Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА НИКЕЛЬ-63

Изобретение относится к реакторной и радиохимической технологии получения радионуклидов, конкретно - к технологии получения радиоактивного изотопа никель-63 (⁶³Ni). Этот изотоп считается наиболее перспективным для использования в качестве источника бета-излучения при создании миниатюрных автономных источников электрической энергии («атомных» батареек) с длительным сроком службы (около 50 лет) на основе бета-вольтаического эффекта. (Ю.Д. Акульшин, М.С. Лурье, Е.Н. Пятышев, А.В. Глуховской, А.Н. Казакин. БЕТА-ВОЛЬТАИЧЕСКИЙ МЭМС-ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЬ ЭНЕРГИИ. St. Petersburg State Polytechnical University Journal 5' (205) 2014. Computer Science. Telecommunications and Control Systems).

Максимальное теоретически возможное значение удельной активности чистого никеля-63 составляет 2,1⋅10¹² Бк/г. Теоретические расчеты и экспериментальные исследования показывают, что для производства миниатюрных энергоисточников необходимо использовать никель-63 с обогащением по массе не менее 80%, то есть с удельной активностью более 1,7⋅10¹² Бк/г, что позволяет достичь эффективности использования энергии радиоактивного распада до 20-25%. (A. Kostylev, I. Ryzhov, S. Filimonov et al. «Preparation of enriched nickel-63 for nuclear β-voltaic batteries» - Booklet of Abstracts. 17th Radiochemical Conference "RadChem2014", 11-16 May 2014, Marianske Lazne, Czech Republik).

Известен способ получения изотопа никель-63, включающий изготовление мишени и облучение мишени в реакторе, в котором в качестве стартовой мишени используют никель, обогащенный по никелю-62 (А.С. Герасимов, Т.С. Зарицкая, А.П. Рудик. Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах. М.: Энергоатомиздат, 1989 г.). Изготовление мишени проводят путем изотопного обогащения природного никеля по никелю-62, содержание которого в естественной смеси составляет всего 3,59%. Для этого металлический никель природного изотопного состава сначала переводят в тетрафторфосфин никеля - Ni(PF₃)₄ и направляют его на каскад центрифуг. Содержание никеля-62 в смеси естественных изотопов никеля увеличивают до 98%, а затем соединение никеля (металл, соль, газ) направляют на облучение в ядерный реактор. Облучение проводят в реакторе с использованием реакции радиационного захвата на стабильном никеле-62, когда при поглощении нейтрона ядром-мишенью масса ядра мишени увеличивается на единицу (массу нейтрона), заряд ядра не изменяется, а избыточная энергия ядра снимается путем испускания гамма-кванта. Этот тип реакций наиболее эффективно (с большой вероятностью) протекает на нейтронах тепловых энергий (с энергией нейтронов около 0,025 эВ), поэтому для наработки полезных радионуклидов используют ядерные реакторы на тепловых нейтронах. Для получения значимых количеств (массы) целевого изотопа можно использовать или высокопоточные исследовательские реакторы с плотностью потока тепловых нейтронов до 10¹⁵ нейтр./(см²⋅с), или серийные энергетические реакторы АЭС (типа ВВЭР, РБМК и др.) с плотностью потока тепловых нейтронов около (1-5)⋅10¹³ нейтр./(см²⋅с). В первом случае удается получить максимальную удельную активность целевого изотопа, но при этом масса (объем) стартовой мишени размещаемой в реакторе, а значит, и масса получаемого целевого изотопа, будет существенно ограничена техническими (конструкционными) и физическими особенностями исследовательских реакторов (обычно до 1 кг). Для того чтобы получить никель-63 с высокой удельной активностью, необходимо облучить обогащенную по никелю-62 мишень в ядерном реакторе на тепловых нейтронах в течение не менее одного года. Однако даже при оптимальных условиях облучения, например при использовании обогащенной до 99% по никелю-62 мишени в высокопоточном реакторе СМ-3 при плотности потока нейтронов более 10¹⁵ нейтр./(см²⋅с), достичь требуемого обогащения мишени по радионуклиду никель-63, необходимого для производства миниатюрных энергоисточников (с удельной активностью более 1,7⋅10¹² Бк/г), невозможно, поскольку при длительном облучении начинает сказываться эффект «выгорания» накопленного никеля-63 и превращение его в никель-64 по реакции радиационного захвата.

Таким образом, недостатком данного способа является невозможность организации промышленного (масштабного) производства никеля-63 с высокой удельной активностью.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому решению является способ получения изотопов никеля-63, включающий изготовление мишени, облучение мишени в реакторе и переработку мишени (Пустовалов А.А., Тихомиров А.В., Цветков Л.А. Способ получения радионуклида никель-63. - Патент РФ №2313149), который выбран в качестве прототипа. Переработка мишени в указанном способе предполагает дополнительное обогащение уже извлеченного из реактора мишенного материала по никелю-63 (отделение от никеля-64). Для этого облученный металлический никель переводят в тетрафторфосфин никеля и направляют на обогащение. Недостатком этого способа является невозможность разделения изотопа-мишени и образующегося изотопа-продукта ядерной реакции радиохимическим способом, поскольку при протекании реакций радиационного захвата образующийся продукт ядерной реакции и ядро-мишень являются изотопами одного и того же исходного элемента. Для повышения удельной активности целевого продукта необходимо использовать сложные по аппаратурному оформлению физические методы разделения (например, диффузионный или центрифужный). Следствием такой организации процесса является радиационная опасность эксплуатации центробежных каскадов с газообразным радиоактивным соединением никеля, образование больших количеств радиоактивных отходов (категории ВАО), в том числе газообразных.

Задачей настоящего технического решения является обеспечение возможности крупномасштабного производства изотопа никель-63 с высокой удельной активностью, упрощение аппаратурного оформления технологического процесса за счет организации радиохимической переработки облученной мишени.

Указанная задача достигается тем, что изготовление стартовой мишени осуществляют из меди естественного изотопного состава или обогащенной по изотопу медь-63, облучение мишени проводят в потоке быстрых нейтронов (в ядерном реакторе на быстрых нейтронах), а переработку облученной медной мишени проводят радиохимическим методом с извлечением и очисткой соединений никеля (смесь изотопов никеля с преобладающим содержанием никеля-63), при этом продолжительность облучения мишени в реакторе составляет не более 3 лет, а время выдержки не превышает 2-3 месяцев.

Технология осуществления способа заключается в следующем. В реакторной части предлагаемого технического решения используется другой по сравнению с аналогом и прототипом тип ядерных реакций. Эти реакции, когда избыточная энергия составного ядра снимается не путем испускания гамма-квантов, а путем испускания заряженных частиц (протоны, альфа-частицы и др.), как правило, имеют пороговый характер и протекают только на быстрых нейтронах (с энергией нейтрона выше пороговой, характерной для данной реакции, обычно несколько МэВ). Существенная особенность пороговых ядерных реакций с испусканием заряженных частиц заключается в том, что в результате реакции образуется новый (другой) элемент Периодической системы, который может быть выделен из вещества мишени и очищен от паразитных нуклидов радиохимическим методом.

Накопление никеля-63 в веществе мишени происходит из стабильного изотопа медь-63 (69,2% в естественной смеси) по пороговой реакции на быстрых нейтронах ⁶³Cu (n,p) ⁶³Ni. Для ядерных реакторов на быстрых нейтронах (БН) характерен высокий поток быстрых нейтронов (более 10¹⁵ нейтр./(см²⋅с)), незначительная доля промежуточных и практически полное отсутствие тепловых нейтронов в спектре. Для организации производства никеля-63 с высокой удельной активностью облучение целесообразно проводить на быстром энергетическом реакторе, например на реакторах Белоярской АЭС (БН-600 или БН-800). При этом для получения максимальной удельной активности никеля-63 (наилучшего качества), продолжительность облучения мишени в реакторе должна составлять не более 3 лет, а время выдержки не превышать 2-3 месяцев. Облучение можно проводить в любом месте активной зоны (или за ее пределами) ядерного реактора. Выполненные расчеты показывают, что при облучении 100 кг меди в течение 1 года в реакторе БН-600 можно получить 150 грамм чистого никеля-63 с удельной активностью, близкой к теоретически возможной (см. пример).

Масштабное производство никеля-62 на реакторах БН можно организовать при использовании в БН смешанного уран-плутониевого топлива. Как известно, БН-800 при пуске будет иметь гибридную зону с последующим замещением уранового топлива и переходом на зону, полностью сформированную из смешанного топлива. Реактор БН-600 сейчас планируется перевести на гибридную зону. Особенность использования смешанного топлива в реакторах БН состоит в том, что в активной зоне наблюдается значительно больший выход (на 20-27%) вторичных нейтронов. Для поглощения вторичных быстрых нейтронов на реакторе БН-600 после его перевода на гибридную зону предполагается создать стальной экран.

В рамках предлагаемого технического решения предлагается использовать «лишние» нейтроны (то есть нейтроны, не участвующие в цепной реакции) для производства никеля-63, заменив стальной экран на экран из меди природного изотопного состава. При реализации такого режима эксплуатации в реакторе БН-600 будет возможно облучать несколько тонн меди, что позволит дополнительно существенно снизить стоимость облучения и не нарушить режим эксплуатации атомной станции.

Переработка облученного материала, заключающаяся в растворении мишени и селективном выделении никеля из раствора, будет проводиться на радиохимическом производстве. В данном варианте годовое производство никеля-63 с высокой удельной активностью может составить десятки килограмм.

Сравнительный анализ с прототипом позволяет сделать вывод, что в заявляемом техническом решении наработка целевого компонента происходит на пороговых реакциях, а не на реакциях радиационного захвата. Кроме того, переработка облученной мишени проводится не физическим, а радиохимическим методом. Таким образом, заявляемое решение соответствует критерию «новизна».

Из литературных источников известна принципиальная возможность использования пороговых реакций (на быстрых нейтронах) для получения никеля-63 (Сечения пороговых реакций, вызываемых нейтронами: Справочник / В.М. Бычков, В.Н. Манохин, А.Б. Пащенко, В.И. Пляскин - М.: Энергоиздат, 1982. - 216 с.). В то же время вероятность таких реакций (ядерное сечение), как правило, значительно ниже, чем вероятность реакции радиационного захвата. Поэтому этот тип ядерных реакций практически не находит применения для промышленного производства радиоактивных изотопов. Тем не менее, авторам заявляемого технического решения удалось найти такое сочетание задействованных стадий процесса и их технологического оформления - облучение медной мишени быстрыми нейтронами в реакторах типа БН, использование медного экрана для поглощения вторичных нейтронов, радиохимическая переработка медной мишени для селективного выделения никеля, - которое никогда ранее не использовалось и в комплексе дает неожиданный положительный эффект: возможность масштабной наработки никеля-63 с удельной активностью, близкой к теоретически возможной. Это позволяет признать заявляемое техническое решение соответствующим критерию «изобретательский уровень».

Возможность осуществления заявляемого технического решения подтверждается следующим примером.

Пример реализации способа

В таблице 1 приведено сравнение эффективности получения никеля-63 по предлагаемому способу и по прототипу. В качестве параметров сравнения использованы расчетная скорость применяемых ядерных реакций и относительная удельная активность получаемого никеля-63.

В предлагаемом способе масса (активность) получаемого никеля-63 определяется только флюенсом быстрых нейтронов, а качество получаемого продукта (удельная активность) слабо зависит от продолжительности облучения в реакторе (Т₀) и времени выдержки облученной мишени от момента окончания облучения до радиохимического выделения изотопов никеля (Т_в). В таблице 2 приведены данные, определяющие качество целевого продукта (скорость накопления стабильных изотопов никеля) в облучаемой мишени под действием быстрых нейтронов.

В таблице 3 приведены расчетные данные по относительному содержанию (%) массы никеля-60 по отношению к массе накопленного никеля-63 в облученной мишени в зависимости от продолжительности облучения в реакторе (Т₀) и времени выдержки облученной мишени от момента окончания облучения до радиохимического выделения изотопов никеля (Т_в).

Таким образом, если продолжительность облучения в реакторе Т₀ не будет превышать 3 лет, а время выдержки облученной мишени от момента окончания облучения до радиохимического выделения изотопов никеля Т_в не будет превышать 3-5 месяцев, то относительное содержание никеля-60 в смеси (после химического выделения) будет менее 1%, а общее содержание суммы всех стабильных изотопов никеля по отношению к никелю-63 не превысит 5%. Это значение (5%) следует считать нижним теоретическим пределом предлагаемого способа при облучении медной мишени естественного изотопного состава. При облучении мишени, обогащенной по содержанию изотопа медь-63, значение нижнего теоретического предела снижается до (1,5-2,0) %, что соответствует удельной активности никеля-63, равной 2,0⋅10¹² Бк/г.

Выделение никеля-63 из облученной меди и его очистка от посторонних нуклидов, например кобальта-60, проводится радиохимическим способом. Мишень растворяют в азотной кислоте, дальнейшее выделение никеля и его очистку проводят осадительно-сорбционным способом, используя лабильность окислительно-восстановительных состояний меди и кобальта и стабильность двухвалентного состояния никеля.

Приведенный пример показывает, что при использовании заявляемого технического решения при облучении мишени из меди на ректорах на быстрых нейтронах можно обеспечить крупномасштабное получение изотопа никель-63 с высокой удельной активностью.