способ получения радионуклида углерод-14 и устройство для его осуществления

Формула изобретения

1. Способ получения радионуклида углерод-14 путем облучения обезвоженного нитрата кальция в металлическом контейнере нейтронами, последующего вскрытия контейнера, растворения облученного вещества в азотной кислоте и подачи извлеченных радиоактивных газообразных продуктов, содержащих углерод-14, в систему переработки, отличающийся тем, что нитрат кальция перед облучением расплавляют при температуре 500 - 510°С в атмосфере оксидов азота при давлении 0,2 - 0,5 МПа и загружают в контейнер в виде кусков плавленого вещества, а извлечение углерода-14 проводят в самом контейнере, прокалывая его крышку и подавая в него через образованные отверстия порциями азотную кислоту, одновременно подогревая его до 150 - 200°С и периодически выдувая образующиеся продукты в систему последующей переработки потоком газа, не содержащего соединений углерода.

2. Устройство для получения радионуклида углерод-14, состоящее из металлического контейнера с крышкой для загрузки облучаемого вещества, отличающееся тем, что на противоположных торцах крышки контейнера выполнены по два углубления, предназначенные для установки прокольного устройства с системой подачи азотной кислоты и отвода из контейнера газообразных продуктов, содержащих углерод-14, а внутри контейнера установлена трубка подвода азотной кислоты, герметично соединенная с одним из углублений крышки.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области прикладной радиохимии и касается, в частности, производств по получению радиоактивного изотопа углерода ¹⁴С, широко применяемого в виде меченых органических соединений, а также в источниках -излучения.

Образование радионуклида углерода-14 осуществляется по ядерной реакции ¹⁴N(n, р)¹⁴С при облучении мишеней в ядерном реакторе потоком нейтронов. Для приготовления мишеней используются различные соединения азота. Известен способ получения углерода-14 из облученного в ядерном реакторе четырехоксида азота /1/, упакованного в контейнеры. Недостатком этого способа является низкий выход конечного продукта, обусловленный низкой плотностью стартового материала. Этот способ реализуется с помощью устройства, состоящего из алюминиевого контейнера для жидкого азотсодержащего вещества, снабженного двумя трубками для заливки мишени и отбора газовой фазы, соединенной с емкостью из нержавеющей стали для сбора газообразного углерода-14, выделяющегося в процессе облучения. Недостатком этого устройства является необходимость использования длинных подводящих и отводящих труб, находящихся в активной зоне реактора, что приводит к их высокой наведенной активности, и размещение системы переработки в реакторном зале, что усложняет возможность реализации способа. Известен также способ получения углерода-14 из облученного нейтронами нитрида алюминия /2,3/, согласно которому нитрид алюминия после облучения в виде порошка или таблеток нагревают в токе кислорода при температуре 920 -1180^oC в течение 1 -5 ч, а сам нитрид алюминия перед облучением подвергают термической обработке в токе кислорода при температуре 800 - 850^oC в течение 5 - 30 ч. Недостатками этого способа являются необходимость проведения работ с высокоактивными веществами при высоких температурах и образование большого количества высокоактивных отходов.

Наиболее близким аналогом способа является метод получения углерода-14 путем облучения контейнеров с безводным порошкообразным нитратом кальция в ядерном реакторе с последующим растворением оболочек контейнеров в растворе щелочи, а затем разложением карбоната кальция раствором азотной кислоты /4/.

Наиболее близкий аналог устройства приведен там же /4/. Устройство состоит из металлических контейнеров для стартового вещества, герметичного бака для растворения облученного вещества с системой труб для отвода газообразных соединений углерода-14 и образующихся радиоактивных отходов.

Недостатками способа по ближайшему аналогу являются низкое объемное содержание азота в облучаемой мишени (насыпной вес сухой соли составляет около 1 г/см³, следовательно, объемное содержание в ней азота всего 0,17 г/см³), образование большого количества жидких радиоактивных отходов при растворении оболочек контейнеров и облученной соли.

Недостатком ближайшего аналога устройства является необходимость погружения контейнера с облученным материалом в раствор реагентов, что при растворении приводит к попаданию в конечный продукт соединений стабильного углерода, содержащихся в загрязнениях внешней поверхности контейнера и в самом его материале.

Задачей, решаемой заявленным способом, является повышение выхода углерода-14 высокой изотопной чистоты, сокращение количества образующихся радиоактивных отходов и повышение технологичности способа.

Задачей, решаемой заявленным устройством, является расширение использования функциональных возможностей контейнера для облучения стартовых материалов.

Сущность способа состоит в том, что очищенный от примесей нитрат кальция перед облучением расплавляют при температуре 500 - 510^oC в атмосфере оксидов азота при давлении 0.2 - 0.5 МПа и загружают в контейнер в виде кусков плавленого вещества, оставляя часть объема свободным, после облучения в нейтронном потоке извлечение радионуклида углерод-14 проводят в самом контейнере, прокалывая его крышку и подавая в него через образованные отверстия порциями азотную кислоту, одновременно подогревая его до температуры 150 - 200^oC и периодически выдувая образующиеся продукты в систему переработки потоком газа, не содержащего соединений углерода.

В предлагаемом способе вместо сухого порошкообразного нитрата кальция в контейнерах размещают плавленый, который имеет более высокую плотность (2,36 г/см³) и объемное содержание азота (0,39 г/см³). Это позволяет при заполнении контейнера кусками плавленой соли получить выигрыш по наработке углерода-14 более чем в 1,5 раза. Наличие свободного объема, образующегося между кусками соли, позволяет осуществить операцию ввода реагентов непосредственно в полость контейнера. Таким образом, контейнер с облученной солью становится емкостью, внутри которой происходит весь процесс переработки облученного материала и выделения из него углерода-14. Для дополнительной очистки от углерода-14 нитрат кальция предварительно расплавляют при температуре 500 - 510^oC в атмосфере оксидов азота при давлении 0.2 - 0.5 МПа, что позволяет в дальнейшем при выделении углерода-14 из облученных в нейтронном потоке мишеней получить препараты с высокой удельной радиоактивностью. Исключение операции растворения оболочки контейнера в предложенном способе также позволяет повысить удельную активность получаемых препаратов.

Для расширения функциональных возможностей устройства при реализации способа предложено контейнер с облученной солью использовать в качестве емкости для осуществления всего процесса переработки облученного материала и выделения из него углерода-14. Для этого на противоположных торцах крышки контейнера предложено выполнить по два углубления, предназначенных для установки прокольного устройства с системой подачи азотной кислоты и отвода из контейнера газообразных соединений углерода-14, а внутри контейнера установить трубку подвода азотной кислоты, герметично соединенную с одним из углублений крышки. Наличие углублений позволяет дистанционно состыковывать прокольное устройство с контейнером и осуществлять прокол крышки контейнера с меньшим усилием. Трубка подвода азотной кислоты в нижнюю часть контейнера позволяет провести полное растворение нитрата кальция и разложение образующихся при его облучении нитрита и карбоната кальция, а также ускорить дегазацию образующегося раствора путем барботирования через него газа, тем самым достигнуть увеличения выхода углерода-14 и скорости процесса.

Для получения радионуклида углерод-14 используется устройство, состоящее из металлической цилиндрической оболочки с днищем 1 (чертеж), крышки 2 с выполненными на противоположных ее торцах углублениями 3,4. Нитрат кальция в виде отдельных кусков 6 плавленого вещества помещается внутрь контейнера в свободной упаковке для исключения негативных эффектов радиационного распухания. Внутри контейнера по всей высоте проложена трубка 5, по которой после прокола через углубления 3 подается раствор азотной кислоты, а затем газ для перемешивания получившегося раствора нитрата кальция и вытеснения из него растворенного диоксида углерода-14. Трубка 5 герметично крепится к крышке 2 контейнера и отделена от наружной ее поверхности перегородкой, которая вскрывается при проколе. Для отвода из верхней части контейнера образующихся газов в крышке 2 контейнера в месте расположения углублений 4 прокалывается еще одно отверстие. Прокол осуществляется с помощью прокольного устройства, одеваемого на крышку контейнера. Газы из контейнера поступают в систему сбора и переработки.

Способ и устройство поясняются примерами, где пример N 1 иллюстрирует получение углерода-14 из облученного в ядерном реакторе четырехоксида азота /1/, пример N 2 соответствует способу, взятому за прототип, описанному в источнике /4/, пример N 3 характеризует заявленные изобретения.

Пример N 1. В алюминиевый контейнер объемом 14 л, снабженный двумя трубками для заливки мишени и отбора газовой фазы, помещали 1500 г четырехокиси азота и опускали контейнер с мишенью в канал ядерного реактора на 220 ч, отбирая газовую фазу в емкость из нержавеющей стали через каждые 24 ч облучения. Из этой емкости газовую фазу пропускали через раствор гидроксида натрия. После облучения контейнер с мишенью извлекали из реактора, измеряли количество оставшегося материала мишени, а растворы гидроксида натрия объединяли и осаждали углерод-14 в виде карбоната бария. Количество углерода-14, полученного таким способом, составляло 2.410⁷ Бк/ч или 1,710³ Бк/(см³ч). Пример N 2. Алюминиевые контейнеры диаметром 36 мм и длиной 102 мм (объем 100 см³) заполняли обезвоженным порошкообразным нитратом кальция (107 г). В процессе облучения должно было образоваться 6,8 мКи углерода-14 на 1 г азота, т.е. всего 120 мКи С-14 на контейнер. После облучения по 3 контейнера загружались в аппарат-растворитель, в него заливали 3,7 М раствор щелочи, нагревали до 75^oC и выдерживали 1 ч для разрушения алюминиевой оболочки контейнеров. Затем в аппарат заливали концентрированную азотную кислоту и выделяющиеся газы сдували потоком азота в щелочные ловушки, из которых потом осаждали карбонат бария. Выход углерода-14 составил около 100 мКи или 4,210³ Бк/(см³ч), потери могли произойти за счет проскока через щелочные ловушки оксида углерода, метана и других летучих соединений углерода. В процессе такой переработки образовалось 7 л жидких радиоактивных отходов.

Пример N 3. В алюминиевый контейнер объемом 1 л было загружено 1,6 кг нитрата кальция, предварительно расплавленного под давлением и расколотого на куски. После герметизации сваркой контейнер был поставлен на облучение в канал ядерного реактора. После окончания кампании контейнер был извлечен из реактора, в его крышке с помощью специального прокольного устройства были сделаны 2 отверстия, через которые произведена продувка внутренней полости контейнера потоком чистого азота. Затем в контейнер через отверстие, сообщающееся с трубкой, постепенно ввели 300 см³ 5 М азотной кислоты. При этом дно контейнера подогревалось на электроплитке до температуры 150 - 200^oC, необходимой для полного растворения нитрата кальция и разложения образовавшихся при облучении нитрита и карбоната кальция. Образующиеся при этом газы пропускали через поглотитель оксидов азота, узел дожига и щелочные ловушки. После окончания ввода кислоты по той же линии в течение 1 ч подавали поток чистого азота до прекращения выделения радиоактивных газов (контроль с помощью газового радиометра). Количество получаемого таким способом углерода-14 составляло 1.210⁷ Бк/ч или 1,210⁴ Бк/(см³ч). После завершения процесса выделения диоксида углерода-14 нагрев контейнера прекратили, при этом находящийся внутри него раствор затвердел, образуя твердый кристаллогидрат с небольшим количеством свободной азотной кислоты. Для повышения его стабильности и удаления кислоты в контейнер через оставшиеся после прокола его крышки отверстия засыпали твердый поглотитель воды и кислоты - оксид кальция, затем контейнер герметично укупорили заглушками и передали на захоронение как твердый радиоактивный отход.

Сравнительные характеристики выходов углерода-14 при различных способах его получения представлены в таблице.

Заявленные изобретения (способ и устройство) позволяют повысить выход углерода-14 высокой изотопной чистоты, сократить количество образующихся радиоактивных отходов и повысить технологичность процесса.

Использованная литература:

1. Патент Российской Федерации RU N 2106032 МКИ.6 G 21 G 01/06, 1/08 "Способ получения изотопа углерода-14"

2. Hata К., Shikata Е., Amano H. Release of Carbon-14 from Neutron-Irradiated Aluminium Nitride in the Dry Procedure.- Journal of Nuclear Science and Technology, 1973, v.l0, N 2, p. 89-94.

3. Патент Российской Федерации RU N 2084979 МКИ.6 G 21 G 1/06 "Способ выделения радионуклида углерод-14 из облученного нейтронами нитрида алюминия".

4. Е.Е. Кулиш "Некоторые вопросы получения радиоактивных изотопов в ядерном реакторе". Получение изотопов. Мощные гамма-установки. Радиометрия и дозиметрия. М: Изд-во АН СССР, 1958, с.23-25. Ближайший аналог.