способ очистки искусственного рутения

Формула изобретения

Способ очистки искусственного рутения от изотопа ¹⁰⁶ Ru в процессе нейтронной трансмутации технеция, отличающийся тем, что порошок технеция, содержащий не менее 70 мас.% фракции с размером зерна не более 100 мкм, перемешивают с порошком ядерно-инертного слабоактивируемого нейтронами наполнителя, формируют из смеси трансмутационную мишень с объемным содержанием наполнителя не менее 15%, из которой после облучения удаляют наполнитель.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерной энергетики и технологии радиоактивных элементов и может быть использовано для получения стабильного благородного металла рутения Ru из продуктов трансмутации (уничтожения при облучении нейтронами) радиоактивного отхода технеция (⁹⁹Тс).

Наиболее близким к предлагаемому техническому решению (прототипом) является известный способ очистки искусственного рутения от изотопа ¹⁰⁶Ru (и других радиоактивных продуктов деления), образующихся из актиноидов (U, Pu, Np, Am, Cm) в нейтронном поле, включающий очистку технеция, выделенного из отработавшего ядерного топлива, до уровня содержания актиноидов в нем около 5*10 ^-9 г/г и выдержку искусственного рутения, полученного трансмутацией технеция, в течение около 10 лет для распада изотопа ¹⁰⁶ Ru (период полураспада 371.6 сут), который химическими методами от стабильных изотопов рутения не отделяется, что позволяет использовать указанный металл без ограничений [1 - Козарь А.А., Перетрухин В.Ф. Возможность получения искусственного рутения из продуктов трансмутации ⁹⁹Тс. // Атомная энергия. - 1996. - Т. 80. - Вып.4. - С.274-279]. Экспериментальное получение искусственного рутения включало в себя изготовление из очищенного от актиноидов технеция мишеней в виде литых дисков диаметром 6 мм и толщиной 0.3 мм, облучение их в реакторе в течение от 73 до 425 сут до выгораний ⁹⁹Тс 20-70%, где из технеция путем захвата нейтронов был наработан рутений (⁹⁹Тс+п ¹⁰⁰Ru), химическое растворение облученных мишеней, представляющих собой сплав Tc-Ru, выделение из раствора рутения, химическую очистку выделенного рутения от радиоактивных примесей - остатков технеция, продуктов деления и продуктов активации нейтронами конструкционных материалов, использовавшихся при изготовлении мишеней (валки прокатного стана, нагреватели печей). Полученный искусственный рутений содержал в себе изотопы ¹⁰⁰Ru (более 97%), ¹⁰¹Ru, ¹⁰²Ru, ¹⁰³ Ru, полученные из материнского технеция путем последовательных захватов нейтронов, и продукт деления актиноидов ¹⁰⁶ Ru. Изотопы ¹⁰⁰Ru, ¹⁰¹Ru, ¹⁰² Ru стабильны, изотоп ¹⁰³Ru короткоживущий (период полураспада 39.3 сут). С целью дальнейшего использования без ограничений искусственный рутений был выдержан для распада изотопа ¹⁰⁶Ru в течение 8-10 лет в зависимости от выгорания конкретной партии технеция. [2 - Перетрухин В.Ф., Герман К.Э., Масленников А.Г., Козарь А.А. Развитие химии и технологии технеция. // В кн.: Современные проблемы физической химии. - М.: Издательский дом «Граница», 2005. - 696 с.- С.681-695; 3 - V.Peretroukhine, V.Radchenko, А.Kozar', V.Tarasov, Iu.Toporov, К.Rotmanov, L.Lebedeva, S.Rovny, V.Ershov. Technetium transmutation and production of artifical stable ruthenium. // Comptes Rendus Acad. Sc. Paris. Chimie. - 2004. - Tome 7. - № 12 - P.1215-1218; 4 - Козарь А.А. Радиохимические и ядерно-физические параметры технологии рециклирования трансмутационных мишеней. // Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук. - М., 2007. - 48 с.].

Недостатки прототипа состоят в следующем.

В каждом грамме выделенного из отработавшего ядерного топлива технеция содержится не менее 5*10^-8 г актиноидов. При трансмутации технеция в рутений актиноиды делятся, и среди продуктов деления присутствует ¹⁰⁶Ru, который не может быть удален из искусственного рутения химическими методами. Чтобы снизить активность ¹⁰⁶ Ru в искусственном рутении до уровня санитарных норм (менее 3.7 Бк/г) с целью его применения без ограничений через 10 лет после окончания облучения, предназначенный для трансмутации технеций требуется дополнительно очищать от актиноидных примесей (U, Pu, Np, Am, Cm) до уровня содержания около 5*10^-9 г/г, что достигается длительным трудоемким дорогостоящим многоступенчатым процессом разделения указанных элементов. Кроме того, столь длительная выдержка искусственного рутения перед хозяйственным применением создает трудности в планировании производства искусственного рутения в промышленных масштабах, требует создания дополнительных складских помещений, обеспечивающих хранение радиоактивных и драгоценных материалов, и повышает стоимость данного уникального материала, который близок по составу к моноизотопному (не менее 97% изотопа ¹⁰⁰Ru) и не содержит характерных для природного рутения примесей. Снижение времени выдержки может быть обеспечено либо путем значительного повышения достигнутой сегодня степени предварительной очистки технеция от актиноидов (не менее чем в 100 раз), либо путем создания производств по изотопному разделению рутения. Обе операции являются весьма дорогостоящими, причем вторая из них в обозримом будущем вообще нереальна из-за отсутствия научных исследований по этому вопросу.

Целью настоящего изобретения является существенное сокращение времени выдержки искусственного рутения после облучения перед хозяйственным использованием, снижение требований по содержанию актиноидных примесей (U, Pu, Np, Am, Cm) в технеции, подлежащем трансмутации, а также упрощение и удешевление как химического выделения технеция из радиоактивных отходов, так и производства искусственного рутения в целом.

Поставленная цель достигается тем, что порошок металлического технеция, содержащий не менее 70 мас.% фракции с размером зерна не более 100 мкм (размер лежит на отрезке (0; 100] мкм, т.е. нулевой размер не включается), перемешивают с более мелким порошком ядерно-инертного материала-наполнителя с низким сечением захвата нейтронов (например, с порошком применяемых в ядерной энергетике компонентов топливных композиций ZrO₂, Y₂ O₃, MgAl₂O₄, MgO, Y₃ Al₅O₁₂, SiC, Al₂O₃ , твердых растворов ZrO₂-Y₂O₃ , ZrO₂-CaO и др.) так, чтобы объемное содержание наполнителя в данной смеси было не менее 15%, затем из смеси формируют гетерогенную мишень (обычно с характерными для таблеток ядерного топлива размерами 0.5-2 см, однако возможны и иные размеры в зависимости от типа облучательного устройства), во время облучения которой часть ядер ¹⁰⁶Ru (осколки деления актиноидов), имеющих среднюю длину пробега в технеции около 8 мкм (при минимальной длине пробега около 5 мкм), вылетает из поверхностной области зерен технеция в наполнитель и удаляется вместе с ним при переработке мишени. Методы определения выхода осколков деления из микрочастиц приведены в публикации [5 - Козарь А.А. Гетерогенная иммобилизация для повышения концентрации актиноидных отходов в материалах их длительного хранения. // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2001. - № 4. - С.61-70]. Чертеж представляет собой зависимость выхода ядер ¹⁰⁶Ru из сферических зерен технеция от их диаметра. Так, согласно чертежу из зерна порошка технеция размером меньше 5 мкм практически все ядра ¹⁰⁶Ru вылетят в наполнитель, из зерна размером 100 мкм в наполнитель попадет 12% этих ядер. Создание мишени из порошка технеция с размером зерна строго менее 5 мкм является более трудоемким процессом, однако позволяет достичь полного выхода ¹⁰⁶Ru в наполнитель, т.е. максимального положительного эффекта. Средняя степень выхода ¹⁰⁶ Ru в наполнитель зависит от распределения частиц порошка технеция по размерам. Полученные зерна сплава Tc-Ru будут содержать заведомо меньше ядер ¹⁰⁶Ru, чем облученная литая мишень, поэтому необходимое время выдержки искусственного рутения, получаемого после переработки мишени, снизится. Далее наполнитель и зерна сплава Tc-Ru разделяют, практически все вылетевшие ядра ¹⁰⁶Ru остаются в наполнителе и не загрязняют указанный сплав. Например, наполнитель Аl₂О₃ можно удалить путем растворения в растворе щелочи КОН, в которой сплав Tc-Ru не растворяется, после чего отделить указанный сплав центрифугированием. Выделение рутения из сплава Tc-Ru и последующую его очистку от остатков технеция и других радионуклидов проводят стандартными методами, описанными в [2, 3], или любыми иными.

Данное техническое решение соответствует критерию «существенные отличия», так как его отличительные признаки - очистка искусственного рутения от радиоактивного изотопа ¹⁰⁶Ru за счет создания мишени из порошка технеция, содержащего не менее 70 мас.% фракции с размером зерна не более 100 мкм, и ядерно-инертного наполнителя с объемным содержанием в указанной смеси порошков не менее 15% и использование для очистки искусственного рутения свойства ограниченности длины пробега продуктов деления актиноидов в конденсированных средах - не известны в научно-технической литературе и приводят к достижению заявляемого положительного эффекта.

Использование предлагаемого способа очистки искусственного рутения путем создания мишеней технеция с гетерогенной структурой обеспечивает по сравнению с существующим способом следующие преимущества:

а) уменьшается необходимое время выдержки искусственного рутения до достижения такого уровня его активности (менее 3.7 Бк/г), который дает возможность неограниченного применения данного драгоценного металла (стоимость природного рутения доходит до 30 долларов за грамм);

б) нет необходимости в создании и внедрении дополнительной дорогостоящей многоступенчатой технологии глубокой очистки технеция от актиноидов перед облучением мишеней;

в) для производства мишеней используется порошок технеция, а дорогостоящие стадии литья, прокатки, отжига металлических мишеней, связанные с дополнительным загрязнением мишени сильноактивируемыми нейтронами элементами, входящими в состав нержавеющих сталей и нагревательных элементов, исключаются;

г) сокращается активность радиоактивных отходов переработки облученной мишени, уменьшается их негативное влияние на окружающую среду;

д) большая удельная поверхность зерен сплава Tc-Ru из облученной мишени значительно упрощает растворение этого труднорастворимого соединения и выделение рутения;

е) сокращаются складские площади, необходимые для выдержки и сохранения радиоактивного и драгоценного материала до и после переработки, повышается рентабельность данной ресурсосберегающей технологии (общемировые запасы рутения оцениваются как 3-5 тыс. т, годовое потребление составляет около 8 тонн и имеет тенденцию к росту).