Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА НИКЕЛЬ-63

Область техники

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов. Заявленное изобретение может быть использовано для производства радионуклида никель-63 (⁶³Ni), являющегося основой для создания миниатюрных автономных источников электрической энергии с длительным сроком службы (атомных батареек), работающих на бета-вольтаическом эффекте.

Уровень техники

Радионуклид никеля ⁶³Ni, являющийся чистым β-излучателем с периодом полураспада более 100 лет - один из самых перспективных радионуклидов для создания миниатюрных автономных источников электрической энергии со сроком службы более 30 лет, работающих на бета-вольтаическом эффекте [Нагорнов Ю.С. «Современные аспекты применения бета-вольтаического эффекта» - Ульяновск: УлГПУ, 2012; Пустовалов А.А., Гусев В.В., Заддэ В.В., Петренко Н.С., Тихомиров А.В., Цветков Л.А. «Бета-вольтаический источник тока на основе никеля-63» - «Атомная энергия», т. 103, вып. 6, декабрь 2007].

Бета-вольтаический эффект является аналогом фотоэлектрического эффекта - под действием β-частиц в полупроводнике с (p-n)-переходом происходит образование электрон-дырочных пар.

Из β-излучателей, которые могут быть использованы для создания энергоисточников, помимо ⁶³Ni можно рассматривать радионуклиды ³Н (Т_1/2=12,3 года, E_max=18,6 кэВ, Ē=5,7 кэВ) или ¹⁴⁷Pm (T_1/2=2,62 года, E_max=230 кэВ, Ē=65 кэВ). Другие β-излучатели, такие, например, как ⁸⁵Kr или ⁹⁰Sr, неприемлемы по разным причинам: сильное тормозное излучение, требующее использования радиационной защиты; средняя энергия β-спектра превышает порог радиационных повреждений в полупроводниках, которые предполагается использовать в атомной батарее - кремний или арсенид галлия: для кремния Е_пор=145 кэВ и для арсенида галлия Е_пор=170 кэВ, что сокращает срок службы атомных батарей до нескольких месяцев.

Однако из-за относительно небольшого периода полураспада радионуклид ³Н (тритий) не соответствует требованиям по созданию атомных батарей со сроком службы 30 и более лет, а ¹⁴⁷Pm, помимо малого периода полураспада (T_1/2=2,62 года), имеет достаточно жесткое β-излучение с E_max=230 кэВ, которое значительно превышает порог радиационных нарушений полупроводников.

β-излучение радионуклида ⁶³Ni относится к разряду «мягких» (Ē=17,43±0,01 кэВ) и не проникает за пределы корпуса батареи. Максимальная энергия β-частиц в спектре излучения ⁶³Ni составляет 66,95±0,01 кэВ, что значительно меньше порога радиационных повреждений в полупроводниках, которые предполагается использовать - кремний или арсенид галлия. Это должно обеспечить стабильность электрических параметров никелевых «атомных батарей» в течение всего срока службы (не менее 30 лет). Отсутствие радиационных проблем создает возможность разнообразного применения таких батарей как в наземной и космической технике, так и для широкого круга имплантируемых в организм человека биостимуляторов. Источники этого типа отличаются высокой удельной мощностью (~100 мкВт/Ci) и химической стойкостью.

Теоретические расчеты и экспериментальные исследования показывают, что для производства миниатюрных энергоисточников целесообразно использовать ⁶³Ni с обогащением не менее 80% - это позволяет достичь их эффективности 20-25% [A. Kostylev, I. Ryzhov, S. Filimonov et al. «Preparation of enriched nickel-63 for nuclear β-voltaic batteries» -Booklet of Abstracts. 17^th Radiochemical Conference "RadChem2014", 11-16 May 2014, Marianske Lazne, Czech Republik].

Однако даже при оптимальных условиях облучения, например, в высокопоточном реакторе СМ-3 при плотности потока нейтронов более 10¹⁵ н/см²·сек, достичь обогащения радионуклида ⁶³Ni, необходимого для производства миниатюрных энергоисточников, не возможно. В результате облучения мишени состав никеля будет содержать изотопы ^60-64Ni, в котором доля ⁶³Ni не превысит 20%.

Из уровня техники известен способ получения ⁶³Ni, включающий получение никеля, обогащенного по изотопу ⁶²Ni, облучение в реакторе, конверсию в летучее соединение и последующее обогащение по радионуклиду ⁶³Ni центробежным методом [L.J. Sosnin, I.A. Suvorov, A.N. Tcheltsov et al. «Production of ⁶³Ni of high specific activity». Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, 1993, v. A334, р. 43-44]. Стартовый изотоп ⁶²Ni обогащают до концентрации более 99%, помещают в высокопоточный реактор СМ-3 и после накопления в никелевой мишени радионуклида ⁶³Ni осуществляется его обогащение центробежным методом.

Однако для реализации этого способа получения радионуклида ⁶³Ni необходимо обеспечить предельные характеристики двух составляющих технологии - степени обогащения никеля по изотопу ⁶²Ni - до 99% и нейтронного потока реактора, в котором проводится облучение стартового изотопа ~10¹⁵ н/(см²·сек). Эти параметры позволяют получить уникальный продукт, который по экономическим показателям не может найти широкого применения.

В качестве прототипа выбран способ, включающий получение обогащенной по изотопу ⁶²Ni никелевой мишени, облучение мишени в реакторе и последующее обогащение облученного продукта по ⁶³Ni, отличающийся тем, что в обогащенной по ⁶²Ni никелевой мишени содержание ⁶⁴Ni не превосходит 2% и при обогащении продукта по ⁶³Ni изотоп ⁶⁴Ni извлекают из облученного продукта [«Способ получения радионуклида никель-63». Патент RU 2313149 С1. Авторы: Пустовалов А.А., Тихомиров А.В., Цветков Л.А., 20.06.2006].

Недостатками способа получения радионуклида ⁶³Ni, выбранного в качестве прототипа, являются:

- сложность и многостадийность технологического процесса получения целевого радионуклида;

- радиационная опасность эксплуатации центробежных каскадов с газообразным радиоактивным соединением никеля;

- экологические проблемы на завершающем этапе утилизации оборудования, работающего в контакте с газообразным радиоактивным соединением никеля.

Крупномасштабное производство радионуклида ⁶³Ni требует более простых и дешевых технологий, экологический риск от использования которых сведен к минимуму.

Раскрытие изобретения

Задачей предложенного технического решения является повышение удельной активности радионуклида ⁶³Ni, упрощение технологического процесса его получения и снижение количества радиоактивных отходов по сравнению со способом, выбранным за прототип.

Техническим результатом заявленного изобретения является повышение удельной активности ⁶³Ni, полученного активационным методом по реакции радиационного захвата ⁶²Ni(n,γ)⁶³Ni при облучении в ядерном реакторе никелевой мишени, обогащенной по изотопу ⁶²Ni.

Технический результат достигается тем, что в способе получения радионуклида ⁶³Ni, включающем изготовление никелевой мишени, обогащенной по изотопу ⁶²Ni, облучение мишени в нейтронном потоке ядерного реактора и последующее обогащение облученного продукта по ⁶³Ni, никелевую мишень, обогащенную по изотопу ⁶²Ni, изготавливают из композиционного материала, состоящего из наночастиц никеля или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, при этом d - характерный размер наночастиц выбирают из условия λ/d≈1, где λ - длина пробега в веществе наночастицы атомов отдачи ⁶³Ni, после облучения мишени наночастицы и буфер разделяют, буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения радионуклида ⁶³Ni, а наночастицы возвращают в ядерный реактор в составе новой мишени.

В предпочтительном варианте, в качестве материала наночастиц используют металлический никель природного изотопного состава или обогащенный по изотопу ⁶²Ni. В качестве материала буфера используют хлористый натрий NaCl, а разделение буфера и наночастицы проводят в воде. Облучение мишени проводят в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов. В качестве материала наночастиц используют соединения никеля NiCl₂, или NiO, или NiF₂.

Осуществление и примеры реализации изобретения

Центробежная технология получения изотопов никеля позволяет производить ⁶²Ni в достаточных количествах [L.J. Sosnin, I.A. Suvorov, A.N. Tcheltsov, A.I. Rudnev «Investigation of centrifuge enrichment of stable nickel isotopes». Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, 1993, v. A334, р. 41-42]. Центробежное обогащение можно проводить не только стабильных, но и радиоактивных изотопов. Например, центробежным методом повышали удельную активность радионуклидов ⁵⁵Fe и ^119mSn [А.Н. Шубин, И.И. Пульников, А.В. Рябухин и др. «Применение газовых центрифуг для повышения удельной активности радионуклида» - В кн. Изотопы. Том 1: Свойства. Получение. Применение. М.: Физматлит, 2005, 530-548]. При этом содержание радионуклидов может быть получено близким к 100%, что соответствует наивысшей удельной активности радиоактивного материала. Однако затраты на такое производство слишком велики.

У никеля известно пять стабильных изотопов. В таблице 1 приведены данные по их природной распространенности (И.П. Селинов. "Изотопы". Справочник. М.: Наука, 1970).

Облучение большого количества относительно дешевого никелевого сырья предпочтительней проводить в реакторных установках с относительно невысоким уровнем нейтронного потока, ~10¹⁴ н/(см²·сек). Такие мишени можно ставить на многомесячное облучение в реакторы АЭС, где облучение не так дорого, как в исследовательских реакторах, например, в высокопоточном реакторе типа СМ-3. Данный подход позволит облучать практически постоянно большое количество (сотни кг) никелевых мишеней, не нарушая плановых режимов работы ядерных реакторов.

Известно, что образующееся в результате реакции радиационного захвата ⁶²Ni(n,γ) ядро ⁶³Ni в момент снятия возбуждения испусканием γ-квантов приобретает импульс отдачи, которого, в ряде случаев, бывает достаточно для преодоления атомом ⁶³Ni химических связей с другими атомами и молекулами в исходном веществе мишени. Такие атомы отдачи способны выходить из молекул соединения, в котором они первоначально находились, переходить из твердых тел в газовую фазу и т.д.

Энергия атома отдачи ⁶³Ni, приобретаемая им в результате реакции ⁶²Ni(n,γ) на тепловых нейтронах, составляет [А.Н.Несмеянов, Радиохимия, М., 1978]:

где E_Ni63 - энергия атома отдачи ⁶³Ni; ε_γ - энергия мгновенного γ-кванта; М - масса атома отдачи ⁶³Ni; с - скорость света.

В энергетическом спектре мгновенных γ-квантов из реакции ⁶²Ni(n,γ)⁶³Ni в диапазоне 3-9 МэВ на один захваченный нейтрон испускается более одного γ-кванта. Принимая, что средняя энергия мгновенных γ-квантов равна 6 МэВ, получим энергию отдачи ⁶³Ni>300 эВ. Этой энергии достаточно для пробега в твердом веществе до 100 нм.

Удельный выход атомов отдачи из мишени будет значителен только в случае, когда отношение λ/d≈1, где λ - длина пробега атома отдачи в веществе мишени, a d - характерный размер мишени. Если λ/d <<1, то в мишени будет работать только поверхностный слой толщиной ≈λ, а внутренние слои будут недоступны для выхода атомов отдачи. Чем больше размер мишени, тем менее эффективен этот процесс.

Если вещество никелевой мишени локализовано в наночастицах размером ≈50 нм, то энергии 300 эВ будет достаточно для выхода значительной (до 30%) доли атомов ⁶³Ni за пределы наночастицы.

Изготовив мишень в виде композиционного материала, состоящего из наночастиц никеля или его соединений, окруженных связующим материалом (буфером), можно в процессе облучения мишени в поле нейтронов локализовать атомы отдачи ⁶³Ni в буфере, отделив их тем самым от наночастиц никеля.

В качестве примера реализации предложенного способа рассмотрим следующий вариант.

Пример 1. Композиционная мишень на основе обогащенного никеля по изотопу ⁶²Ni в исследовательском реакторе ИР-8.

Никель природного изотопного состава в форме тетрафторфосфина никеля - Ni(PF₃)₄ направляют на изотопное обогащение центробежным методом. Обогащенный по ⁶²Ni тетрафторфосфин никеля переводят в металл и затем изготавливают мишень из композиционного материала, состоящего из наночастиц никеля, окруженных буфером, состоящего из твердого хлористого натрия, растворимого в воде. Мишень помещают в поле нейтронов реактора ИР-8. ⁶³Ni нарабатывается по реакции ⁶²Ni(n,γ)⁶³Ni. Характерный размер наночастиц мишени выбран из условия λ/d>>1, где d - эффективный диаметр наночастицы, λ - длина пробега атомов отдачи ⁶³Ni в никеле.

Активная зона реактора ИР-8 состоит из 16 тепловыделяющих сборок (ТВС) типа ИРТ-ЗМ. Длина активной части ТВС 58 см, содержание урана ²³⁵U - 90 грамм, а его обогащение - 90%.

Боковая поверхность активной зоны окружена слоями металлического бериллия толщиной 30 см, причем внутренние слои сменные. Использование бериллия позволяет уменьшить объем активной зоны и получить в отражателе максимальную плотность нейтронов.

Основные параметры реактора ИР-8 следующие:

Таблица 2 показывает изменения в изотопии, происходящие на всех стадиях процесса.

В результате облучения в буфере концентрируются атомы отдачи ⁶³Ni. После облучения мишень помещают в воду, растворяют буфер и переводят радионуклид ⁶³Ni в растворимую форму. Затем раствор центрифугируют, отделяя нерастворимые в воде наночастицы мишени от находящегося в растворе радионуклида ⁶³Ni. Буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения ⁶³Ni, а наночастицы никеля возвращают в активную зону реактора в составе новой мишени.

Заявленный способ получения радионуклида ⁶³Ni позволяет значительно снизить количество радиоактивных отходов в технологическом процессе, по сравнению со способом, выбранным за прототип, повысить эффективность использования делящегося материала, что приведет к снижению его оборота в обширной сети существующих производств радионуклида ⁶³Ni.