способ получения изотопа урана-237

Формула изобретения

1. Способ получения изотопа урана-237, заключающийся в облучении природного или обогащенного ²³⁸U потоком гамма-квантов и выделении изотопа урана-237, отличающийся тем, что перед облучением порошкообразное соединение урана смешивают с порошкообразным веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи урана-237, после облучения смесь помещают в жидкость, избирательно растворяющую только соединение урана, раствор удаляют, нерастворившийся порошок вещества-поглотителя, содержащий ядра отдачи урана-237, отделяют, промывают, растворяют в кислоте в присутствии окислителя и борной кислоты и затем выделяют из раствора изотоп урана-237 радиохимическим методом.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве вещества, выполняющего функцию поглощения ядер отдачи урана-237, выбирают смесь фторида щелочноземельного элемента и фторида редкоземельного элемента.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что размер частиц порошков выбирают не более 1 мкм.

4. Способ по п.3, отличающийся тем, что количество порошков соединения урана, фторида щелочноземельного элемента и фторида редкоземельного элемента выбирают в весовом соотношении в пределах 1:1:0,5 - 1:4:2.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области радиохимии, а именно к способам получения и разделения изотопов. Изобретение может быть использовано в практике производства изотопов для радиохимии, радиобиологии и радиоэкологии. Ядерно-физические характеристики изотопа урана-237: период полураспада - 6,75 суток; способ распада - -распад с основными энергиями фотонов: 59,5 кэВ (33,5%) и 208,0 кэВ (21,7%); наличие достаточно интенсивных характеристических рентгеновских линий: 101,1 кэВ (25,6%), 97,1 кэВ (15,9%), 114 кэВ (6%) делают его весьма удобным для применения в качестве отметчика при изучении химического поведения и миграции изотопов урана в различных лабораторных и природных системах. Однако на сегодняшний день не существует удобных методов получения изотопа урана-237, поэтому в настоящее время он практически нигде не используется.

Известен способ [Александров Б.М., Ильятов К.В., Крижанский Л.М., Кривохатский А.С., Сковородкин Н.В., Преображенский Б.К. Изотопный генератор ²³⁷U, основанный на ²⁴¹Pu, АЭ. (Jul 1978), v.45(1), с.66-67] получения изотопа урана-237 (²³⁷ U), заключающийся в использовании альфа-распада () изотопов плутония-241 (²⁴¹Pu): ²⁴¹Pu() ²³⁷U.

Недостатком способа является то, что ²⁴¹Pu является весьма редким искусственным изотопом и поэтому не может быть практически использован для получения ²³⁷ U.

Известен способ получения изотопа ²³⁷U путем облучения нейтронами (n) урана-238 (²³⁸U) по реакции ²³⁸U (n, 2n) ²³⁷U [Головня В.Я., Гончаров К.С., Доля Г.Р., Кузменко В.А., Пасечник С.Г., Ремаев В.В. Абсолютное сечение ²³⁸U(n, 2n) реакции при энергии нейтронов 14.76 MeV. Нейтронная физика, Т. 3. М., 1988, с.281-284].

Недостаток этого способа заключается в том, что для разделения изотопов ²³⁸U и ²³⁷U требуются масс-сепараторы. Процесс очень длительный, требует больших энергетических затрат, так как разделение масс, отличающихся всего на 1, представляет определенную трудность. Поэтому для практического получения изотопа ²³⁷U этот способ также не применяется.

Наиболее близким по достигаемому положительному эффекту к предлагаемому является возможность получения ²³⁷U в реакции гамма-облучения ²³⁸U на микротроне (прототип) [Gosman, A.; Klisky, V.; Kaspar, J.; Vodolan, P. Preparation and application of ²³⁷U for the study of heterogeneous isotope exchange on an ion exchanger J. Radioanal. Nucl. Chem. Articles. (Apr 1988). v.121(2), p.375-383]: ²³⁸U(, n)²³⁷U. При этом разделение изотопов ²³⁸ U и ²³⁷U в данной методике не производится.

Недостатком данного способа является то, что в процессе облучения получается смесь изотопов: ²³⁸U и ²³⁷U. Для отделения ²³⁷U от большой массы ²³⁸ U необходимо использовать дорогие и энергоемкие физические методы разделения изотопов [Химия актиноидов. Ред. Дж. Кац, Г. Сиборг и Л. Морсе, т.1, "Мир", М., 1991, с.188].

Целью настоящего изобретения является увеличение удельной активности ²³⁷U и упрощение отделения его от ²³⁸U.

Указанная цель достигается тем, что используют ядерную реакцию образования ²³⁷U при гамма-облучении ²³⁸U: ²³⁸U(, n)²³⁷U. В качестве мишени используют высокодисперсный порошок соединения урана в смеси с порошкообразным веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи ²³⁷U, после облучения смесь помещают в жидкость, избирательно растворяющую только соединение урана, раствор удаляют, нерастворившийся порошок вещества-поглотителя, содержащий ядра отдачи урана-237, отделяют, промывают, растворяют в кислоте в присутствии окислителя и борной кислоты и затем выделяют из раствора уран-237 известным радиохимическим методом [Гусева Л.И., Тихомирова Г.С. Одновременное определение природных и искусственных актиноидов в объектах окружающей среды с использованием ионитов и растворов минеральных кислот. Радиохимия, 1994, Т.36, вып.1, с.51-56]. В качестве вещества, выполняющего функцию поглощения ядер отдачи урана-237, выбирают смесь фторида щелочноземельного элемента и фторида редкоземельного элемента. Количество порошков соединения урана, фторида щелочноземельного элемента и фторида редкоземельного элемента выбирают в весовом соотношении 1:1:0,5-1:4:2. При этом размер частиц порошков выбирают не более 1 мкм, что позволяет образующимся в процессе облучения ядрам отдачи покидать пределы частицы материнского вещества и имплантироваться в частицы вещества-поглотителя.

Существенные отличия предлагаемого способа от прототипа заключаются в том, что облучают порошкообразную смесь соединения урана с веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи ²³⁷U и позволяющим таким образом отделить образующиеся в процессе облучения ядра от материнского вещества ²³⁸U. После облучения смесь помещают в жидкость, избирательно растворяющую только соединение урана, что позволяет перевести материнское вещество в раствор и удалить, тем самым очистив от него образовавшийся ²³⁷ U. Нерастворившийся порошок вещества-поглотителя, содержащий ядра отдачи ²³⁷U, отделяют, промывают, растворяют и затем выделяют из раствора ²³⁷U известным радиохимическим методом.

В качестве вещества, выполняющего функцию поглощения ядер отдачи ²³⁷U, выбирают смесь фторида щелочноземельного элемента и фторида редкоземельного элемента, что позволяет более эффективно удерживать имплантированные в частицы порошка вещества-поглотителя ядра отдачи ²³⁷U за счет химической связи. Количество порошков соединения урана, фторида щелочноземельного элемента и фторида редкоземельного элемента выбирают в весовом соотношении от 1:1:0,5 до 1:4:2, чтобы частицы материнского вещества были по возможности полнее окружены со всех сторон частицами вещества-поглотителя. При этом размер частиц порошков выбирают не более 1 мкм, что позволяет образующимся в процессе облучения ядрам отдачи покидать пределы частицы материнского вещества и имплантироваться в частицы вещества-поглотителя. Совокупность всех существенных признаков позволяет увеличить удельную активность препарата ²³⁷ U и упростить отделение его от ²³⁸U.

Положительным эффектом предлагаемого способа является получение изотопа ²³⁷U без носителя материнского урана.

Сущность способа заключается в следующем: смесь, состоящую из порошков соединения природного урана или ²³⁸U и порошков фторидов щелочноземельных элементов и фторидов редкоземельных элементов, имеющих диаметр частиц не более 1 мкм, тщательно перемешивают, помещают в мишенное устройство и облучают гамма-квантами тормозного излучения микротрона. В результате ядерной реакции ²³⁸U(, n)²³⁷U образуются ядра отдачи ²³⁷U в низшем валентном состоянии (III, IV), которые имплантируются в порошки фторидов, образуя соединение UF₄. После облучения смесь обрабатывают разбавленным раствором кислоты для растворения соединений урана (VI) и отделяют нерастворимый осадок, содержащий ²³⁷U (IV) от раствора с помощью центрифугирования или фильтрации через ядерный фильтр. Затем растворяют осадок, содержащий ²³⁷U, в 1 М HNO₃ в присутствии окислителя и борной кислоты (Н₃ВО₃) и выделяют из раствора ²³⁷U радиохимическим методом.

Пример выполнения способа

Предлагаемый способ был использован при получении раствора изотопа ²³⁷U при облучении азотнокислого уранила (UO₂(NO₃)₂ ). Смесь, состоящую из порошков и UO₂(NO₃ )₂ (20 мг), фторида кальция (CaF₂) (20 мг) и нитрата лантана (La(NO₃)₃ (10 мг), имеющих диаметр частиц около 1 мкм, тщательно перемешивают, помещают в мишенное устройство и облучают тормозным излучением микротрона МТ-25 при среднем токе электронов 15 мкА и максимальной энергии электронов 24,5 МэВ в течение 1 часа. После облучения смесь обрабатывают 10 мл раствора 0,1 М серной кислоты (H₂SO₄ ) с добавлением 10 мг бромноватокислого калия (KBrO₃ ). Раствор подвергают центрифугированию. При этом ядра ²³⁷ U, полученные в результате ядерной реакции, остаются имплантированными в осадке фторидов. Осветленный раствор, содержащий исходный азотнокислый уранил, сливают. Оставшийся осадок растворяют в 5 мл 1 М раствора азотной кислоты (HNO₃), насыщенного борной кислотой, с добавлением 1 мл 0,1 М KBrO₃ путем нагревания на водяной бане до 90°С. После этого проводят осаждение фторида лантана путем добавления 10 мг фторида натрия (NaF). ²³⁷ U при этом остается в растворе, который после центрифугирования отделяют от осадка путем декантации. Полученный раствор можно использовать в качестве радиоактивной метки для радиохимических исследований. Вся процедура занимает не более трех часов. Удельная активность ²³⁷U в результате выполнения предлагаемого способа увеличивается в 10³ раз.

На чертеже представлен спектр гамма-излучения полученного изотопа ²³⁷ U, снятый на гамма-спектрометре с использованием HPGe-детектора с разрешением 1,5 КэВ на линии 1,33 МэВ. Приведенный спектр содержит только линии ²³⁷U, что подтверждает высокую радиохимическую чистоту полученного препарата изотопа ²³⁷U.