способ получения изотопа урана-237

Формула изобретения

1. Способ получения изотопа урана-237, заключающийся в облучении соединений природного или обогащенного урана-238 в смеси с веществом-поглотителем потоком гамма-квантов, избирательном растворении только соединения урана-238 и выделении чистого препарата урана-237, отличающийся тем, что в качестве вещества, выполняющего функцию поглощения ядер отдачи урана-237, выбирают гидратированную двуокись марганца типа криптомелана.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что перед облучением вещество, выполняющее функцию поглощения ядер отдачи урана-237, смачивают раствором соединения урана и затем высушивают.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что количество соединения урана и криптомелана выбирают в весовом соотношении 1:5-1:10.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве избирательно растворяющего только соединение урана-238 используют водный раствор.

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 [1] получения изотопа урана-237 (²³⁷U), заключающийся в использовании альфа-распада ( ) изотопа плутония-241 (²⁴¹Pu): ²⁴¹ Pu( ) ²³⁷U.

Недостатком способа [1] является то, что ²⁴¹Pu является весьма редким искусственным изотопом и поэтому не может быть практически использован для получения ²³⁷U.

Известен способ получения изотопа ²³⁷U путем облучения гамма-квантами ( ) урана-238 (²³⁸U) по реакции ²³⁸ U ( , n) ²³⁷U [2]. При этом разделение изотопов ²³⁸U и ²³⁷U в данной методике не производится.

Недостатком данного способа является то, что в процессе облучения получается смесь изотопов: ²³⁸U и ²³⁷ U. Для отделения ²³⁷U от большой массы ²³⁸ U необходимо использовать дорогие и энергоемкие физические методы разделения изотопов, масс-сепараторы [3]. Процесс очень длительный, требует больших энергетических затрат, так как разделение масс, отличающихся всего на 1, представляет определенную трудность.

Наиболее близким по достигаемому положительному эффекту к предлагаемому способу является возможность получения ²³⁷ U в реакции гамма-облучения ²³⁸U на микротроне (прототип) [4]: ²³⁸U ( , n) ²³⁷U. В качестве мишени используют высокодисперсный порошок соединения урана в смеси с порошкообразным веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи ²³⁷U. Веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи ²³⁷U, является смесь фторидов щелочноземельного и редкоземельного элементов.

Недостатком данного способа является то, что размер частиц порошков должен быть не более 1 мкм. Веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи ²³⁷U, является смесь в определенном соотношении. Процесс подготовки мишени для облучения является сложным и трудоемким. Избирательное растворение соединений урана-238 в смеси фторидов щелочноземельного и редкоземельного элементов не обеспечивает достаточно полного разделения изотопов ²³⁷U и ²³⁸U, которое не превышает двух-трех порядков. Для исследования поведения урана в различных химических и биологических системах требуется более высокая удельная активность трассера урана-237. Для растворения фторидов элементов после облучения необходимо вводить окислители и борную кислоту, что приводит к уменьшению выхода конечного продукта, урана-237.

Технической задачей изобретения является увеличение удельной активности ²³⁷U и упрощение процедуры подготовки мишени и выделения ²³⁷U.

Техническая задача решается предложенным способом, заключающимся в том, что соединение природного или обогащенного ²³⁸U в смеси с веществом-поглотителем облучают потоком гамма-квантов, избирательно растворяют только соединение ²³⁸U и затем выделяют чистый препарат ²³⁷U, при этом в качестве вещества-поглотителя ядер отдачи ²³⁷U используют гидратированную двуокись марганца типа криптомелана, указанное вещество перед облучением смачивают раствором соединения урана и высушивают, количество соединения урана и криптомелана выбирают в весовом соотношении 1:5-1:10, а в качестве избирательного растворителя для соединения урана-238 используют водный раствор.

Существенные отличия предлагаемого способа от прототипа заключаются в том, что вещество, выполняющее функцию поглощения ядер отдачи ²³⁷U, перед облучением смачивают раствором соединения урана и высушивают. В результате смачивания вещества раствором соединения урана образуется более равномерная и полная смесь соединения урана с веществом, выполняющим функцию поглощения ядер отдачи ²³⁷U и позволяющим таким образом отделить образующиеся в процессе облучения ядра ²³⁷U от материнского вещества ²³⁸U. После облучения смесь помещают в жидкость, избирательно растворяющую только соединение урана-238, что позволяет перевести материнское вещество в раствор и удалить. Нерастворившийся порошок вещества-поглотителя, содержащий ядра отдачи ²³⁷U, отделяют, растворяют и затем выделяют из раствора ²³⁷ U известным радиохимическим методом. В качестве вещества, выполняющего функцию поглощения ядер отдачи ²³⁷U, выбирают гидратированную двуокись марганца типа криптомелана, что позволяет более эффективно удерживать имплантированные в частицы порошка вещества-поглотителя ядра отдачи ²³⁷U за счет расположения в туннелях (каналах), которые обеспечивают высокую ионообменную селективность к ионам, имеющим эффективный ионный радиус около 1,3-1,5 Å [5]. Количество соединения урана и криптомелана выбирают в весовом соотношении 1:5-1:10, чтобы частицы материнского вещества были по возможности полнее окружены со всех сторон частицами вещества-поглотителя. При этом образующиеся в процессе облучения ядра отдачи покидают пределы материнского вещества и имплантируются в частицы вещества-поглотителя.

Совокупность всех существенных признаков позволяет увеличить удельную активность препарата ²³⁷U и упростить отделение его от ²³⁸U.

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

Сущность способа заключается в следующем: гидратированную двуокись марганца типа криптомелана, смачивают раствором соединения урана, высушивают, помещают в мишенное устройство и облучают гамма-квантами тормозного излучения микротрона. В результате ядерной реакции ²³⁸ U ( , n) ²³⁷U образуются ядра отдачи ²³⁷ U в низшем валентном состоянии (III, IV), которые имплантируются в криптомелан. После облучения смесь обрабатывают водой 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 1,5% перекиси водорода (H₂O₂) и выделяют из раствора ²³⁷U известным радиохимическим методом.

Пример выполнения способа

Предлагаемый способ был использован при получении раствора изотопа ²³⁷ U при облучении азотнокислого уранила (UO₂(NO ₃)₂). Криптомелан (100 мг) смачивают раствором UO₂(NO₃)₂ (20 мг), высушивают, 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 20 мл воды. Раствор подвергают центрифугированию. При этом ядра ²³⁷U, полученные в результате ядерной реакции, остаются имплантированными в осадке криптомелана. Осветленный раствор, содержащий исходный азотнокислый уранил, сливают. Оставшийся осадок растворяют в 5 мл 1 М раствора азотной кислоты (HNO ₃) в присутствии 1,5% перекиси водорода (H₂O ₂) путем нагревания на водяной бане до 60°С. После этого проводят осаждение двуокиси марганца, добавляя 10 мг бромата калия (KBrO₃) [6]. ²³⁷U при этом остается в растворе, который после центрифугирования отделяют от осадка путем декантации. Полученный раствор упаривают, переводят ²³⁷U в форму хлорида и в виде 10% раствора 9 М HCl в этаноле элюируют через колонку с анионообменной смолой Dowex 1×8. ²³⁷U сорбируется на колонке и затем смывается 1 М раствором HNO₃ [7]. Полученный раствор можно использовать в радиохимических исследованиях. Вся процедура занимает не более трех часов. Удельная активность ²³⁷U в результате выполнения предлагаемого способа увеличивается в 10⁶ раз.

В Приложении на чертеже представлен спектр гамма-излучения полученного изотопа ²³⁷U, 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.

Источники информации

1. 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.

2. 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.

3. Химия актиноидов. Ред. Дж.Кац, Г.Сиборг и Л.Морсс, т.1, Мир , М., 1991, с.188.

4. Патент № 2262759 от (заявка 2003133380/06,) 18.11.2003 г. Способ получения радиоизотопа урана-237. Густова М.В., Дмитриев С.Н., Маслов О.Д., Молоканова Л.Г., Оганесян Ю.Ц., Сабельников А.В. Бюл. № 29, 20.10.2005.

5. Tsujl М., Abe М. Solvent Extraction and Ion Exchange, 2. 1984, p.253.

6. Bigliocca C., Girardi F., Panly J., Sabbioni E. Radiochemical Separation by Adsorption on Manganese Dioxide. Anal. Chem. V.39, No. 13, 1967, p.1634-1639.

7. 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