×
10.04.2019
219.016.fff4

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ КОНЦЕНТРАТА РАДИОНУКЛИДА МОЛИБДЕН-99

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к области химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения. Молибден-99 в течение последних 30 лет является наиболее используемым в радиоизотопной диагностике радионуклидом. Сущность изобретения: в качестве сорбента для выделения молибдена-99 из азотнокислого раствора облученной урановой мишени используют неорганический сорбент марки Т-5, а десорбцию молибдена с сорбента Т-5 проводят раствором калиевой или натриевой щелочи. Изобретение позволяет расширить диапазон допустимых концентраций кислот и щелочей, тем самым исключить операции корректировки среды при подготовке азотно-кислых растворов к сорбции.

Изобретение относится к области химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения. Молибден-99 в течение последних 30 лет является наиболее используемым в радиоизотопной диагностике радионуклидом.

Известны способы получения концентрата молибден-99, включающие растворение облученной урановой мишени в азотной кислоте и последующее выделение молибдена-99 методом экстракции (Зыков М.П., Кодина Г.Е. Методы получения молибдена-99 // Радиохимия, 1999, т.41, № 3, с.193-204). Недостатком указанных методов является загрязнение препарата молибдена-99 растворенным экстрагентом.

Известен способ получения концентрата молибдена, включающий облучение растворного уранового топлива, концентрирование молибдена-99 методом сорбции на неорганическом сорбенте марки Т-5, представляющем собой оксигидрат титана с добавкой оксигидрата циркония, и последующий аффинаж (Н.Д.Бетенеков, Е.И.Денисов, Т.А.Недобух, Л.М.Шарыгин. Патент США №6337055 от 08.02.02). Недостатком данного способа является использование в качестве исходного сернокислого раствора урана, что из-за проблем коррозии накладывает существенные ограничения по применению данного способа в радиохимическом производстве с оборудованием из нержавеющей стали.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому решению является способ получения концентрата молибдена-99, включающий растворение облученной уран-алюминиевой мишени в азотной кислоте в присутствии ртути, сорбционное концентрирование молибдена-99 на неорганическом сорбенте-алюмогеле и последующий аффинаж (Munze R., Hladic О., Bernhard G. et al. //Int. J. Appl. Radiat. Isot., 1984. Vol.35, #8. P.749-754), выбранный в качестве прототипа. Недостатком данного способа является низкая устойчивость алюмогеля в кислых и щелочных растворах, в результате чего необходима тонкая регулировка концентраций кислоты, а процесс десорбции молибдена-99 приходится осуществлять раствором аммиака, что вызывает дополнительные затруднения при организации системы газоочистки.

Задачей настоящего технического решения является упрощение процесса сорбционного концентрирования молибдена из раствора облученной урановой мишени за счет расширения диапазона допустимых концентраций кислот и щелочей.

Указанная задача достигается тем, что в качестве сорбента для выделения молибдена-99 из азотнокислого раствора облученной урановой мишени используют неорганический сорбент марки Т-5, а десорбцию молибдена с сорбента Т-5 проводят раствором калиевой или натриевой щелочи.

Сравнительный анализ с прототипом позволяет сделать вывод, что в заявляемом техническом решении используется иной тип сорбента (смешанный оксигидрат титана и циркония, а не алюмогель).

Как указано выше, сорбент Т-5 известен из литературы в качестве коллектора молибдена из сернокислых растворов. В то же время, способность этого сорбента извлекать молибден из азотнокислых сред в широком интервале концентраций кислоты обнаружена авторами, является новой и неожиданной.

Технология осуществления способа заключается в следующем. Облученную урановую мишень растворяют в растворе азотной кислоты в присутствии или без катализатора (в зависимости от материала мишени). Полученный азотнокислый раствор пропускают через колонку, заполненную сорбентом Т-5, со скоростью фильтрации от 5 до 60 колоночных объемов в час (к.о./ч). Концентрация азотной кислоты в исходном растворе не лимитируется и определяется составом растворяемой мишени (как правило, от 1 до 4 моль/л). Колонку промывают кислотой и водой или только водой. Молибден десорбируют с колонки раствором калиевой или натриевой щелочи с концентрацией от 0,5 до 1,5 моль/л со скоростью фильтрации раствора от 5 до 50 к.о./ч. Полученный концентрат молибдена направляют на аффинажный цикл.

Понижение скорости фильтрации на стадиях сорбции и десорбции ниже 5 к.о./ч неоправданно затягивает процесс концентрирования, увеличение скорости фильтрации на стадии сорбции выше 60 к.о./ч приводит к проскоку молибдена, увеличение скорости фильтрации на стадии десорбции выше 50 к.о./ч приводит к размыванию фронта молибдена и увеличению необходимого объема десорбирующего раствора. Снижение концентрации щелочи на стадии десорбции ниже 0,5 моль/л приводит к неполной десорбции молибдена, а увеличение концентрации выше 1,5 моль/л приводит к неоправданному засолению концентрата перед стадией аффинажа.

Возможность осуществления заявляемого технического решения подтверждается следующими примерами.

Пример 1.

Облученную уран-алюминиевую мишень растворили в азотной кислоте в присутствии азотнокислой ртути. Полученный раствор с концентрацией азотной кислоты 3,5 моль/л направили на сорбционную колонку с сорбентом Т-5. Объем фильтроцикла составил 60 к.о., скорость фильтрации достигала 60 к.о./ч. Степень сорбции составила 98%. После сорбции колонку промыли 3 моль/л азотной кислотой и водой. Затем провели десорбцию молибдена-99 0,5 моль/л натриевой щелочью со скоростью фильтрации 50 к.о./ч. Объем десорбата составил 10 к.о. Степень десорбции достигла 85% от сорбированного, а общий выход молибдена-99 для передачи на аффинажный цикл - 83% от исходного количества.

Пример 2.

Облученную уран-цинковую мишень растворили в азотной кислоте. Концентрация азотной кислоты в итоговом растворе составила 1,5 моль/л. Раствор с общим объемом 20 к.о. пропустили через колонку с сорбентом Т-5 со скоростью 10 к.о./ч. Степень сорбции молибдена-99 составила 99%. Колонку промыли водой и провели десорбцию молибдена 1,0 моль/л калиевой щелочью со скоростью подачи десорбата 20 к.о./ч. Общий объем десорбата составил 15 к.о., а выход молибдена-99 в десорбат - 92% от сорбированного. Количество молибдена-99, переданное на аффинажный цикл, равнялось 91% от исходного содержания.

Пример 3.

Облученную уран-магниевую мишень растворили в азотной кислоте. Концентрация азотной кислоты в итоговом растворе составила 1,0 моль/л. Раствор с общим объемом 10 к.о. пропустили через колонку с сорбентом Т-5 со скоростью 5 к.о./ч. Степень сорбции молибдена-99 составила 98%. Колонку промыли водой и провели десорбцию молибдена 1,5 моль/л натриевой щелочью со скоростью подачи десорбата 30 к.о./ч. Общий объем десорбата составил 10 к.о., а выход молибдена-99 в десорбат - 93% от сорбированного. Количество молибдена-99, переданное на аффинажный цикл, равнялось 91% от исходного содержания.

Приведенные примеры показывают, что с использованием сорбента Т-5 можно проводить эффективное извлечение молибдена-99 из растворов различного состава в широком диапазоне концентраций азотной кислоты, а также концентрирование молибдена-99 в малом объеме щелочного десорбата с последующей передачей концентрата на аффинажный цикл.

Способполученияконцентратарадионуклидамолибден-99,включающийрастворениеоблученнойурановоймишенивазотнойкислоте,сорбционноеконцентрированиемолибденананеорганическомсорбентеиаффинаж,отличающийсятем,чтовкачествесорбентаиспользуютнеорганическийсорбентмаркиТ-5,адесорбциюмолибденассорбентаТ-5проводятрастворомкалиевойилинатриевойщелочи.
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 11-20 из 33.
29.12.2017
№217.015.f063

Способ получения радионуклида никель-63

Изобретение относится к способу производства радиоактивных изотопов технического назначения. В заявленном способе изготовление стартовой мишени осуществляют из меди естественного изотопного состава или обогащенной по изотопу медь-63, облучение мишени проводят в потоке быстрых нейтронов (в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002629014
Дата охранного документа: 24.08.2017
17.02.2018
№218.016.2ac1

Способ выделения и разделения плутония и нептуния

Изобретение относится к способу экстракционного выделения и разделения плутония и нептуния из азотнокислых растворов, содержащих плутоний, нептуний, технеций и уран. Способ предусматривает подготовку раствора к экстракции путем стабилизации плутония в степени окисления (IV), а нептуния в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002642851
Дата охранного документа: 29.01.2018
25.06.2018
№218.016.675a

Вещество для иммобилизации бериллия, содержащегося в высокоактивных растворах

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных растворов, в частности к отверждению высокоактивных растворов, содержащих бериллий и другие стабильные и радиоактивные элементы. В качестве вещества для иммобилизации бериллия из высокоактивных растворов используют натрий...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002658329
Дата охранного документа: 20.06.2018
01.07.2018
№218.016.694b

Способ определения активности мазков из носовой полости персонала

Изобретение относится к области гигиены труда и медицины и раскрывает способ проведения радиационного контроля в случае ингаляционного поступления содержащих актиниды радиоактивных аэрозолей в организм персонала. Способ характеризуется тем, что осуществляют взятие мазка из носовой полости...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002659387
Дата охранного документа: 29.06.2018
09.09.2018
№218.016.85b6

Способ получения актиния-225

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ основан на облучении в тепловом нейтронном потоке ядерного реактора мишени, содержащей радионуклид торий-228, и находящегося в равновесии с ним дочернего продукта радиоактивного распада радия-224....
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002666343
Дата охранного документа: 07.09.2018
04.10.2018
№218.016.8e7e

Алюмофосфатное стекло для иммобилизации радиоактивных отходов

Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов, в частности к составам для отверждения жидких радиоактивных растворов и пульп путем их остекловывания. Алюмофосфатное стекло содержит следующие компоненты, мас. %: NaO 19,0-23,0; AlO 13,0-16,0; PO46,0-51,0; модифицирующая...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002668605
Дата охранного документа: 02.10.2018
11.10.2018
№218.016.9067

Телескопическая грузоподъемная штанга

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к оборудованию для перегрузки отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000 в бассейнах-хранилищах отработавшего ядерного топлива. Телескопическая грузоподъемная штанга выполнена из нержавеющей стали и содержит тросовый...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002669197
Дата охранного документа: 09.10.2018
07.02.2019
№219.016.b788

Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ввэр-1000

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора ВВЭР 1000. Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок от реакторов типа ВВЭР-1000 состоит из чехловых труб, центрального стержня с грибком, крышки,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002679007
Дата охранного документа: 05.02.2019
01.03.2019
№219.016.cc64

Композиция для цементирования жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к области локализации жидких радиоактивных отходов и может быть использовано в атомной энергетике и на радиохимических производствах для отверждения радиоактивных растворов и пульп. Сущность изобретения: композиция для отверждения жидких радиоактивных отходов, позволяющая...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002375773
Дата охранного документа: 10.12.2009
10.04.2019
№219.017.019b

Уровнемер для радиоактивных жидкостей

Изобретение относится к устройствам для измерения уровня жидкости путем измерений гамма-излучения и может быть использовано для контроля уровня излучающих сред в емкости, в частности для контроля заполнения бидонов стеклоплавом. Уровнемер для радиоактивных жидкостей, содержащихся в емкости,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 02227275
Дата охранного документа: 20.04.2004
Показаны записи 11-20 из 26.
10.08.2016
№216.015.5406

Способ экстракционного извлечения урана и плутония

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки облученного ядерного топлива. Способ экстракционного извлечения урана и плутония из водного раствора включает две последовательные стадии противоточной обработки водного потока (потока питания) оборотным...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002593831
Дата охранного документа: 10.08.2016
13.01.2017
№217.015.8614

Способ выделения америция из жидких радиоактивных отходов и отделения его от редкоземельных элементов

Изобретение относится к способу выделения америция из жидких радиоактивных отходов с отделением его от редкоземельных металлов. Способ включает совместную экстракцию америция и редкоземельных металлов из азотнокислого радиоактивного раствора раствором нейтрального органического экстрагента в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603405
Дата охранного документа: 27.11.2016
25.08.2017
№217.015.cea3

Экстракционная смесь для извлечения актинидов из азотнокислых растворов

Изобретение относится к области химической технологии выделения и концентрирования радионуклидов из азотнокислых растворов и может быть использовано в экстракционных процессах при переработке жидких радиоактивных отходов. Экстракционная смесь для извлечения актинидов из азотнокислых растворов,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002620583
Дата охранного документа: 29.05.2017
29.12.2017
№217.015.f063

Способ получения радионуклида никель-63

Изобретение относится к способу производства радиоактивных изотопов технического назначения. В заявленном способе изготовление стартовой мишени осуществляют из меди естественного изотопного состава или обогащенной по изотопу медь-63, облучение мишени проводят в потоке быстрых нейтронов (в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002629014
Дата охранного документа: 24.08.2017
29.12.2017
№217.015.f0bd

Композиция для получения полупроницаемой пористой мембраны

Изобретение относится к составу формовочного раствора для получения нетканого материала методом электроформования и может использоваться для получения водоупорной, воздухо-, паропроницаемой мембраны, а также регулирования комплекса эксплуатационных свойств мембранного материала. Композиция...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002638981
Дата охранного документа: 19.12.2017
17.02.2018
№218.016.2ac1

Способ выделения и разделения плутония и нептуния

Изобретение относится к способу экстракционного выделения и разделения плутония и нептуния из азотнокислых растворов, содержащих плутоний, нептуний, технеций и уран. Способ предусматривает подготовку раствора к экстракции путем стабилизации плутония в степени окисления (IV), а нептуния в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002642851
Дата охранного документа: 29.01.2018
23.02.2019
№219.016.c7a3

Материал-стабилизатор и способ его получения

Изобретение относится к составам и способам получения материала-стабилизатора, используемого в атомной энергетике для фиксации отработанного ядерного топлива и отверждения жидких и твердых радиоактивных отходов атомных электрических станций. Материал-стабилизатор включает магнийфосфатное...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002362225
Дата охранного документа: 20.07.2009
21.03.2019
№219.016.ebfd

Способ очистки от радионуклидов водной технологической среды атомных производств

Изобретение относится к сорбционной технологии очистки от радионуклидов, прежде всего радионуклидов цезия, водной технологической среды атомных производств. Способ включает в себя фильтрацию воды через насыпную загрузку гранулированного ферроцианидсодержащего сорбента, сорбент содержит 0,2-2...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002399974
Дата охранного документа: 20.09.2010
19.04.2019
№219.017.2bba

Способ извлечения серебра из отработанных сорбентов, содержащих йод-129

Изобретение относится к области переработки и утилизации твердых радиоактивных отходов радиохимических предприятий атомной промышленности, в частности к способу иммобилизации йода-129 и извлечению серебра из отработанных сорбентов, которое может быть использовано для изготовления йодного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002277599
Дата охранного документа: 10.06.2006
19.04.2019
№219.017.2bbb

Способ повышения эффективности локализации загрязненных радиоактивными веществами пористых поверхностей

Изобретение относится к области охраны окружающей среды. Сущность изобретения: способ повышения эффективности локализации загрязненных радиоактивными веществами пористых поверхностей, включающий нанесение на загрязненные радиоактивными веществами пористые поверхности пленкообразующих веществ....
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002278132
Дата охранного документа: 20.06.2006
+ добавить свой РИД