×
29.05.2018
218.016.5678

СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА НИКЕЛЬ-63

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к способу получения радиоактивного изотопа никель-63, используемого в производстве бета-вольтаических источников тока. Способ включает в себя получение из исходного никеля никелевой мишени, обогащенной по никелю-62 до достижения им содержания 98% и более, облучение мишени в реакторе и обогащение облученного продукта в легкую фракцию. К легкой фракции добавляют исходный никель, обогащенный по изотопу никель-62 до достижения им содержания 98% и более, и используют их для изготовления вторичной никелевой мишени. Оставшуюся тяжелую фракцию переводят в металл и используют для изготовления источников бета-излучения, применяемых в бета-вольтаических источниках тока. После облучения раствор никелевой мишени подвергают радиохимической очистке от меди-65 и гамма-активных изотопов, в частности железа-59 и кобальта-60. Технический результат заключается в наиболее полной загрузке ячейки реактора изотопом никеля-62 и увеличении количества получаемого радионуклида никель-63. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов, а более конкретно к технологии получения радиоактивного изотопа никель-63, в основном для использования в бета-вольтаических источниках тока.

Известен способ получения радионуклида никель-63 для бета-вольтаических источников тока, включающий получение из исходного никеля обогащенной по никелю - 62 никелевой мишени с содержанием никеля-64 более 2%, облучение мишени в реакторе и последующее обогащение облученного продукта по никелю-63 до достижения им содержания 75% и более в обогащенном продукте (см. патент РФ №2 569 543, G21G 1/00).

Известный способ осуществляют в следующей последовательности.

Никель природного изотопного состава в форме тетрафторфосфина никеля - Ni(PF3)4 направляют на изотопное обогащение. Процесс обогащения осуществляют по никелю-62, при этом содержание никеля-64 может составлять более 2%. Обогащенный по никелю-62 тетрафторфосфин никеля переводят в металл и направляют на облучение в реакторе. После 2-летнего облучения в мишени происходит накопление никеля-63 за счет захвата нейтронов ядрами атомов никеля - 62. При этом содержание никеля-64 в облучаемой мишени в большей степени уменьшается за счет его выгорания в реакторе при облучении с образованием короткоживущего изотопа никель-65 с периодом полураспада 2, 57 часа, чем его увеличение за счет выгорания образующегося при облучении нейтронами никеля-63. Облученный металлический никель растворяют, проводят его очистку от продуктов распада никеля-65, в частности медь-65, химическими способами, например сорбцией, а затем переводят в тетрафторфосфин никеля и направляют на обогащение. Обогащение облученного продукта по никелю-63 осуществляют до достижения им содержания 75% и более в обогащенном продукте, обеспечивающего сохранение характеристик бета-вольтаических источников тока в течение установленнного для них срока службы.

Получение радионуклида никель-63 в промышленных масштабах возможно при облучении никелевой мишени, установленной в ячейку промышленного реактора вместо тепловыделяющей сборки (ТВС). Например, в ячейке реактора РБМК-1000 можно поместить никель массой, сопоставимой с массой ТВС, составляющей около 200 кг.

Анализ затрат на получение в промышленных масштабах радионуклида никель-63 показал, что стоимость облучения обогащенной по никелю-62 никелевой мишени в течение 2-х лет в энергетическом промышленном реакторе, например в реакторе РБМК-1000, составит практически половину стоимости получения радионуклида никель-63 для компенсации снижения выработки электрической энергии занятой ячейкой реактора. Поэтому обеспечение рентабельного производства радионуклида никель-63 возможно только при максимально возможной загрузке ячейки реактора изотопом никель-62.

К недостаткам известного способа относится то, что при загрузке в реактор на облучение никелевой мишени с содержанием никеля-64 более 2%, объем ячейки реактора используется не эффективно, в результате чего сокращается количество получаемого радионуклида никель-63.

Известен способ получения радионуклида никель-63, включающий получение обогащенной по никелю-62 никелевой мишени с содержанием никеля-64, не превосходящим 2%, облучение мишени в реакторе и последующее обогащение облученного продукта по никелю-63, при котором изотоп никель-64 извлекают из облученного продукта (см. патент РФ №2 313 149, G21G 1/06).

Известный способ осуществляют в следующей последовательности.

Никель природного изотопного состава в форме тетрафторфосфина никеля - Ni(PF3)4 направляют на изотопное обогащение. Процесс обогащения осуществляют так, чтобы содержание никеля-64 было не более 2%. Это ограничение допускает обогащение никеля до 50% и более, но основной изотопной примесью являются более легкие, чем никель-62 изотопы. Обогащенный по никелю-62 тетрафторфосфин никеля переводят в металл и направляют на облучение в реакторе. В известном способе рекомендуется использовать для облучения не высокообогащенный никель, а никель среднего обогащения 50-80%. После 2-летнего облучения накапливается 6,4% никеля-63, а содержание никеля -64 возрастает до 1,5% за счет выгорания никеля-63. Облученный металлический никель переводят в тетрафторфосфин никеля и направляют на обогащение. Обогащение радионуклида никель-63 осуществляют в тяжелую фракцию, и при этом никель-64 извлекается из облученного материала. Обогащенную тяжелую фракцию тетрафосфина никеля переводят в металлическую форму и используют, например, в бета-вольтаических источниках тока. В остающейся легкой фракции содержится никель-60, 61 и 62, остатки никеля-63 и практически нет никеля-64. Этот продукт может быть вновь направлен в реактор на облучение.

Известный способ выбран заявителем в качестве прототипа.

К недостаткам известного способа относится то, что при первичной загрузке в реактор на облучение никеля среднего обогащения и вторичной загрузке остающейся легкой фракции, содержащей более 20% никеля-60 и никеля 61, объем ячейки реактора используется не эффективно, в результате чего сокращается количество получаемого радиоизотопа никель-63 и его производство становится нерентабельным.

Кроме того, извлечение никеля-64 из облученного материала приводит к дополнительным затратам и потерям радионуклида никель-63, часть которого будет отгоняться вместе с извлекаемым никелем-64.

Задачей, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, является обеспечение возможности крупномасштабного рентабельного производства радионуклида никель-63, в частности для производства бета-вольтаических источников тока.

Технический результат заключается в наиболее полной загрузке ячейки реактора изотопом никеля-62 и увеличении количества получаемого радионуклида никель-63.

Для получения указанного технического результата в известном способе получения радионуклида никель-63, включающем получение из исходного никеля обогащенной по никелю-62 никелевой мишени, облучение мишени в реакторе, обогащение облученного продукта и возвращение легкой фракции в реактор на облучение, для изготовления первичной никелевой мишени используют исходный никель, обогащенный по никелю-62 до достижения им содержания 98% и более. Обогащение облученного продукта осуществляют в легкую фракцию по никелю-62 до достижения им содержания 98% и более. К никелю легкой фракции добавляют исходный никель, обогащенный по никелю-62 до достижения им содержания 98% и более, и используют их для изготовления вторичной никелевой мишени.

Оставшуюся тяжелую фракцию переводят в металл и используют для изготовления источников бета-излучения, в частности для бета-вольтаических источников тока.

В частном случае применения способа раствор облученной никелевой мишени подвергают радиохимической очистке от меди-65 и гамма-активных изотопов: железа-59, кобальта-60 и других радиоактивных примесей.

Использование для изготовления первичной никелевой мишени исходного никеля, обогащенного по никелю-62 с его содержанием 98% и более, позволяет обеспечить наиболее полную загрузку ячейки реактора изотопом никеля-62 и получить после облучения максимально возможное содержание радионуклида никель-63 в облученной мишени. Кроме того, применение исходного никеля с таким обогащением позволяет при последующем обогащении облученного продукта в легкую фракцию получить в остающейся тяжелой фракции содержание радионуклида никель-63 более 75%.

Обогащение облученного продукта в легкую фракцию по никелю-62 до достижения им содержания 98% и более позволяет провести процесс обогащения на меньшем количестве ступеней разделительного производства по сравнению с обогащением в тяжелую фракцию вследствие высокого содержания никеля-62 в облученном продукте и тем самым сократить затраты на обогащение.

При этом при обогащении облученного продукта в легкую фракцию выводится 92-93% облученного продукта и в ней содержится в основном никель-62, частично не отделенный радионуклид никель-63 и практически отсутствует никель-64.

Оставшаяся тяжелая фракции составляет 7-8% облученного продукта и содержит радионуклид никель-63, никель-64 и частично не отделенный никель-62, причем содержание радионуклида никель-63 в ней составляет более 75%, что и позволяет использовать тяжелую фракцию для изготовления источника бета-излучения без извлечения никеля-64.

Добавление к никелю-62 в легкой фракции исходного никеля, обогащенного по изотопу никель-62 до достижения им содержания 98% и более, и их использование для изготовления вторичной никелевой мишени позволяет увеличить количество изотопа никель-62 для изготовления вторичной мишени и тем самым обеспечить наиболее полную загрузку ячейки реактора изотопом никеля-62 и получить после облучения максимально возможное содержание радионуклида никель-63 в облученной мишени.

Перевод остающейся тяжелой фракции в металл и его использование для изготовления источников бета-излучения, в частности для бета-вольтаических источников тока, позволяет исключить операцию извлечения из тяжелой фракции никеля-64, сократить потери радионуклида никель-63 вместе с извлекаемым никелем-64 и тем самым увеличить количество получаемого радионуклида никель-63.

В случае изготовления вторичной мишени с восстановлением первоначального объема изотопа никеля-62, к остающемуся в легкой фракции никелю-62 необходимо добавить 7-8% исходного никеля, обогащенного по изотопу никель-62 с его содержанием более 98%. В этом случае, во вторичной облученной никелевой мишени содержание никеля-64 будет определяться только его содержанием в добавляемых 7-8% обогащенного исходного никеля и выгоранием никеля-63 при облучении.

При этом после обогащения облученного продукта в остающейся тяжелой фракции содержание радионуклида никель-63 составит уже более 75%.

В случае изготовления вторичной мишени с превышением первоначального объема изотопа никеля-62 за счет добавления к остающемуся в легкой фракции никелю-62 более 8% исходного никеля, обогащенного по никелю-62 с его содержанием 98% и более, в остающейся тяжелой фракции содержание радионуклида никель-63 будет в пределах 75 -85% в зависимости от объема добавляемого исходного никеля, обогащенного по никелю-62.

Проведение после облучения радиохимической очистки никелевой мишени от меди-65 и гамма-активных изотопов: железа-59 и кобальта-60 позволяет повысить радиационную безопасность при проведении дальнейших операций с облученным продуктом и уменьшить количество примесей в конечном продукте

Предлагаемый способ осуществляют в следующей последовательности.

Высокообогащенный по известной технологии по изотопу никель-62 с его содержанием 98% и более металлический никель направляют на облучение в реакторе. При облучении в никелевой мишени происходит накопление радионуклида никель-63 за счет захвата нейтронов ядрами атомов никеля-62. После 2-летнего облучения накапливается 6,4% радионуклида никель-63, а содержание никеля -64 несколько возрастает за счет выгорания радионуклида никель-63 при облучении.

Облученный металлический никель растворяют и подвергают радиохимической очистке от меди-65 и гамма-активных изотопов, в частности железа-59, кобальта-60 и других. После осаждения из раствора облученный никель переводят в тетрафторфосфин никеля и направляют на обогащение.

Обогащение облученного продукта осуществляют по никелю-62 в легкую фракцию до достижения его содержания 98%, при этом в легкую фракцию выводится 92-93% облученного продукта, а в тяжелой фракции остается 7-8% облученного продукта.

В выведенной легкой фракции содержится никель-62, легкие изотопы никеля и частично не отделенный радионуклид никель-63 и практически отсутствует никель-64.

Далее тетрафторфосфин никеля тяжелой фракции переводят в металл и используют в качестве источника бета-излучения, в частности в бета-вольтаических источниках тока, так как содержание радионуклида никель-63 в тяжелой фракции составляет более 75%, что и позволяет использовать ее для изготовления источника бета-излучения без извлечения никеля-64.

Тетрафторфосфин никеля легкой фракции также переводят в металл, добавляют исходный никель, обогащенный по изотопу никель-62 до достижения им содержания 98% и более, и используют их для изготовления вторичной и последующих никелевых мишеней.

Во вторичной и последующих никелевых мишенях содержание изотопа никель-64 будет уменьшаться до величины его содержания в добавляемом обогащенном никеле.

На предприятии начались опытные работы по получению радионуклида никель-63 предлагаемым способом. В настоящее время в исследовательском реакторе АО «Института реакторных материалов» находится на облучении высокообогащенная мишень с указанным в строке 2 таблицы содержанием изотопов никеля. В таблице приведены фактические и расчетные данные реализации предлагаемого способа при применении высокообогащенного по изотопу никель-62 с его содержанием 99,36% исходного никеля.

В строке 3 таблицы приведены расчетные данные АО «Института реакторных материалов» по изотопному составу никелевой мишени после ее облучения. После 2-х летнего облучения в мишени накопится 6,4% радионуклида никель-63, а содержание никеля-64 возрастет за счет выгорания радионуклида никель-63 при облучении. Обогащение облученного продукта по никелю-62 в легкую фракцию до достижения его содержания 99,36% сократит содержание ниекля-62 в оставшейся тяжелой фракции и приведет к повышению содержания в ней радионуклида никель-63 до 86,5%.

Изотопные составы легкой и оставшейся тяжелой фракции приведены в строках 4 и 5 таблицы.

Источник поступления информации: Роспатент

Showing 1-10 of 62 items.
10.03.2016
№216.014.c035

Способ очистки технологических урановых продуктов переработки отработавшего ядерного топлива от рутения

Изобретение относится к способу очистки азотнокислых урановых продуктов от изотопов рутения. В заявленном способе осуществляется очистка технологических азотнокислых урановых продуктов переработки отработавшего ядерного топлива от рутения, содержащих уран до 300 г/л и азотную кислоту до 40 г/л,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002576530
Дата охранного документа: 10.03.2016
10.04.2016
№216.015.2b92

Способ переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) реакторов ВВЭР-1000 с целью локализации трития, являющегося бета-активным излучающим нуклидом, на головных операциях переработки ОЯТ и может быть использовано в атомной энергетике при переработке ОЯТ ядерных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002579753
Дата охранного документа: 10.04.2016
20.04.2016
№216.015.3500

Способ извлечения серебра из технологических азотнокислых растворов

Изобретение относится к химической технологии и может быть использовано для извлечения и регенерации серебра из азотнокислых растворов. Способ извлечения серебра из технологических азотнокислых растворов, содержащих серебро до 0,5-8 г/л и азотную кислоту до 2-10 г/л, осуществляют на...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002581958
Дата охранного документа: 20.04.2016
13.01.2017
№217.015.6b28

Способ каталитической денитрации жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для денитрации средне- и низкоактивных жидких радиоактивных отходов, подлежащих дальнейшему отверждению (цементации). Способ заключается в удалении избыточных количеств азотной кислоты путем взаимодействия жидких...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002593163
Дата охранного документа: 27.07.2016
13.01.2017
№217.015.744d

Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к переработке высокоактивных отходов, получаемых при переочистке диоксида плутония, используемого при изготовлении смешанного уран-плутониевого топлива. Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов включает в себя...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002597874
Дата охранного документа: 20.09.2016
13.01.2017
№217.015.77ce

Способ приготовления биметаллического катализатора окислительно-восстановительных процессов в азотнокислых средах

Изобретение относится к химической технологии и может быть использовано для изготовления катализатора окислительно-восстановительных процессов в агрессивных средах. Способ получения биметаллического катализатора включает нанесение на инертный носитель поверхностно интегрированного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002598944
Дата охранного документа: 10.10.2016
13.01.2017
№217.015.81d1

Установка вскрытия пенала хранения отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора РБМК-1000 в сухом хранилище, и предназначено для срезания сварного шва крышки с корпусом пенала в поворотной шахте камеры комплектации пеналов. Установка содержит...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002601955
Дата охранного документа: 10.11.2016
13.01.2017
№217.015.908a

Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок реакторов ввэр-1000

Изобретение относится к ядерной технике, к средствам для хранения дефектных отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000. Чехол содержит основание, центральную трубу, дистанционирующие решетки с отверстиями для установки труб, в которых размещаются дефектные ОТВС. На трубы...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603853
Дата охранного документа: 10.12.2016
25.08.2017
№217.015.a4da

Способ извлечения металлов платиновой группы из продукта кислотного растворения волоксидированного отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ извлечения металлов платиновой группы из продукта кислотного растворения волоксидированного ОЯТ заключается в том, что полученное после волоксидации ОЯТ растворяют в азотной кислоте в диапазоне температур...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002607644
Дата охранного документа: 10.01.2017
25.08.2017
№217.015.a515

Способ разложения нитрата аммония в технологических растворах радиохимического производства

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки аммонийсодержащих технологических растворов и жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации радиохимического производства. Способ разложения нитрата аммония в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002607646
Дата охранного документа: 10.01.2017
Showing 1-10 of 113 items.
10.02.2013
№216.012.24ae

Устройство для подъема и перемещения отработавших тепловыделяющих сборок

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВ ЭР-1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработавшего...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002474892
Дата охранного документа: 10.02.2013
10.02.2013
№216.012.24b4

Способ переработки оксалатных маточных растворов и пульпообразных отходов, содержащих трансурановые элементы

Изобретение относится к области переработки жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в радиохимической промышленности. Способ переработки оксалатных маточных растворов радиохимического...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002474898
Дата охранного документа: 10.02.2013
10.02.2013
№216.012.24b6

Способ отбора проб радиоактивного осадка из емкостей-хранилищ и устройство для его осуществления

Группа изобретений относится к атомной промышленности и предназначена для отбора проб осадка высокого уровня активности из емкостей-хранилищ радиоактивных отходов радиохимических производств. Способ отбора проб радиоактивного осадка из емкостей-хранилищ включает бескерновое бурение скважины,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002474900
Дата охранного документа: 10.02.2013
20.02.2013
№216.012.26cb

Способ получения поликристаллического кремния

Изобретение относится к технологии полупроводниковых материалов и может быть использовано в производстве поликристаллического кремния. Способ включает приготовление парогазовой смеси (ПГС) из хлорсиланов и водорода в испарителе под давлением посредством барботажа водорода через слой...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002475451
Дата охранного документа: 20.02.2013
20.03.2013
№216.012.304c

Чехол для размещения и хранения отработавших тепловыделяющих сборок реактора ввэр-1000

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), а более конкретно - к средствам для хранения дефектных ОТВС реактора ВВЭР-1000 и предназначено для использования в хранилищах отработанного ядерного топлива на заводах по...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002477899
Дата охранного документа: 20.03.2013
27.05.2013
№216.012.4585

Устройство для перегрузки ампул с отработавшим ядерным топливом реактора рбмк-1000

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к групповой перегрузке ампул с отработавшим ядерным топливом реактора РБМК - 1000 из транспортного чехла в пеналы. Устройство перегрузки включает электромеханический некопирующий мостовой манипулятор с захватом, в захват установлена головка,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002483374
Дата охранного документа: 27.05.2013
20.08.2013
№216.012.620e

Способ обращения с отработавшим ядерным топливом реактора рбмк-1000 и устройства для его осуществления

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом (ОЯТ), а более конкретно к загрузке, транспортированию, выгрузке и размещению ампул с пучками тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 в пеналах сухого хранилища. Технический результат -...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002490734
Дата охранного документа: 20.08.2013
20.08.2013
№216.012.6210

Устройство для размыва осадков и перемешивания

Изобретение относится к атомной промышленности в части переработки радиоактивных отходов, а именно к устройствам для размыва струями жидкости и растворения пульп и осадков, скопившихся на дне емкостей-хранилищ жидких радиоактивных отходов высокого уровня активности, перевода нерастворимой...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002490736
Дата охранного документа: 20.08.2013
27.08.2013
№216.012.65ac

Способ обращения с отработавшим ядерным топливом реактора рбмк-1000 и устройства для его осуществления

Группа изобретений относится к ядерной технике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом, а именно к загрузке, транспортированию, выгрузке и размещению ампул с пучками тепловыделяющих элементов (ПТ) реактора РБМК-1000 в пеналах сухого хранилища. Технический результат - повышение...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002491665
Дата охранного документа: 27.08.2013
20.09.2013
№216.012.6d43

Оборотный пенал временного хранения ампул с пучками отработавших тепловыделяющих элементов

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке ампул, загруженных пучками отработавших тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора РБМК-1000, и предназначено для использования в «сухом» хранилище отработавшего ядерного топлива....
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002493622
Дата охранного документа: 20.09.2013
+ добавить свой РИД