RU2154318C1 - Method for extracting molybdenum from uranium base metal fuel - Google Patents

Abstract

FIELD: medicine. SUBSTANCE: method is used to produce Mo-99 isotope from irradiated uranium base fuel. For the purpose, irradiated uranium base metal target is dissolved under low- melting metal layer in molten chloride salt incorporating chlorinating agent, liquid metal phase is separated, molybdenum-99 concentrate is extracted and then refined. EFFECT: reduced amount of radioactive waste, improved safety. 5 cl, 1 tbl

Description

Изобретение относится к технологиям производства медицинского изотопа Mo-99 из облученного топлива на основе урана. The invention relates to technologies for the production of the medical isotope Mo-99 from irradiated fuel based on uranium.

Известны способы производства медицинского изотопа Mo-99, основанные на выделении его из облученного топлива на основе урана высокообогащенного по изотопу U-235 [Патенты США 4,093,697; 4,094,953; 4,701,308]. Эти способы включают операции облучения мишеней с ураном и растворения их после непродолжительной выдержки в водных растворах кислот или щелочей. Образующийся раствор подвергают операции выделения Mo-99 в виде отдельной фракции (путем экстракции или сорбции-десорбции), которая подвергается аффинажу с получением чистого препарата Mo-99. Known methods for the production of the medical isotope Mo-99, based on the allocation of it from irradiated fuel based on uranium highly enriched in the isotope U-235 [US Patents 4,093,697; 4,094,953; 4,701,308]. These methods include the operation of irradiating targets with uranium and dissolving them after a short exposure in aqueous solutions of acids or alkalis. The resulting solution is subjected to the operation of isolating Mo-99 as a separate fraction (by extraction or sorption-desorption), which is subjected to refining to obtain a pure preparation of Mo-99.

Недостатком этих методов является то, что образуется большой объем радиоактивных жидких отходов, содержащих делящийся материал - обогащенный уран. Несмотря на возможность достижения высоких технических показателей процессов (высокий выход целевого продукта, короткий технологический цикл) они связаны с выпуском больших объемов высокоактивных жидких отходов (до 35-40 л на 1 кКи Mo-99), хранение и переработка которых в значительной мере снижает экономические показатели производства. Необходима специальная многооперационная обработка этих отходов с целью выделения урана и подготовки отходов к захоронению. Кроме того, для работы со свежеоблученным материалом в большом количестве встает проблема защиты от выбросов радионуклидов иода, в особенности - 1-131. Использование водных сред для растворения облученных мишеней ограничивает количество активности, перерабатываемой в одном цикле (20-25 кКи). The disadvantage of these methods is that a large volume of radioactive liquid waste is generated containing fissile material - enriched uranium. Despite the possibility of achieving high technical performance of the processes (high yield of the target product, short technological cycle), they are associated with the release of large volumes of highly active liquid waste (up to 35-40 liters per 1 kCi Mo-99), the storage and processing of which significantly reduces economic production indicators. A special multi-operation treatment of these wastes is necessary in order to separate uranium and prepare the wastes for disposal. In addition, to work with freshly irradiated material in large quantities, there arises the problem of protection against emissions of iodine radionuclides, in particular 1-131. The use of aqueous media to dissolve irradiated targets limits the amount of activity processed in one cycle (20-25 kCi).

Известен способ отделения и сбора Mo-99 из облученной урансодержащей мишени, основанный на термической хроматографической сепарации [Патент США 4,123,4981] . Материал мишени подвергается окислению, а Mo-99 отделяется в виде летучего триоксида, который улавливается и подвергается очистке. Способ позволяет избежать образование большого объема отходов, содержащих делящиеся материалы. Однако недостатком его является то, что весь радиоактивный йод переходит также в газовую фазу и возникает необходимость его полного улавливания. Система полного улавливания изотопа иода-131 должна включать многостадийные фильтры большой емкости, которые периодически также удаляются в отходы. Этот способ позволяет избежать образование жидких отходов с делящимся материалом, но приводит к образованию отходов от улавливания радиоактивного йода. A known method of separation and collection of Mo-99 from an irradiated uranium-containing target, based on thermal chromatographic separation [US Patent 4,123,4981]. The target material undergoes oxidation, and Mo-99 is separated in the form of volatile trioxide, which is captured and purified. The method avoids the formation of a large volume of waste containing fissile materials. However, its disadvantage is that all radioactive iodine also passes into the gas phase and there is a need for its complete capture. The system for the complete capture of the iodine-131 isotope should include multi-stage high-capacity filters, which are periodically also disposed of in waste. This method avoids the formation of liquid waste with fissile material, but leads to the formation of waste from the capture of radioactive iodine.

Возникает проблема йода при переходе на большой объем производства, особенно в случае аварийной разгерметизации. There is a problem of iodine when switching to a large volume of production, especially in the case of emergency depressurization.

Недостатками данного способ являются:
- образование большого объема радиоактивных отходов, требующих специальной обработки;
- невозможность полного улавливания радиоактивного йода при крупномасштабной реализации способа (например, до 1000 кКи в одном цикле);
- опасность выбросов радиоактивного йода в случаях аварийной разгерметизации оборудования, в котором находится обрабатываемый материал мишени.The disadvantages of this method are:
- the formation of a large volume of radioactive waste requiring special treatment;
- the impossibility of complete capture of radioactive iodine in large-scale implementation of the method (for example, up to 1000 kCi in one cycle);
- the danger of releases of radioactive iodine in cases of emergency depressurization of equipment in which the target material is located.

Все вышеуказанные недостатки не позволяют организовать крупное производство при одновременном увеличении его безопасности. All the above disadvantages do not allow to organize large-scale production while increasing its safety.

Вышеуказанные недостатки получения молибдена-99 устраняются тем, что в предлагаемом способе выделения молибдена-99 из облученной мишени на основе металлического урана, включающем отделение молибдена-99 от остальной массы мишени с последующим его аффинажем, растворяют мишень под слоем легкоплавкого металла в расплавленной хлоридной соли, содержащей хлорирующий агент, отделяют жидкометаллическую фазу, далее при помощи высокотемпературной отгонки металла-растворителя выделяют из нее концентрат молибдена-99, который затем подвергают аффинажу. The above disadvantages of obtaining molybdenum-99 are eliminated by the fact that in the proposed method for the separation of molybdenum-99 from an irradiated target based on a metal uranium, including separation of molybdenum-99 from the rest of the target mass with its subsequent refining, the target is dissolved under a layer of low-melting metal in molten chloride salt, containing a chlorinating agent, the liquid metal phase is separated, then, using high-temperature distillation of the metal solvent, the molybdenum-99 concentrate is isolated from it, which is then subjected to affinity aye.

В переработку поступает облученный обогащенный уран в виде мишени на основе металлического урана или его сплава, операции проводят в инертной атмосфере. Мишень помещается под слой легкоплавкого металла (например, цинка или кадмия). На слое металла размещают жидкую расплавленную хлоридную соль (например, эквимольная смесь NaCl-KCl), содержащую хлорирующий агент (например, в виде хлоридов цинка или кадмия). Irradiated enriched uranium enters the reprocessing in the form of a target based on metallic uranium or its alloy; operations are carried out in an inert atmosphere. The target is placed under a layer of fusible metal (for example, zinc or cadmium). A liquid molten chloride salt (for example, an equimolar mixture of NaCl-KCl) containing a chlorinating agent (for example, in the form of zinc or cadmium chlorides) is placed on the metal layer.

При взаимодействии металла и расплавленной соли происходят обменные реакции, приводящие к растворению в расплаве солей компонентов мишени:
- урана (по реакции типа U+ZnCl₂=Zn+UCl₃)
- компонентов оболочки, например циркония;
- продуктов деления из группы щелочных, щелочноземельных и редкоземельных металлов.During the interaction of metal and molten salt, exchange reactions occur, leading to the dissolution of the target components in the molten salt:
- uranium (according to the reaction of the type U + ZnCl ₂ = Zn + UCl ₃ )
- shell components, for example zirconium;
- fission products from the group of alkaline, alkaline earth and rare earth metals.

Т.е. всех компонентов, равновесие реакции которых смещено вправо. Those. all components whose reaction equilibrium is shifted to the right.

В жидкометаллической фазе остаются продукты деления, хлориды которых менее устойчивы, чем хлориды цинка. К ним относятся благородные металлы и молибден. Металлическая фаза, не содержащая йод и уран, отделяется от слоя соли и подвергается обработке с целью выделения Mo-99. Проводится отгонка металла (например, цинка или кадмия) в вакууме. Затем остаток с металлическим Mo-99 растворяется в водном растворе для последующего аффинажа Mo-99 или проводится его окисление для растворения в виде MoO₃. При этом уран и йод в дальнейших продуктах (и отходах) не присутствуют.In the liquid metal phase, fission products remain, the chlorides of which are less stable than zinc chlorides. These include noble metals and molybdenum. The metal phase, which does not contain iodine and uranium, is separated from the salt layer and is processed to isolate Mo-99. Metal (e.g., zinc or cadmium) is distilled off under vacuum. Then, the residue with metallic Mo-99 is dissolved in an aqueous solution for subsequent refining of Mo-99, or it is oxidized to dissolve in the form of MoO ₃ . At the same time, uranium and iodine are not present in further products (and wastes).

Солевая фаза после выдержки (для распада изотопа йода-131) может быть подвергнута простой обработке (например, электролиз) с выделением урана или диоксида урана, готового для повторного облучения. После чего расплавленная соль с примесью некоторых ПД может быть подвергнута простой осадительной очистке и использоваться многократно. After exposure, the salt phase (for decay of the iodine-131 isotope) can be subjected to a simple treatment (for example, electrolysis) with the release of uranium or uranium dioxide, ready for re-irradiation. After that, molten salt mixed with some PD can be subjected to simple precipitation treatment and used repeatedly.

Для дополнительного увеличения безопасности процесса извлечения Mo-99 по выбросам радиоактивного йода процедура растворения мишени может проводиться совместно с материалом оболочки, если он выполнен на основе циркония, алюминия или других металлов, хлориды которых более устойчивы, чем хлорид металла-растворителя. При этом материал оболочки также растворяется в расплаве солей и не присутствует в концентрате Mo-99 после его отделения от металла-растворителя. To further increase the safety of the Mo-99 extraction process by the emission of radioactive iodine, the target dissolution procedure can be carried out together with the shell material if it is made on the basis of zirconium, aluminum, or other metals whose chlorides are more stable than metal chloride solvent. Moreover, the shell material also dissolves in the molten salt and is not present in the Mo-99 concentrate after it is separated from the metal solvent.

Таким образом данное техническое решение имеет существенные отличия от известного способа и позволяет:
- уменьшить объем радиоактивных отходов, в том числе за счет повторного полезного использования урана и реагентов (соли);
- локализовать йод в твердом состоянии, пригодном для контролируемого хранения;
- заметно снизить вероятность выбросов йода при аварийных ситуациях.Thus, this technical solution has significant differences from the known method and allows you to:
- reduce the amount of radioactive waste, including through the reuse of uranium and reagents (salt);
- localize iodine in a solid state, suitable for controlled storage;
- significantly reduce the likelihood of iodine emissions in emergency situations.

Провели серию экспериментов в защитной камере по переработке реальных облученных мишеней с целью выделения концентрата молибдена-99. В качестве экспериментальных мишеней использовались разработанные в ГНЦ НИИАР мишени из урановой проволоки с обогащением по урану-235 90% диаметром около 1 мм длиной около 100 мм, помещенной в цинковую матрицу, в циркониевой оболочке. Облучались экспериментальные мишени в исследовательском реакторе СМ-3 при штатной мощности на одну мишень до 1 кВт в течение 7-10 суток. We conducted a series of experiments in a protective chamber for processing real irradiated targets in order to isolate molybdenum-99 concentrate. As experimental targets, we used Uranium wire targets developed at the SSC RIAR with enrichment in uranium-235 90% with a diameter of about 1 mm and a length of about 100 mm, placed in a zinc matrix in a zirconium shell. The experimental targets were irradiated in the SM-3 research reactor at a nominal power per target of up to 1 kW for 7-10 days.

Выдержка мишеней после облучения составляла порядка двух суток. Переработку мишеней проводили в солевом расплаве NaCl- KCl-ZnCl₂ при температуре 720-750^oC в кварцевом тигле в атмосфере очищенного аргона.The exposure of the targets after irradiation was about two days. Target processing was carried out in a NaCl-KCl-ZnCl ₂ salt melt at a temperature of 720-750 ^o C in a quartz crucible in an atmosphere of purified argon.

Отгонку цинка из жидкометаллической фазы после отделения ее от солей проводили в кварцевом тигле в атмосфере очищенного аргона при температуре 900^oC.The distillation of zinc from the liquid metal phase after separation from salts was carried out in a quartz crucible in an atmosphere of purified argon at a temperature of 900 ^o C.

В таблице 1 приведены данные по распределению основных продуктов деления и урана в процессе переработки мишеней N 1 и N 2. Мишень N 1 перерабатывали целиком с циркониевой оболочкой, мишень N 2 перерабатывали после предварительного механического отделения циркониевой оболочки от сердечника мишени. Table 1 shows the distribution of the main fission products and uranium during processing of targets N 1 and N 2. Target N 1 was processed entirely with a zirconium shell, target N 2 was processed after preliminary mechanical separation of the zirconium shell from the core of the target.

Таким образом данное изобретение имеет существенные отличия от известного способа и позволяет достичь поставленные цели. Thus, this invention has significant differences from the known method and allows you to achieve your goals.

Все это в целом дает возможность создавать производство большой единичной мощности при одновременном увеличении безопасности процесса. All this, on the whole, makes it possible to create a production of large unit capacity while increasing process safety.

Claims (5)

1. Способ выделения молибдена-99 из облученного металлического топлива на основе урана, включающий операции отделения молибдена от основной массы урана и продуктов деления и концентрирования молибдена в составе компактной твердой фазы с последующим аффинажем, отличающийся тем, что отделение молибдена от урана проводят путем растворения топлива из-под слоя жидкого металла-растворителя в хлоридный расплав хлорирующим агентом, после чего металлическую фазу отделяют от солевой и подвергают высокотемпературной отгонке металла-растворителя, а остаточный твердый компактный концентрат молибдена растворяют для последующего аффинажа известными методами. 1. The method of separation of molybdenum-99 from irradiated metal fuel based on uranium, including the operation of separating molybdenum from the bulk of uranium and the products of fission and concentration of molybdenum in a compact solid phase followed by refining, characterized in that the separation of molybdenum from uranium is carried out by dissolving the fuel from under the layer of liquid metal-solvent to the chloride melt with a chlorinating agent, after which the metal phase is separated from the salt phase and subjected to high-temperature distillation of the metal-solvent I, and the residual solid compact molybdenum concentrate is dissolved for subsequent refining by known methods. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что растворение топлива в расплаве проводят электролизом. 2. The method according to claim 1, characterized in that the dissolution of the fuel in the melt is carried out by electrolysis. 3. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что проводят растворение в хлоридном расплаве облученных мишеней целиком, с оболочкой, без ее предварительного отделения. 3. The method according to PP.1 and 2, characterized in that they carry out the dissolution in the chloride melt of the irradiated targets as a whole, with the shell, without its preliminary separation. 4. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что растворение урана проводят в солевом расплаве NaCl - KCl при 680 - 850^oC, в качестве металла-растворителя используют цинк, а хлорирующего агента - хлористый цинк.4. The method according to claims 1 and 2, characterized in that the dissolution of uranium is carried out in a NaCl-KCl salt melt at 680 - 850 ^o C, zinc is used as the solvent metal, and zinc chloride is used as the chlorinating agent. 5. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что в качестве металла-растворителя используют кадмий, а в качестве хлорирующего агента - хлористый кадмий. 5. The method according to claims 1 and 2, characterized in that cadmium is used as a metal solvent, and cadmium chloride is used as a chlorinating agent.

Images