СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА НИКЕЛЬ-63
METHOD OF PRODUCING NICKEL-63 RADIONUCLIDE

Область техники
63
Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов. Заявленное изобретение может быть использовано для производства радионуклида никель-63 (Ni), являющегося основой для создания миниатюрных автономных источников электрической энергии с длительным сроком службы (атомных батареек), работающих на бета-вольтаическом эффекте.
Уровень техники
63
Радионуклид никеля Ni, являющийся чистым β-излучателем с периодом полураспада более 100 лет - один из самых перспективных радионуклидов для создания миниатюрных автономных источников электрической энергии со сроком службы более 30 лет, работающих на бета-вольтаическом эффекте [Нагорнов Ю.С. «Современные аспекты применения бета-вольтаического эффекта» - Ульяновск: УлГПУ, 2012; Пустовалов А.А., Гусев В.В., Заддэ В.В., Петренко Н.С., Тихомиров А.В., Цветков Л.А. «Бета-вольтаический источник тока на основе никеля-63» - «Атомная энергия», т. 103, вып. 6, декабрь 2007].
Бета-вольтаический эффект является аналогом фотоэлектрического эффекта - под действием β-частиц в полупроводнике с (p-n)-переходом происходит образование электрон-дырочных пар.
63
3
147
85
90
1/2
max
1/2
max
пор
пор
Из β-излучателей, которые могут быть использованы для создания энергоисточников, помимо Ni можно рассматривать радионуклиды Н (Т=12,3 года, E=18,6 кэВ, Ē=5,7 кэВ) или Pm (T=2,62 года, E=230 кэВ, Ē=65 кэВ). Другие β-излучатели, такие, например, как Kr или Sr, неприемлемы по разным причинам: сильное тормозное излучение, требующее использования радиационной защиты; средняя энергия β-спектра превышает порог радиационных повреждений в полупроводниках, которые предполагается использовать в атомной батарее - кремний или арсенид галлия: для кремния Е=145 кэВ и для арсенида галлия Е=170 кэВ, что сокращает срок службы атомных батарей до нескольких месяцев.
3
147
1/2
max
Однако из-за относительно небольшого периода полураспада радионуклид Н (тритий) не соответствует требованиям по созданию атомных батарей со сроком службы 30 и более лет, а Pm, помимо малого периода полураспада (T=2,62 года), имеет достаточно жесткое β-излучение с E=230 кэВ, которое значительно превышает порог радиационных нарушений полупроводников.
63
63
β-излучение радионуклида Ni относится к разряду «мягких» (Ē=17,43±0,01 кэВ) и не проникает за пределы корпуса батареи. Максимальная энергия β-частиц в спектре излучения Ni составляет 66,95±0,01 кэВ, что значительно меньше порога радиационных повреждений в полупроводниках, которые предполагается использовать - кремний или арсенид галлия. Это должно обеспечить стабильность электрических параметров никелевых «атомных батарей» в течение всего срока службы (не менее 30 лет). Отсутствие радиационных проблем создает возможность разнообразного применения таких батарей как в наземной и космической технике, так и для широкого круга имплантируемых в организм человека биостимуляторов. Источники этого типа отличаются высокой удельной мощностью (~100 мкВт/Ci) и химической стойкостью.
63
th
Теоретические расчеты и экспериментальные исследования показывают, что для производства миниатюрных энергоисточников целесообразно использовать Ni с обогащением не менее 80% - это позволяет достичь их эффективности 20-25% [A. Kostylev, I. Ryzhov, S. Filimonov et al. «Preparation of enriched nickel-63 for nuclear β-voltaic batteries» -Booklet of Abstracts. 17 Radiochemical Conference "RadChem2014", 11-16 May 2014, Marianske Lazne, Czech Republik].
15
2
63
60-64
63
Однако даже при оптимальных условиях облучения, например, в высокопоточном реакторе СМ-3 при плотности потока нейтронов более 10 н/см·сек, достичь обогащения радионуклида Ni, необходимого для производства миниатюрных энергоисточников, не возможно. В результате облучения мишени состав никеля будет содержать изотопы Ni, в котором доля Ni не превысит 20%.
63
62
63
63
62
63
Из уровня техники известен способ получения Ni, включающий получение никеля, обогащенного по изотопу Ni, облучение в реакторе, конверсию в летучее соединение и последующее обогащение по радионуклиду Ni центробежным методом [L.J. Sosnin, I.A. Suvorov, A.N. Tcheltsov et al. «Production of Ni of high specific activity». Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, 1993, v. A334, р. 43-44]. Стартовый изотоп Ni обогащают до концентрации более 99%, помещают в высокопоточный реактор СМ-3 и после накопления в никелевой мишени радионуклида Ni осуществляется его обогащение центробежным методом.
63
62
15
2
Однако для реализации этого способа получения радионуклида Ni необходимо обеспечить предельные характеристики двух составляющих технологии - степени обогащения никеля по изотопу Ni - до 99% и нейтронного потока реактора, в котором проводится облучение стартового изотопа ~10 н/(см·сек). Эти параметры позволяют получить уникальный продукт, который по экономическим показателям не может найти широкого применения.
62
63
62
64
63
64
В качестве прототипа выбран способ, включающий получение обогащенной по изотопу Ni никелевой мишени, облучение мишени в реакторе и последующее обогащение облученного продукта по Ni, отличающийся тем, что в обогащенной по Ni никелевой мишени содержание Ni не превосходит 2% и при обогащении продукта по Ni изотоп Ni извлекают из облученного продукта [«Способ получения радионуклида никель-63». Патент RU 2313149 С1. Авторы: Пустовалов А.А., Тихомиров А.В., Цветков Л.А., 20.06.2006].
63
Недостатками способа получения радионуклида Ni, выбранного в качестве прототипа, являются:
- сложность и многостадийность технологического процесса получения целевого радионуклида;
- радиационная опасность эксплуатации центробежных каскадов с газообразным радиоактивным соединением никеля;
- экологические проблемы на завершающем этапе утилизации оборудования, работающего в контакте с газообразным радиоактивным соединением никеля.
63
Крупномасштабное производство радионуклида Ni требует более простых и дешевых технологий, экологический риск от использования которых сведен к минимуму.
Раскрытие изобретения
63
Задачей предложенного технического решения является повышение удельной активности радионуклида Ni, упрощение технологического процесса его получения и снижение количества радиоактивных отходов по сравнению со способом, выбранным за прототип.
63
62
63
62
Техническим результатом заявленного изобретения является повышение удельной активности Ni, полученного активационным методом по реакции радиационного захвата Ni(n,γ)Ni при облучении в ядерном реакторе никелевой мишени, обогащенной по изотопу Ni.
63
62
63
62
63
63
Технический результат достигается тем, что в способе получения радионуклида Ni, включающем изготовление никелевой мишени, обогащенной по изотопу Ni, облучение мишени в нейтронном потоке ядерного реактора и последующее обогащение облученного продукта по Ni, никелевую мишень, обогащенную по изотопу Ni, изготавливают из композиционного материала, состоящего из наночастиц никеля или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, при этом d - характерный размер наночастиц выбирают из условия λ/d≈1, где λ - длина пробега в веществе наночастицы атомов отдачи Ni, после облучения мишени наночастицы и буфер разделяют, буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения радионуклида Ni, а наночастицы возвращают в ядерный реактор в составе новой мишени.
62
2
2
В предпочтительном варианте, в качестве материала наночастиц используют металлический никель природного изотопного состава или обогащенный по изотопу Ni. В качестве материала буфера используют хлористый натрий NaCl, а разделение буфера и наночастицы проводят в воде. Облучение мишени проводят в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов. В качестве материала наночастиц используют соединения никеля NiCl, или NiO, или NiF.
Осуществление и примеры реализации изобретения
62
55
119m
Центробежная технология получения изотопов никеля позволяет производить Ni в достаточных количествах [L.J. Sosnin, I.A. Suvorov, A.N. Tcheltsov, A.I. Rudnev «Investigation of centrifuge enrichment of stable nickel isotopes». Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, 1993, v. A334, р. 41-42]. Центробежное обогащение можно проводить не только стабильных, но и радиоактивных изотопов. Например, центробежным методом повышали удельную активность радионуклидов Fe и Sn [А.Н. Шубин, И.И. Пульников, А.В. Рябухин и др. «Применение газовых центрифуг для повышения удельной активности радионуклида» - В кн. Изотопы. Том 1: Свойства. Получение. Применение. М.: Физматлит, 2005, 530-548]. При этом содержание радионуклидов может быть получено близким к 100%, что соответствует наивысшей удельной активности радиоактивного материала. Однако затраты на такое производство слишком велики.
У никеля известно пять стабильных изотопов. В таблице 1 приведены данные по их природной распространенности (И.П. Селинов. "Изотопы". Справочник. М.: Наука, 1970).
14
2
Облучение большого количества относительно дешевого никелевого сырья предпочтительней проводить в реакторных установках с относительно невысоким уровнем нейтронного потока, ~10 н/(см·сек). Такие мишени можно ставить на многомесячное облучение в реакторы АЭС, где облучение не так дорого, как в исследовательских реакторах, например, в высокопоточном реакторе типа СМ-3. Данный подход позволит облучать практически постоянно большое количество (сотни кг) никелевых мишеней, не нарушая плановых режимов работы ядерных реакторов.
62
63
63
Известно, что образующееся в результате реакции радиационного захвата Ni(n,γ) ядро Ni в момент снятия возбуждения испусканием γ-квантов приобретает импульс отдачи, которого, в ряде случаев, бывает достаточно для преодоления атомом Ni химических связей с другими атомами и молекулами в исходном веществе мишени. Такие атомы отдачи способны выходить из молекул соединения, в котором они первоначально находились, переходить из твердых тел в газовую фазу и т.д.
63
62
Энергия атома отдачи Ni, приобретаемая им в результате реакции Ni(n,γ) на тепловых нейтронах, составляет [А.Н.Несмеянов, Радиохимия, М., 1978]:
Ni63
γ
63
63
где E - энергия атома отдачи Ni; ε - энергия мгновенного γ-кванта; М - масса атома отдачи Ni; с - скорость света.
62
63
63
В энергетическом спектре мгновенных γ-квантов из реакции Ni(n,γ)Ni в диапазоне 3-9 МэВ на один захваченный нейтрон испускается более одного γ-кванта. Принимая, что средняя энергия мгновенных γ-квантов равна 6 МэВ, получим энергию отдачи Ni>300 эВ. Этой энергии достаточно для пробега в твердом веществе до 100 нм.
Удельный выход атомов отдачи из мишени будет значителен только в случае, когда отношение λ/d≈1, где λ - длина пробега атома отдачи в веществе мишени, a d - характерный размер мишени. Если λ/d <<1, то в мишени будет работать только поверхностный слой толщиной ≈λ, а внутренние слои будут недоступны для выхода атомов отдачи. Чем больше размер мишени, тем менее эффективен этот процесс.
63
Если вещество никелевой мишени локализовано в наночастицах размером ≈50 нм, то энергии 300 эВ будет достаточно для выхода значительной (до 30%) доли атомов Ni за пределы наночастицы.
63
Изготовив мишень в виде композиционного материала, состоящего из наночастиц никеля или его соединений, окруженных связующим материалом (буфером), можно в процессе облучения мишени в поле нейтронов локализовать атомы отдачи Ni в буфере, отделив их тем самым от наночастиц никеля.
В качестве примера реализации предложенного способа рассмотрим следующий вариант.
62
Пример 1. Композиционная мишень на основе обогащенного никеля по изотопу Ni в исследовательском реакторе ИР-8.
3
4
62
63
62
63
63
Никель природного изотопного состава в форме тетрафторфосфина никеля - Ni(PF) направляют на изотопное обогащение центробежным методом. Обогащенный по Ni тетрафторфосфин никеля переводят в металл и затем изготавливают мишень из композиционного материала, состоящего из наночастиц никеля, окруженных буфером, состоящего из твердого хлористого натрия, растворимого в воде. Мишень помещают в поле нейтронов реактора ИР-8. Ni нарабатывается по реакции Ni(n,γ)Ni. Характерный размер наночастиц мишени выбран из условия λ/d>>1, где d - эффективный диаметр наночастицы, λ - длина пробега атомов отдачи Ni в никеле.
235
Активная зона реактора ИР-8 состоит из 16 тепловыделяющих сборок (ТВС) типа ИРТ-ЗМ. Длина активной части ТВС 58 см, содержание урана U - 90 грамм, а его обогащение - 90%.
Боковая поверхность активной зоны окружена слоями металлического бериллия толщиной 30 см, причем внутренние слои сменные. Использование бериллия позволяет уменьшить объем активной зоны и получить в отражателе максимальную плотность нейтронов.
Основные параметры реактора ИР-8 следующие:
- мощность, МВт
8
- объем активной зоны, л
47.4
- масса <sup>235</sup>U в активной зоне, кг
4.35
- максимальная плотность потока тепловых нейтронов, н/(см<sup>2</sup>×с):
в активной зоне
1.5×10<sup>14</sup>
в заполненных водой отверстиях сменных
бериллиевых блоков отражателя
2.5×10<sup>14</sup>
Таблица 2 показывает изменения в изотопии, происходящие на всех стадиях процесса.
63
63
63
63
В результате облучения в буфере концентрируются атомы отдачи Ni. После облучения мишень помещают в воду, растворяют буфер и переводят радионуклид Ni в растворимую форму. Затем раствор центрифугируют, отделяя нерастворимые в воде наночастицы мишени от находящегося в растворе радионуклида Ni. Буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения Ni, а наночастицы никеля возвращают в активную зону реактора в составе новой мишени.
63
63
Заявленный способ получения радионуклида Ni позволяет значительно снизить количество радиоактивных отходов в технологическом процессе, по сравнению со способом, выбранным за прототип, повысить эффективность использования делящегося материала, что приведет к снижению его оборота в обширной сети существующих производств радионуклида Ni.