Книги
чёрным по белому
Главное меню
Главная О нас Добавить материал Поиск по сайту Карта книг Карта сайта
Книги
Археология Архитектура Бизнес Биология Ветеринария Военная промышленность География Геология Гороскоп Дизайн Журналы Инженерия Информационные ресурсы Искусство История Компьютерная литература Криптология Кулинария Культура Лингвистика Математика Медицина Менеджмент Металлургия Минералогия Музыка Научная литература Нумизматика Образование Охота Педагогика Политика Промышленные производства Психология Путеводители Религия Рыбалка Садоводство Саморазвитие Семиотика Социология Спорт Столярное дело Строительство Техника Туризм Фантастика Физика Футурология Химия Художественная литература Экология Экономика Электроника Энергетика Этика Юриспруденция
Новые книги
Цуканов Б.И. "Время в психике человека" (Медицина)

Суворов С. "Танк Т-64. Первенец танков 2-го поколения " (Военная промышленность)

Нестеров В.А. "Основы проэктирования ракет класса воздух- воздух и авиационных катапульных установок для них" (Военная промышленность)

Фогль Б. "101 вопрос, который задала бы ваша кошка своему ветеринару если бы умела говорить" (Ветеринария)

Яблоков Н.П. "Криминалистика" (Юриспруденция)
Реклама

Изотопы: свойства, получение, применение Том 1 - Баранов В.Ю.

Баранов В.Ю. Изотопы: свойства, получение, применение Том 1 — М.: ФИЗМАТЛИТ, 2005. — 600 c.
ISBN 5-9221-0522-1
Скачать (прямая ссылка): izotopisvoystvapolucheniyaprimenenie2005.djvu
Предыдущая << 1 .. 240 241 242 243 244 245 < 246 > 247 248 249 250 251 252 .. 291 >> Следующая


В России промышленное производство 99Mo и генераторов технеция-99т на его основе было организовано в начале 70-х годов на заводе «Медра-диопрепарат» (Москва). В настоящее время способ получения 99Mo по реакции 235U (n, f) реализуется на ядерных реакторах Физико-энергетического института (уран-графитовый реактор AM) и филиала Физико-химического
522

Гл. 9. Реакторные методы накопления радионуклидов

института им. JI.Я. Карпова (ВВР-Ц), расположенных в г. Обнинске. Для реализации этого способа получения 99Mo производят облучение порошкообразной смеси 2,3 граммов двуокиси (UO2) или закиси-окиси (U3O8) урана, обогащённого по урану-235 до 90%, и окиси цинка при соотношении 1 : 5 тепловыми нейтронами с плотностью 3-5 • IO13 нейтрон/(см2 • с) в течение пяти суток. На момент окончания облучения получают до 200 кюри 99Mo [24]. Для потребления на внутреннем рынке в Физико-энергетическом институте и филиале Физико-химического института им. JI.Я. Карпова суммарно производят до 7000 Ки 99Mo в год.

Получение осколочного 99Mo по малоотходным технологиям. До настоящего времени во всём мире для производства 99Mo используется реакция деления 235U(n,f). Известно, что лишь около одного процента высокообогащённого 235U в облучаемой тепловыми нейтронами в течение от пяти до десяти суток мишени превращается в молибден. По окончании облучения мишень растворяют и выделяют из неё молибден, а практически весь уран и многие другие радионуклиды попадают в отходы. Поэтому в процесс выделения молибдена вынуждены вводить дополнительную операцию по извлечению и регенерации 235U. Образовавшиеся осколки деления, суммарная активность которых значительно больше активности молибдена, дополнительно к тому порождают проблему хранения и утилизации высокоактивных газообразных и жидких отходов. Обычно на 1 г 90%-го 235U за 5 суток облучения в потоке нейтронов 5 • IO13 н/(см2 • с) при выдержке мишени 2 суток получают 45 Ки 99Mo и порядка 260 Ки продуктов деления.

Основной проблемой существующего способа производства осколочного "Mo является необходимость извлечения облучённого топливо из активной зоны реактора и его полная радиохимическая переработка. Если бы имелась возможность не удаляя топливо из реактора избирательно выводить из него только "Mo или небольшую группу осколочных элементов, то технологический процесс упростился бы, стал бы более безопасным и сопровождался существенно меньшим количеством радиоактивных отходов. Такие эксперименты начали проводить в конце 80-х в Россендорфе. Здесь было сконструировано мишенное устройство, содержащее обогащённый уран-235, которое облучалось тепловыми нейтронами реактора и из которого было возможно выделение летучих осколков, в частности молибдена-99, из-за разогрева за счёт тепла, выделяемого в реакции деления. Внешняя оболочка капсулы была сделана из нержавеющей стали.

В настоящее время предлагаются другие технологии получения осколочного "Mo, основанные на использовании гомогенных реакторов с жидким ядерным топливом в виде водного раствора солей урана или солевого расплава фторидов металлов [25].

Получение 99Mo с использованием гомогенных ядерных реакторов.

По данным МАГАТЭ на 1991 год в мире насчитывалось 36 жидкостных гомогенных ядерных реакторов, 8 из которых имели разрешение на работу. Эти реакторы находятся в России и Франции — по 2 и по одному в США, Дании, Индии и на Тайване.
9.2. Получение радионуклидов — осколков деления ядерного топлива

523

Расчёты, проведённые тайваньскими специалистами [26], показывают, что при работе гомогенного реактора WBR на полной мощности с помощью предложенного ими процесса извлечения можно получать около 10 кюри 99Mo из одного литра топлива. В результате экспериментов установлено, что химический выход 99Mo в таком процессе составляет не менее 81,0 =L =L 1,5%, а его радионуклидная чистота достаточна для производства генераторов технеция-99. Возврат уранового топлива в предлагаемом процессе его регенерации составляет 98,5 =L 0,3%. Химический процесс выделения 99Mo из уранилсульфатных растворов запатентован.

Преимущества предлагаемого способа получения 99Mo над широко используемым в настоящее время состоят в отсутствии необходимости процессов приготовления специальных урановых мишеней и блок-контейнеров для облучения урана, а также во вскрытии блок-контейнеров и растворении урана по окончании облучения. Однако процесс удаления и захоронения радиоактивных осколков других элементов в новой технологии остаётся.

Фирма Babcock & Wilcox (США) предлагает конструкцию жидкостного гомогенного реактора MIPR (Medical Isotope Production Reactor) для производства радионуклидов, в частности "Mo. Этот реактор будет работать на растворе уранилнитрата в воде с низкообогащенным 235U (до 19%) в качестве топливной композиции. При мощности 200 кВт он будет способен производить по расчётам до 2000 Ки 99Mo в сутки при продажной цене молибдена 200 долларов США за кюри. Предлагаемая конструкция реактора и его характеристики позволяют получить разрешение на его размещение даже в центре больших городов. Мощность растворного реактора более чем на порядок меньше традиционного ИР и требует в сотни раз меньшего количества 235U для производства равного количества "Mo. Ожидают, что строительство и физический пуск реактора займут 36 месяцев с общей стоимостью от 6 до 26 млн долларов США [15, 27].
Предыдущая << 1 .. 240 241 242 243 244 245 < 246 > 247 248 249 250 251 252 .. 291 >> Следующая