Спосіб отримання штучного ізотопу нікель-63

 

Винахід відноситься до атомної промисловості, конкретно - до технології отримання радіоактивного ізотопу нікель-63.

Штучні ізотопи отримують:

- виділенням з осколків розподілу при переробці відпрацьованого ядерного палива;

- опроміненням стартових ізотопів іонами в прискорювачах;

- опроміненням стартових ізотопів нейтронами в ядерному реакторі.

Радіоактивний ізотоп нікель-63 - чистий бета-випромінювач електронів з середньою енергією 18 кев і періодом напіврозпаду 100 років, перспективна сировина для виготовлення атомних батарей з терміном служби 50 і більше років - може бути отриманий в скільки-небудь відчутних кількостях лише опроміненням стартового ізотопу нікель-62 в нейтронному потоці ядерного реактора.

Відомий спосіб отримання нікелю-63 - традиційний спосіб для більшості «реакторних» ізотопів (А. С. Герасимов, Т. З. Зарицька, А. П. Рудик. Довідник по утворенню нуклідів в ядерних реакторах. М: Энергоатомиздат, 1989 р.) Вихідна речовина (мішень), містить стартовий ізотоп, у вигляді порошку, таблетки, іноді розчину або навіть газу, поміщають у герметичну, корозійностійку оболонку (т. зв. ізотопний блок) і завантажують у спеціальні, вільні від ядерного пального, облучактора.

Кількість опромінювальних каналів, а значить і ізотопних блоків, обмежена, оскільки вони негативно впливають на запас реактивності ядерного реактора, тобто здатність здійснення ланцюгової реакції. Збільшувати завантаження стартового ізотопу в наявні ізотопні канали часто марно через зростання самоблокування поглинання нейтронів, що призводить до невиправданої перевитрати сировини. Крім перерахованих вище, ще одним недоліком використання виділених ізотопних каналів є невисокий коефіцієнт корисного використання нейтронів. Кожному корисного поглинання нейтрона стартовим ізотопом обов'язково супроводжує «шкідливий» поглинання нейтронів у матеріалі оболонки та конструкційних матеріалах виділеної комірки (канальної трубі, теплоносії, уповільнювачі і т. д.).

Перераховані загальні недоліки традиційного способу напрацювання реакторних ізотопів в повній мірі відносяться і до відомого способу отримання нікелю-63 з такими особливостями, що в якості мішені використовується досить дорогий нікель, збагачений стартовим ізотопом нікель-62 практично до максимально можливого рівня більше 98%, а опромінення мішені відбувається в реакторі з надвисоким нейтронним потоком іг. Димитровграді.

В нинішній час проявилася потреба розширити область застосування нікелю-63 і створити на його основі комерційну бета-вольтаическую атомну батарею - мініатюрний повністю безпечний автономне джерело електричної енергії з терміном служби в кілька десятків років. Такий джерело необхідний медицині, микросистемной техніці, космонавтиці і іншим галузям. Для цих цілей повинно бути організовано великомасштабне виробництво штучного ізотопу нікелю-63. Так, річний випуск 100 тисяч мініатюрних батарей для кардіостимуляторів (1 грам нікелю-63 в батареї, близько 0,2 куб. см) вимагає річний напрацювання приблизно 120 кілограм ізотопу. Такий же обсяг випуску батареї для мобільного зв'язку (12...17 м на виріб) передбачає напрацювання вже в 1,5-2 тонни.

Розрахункові оцінки показують, що для напрацювання 1 кг в рік нікелю-63 слід опромінювати 45 кг нікелю-62 в нейтронному потоці 5*1013см-2з-1або 23 кг в потоці 1014. Необхідність опромінювати стільки стартового ізотопу потребує виділення такої кількості ізотопних каналів, яка порушить основну цільову діяльність ядерного реактора.

Заявляється рішення спрямоване на усунення вишеперечислможной великомасштабну напрацювання цільового ізотопу нікель-63, при цьому підвищити ефективність використання нейтронів ядерного реактора і знизити необхідні витрати на здійснення процесу напрацювання.

Зазначена мета досягається тим, що мишенному матеріалу, містить стартовий ізотоп нікель-62, надають форму і функцію не стикається з речовиною, що ділиться елемента конструкції активної зони ядерного реактора, завантажують для опромінення замість цього елемента, після досягнення заданої ступеня опромінення вивантажують і в процесі окремої від відпрацьованого палива химпереработки виділяють вихідні і знову утворилися ізотопи нікелю.

Мишенним матеріалом може бути металевий нікель, нікелеві сплави, никельсодержащая нержавіюча сталь і тому подібні підходять у кожному конкретному випадку никельсодержащие матеріали.

На відміну від прототипу, в пропонованому способі немає необхідності використовувати дорогий нікель, практично цілком складається зі стартового ізотопу нікель-62. В той же час використовувати дешевий нікель з природним вмістом нікелю-62 (3,65%) не слід, так як в цьому випадку на кожен нейтрон, поглинений 62-му ізотопом, будуть доводитися 8 марно захоплених іншими ізотопами і для напрацювання 1-го мпромисса між вагою завантаження, витратами на збагачення і нейтронно-фізичними характеристиками поглинання, що впливають на реактивність, оптимально застосування у складі мишенного матеріалу нікелю, збагачених нікелем-62 до рівня (80±10)%, причому решта 20% становлять ізотопи нікель-61 і нікель-60, стартові ізотопи для заповнення вигоряючого нікелю-62. У цьому випадку на 100 поглинених нікелем-62 нейтронів припадає лише 4 захоплених іншими ізотопами, причому не марно, враховуючи циклічність використання збагаченого нікелю. Для напрацювання 1 кг/рік нікелю-63 потрібно завантажити ~55 кг нікелю з 80% вмістом нікелю-62 (в потоці 5*1013см-2з-1). У порівнянні з прототипом, заміна 98-процентного нікелю-62 80-процентним істотно знижує витрати на його виробництво.

Замінними елементами активної зони можуть бути технологічні труби або оболонки касет, конструктивні деталі систем контролю, регулювання та аварійного захисту, будь-які інші деталі, що не контактують з речовиною, що ділиться, тобто не піддаються імплантації осколків розподілу. Таких елементів не бракує у кожному реакторі з гетерогенною активною зоною: дослідницькому, промисловому, енергетичному. Будь-який з них є потен�их нейтронів будь-якої інтенсивності, змінюється тільки задається час опромінення. Характерна для перерахованих типів реакторів величина нейтронного потоку в діапазоні (2*1013-1*1014) см-2з-1підходить для отримання цільового ізотопу в розумний час.

Вплив заміни елементів на запас реактивності індивідуально в кожному конкретному випадку. Якщо це альтернатива виділеним ізотопним каналах - виграш очевидний, відсутня вищевказане супутнє «шкідливий» поглинання нейтронів. Якщо замінюється сталева деталь - вплив може бути досить незначним (макроскопічні перерізу поглинання 0,25 см-1і 1,0 см-1відповідно), при цьому даремна втрата нейтронів у звичайній стали трансформується в напрацювання не дешевого корисного продукту. Більш уважний підхід потрібно при заміні деталі з алюмінію, в цьому випадку найкращим може бути застосування композитного матеріалу.

Пропонований спосіб отримання нікелю-63 забезпечує найефективніше використання реакторних нейтронів. Він не викликає появи ніяких супутніх втрат, крім мінімального непереборного поглинання в самому мишенном матеріалі. Передбачувані до заміни елементи активної зони, як правило, тонк�ть в ядерні реактори велика кількість стартових мішеней для великомасштабного виробництва нікелю-63, без шкоди для основної діяльності реактора залишати мішені на багаторічну експлуатацію (знаходження в активній зоні) і замінювати їх при регламентних роботах або планової перезавантаження.

1. Спосіб отримання штучного ізотопу нікель-63, включає опромінення в нейтронному потоці ядерного реактора мішені, що містить стартовий ізотоп нікель-62, який відрізняється тим, що мишенному матеріалу, містить стартовий ізотоп нікель-62, надають форму і функцію не стикається з речовиною, що ділиться елемента конструкції активної зони ядерного реактора, завантажують для опромінення замість цього елемента, після досягнення заданої ступеня опромінення вивантажують і в процесі окремої від відпрацьованого палива химпереработки виділяють вихідні і знову утворилися ізотопи нікелю.

2. Спосіб за п. 1, який відрізняється тим, що в якості мишенного матеріалу використовують металевий нікель або никельсодержащие сплави, сталі, композити.

3. Спосіб за пп.1 і 2, який відрізняється тим, що стартовий ізотоп нікель-62 використовують у вигляді нікелю, збагаченого ізотопом нікель-62 до рівня (80±10)%, решта - переважно ізотопи нікель-61 і нікель-60.

4. Спосіб за п. 1, в якому опромінення мішеней виконують будь-е якого перевищує рівень 1013см-2з-1.



 

Схожі патенти:

Спосіб отримання радіонуклідів

Винахід відноситься до способу отримання радіонуклідів. В заявленому способі опромінюють цільову середовище, що містить щонайменше матеріал цільового нукліда, в зоні опромінення нейтронним випромінюванням. Формування радіонуклідів здійснюють в матеріалі цільового радіонукліда в результаті опромінення, і принаймні деякі з сформованих радіонуклідів витягують з матеріалу цільового нукліда. Витягнуті радіонукліди потім захоплюють і збирають матеріалом захоплення частинок віддачі на основі вуглецю, в якому відсутня порожня гратчаста структура на кристаллографическом рівні. Технічним результатом є забезпечення можливості отримання радіонуклідів з високою питомою активністю і слабопроникающим радіаційним випромінюванням з використанням ефекту Сциларда-Чалмерса. 2 н. і 14 з.п. ф-ли, 4 табл.
Винахід відноситься до ядерної техніки, зокрема до отримання стабільних ізотопів з використанням пучків нейтронів, і може бути використано в електронній промисловості при виробництві напівпровідникових кремнієвих структур з застосуванням технологій іонної імплантації, а також у ядерній техніці при створенні уповільнюють нейтрони елементів. В заявленому способі виготовляють стартову мішень з речовини, що містить суміш ізотопів бор-10 і бор-11, опромінюють мішень потоком нейтронів до необхідного або повного вигоряння ізотопу бор-10 і витягують з речовини ізотоп 11В. Технічним результатом є можливість отримання бору та його сполук з високим, більш 99,9%, збагаченням за изотопу 11В і високим ступенем очищення від домішок. 4 з.п. ф-ли.

Спосіб і пристрій для нейтронного легування речовини

Винахід відноситься до технології нейтронно-трансмутационного легування (НТЛ) кремнію тепловими нейтронами, що широко застосовується в технології виготовлення приладів електронної та електротехнічної промисловості. Спосіб нейтронного легування речовини включає уповільнення швидких нейтронів джерела речовиною сповільнювача, формування потоку теплових нейтронів у виділену область і опромінення тепловими нейтронами легируемого речовини, при цьому швидкі нейтрони джерела у процесі уповільнення сепарують по кутах їх поширення, виділяють їх потоки, що рухаються у виділеному структурою речовини сповільнювача напрямку, підсумовують виділені структурою потоки, формують у вигляді вузької смуги і направляють на легируемое речовина, яка керовано переміщують в області фокуса потоків нейтронів. Технічним результатом винаходу є зростання продуктивності процесу легування і формування областей з підвищеним ступенем легування в заданих ділянках легируемого речовини. 2 н. і 3 з.п.ф-ли, 3 іл., 3 пр.

Спосіб виготовлення хроматографічного генератора технецію-99m з опроміненого нейтронами молібдену-98

Винахід відноситься до області радіохімії, зокрема до способів отримання технецію-99m для медицини

Спосіб виготовлення хроматографічного генератора технецію-99m з опроміненого нейтронами молібдену-98

Винахід відноситься до області радіохімії, зокрема до способів отримання технецію-99m для медицини

Спосіб отримання актинія-227 і торія-228 з опроміненого нейтронами в реакторі радію-226

Винахід відноситься до виробництва радіонуклідів для промисловості, науки, ядерної медицини, особливо радиоиммунотерапии, зокрема до способу отримання актинія-227 і торія-228 з опроміненого нейтронами в реакторі радію-226

Спосіб здійснення нейтронно-захоплювальній терапії онкологічних захворювань

Винахід відноситься до ядерної медицини і може бути використане при терапії онкологічних захворювань
Винахід відноситься до області одержання радіоактивних ізотопів, а більш конкретно - до технології отримання радіоактивного ізотопу нікель-63 в реакторі з мішені

Спосіб виготовлення хроматографічного генератора технецію-99m з опроміненого нейтронами молібдену-98

Винахід відноситься до області радіохімії, зокрема до способів отримання технецію-99m для медицини

Спосіб трансмутації радіоактивних відходів та пристрій для його здійснення

Винахід відноситься до атомної енергетики, зокрема до виробництва енергії, трансмутації радіоактивних відходів, випалювання збройового плутонію і актинідів
Up!