(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
核反応炉中に生成された核分裂生成物からモリブデン−９９を収集する方法であって、
２０ないし１００キロワットの定格の均質溶液核反応炉を用意し、
該反応炉中における均質核分裂物質として硫酸ウラニル溶液を使用し、
該反応炉を稼働させて硫酸ウラニル溶液中にモリブデン−９９を含む核分裂産物を生成させ、
該反応炉を停止し、冷却させ、
該反応炉の頂部から該硫酸ウラニル溶液を熱交換器を介して汲み上げ該硫酸ウラニル溶液を４０℃未満の温度まで冷却させ、
この冷却された硫酸ウラニル溶液を、Ｍｏ−９９を選択的に吸収するための吸収剤を収容したカラムを通過させ、該硫酸ウラニル溶液の非吸着部分を該反応炉の底部に戻し、この工程を該硫酸ウラニル溶液の全てが該吸収剤を通過するまで継続し、
ついで、該硫酸ウラニル溶液の吸収剤の洗浄を行うために該吸収剤カラムに水を通過させるものであって、該水が該反応炉の稼働の間に発生した水素ガスと酸素ガスとの再結合から得られるものであって、これにより該硫酸ウラニル溶液の濃度を維持し、
ついで、硝酸を該吸収剤を通過せしめて、該吸収剤からＭｏ−９９を抽出し、得られた溶液を別の容器に収集する、
工程を具備してなる方法。
【請求項２】
該吸収剤が無水マレイン酸コポリマーとアルファ−ベンゾインオキシムの複合エーテルである請求項１記載の方法。
【請求項３】
該吸収剤を通過せしめる硝酸が１０モル濃度の硝酸である請求項２記載の方法。
【請求項４】
該反応炉を１ないし５日間、稼働させる請求項１記載の方法。
【請求項５】
該反応炉が硫酸ウラニル溶液を２０リットル収容し得るものである請求項１記載の方法。
【請求項６】
該硫酸ウラニル溶液を毎秒、１ないし１０ミリリットルの流量で該吸収剤カラムを通過させる請求項１記載の方法。
【請求項７】
核反応炉中に生成された核分裂生成物からモリブデン−９９を収集するためのシステムであって、
Ｍｏ−９９を含む核分裂物質を生成させるため、均質核分裂性物質として硫酸ウラニル溶液の所定量を収容する核反応炉と、
Ｍｏ−９９を選択的に吸収し得る吸収剤を収容した吸収カラムと、
該硫酸ウラニル溶液の一部を冷却させるための熱交換器と、
該硫酸ウラニル溶液の一部を該核反応炉から該熱交換器、更に吸収カラムを介して通過させ、その後、該核反応炉へ戻すための手段と、
該硫酸ウラニル溶液の全てが該吸収剤を通過した後、該吸収剤に酸を添加するための手段であって、これにより吸着されたＭｏ−９９を該吸収剤から取除するものと、
該吸収剤から除去されたＭｏ−９９を収集するための手段とを、
具備してなるシステム。
【請求項８】
２０リットルの硫酸ウラニル溶液が該反応炉中に収容されている請求項７記載のシステム。
【請求項９】
該反応炉が２０ｋＷないし１００ｋＷ電力定格で稼働されるものである請求項８記載のシステム。
【請求項１０】
該吸収剤が無水マレイン酸コポリマーとアルファ−ベンゾインオキシムの複合エーテルである請求項７記載のシステム。
【請求項１１】
該吸収剤を通過せしめる酸が１０モル濃度の硝酸である請求項１０記載のシステム。
【請求項１２】
該硫酸ウラニル溶液の除去された部分を４０℃未満まで冷却する請求項７記載のシステム。
【請求項１３】
該硫酸ウラニル溶液を毎秒、１ないし１０ミリリットルの流量で該吸収剤カラムを通過させる請求項７記載のシステム。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
（技術分野）
本発明は、核反応炉からアイソトープを分離するための方法およびシステムに係わり、特に水性均質核反応炉の硫酸ウラニル核燃料から医療目的で使用されるモリブデン−９９（Ｍｏ−９９）を生産するための方法に関する。
【０００２】
（背景技術）
現在、放射性核種の世界の年間の生産量の５０％以上が医療目的、例えば病気の早期診断又は治療のために使用されている。薬剤中での放射性核種の使用の基本的条件は患者への放射能露光が僅かであることである。そのため、短寿命の放射性核種の使用が必要となる。しかし、短い半減期の核種は輸送および貯蔵に困難を伴う。医療目的で最も使用されている放射性核種は半減期が６６時間のＭｏ−９９である。このＭｏ−９９は崩壊して半減期が６時間のＴｃ−９９ｍとなり、検出に便利な約１４０ｋｅＶのガンマーエネルギーを放出する。現在、診断検査の７０％以上がこの放射性核種を使用して行われている。
【０００３】
Ｍｏ−９９の生産の１つの方法は、天然のモリブデン又はＭｏ−９８で富化されたモリブデンのターゲットを、核反応炉でニュートロン束で照射されたものを使用することである。Ｍｏ−９９は中性子照射の捕捉98Ｍｏ（ｎ，γ）99により生じる。Ｍｏ−９９を用いた照射ターゲットはついで放射化学処理がなされる。しかし、この方法は生産性が低く、生産されたＭｏ−９９は最終製品中にＭｏ−９８が存在するため低い比放射能により特徴づけられる。
【０００４】
Ｍｏ−９９の生産の他の１つの方法は、核反応炉中でＵ−Ａｌ合金又は電気メッキターゲットの中性子照射でのウランの核分裂に基づくものである。このターゲットは９３％富化ウラン（Ｕ−２３５）を含む。照射後、このターゲットは１つの伝統的放射化学的方法により再度処理され、核分裂製品からＭｏ−９９が抽出される。この方法により達成される比放射能はモリブデン１ｇ当たり数十キロカロリーである。この方法の重大な欠点は、核分裂副産物である大量の放射性排出物を回収する必要があることである。これらの放射性排出物は生産されるＭｏ−９９に対し２桁多い量で生成する。照射されたウランターゲットの処理が２４時間遅延すると、総放射量は１桁の大きさで減少し、その間、Ｍｏ−９９の放射量は僅か２２％減少するに過ぎない。２日後では、排出副産物の放射量はＭｏ−９９のものを６ないし７倍超える大きさになる。この長寿命核分裂産物の管理の問題は、この方法によるＭｏ−９９の生産における主な欠点となっている。
【０００５】
米国特許Ｎｏ．５，５９６，６１１には、Ｍｏ−９９の生産のための小さな専用の硝酸ウラニル均質反応炉が開示されていて、放射性排出副産物は反応炉に再循環されるようになっている。また、反応炉からの硝酸ウラニル溶液の一部が直接、吸い上げられ、アルミナカラムを通して、Ｍｏ−９９を含めた核分裂生産物の幾つかをアルミナに固定するようにしている。このアルミナカラム上のＭｏ−９９および幾つかの核分裂生産物はついで、水酸化物での溶離を介して除去され、Ｍｏ−９９はアルファ−ベンゾインオキシムを用いて溶離剤から析出されるか、あるいは別のカラムを介して通過させるようになっている。この硝酸ウラニル均質反応炉は、核分裂生産物をリサイクルするという利点を有しているが、この従来のＭｏ−９９抽出方法はそれほど効率的ではない。
【０００６】
従って、本発明の目的は、放射性副産物を少なくし、反応炉のウラン燃料を最も効率的に使用するようにして、水性均質核反応炉の硫酸ウラニル溶液からＭｏ−９９を直接、生産することである。この方法は比較的簡単であり、経済的であり、更に廃棄物がない。
【０００７】
（発明の開示）
本発明において、Ｍｏ−９９は他の核分裂生産物と共に硫酸ウラニル核燃料均質溶液核反応炉中に生成される。この反応炉は２０ｋＷないし１００ｋＷの電力で数時間ないし１週間、稼働されてモリブデン−９９を含む種々の核分裂物質を生成する。運転停止、更に続く冷却期間の後、得られた溶液はＭｏ−９９と選択的に吸収する固体吸収物質を介してポンプ移送される。硫酸ウラニルおよびこの固体吸収物質に吸着されない全ての核分裂物質は反応容器に戻され、反応容器内に核分裂副産物は収容され、ウランは保存される。
【０００８】
本発明の種々の新規な特徴は特許請求の範囲に記載されている通りであり、これらは本明細書の開示の範疇である。また、本発明、操作上の利点、達成される目的の理解のため、以下に図面並びに発明の詳細な説明を参照して好ましい態様について説明する。
【０００９】
（好ましい態様の説明）
図１は、Ｍｏ−９９の製造のため、現在用いられている唯一の方法であり、米国食品および薬剤管理局により承認されている。濃縮ウランターゲットが核反応炉中で中性子により照射され、その結果、Ｍｏ−９９と共に大量の放射性廃棄物が生成される。このＭｏ−９９はこのターゲットから化学的に抽出される。このターゲットへの中性子衝撃により大量の放射性核分裂副産物が生成され、これらは後に処理されなければならない。
【００１０】
本発明によるＭｏ−９９生産プロセスのフロー図が図２に示されている。このモリブデン−９９は均質溶液核反応炉の硫酸ウラニル核燃料から抽出される。この硫酸ウラニル反応炉は２０ｋＷないし１００ｋＷの電力で数時間ないし１週間、稼働される。この間において、モリブデン−９９を含む核分裂生産物は稼働反応炉の溶液中に蓄積される。
稼働期間の後、反応炉は停止され、臨界未満の状態で維持され核燃料溶液の総核分裂生産物の放射能を減少させ、反応炉を冷却させる。この冷却期間は１５分ないし数日の範囲で変化し得る。この核燃料溶液はついで、反応炉から汲み上げられ、熱交換器を介してその温度が４０℃未満に低下され、更に吸収カラムを経たのち、閉塞ループ路を介して反応炉へ戻される。モリブデン−９９は吸収剤により核燃料溶液から少なくとも９０％の効率で抽出される。他の核分裂成分の２％未満がこの吸収剤により抽出されるに過ぎず、ウランの０．０１％未満がこの吸収剤により吸収されるに過ぎない。吸収されたＭｏ−９９による吸収剤の放射能は反応炉電力１ｋＷ当たり約５０キュ−リーである。
吸収剤の材料は本出願人による同時に係属中の出願の主題でもある。これは、無水マレイン酸コポリマーとアルファ−ベンゾインオキシムの複合エーテルからなる。この吸着剤は硫酸ウラニル反応炉溶液からＭｏ−９９の９９％以上を吸収することができる。
【００１１】
硫酸ウランおよび上記吸着剤に吸着されない全ての核分裂生産物を含む溶液は、反応炉容器に戻される。すなわち、廃棄物は収容され、ウランは保存される。ついで、除去された物質又は消費されたウランを補償するため、上記溶液に対し化学的調整がなされたのち、上記稼働が繰り返される。
図３は好ましい態様における硫酸ウラニル溶液反応炉の操作を詳細に示している。直円筒反応炉容器１は硫酸ウラニル溶液２を約２０リットルを収容し、この溶液の上に自由容積３を更に有し、反応炉の稼働の間に形成された放射線分解ガスを受理するようになっている。稼働の間、反応炉は臨界状態にあり、２０ｋＷで稼働される。冷却を大きくすることにより、反応炉を１００ｋＷまでの電力で稼働させることができる。熱は循環蒸留水を流通させた冷却コイル４を通して硫酸ウラニル溶液から除去することができる。第１のポンプ５はコイルを介して冷却水を第１の熱交換器６へ移送させる。熱交換器６の二次側は水道水を使用する。
【００１２】
反応炉の稼働の間、水素および酸素の放射線分解ガスは上記溶液中に生成される。このガスは上記溶液の表面を泡出させ、触媒的（プラチナ）再結合器８に上昇（７）し、ここで水素と酸素が燃焼して純粋な蒸気を形成する。燃焼熱は第２の熱交換器中で除去され、上記蒸気は凝縮されて水となる。第２の熱交換器９の二次側は水道水を使用することができる。このように形成された水の最初の１リットルは、弁−１  １１を開口することにより、水容器１２に向けられる。残りの水は反応炉容器１へ戻される。
Ｍｏ−９９を分離するための抽出プロセスが図４に示されている。反応炉を停止させた後、１日以下の選択された時間をかけて放射能を崩壊させる。ついで、弁−３  ２０、弁−４  ２１、弁−７  ２２を開く。他の全ての弁は閉じたままとする。第２のポンプ２３が駆動され、ウランおよびＭｏ−９９を含む核分裂物質を含む反応炉溶液２を汲み上げる。この溶液は第３の熱交換器２４を通って移送され、その温度を４０℃未満となるように低下させる。ついで、吸収剤２５を通り、最後に弁−７  ２２を介して反応炉容器の底部へ戻される。ここで、ポンプ２３は反応炉溶液２をこの容器の頂部から汲み上げ、容器の底部に戻されることに注目すべきである。これにより、より暖かい反応炉溶液２とより冷たく密度の高いポンプ移送された流体との間の密度の差により“層化”作用が生じる。この冷たいポンプ移送された流体はＭｏ−９９が取除かれ、それにより反応炉中の“取除かれていない”溶液２から分離されたままの状態となる。
【００１３】
ポンプ移送された流体の流量は毎時間、約４リットル（１ｍＬ未満／秒）であり、反応炉溶液２の全体量２０リットルが吸収剤２５を通過するには約５時間を要する。この吸収剤２５の大きさ、充填量を調整し、ポンプ２３からの圧力を大きくすることにより、この流量を１ないし１０ｍＬ／秒の範囲で変化させることができる。反応炉溶液２の全体が吸収剤２５を通過したのち、弁−３  ２０が閉じられ、弁−２  ２７が開かれる。これにより、１リットルの純水１２により反応炉溶液の吸収剤の“洗浄”が行われ、同時に反応炉溶液２の濃度が維持される。この洗浄の後、弁−２  ２７、弁−３  ２０、弁−４  ２１、弁−７  ２２が閉じられ、弁−６  ２８および弁−５  ２９が開かれる。貯蔵容器から１０モル濃度の硝酸の溶離溶液３０が吸収剤を通されたのち、移送容器３１へ導かれる。この場合、約８０ｍＬの溶離溶液が使用される。
反応炉は１回当たり、１ないし５日間稼働される。典型的には、反応炉は５日間稼働され、１日間冷却され、Ｍｏ−９９は７日目に抽出される。この週サイクルは、製品の需要および抽出プロセスに用いられる時間の長さに応じて変化させることができる。反応炉を２０ｋＷの電力で５日間稼働させ、その後、１日間の冷却期間と１日間の抽出期間を経ることにより、４２０キューリーのＭｏ−９９を含む溶液３１が得られる。
【００１４】
この吸収剤２５によるＭｏ−９９の抽出効率は少なくとも９０％である。抽出された溶液３１中の他の核分裂成分の量は２％未満であり、溶液３１中のウランの量も０．０１％未満である。吸収剤の好ましい材料は無水マレイン酸コポリマーとアルファ−ベンゾインオキシムの複合エーテルであり、これは本出願人による同時に係属中の出願の主題でもある。その後、周知の精製プロセスが用いられ、濃縮されたＭｏ−９９溶液３１の精製が行われる。
【００１５】
本発明の方法および装置により、Ｍｏ−９９が廃棄物がなく、簡単、かつ経済的に生産される。Ｍｏ−９９は均質溶液核反応炉の硫酸ウラニル溶液（ｐＨ、１以下）にて直接的に製造することができる。この場合、ウランは全く廃棄されない。なぜならば、溶液からＭｏ−９９を吸着させた後、核燃料として核反応炉中にて再度、使用されるからである。使用される吸収剤の高い選択性により、反応炉領域を超えて放射能が放出されることもない。核燃料の再処理はその後の抽出サイクルにおいて必要がなく、ターゲットの製造費用が増大されることはない。
【００１６】
本発明は当然のことながら、本明細書および図面に開示されて具体例に制限されるものではなく、特許請求の範囲内での変更をも包含するものである。例えば、冷却システムが反応炉溶液を沸点未満に維持し得る限り、反応炉は連続的に稼働させることも可能である。ウランの燃え尽きも微々たるものであり、数百日の稼働の後に、その追加が必要となるだけである。
【図面の簡単な説明】
【図１】  Ｕ−２３５を使用する従来のＭｏ−９９の生産方法を説明するブロック図。
【図２】  本発明によるＭｏ−９９の生産方法を説明するブロック図。
【図３】  反応炉の操作を示す模式図。
【図４】  Ｍｏ−９９の抽出方法を示す模式図。
【符号の説明】
１      反応炉容器
２      硫酸ウラニル溶液
３      自由容積
４      冷却コイル
５      第１のポンプ
６      熱交換器
８      再結合器
９      第２の熱交換器
１２    水容器
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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