестве источника для получения нептуния-239, нет необходимости подвергать глубокой очистке от других ТПЭ или РЗЭ; поскольку при выделении нептуния одновременно достигается высокая степень его очистки от всех трансплутониевых и редкоземельных элементов.

П р и м е р 2, Азотнокислый раствор, содержащий радионуклиды 243Cm, M9Cf, и 1Ъ2 154Еи с активностью 10G-107 имп/100 с, пропускают через колонку, содержащую 500 мг катионита Дауэкс-50 х 8, предварительно обработанную 0,1 моль/л раствором HNOa. Колонку промывают 5 мл воды, а затем элюируют Np-239 раствором 0,2 моль/л HF(5 мл). Измерение у -спектра фракции нептуния показывает отсутствие в растворе других радионуклидов, что свидетельствует о высокой степени очистки Np от ТПЭ и P33U106).

Радионуклиды ТПЭ и РЗЭ, оставшиеся на колонке, десорбируют 6 моль/л HNOs. После промывания hteO и HN03 колонка может быть использована для следующего разделения.

Приведенные примеры показывают, что предлагаемый хроматографический м„тод выделения нептуния обеспечивает периодическое получение изотопно-чистого нептуния-239 с высокой степенью чистоты в небольшом объеме HF с выходом 95%.

Из раствора фтористоводородной кислоты нептуний легко переводится в любую другую форму путем выпаривания раствора в платиновой чашке и удаления следов HFc помощью HNOa или HCI.

Возможность быстрого выделения радионуклида Np-239 описанным способом позволяет использовать радионуклид в качестве отметчика, что имеет большое практическое значение. Использование изотопа Np-239 в радиоаналитической практике в значительной степени облегчает работу исследователя и повышает точность количественного определения нептуния, поскольку его идентификация осуществляется непосредственно в растворе поу -излучению. Это обстоятельство имеет существенное значение при определении нептуния в растворах сложного солевого состава, например при анализе объектов окружающей среды.

Таким образом, предлагаемый ионообменный способ выделения нептуния-239 по принципу работы изотопного генератора имеет следующее преимущества по сравнению с известными: простота проведения экспериментов с помощью одной ионообменной колонки и разбавленных растворов HF; возможность получения выделяемого радионуклида в любой химической форме путем простого выпаривания; получение изотопно-чистого Np-239 с высоким выходом (96-99%) в небольшом объеме элюента (3-5 мл), т.е. с высокой удельной активностью, и высокой степенью очистки (5-106) как от Ат-243, так и других ТПЭ и РЗЭ; малая продолжительность времени выделения (5

мин); возможность многократного извлечения короткоживущего радионуклида в течение длительного времени (, 100 раз за 1-2 года службы генератора).

Формула изобретения Способ выделения изотопно-чистого нептуния-239 из кислого раствора, содержащего материнский радионуклид америций- 243, включающий сорбцию последнего на сильнокислотном катионите и периодическое по мере накопления элюирование нептуния-239 раствором минеральной кислоты, отличающийся тем, что, с целью сокращения длительности процесса и количества элюирующего раствора, в качестве минеральной кислоты используют фтористоводородную кислоту с концентрацией 0,1-1,0 моль/л в количестве 10-3 мл на 1 г катионита и элюирование ведут со скоростью Т-3 мл/мин.

Использование: для изучения ядерно- физических свойств, применения в радиоаналитической практике и при отделении нептуния от трансплутониевых и редкоземельных элементов, а также аналитическом контроле технологического процесса получения актинидных элементов. Из кислого раствора на сильнокислотном катионите сорбируют материнский радионуклид аме- риций-243 и по мере накопления в нем непту- ния-239 его элюируют фтористоводородной кислотой с концентрацией 0,1-1,0 моль/л, взятой в количестве 10-3 мл на 1 г катионита со скоростью 1-3 мл/мин. В небольшом объеме раствора содержится изотопно-чистый нептуний-239. Выход нептуния-239 составил 96-99%, Коэффициент очистки от америция более 10 . 1 ил.,1 табл. Ё

а «

л

-ИГ