Изотопы. Методы разделения. Урок.

Поздняк Н.И. СПб ГБОУ 517

Изотопы. Методы разделения.

Спектр использования стабильных и радиоактивных изотопов постоянно расширяется: ядерная энергетика, наука, медицина, промышленность, сельское хозяйство, долговечные изотопные источники электрической энергии и др. Кроме того, с помощью одних изотопов получают и изучаются ранее неизвестные. Число нестабильных изотопов, полученных в ядерных реакциях, значительно больше стабильных, которые характеризуются, чаще всего, четным соотношением нейтронов и протонов в ядре (наиболее стабильны нуклоны с магическим числом нуклонов: 2, 8, 20, 28, 50, 82, 126). Ядерные силы на два порядка сильнее электромагнитных сил отталкивания протонов в ядре; поэтому, увеличение числа нейтронов по отношению к числу протонов, приводит к уменьшению влияния кулоновских сил, а, значит, стабильность нуклона увеличивается. Явление радиоактивности относительно подробно рассмотрено в разделе аспекты ядерной физики.

Ассортимент искусственно получаемых изотопов, с предсказанными заранее физикохимическими свойствам, постоянно расширяется. Например, метод «атомных меток» (1932 г.) нашел самое широкое применение в различных направлениях науки, отраслях промышленности, медицины, в виду, возможности проводить изотопный анализ с концентрациями на много меньшими, чем в других методах химического анализа. В силу свойств ядерной материи изотопы могут образоваться лишь в ядерных реакциях; в реакторах, в ускорителях, при воздействии микрочастиц космического происхождения. Другое дело, изотопы полученные в реакциях деления тяжелых ядер (в том числе, в спонтанном распаде) могут трансформироваться, путем захвата, распада или рассеивания микрочастиц и энергии. Подробное описание свойств частиц, участвующих в ядерных реакциях приведено в разделе ядерная физика. Сведения об изотопах в данном разделе позволят более полно воспринять материал по физике реакторов.

Различают изотопы по времени жизни, точнее, по периоду полураспада; к стабильным относят изотопы с периодом не меньше возраста Земли (например, для 92Pb204 Т1/2 более 1017 лет, для 92U238 Т1/2=5*109 лет); к долгоживущим с периодом более 10 суток. Однако, понятие стабильный изотоп носит относительный характер, так как, все зависит от точности измерения больших периодов распада. Теоретически, а затем экспериментально доказано, что нуклиды с четным числом протонов и четным числом нейтронов стабильнее вариантов с нечетными нуклонами. Кроме того, основное число стабильных изотопов имеют массы менее 83 а.е.м. Общее число стабильных изотопов не более 300, а нестабильных более 3000; причем, некоторые химические элементы могут иметь более 40 изотопов (например, индий, технеций); а некоторые всего два или один природных изотопа (11Na23, 15Р31), в то время как, искусственных может быть много Так как изотопов одного химического элемента незначительно отличаются, то химические вещества могут состоять из разных замещенных изотопов, что реально не изменяет их химические свойства. Такое замещение называется изотопным эффектом; и наблюдается такое явление в основном для легких ядер (дейтерий, тритий, гелий, литий, углерод, бериллий…). Тем не менее, различие масс изотопов одного химического элемента можно использовать для ускорения или замедления химических реакций, в которых существенным является энергия движения частиц с разной массой. Различие в массах изотопов используют в технологии их разделения, используя различие в инертных массах, например, в методе центрифугирования. Изотопный эффект (для разных масс одного химического элемента) может наблюдаться в связи изменения оболочечной структуры ядра, что влечет изменение структуры электронных оболочек, а, значит, химической активности атома, например, появление сверхтонкой структуры оптического спектра атома. Причиной слабой стабильности ядер с массовым числом более 83 можно объяснить тем, что в основном состоянии энергия связи нуклонов пропорциональна массе, а кулоновские силы отталкивания протонов пропорциональны квадрату заряда ядра.

Квантовой характеристикой ядра является спин (у нуклонов спин равен ½), который складывается из собственных моментов количества движения и орбитального магнитного момента. Для четно-четных ядер суммарный спин равен нулю, а четно-нечетном варианте спин полуцелый. Например, у квантовой жидкости гелий-3 и гелий-4 разные спины (½ и 0), тогда гелий-3 относят к фермионам, а гелий-4 относят бозонам. Ядерный момент слабо влияет на магнитные свойства вещества: 𝜇я = (𝑚𝑒/𝑚𝑝)𝜇𝐵=eh/2𝑚𝑝𝑐), то есть в 1830 раз меньше магнетона Бора; однако, даже такая величина достаточна для обнаружения ядерного магнитного резонанса, который широко используется в медицинской диагностике заболеваний. Ядерные свойства изотопов оказывают влияние на процессы взаимодействия микрочастиц с ядром. Например, сечение захвата теплового нейтрона ядром лития-7 составляет 0,045 барн, а для лития-6 – 940 барн; для урана-235 сечение деления 0,3 барн для энергии более 1 МэВ, а для тепловых нейтронов сечение деления – 582 барна.

Радиоактивный изотоп в виде продукта ядерной реакции при избытке нейтронов всегда энергетически возбужден, поэтому, имея отрицательную энергию связи, распад точно произойдет. К этим распадам относятся, в первую очередь, бета-распад и альфа-распад; далее с меньшей вероятностью: нейтронный и двунейтронный распад, протонный и двупротонный распад, спонтанный и кластерный распады; и, наконец, практически всегда, гамма-распад. Физика этих распадов в основном обсуждалась раньше, поэтому, можно напомнить только некоторые важные следствия бета- и альфа-распада. При бета-минус-распаде нейтрон в составе ядра чаще, переполненного нейтронами,

(например, 8О19,20, 9F20, 21, 22, 23, 11Na24 - 28, 20Са45 -50 и др.) превращается в протон, а из ядра вылетают электрон и антинейтрино, при этом, с некоторой вероятностью можно предположить, что спусковым механизмом данного распада является воздействие постороннего нейтрино (солнечного или космического). Изобарные переходы оказались востребованы, например, для работы реактора на урановом и плутониевом топливе. Захват ядром, ближних к ядру К-электронов, сопровождается превращением протона в нейтрон, а из ядра вылетает нейтрино и гамма-кванты рентгеновского характеристического излучения; такой распад тоже относится к бета-распаду. В составе ядра, чаще переполненного протонами (по-другому, дефицит нейтронов, например, 8О14,15, 9F17?18, 11Na21, 22, 20Са37, 38, 39 и др.), может происходить бета-плюс-распад,

сопровождающийся изобарным переходом с выбросом позитрона и нейтрино. Альфа-распад природных или искусственных изотопов наблюдается для ядер с зарядом выше 60 (прометий); однако, легкие изотопы (литий-8, бериллий-11, бор-8, углерод-14, азот-12) тоже могут участвовать в альфа-распаде, хотя, вероятность таких распадов очень мала. Чаще всего, альфа распад ядра сопровождается излучением гамма-квантов, так как дочернее ядро остается возбужденным. Кинетическая энергия альфа-частиц составляет от 4 до 9 МэВ, а энергия гамма-квантов менее 0,5 МэВ. В воздухе пробег альфа-частиц энергией 6 МэВ составляет 5 см, а в алюминии – всего 0,5 мм. Средняя энергия электронов и позитронов составляет 0,2 – 0,5 МэВ, хотя минимальная энергия 2,6 кэВ, а максимальная -13,4 МэВ. Пробег электрона в алюминии составляет около 1,5 мм. Если в составе одного химического элемента имеются как стабильные, так и, искусственно полученные, радиоактивные изотопы, то кроме альфа- и бета-распада могут быть электронный захват, спонтанное деление и др. Конкуренция между этими схемами распада зависит от заряда и атомной массы. Например, число изотопов технеция достигает 43; первые изотопы от 108 до 114 являются бета-плюс–распадчиками. Изотопы технеция с массой от 115 до 121 снижают дефицит нейтронов путем захвата электронов (электронный захват). Не считая стабильных изотопов, более тяжелые от 127 до 138 испытывают бета-минус распад, тем самым, уменьшая протонный дефицит. Число изотопов свинца составляет 31, из них 8 метастабильные. Изотопы 82Pb206, 207 – стабильные; изотопы 185 – 192 – альфа-распадчики; для изотопов 193 – 206 более характерен электронный захват; а с 208 по 214 характерен бета-минус-распад. Для протонного или нейтронного распада нуклида недостаточно иметь необходимую энергию, так как, существуют квантово-механические запреты по четности или моменту количества движения. В итоге, возбуждение ядра снимается путем испускания одного или нескольких гамма-квантов. Проникающая способность гамма-излучения во много раз выше других видов радиации (поток гамма-квантов уменьшается в 2,71 раз в слое алюминия 6 см), не беря в расчет поток нейтрино, который практически не взаимодействует с веществом.

2.1.1.Разделение и обогащение изотопов

Практическая ценность радиоактивных искусственных изотопов возможна при обстоятельном исследовании свойств конкретных изотопов каждого химического элемента. В большинстве используемых технологий происходит сравнительный анализ свойств стабильных и искусственных изотопов данного элемента (к примеру, методика «меченных атомов»). По этой причине необходимо рассмотреть некоторые способы разделения изотопов: газовой диффузии, газовая центрифуга, ректификационная колонна, лазерное разделение, электромагнитный сепаратор. Во всех технологиях логика процесса одинакова: на входе смесь фракций, а на двух выходах нужный компонент и отвал. Так как, в одном разделении трудно получить нужный компонент, тогда, используют разделительный каскад повторяющихся разделений. В противоточной схеме отвал ступени каскада возвращается в предыдущую ступень для повторного обогащения; только на последней ступени производится отбор отвала и компонента. Эффективность разделения разных методов определяют по работе разделения каскада.

Газодиффузионный метод разделения

В молекулярно-кинетических методах разделения изотопов необходимо, чтобы нужный изотоп находился в газовой фазе (например, гексафторид урана – UF6); при этом, парциальное давление компонента должно быть не ниже 10 мм.рт.ст., коррозийно пассивным и устойчивым к диссоциации. Разделение легкой и тяжелой фракций в газовой

смеси основано на различие их скоростей согласно основному уравнению МКТ: V = √3𝑅𝑇,

𝑀 а, следовательно, различной проницаемости через пористые мембраны. Еще в 1932 г. методом газовой диффузии Герц с помощью каскада из 50 ступеней сумел отделить неон от других газов воздуха. В пористых мембранах молекулы газа сталкиваются со стенками канала двигаются хаотично, как при обычной диффузии в газах. Поток легкой компоненты газовой смеси проникает через фильтр быстрее тяжелых, тем самым, по другую сторону фильтра концентрация более легкой компоненты возрастает. Квадрат коэффициента разделения компонентов пропорционален отношению молекулярных масс тяжелой и легкой компоненты; например, для молекул UF6 с ураном -238 и ураном 235, получим коэффициент разделения всего 1,0043. По этой причине приходиться увеличивать число ступеней обогащения в каскаде. С внутренней стороны фильтра в виде пористых трубок подается газовая смесь под высоким давлением, в, то время как, снаружи трубки давление низкое. В результате, концентрация легкого изотопа за стенкой трубок становится выше. Фильтром служит никелевая трубка с пористым слоем; размер пор около 0,01 мкм, размер трубки 55 см, толщина стенки 0,15 мм, диаметр -15 мм. Такие фильтры могут работать при высоких давлениях много лет; при этом, комрессоры создают давление, обеспечивающие скорость потока газа выше 80 м/с (скорость звука в гексафториде урана). От размера пор разделяющего слоя зависит давление на входе, а, также, число ступеней каскада. На современных газодиффузионных заводах число ступеней исчисляется тысячами, в зависимости от степени обогащения (для обогащения урана-235 до 5% необходимо тысяча ступеней). Из термодинамики следует, что при перепаде давлений система должна нагреваться. По этой причине, почти вся энергия компрессоров и вакуумных насосов превращается в тепло, а, значит, необходимо постоянно систему охлаждать. Удельное потребление энергии на газодиффузионных заводах составляет около 2,5 МВт на килограмм обогащенного компонента, что соответствует половине затрат на работу завода. Для решения проблемы обогащения урана в ведущих странах построены мощные газодиффузионные заводы. В настоящее время, эти заводы остались в Штатах и Франции: в России перешли на метод газового центрифугирования, который оказался эффективнее и экономичнее.

Газовое центрифугирование

В России первые центрифуги для обогащения урана были созданы коллективом под руководством И.И.Кикоина. В послевоенные годы срочно потребовалось решить проблему обогащения урана в большом объеме, поэтому известные способы разделения изотопов (электромагнитный, химический обменный с применением разных смол, химический ректификационный и др.) были малоэффективны. Производительность метода центрифугирования оказалась выше других вариантов; а потребление энергии снизилось, поэтому страны с развитой энергетикой переняли опыт обогащения урана с помощью газового центрифугирования.

Идея использования центрифуги для разделения компонентов газовой смеси основана на искусственном увеличении «гравитации» молекул газа за счет увеличения ускорения свободного падения с g = 9,8 м/с2 до 5*105 g, путем вращения барабана с газом с частотой 1300 Гц. Первыми к стенке барабана «прилипают» тяжелые молекулы, а легкие остаются внутри объема. Опыт показал, что разделение компонентов уже на одной ступени составляет 6% (вспомним разделение газовой диффузии всего 0,043%). Проблема отбора легкой компоненты от тяжелой осуществляется методом противотока компонентов на оси вращения барабана (противоточная циркуляция к обеим концам ротора). На рис. показана схема газовой центрифуги. Так как каждая центрифуга занимает объем, то для экономии пространства завода, центрифуги компонуют в сборки по 20 штук, а сами сборки устанавливают в вертикальные штабеля (правда, усложняется обслуживание, ремонт и модернизация; то есть надежность центрифуг должна быть гарантирована изначально).

. Успехи в газодиффузном разделении изотопов урана (производительность в пять раз, а экономия электроэнергии в десять раз, по сравнению с газодиффузионным разделением) позволили отказаться от ГД-технологии уже в 1992 г.

Рис. Схема газовой центрифуги и противотоки компонентов.

Отбор и разделение фракций происходит за счет перепада давлений вблизи оси ротора с помощью циркуляционной диафрагмы с отверстиями. Более обоснованное описание теории и механизма обеспечения разделения фракций можно найти в приведенной литературе. Моно добавить, что для увеличения производительности центрифуги необходимо увеличивать угловую скорость вращения ротора и его линейные размеры (не забывая о изгибном резонансе самого ротора); но, это связано с проблемой механической прочности конструкции центрифуги (по этой причине США остановили технологию длинно-роторных (3 м) центрифуг). Прочность барабана центрифуги можно увеличить заменой высокопрочной стали композитным материалом, на основе углеродных нитей, которые укладываются под разным углом друг к другу. Согласно расчетам, можно говорить, что увеличение до теоретических пределов габаритов центрифуги (длина ротора и диаметр барабана), увеличивает производительность; но фактор надежности остается важнее. Кроме всего, необходима система защиты каскада центрифуг при взрывной аварии отдельного агрегата; эта система должна срабатывать в течении менее 10 мс.

Технология разделения изотопов урана во многом пригодилась для разделения других изотопов. При использовании метода газового центрифугирования необходимо выяснить может-ли данный изотоп быть в газообразной фазе, чтобы его давление паров при атмосферном давлении иметь парциальное давление не меньше 5 мм.рт.ст. Чаще всего, это соединения с химически активным фтором. Методика разделения стабильных изотопов серы –33 и 36 (широко используются в сельском хозяйстве и медицине) через соединение SF6 была использована для разделения других стабильных изотопов. Так как SF6 химически инертное соединение, тогда для получения чистой серы было использована технология металлотермического разложения. Эта же методика была использована для получения чистого селена-74 (используется в медицине и микроэлектронике); а для получения селена-75 использовалось нейтронное облучение селена-74. Чистые изотопы кремния-28, 29, 30 и германия-70 и 76 получили по металлотермической технологии из соединения SiF4 и GeF4 (используются в электронике и солнечных батареях). Разделение изотопов свинца- с 116 по 124 по схеме Pb(CH3)4 методом газового центрифугирования с 95% обогащением, позволило получить эти изотопы в металлической фазе посредством предварительного окисления. Летучее и термостабильное соединение Zn68 (CH3)2 обогащается до 95% методом газового центрифугирования, после чего получают ZnO.

Изотопы ксенона-124 и ксенопа-126 используются для получения изотопов йода-131 и ксенона-127, которые применяются в медицинской диагностике. После обогащения методом центрифугирования до 99,9% изотопы 54Xe124 и 126 отделялись способом многоступеньчатой ректификации при низкой температуре. Разделение ксенона-124 и 126 проводилось в растворе фреона-12 (СF2Cl2). Используя гексафторид осмия OsF6 методом центрифугирования были разделены изотопы осмия-184, 186, 187, 188, 189, 190 ,102, которые активно используются в медицине.

Изомер 43Те99m очень широко используется в медицинской практике для диагностирования тканевых новообразований. Объясняется это, тем, что период полураспада метастабильного технеция всего 6 часов, чего вполне достаточно для диагностики по его мягкому гамма-излучению из области организма, куда его транспортировали вместе с фармацевтическим препаратом. Этот препарат генерируется из изотопа 42Мо99 прямо в клинике перед введением в организм; предварительно отделив химическим реактивом (метилэтилкстон) остатки 42Мо99. Период бета-минусраспада 42Мо99 шесть суток, и получают его из реакторных осколков деления после химического разделения. В таблице приводятся примеры радиоактивных изотопов.

Таблица

Проблема разделения редкоземельных изотопов методом центрифугирования оказалась не простой задачей, в связи, с трудностями получения устойчивых к высокой температуре газовых соединений, вроде гексафторидов. Кроме того, упругость паров уже известных соединений недостаточно для проведения разделения методом центрифугирования. Некоторые лантаниды (гольмий, диспрозий, эрбий) используются в реакторах в качестве выгорающих замедлителей, поэтому, приходиться находить другие способы разделения.

Физико-химические методы разделения изотопов отличаются от диффузионного и центрифугирования более высоким коэффициентом разделения, высокой производительностью и меньшими энергозатратами. Использование химических обменных реакций, температурных градиентов, катализаторов можно существенно ускорить процесс разделения нужного изотопа. В основе разделения лежит различие близких молекулярных систем в скорости реакции, летучести, степени диссоциации, зависимости от катализатора, константы равновесия и др. Рабочие системы (т.е. смеси) состоят из двух фаз (сочетания: твердое-жидкое газообразное) и двух, трех и более компонентов. С учетом легких, тяжелых и сверхтяжелых изотопов водорода, а также, изотопов кислорода, вода имеет два или три компонента, а возможных систем - 18. Изотопный обмен и ректификация активно используются для разделения изотопов легких химических элементов: водород, кислород, азот, углерод, литий, бор. Реакции химического ионного обмена (ХИО) являются обратимыми, поэтому реакции обмена должны проходить быстро, или с применением катализаторов. Реакция изотопного обмена легкого водорода на тяжелый, с целью получения тяжелой водs проходит без катализатора, но при перепаде температур между системами с разными изотопами водорода (HDS + H2O ↔ H2S + HDO). Так как сероводород улетучивается, то концентрация молекул HDO увеличивается. Реакция H2O + DH ↔ H2 + HDO протекает в паровой фазе (пар

– жидкость) при температуре 60 оС с участием катализатора гидрофобной платины (платина на активированном угле). Реакция изотопного обмена может проходить на уровне простых молекул: H2 + D2 ↔ 2HD. Реакция с участием трития: Н2О + НТ ↔ Н2 + НТО. В реакторе тритий образуется в результате редкого захвата нейтрона молекулой тяжелой воды: но, так как, тритий радиоактивен, то для очистки такой воды, а, заодно, получения трития, проводят изотопно-обменную реакцию: D2 + DTO ↔ DT + D2O.

Электромагнитное разделение

Впервые, с помощью своего масс-спектрографа Дж.Дж.Томсон в 1913 г. разделил изотопы неона-20 и 22. Артур Демстер (1918 г.), и независимо Френсис Астон (1919 г.), усовершенствовали конструкцию Томсона. В 1942 г. Лоуренс на промышленном массспектрометре разделяет изотопы урана. Применение масс-спектрометра достаточно широкое: химический анализ вещества с определение концентрации элементов, определение дефекта масс, разделение изотопов и др. Теоретическое, а затем экспериментальное доказательство возможности деления ядер урана привели к необходимости поиска методов разделения изотопов урана. В этой связи, массспектрометрический метод оказался в начале сороковых годов самым востребованным, так как, других надежных вариантов еще не было. Для промышленного использования электромагнитного метода разделения изотопов необходимо было разобраться с вопросами катодного распыления, ускорения ионов, вторичной эмиссии, создания высокого вакуума, поведения низкотемпературной плазмы и др. Несмотря на положительные успехи по разделению изотопов урана этим методом на крупных предприятиях, но с появлением более экономичных и более производительных молекулярных методов, от электромагнитного разделения изотопов промышленного объема пришлось отказаться. Однако, все наработки по этой технологии востребованы как фундаментальной наукой, так и решением прикладных задач, в том числе, в медицине.

Ускоренные заряженные частицы в магнитном поле, согласно Лоренцу, будут двигаться

𝑚 𝑉2 𝑚 𝑉2 по криволинейной траектории: ma = BqV или

= BqV, т.к. qU = , то R , где q

𝑅 2

- заряд иона, U - потенциал электрического поля, В – магнитная индукция. При определенных значениях магнитной индукции и ускоряющего напряжения радиус траектории зависит от отношения массы изотопа к заряду. Основными требованиями осуществления электромагнитного разделения будут: а) необходимость острой фокусировки пучков ионов с разными массами в местах накопления ионов, то есть на приемнике; б) для разных пучков ионов следует обеспечить моноэнергитичность; в) внутри ионного пучка не должно проявляться отталкивания одноименно заряженных ионов, что приводит к рассеиванию и расфокусировке пучка. На рис. приведена схема работы электромагнитного разделителя ионов.

Рис. Схема электромагнитного разделителя изотопов. 1.

источник ионов; 2 – газоразрядная камера; 3, 4, 5 – система ускоряющих электродов; 6 и 7 – коллекторы для сфокусированных пучков ионов; 8 – реперный приемный электрод (регулирует наводку пучка в приемную камеру).

Выбором конструкции щели (площадь щели около 3 см2) газоразрядной камеры и величины потенциалов электродной системы добиваются оптимальной конфигурации ионного пучка. Напряжение ускоряющего поля от 25 до 45 кВ. Сфокусированный пучок

𝑚 ионов с разным попадает в приемные камеры (коллекторы). Сепаратор ионов

𝑞

помещают в вакуумную камеру с остаточным давлением около 5*10-6мм.рт.ст. Магнитная индукция электромагнита около 0,4 тесла для ионов массой 150 а.е.м., напряжения – 30 кВ и радиуса кривизны траектории 70 см. Накопленные в приемнике нужные изотопы химическим путем отделяют от примесных изотопов. Несмотря на то, что данный метод принципиально позволяет разделять любые изотопы, но необходимое давление паров при соответствующей температуре должно быть не ниже 5 мм.рт.ст., а, значит, не все вещества удовлетворяют этому требованию. Поэтому приходиться поднимать температуру в газоразрядной камере, что не всегда возможно. В таблице приведены примеры рабочих температур для некоторых материалов.

| | | | | | | | | | |
| --- | --- | --- | --- | --- | --- | --- | --- | --- | --- |
| Zn | Mg | Sr | Sb | Ca | Rb | Tl | Eu | Ba | Sm |
| 360 | 430 | 525 | 540 | 585 | 165 | 600 | 600 | 610 | 730 |

Если не удается поднять температуру испарения в камере, тогда используют вариант испарения данного изотопа в составе химического соединения, например, хлоридов, фторидов; правда, приходиться учитывать дополнительные проблемы. Таким способом удается разделять изотопы редкоземельных элементов, а, также, Cr, Ga, Rb, Ni, Ag, Cu, Vи др.

Кратность обогащения в электромагнитном сепараторе теоретически может быть несколько тысяч, но этому препятствуют проблемы: нестабильность электрического и магнитного полей, перезарядка, рассеивание, фокусировка, изотопное загрязнение, смещение пучка на коллекторе. Например, для изотопов 63Eu151 и 63Eu153 имеем соответственно: обогащение 99,87% и 99,97%; кратность обогащения – 1214 и 3048. Метод электромагнитного разделения эффективен для изотопов платино-палладиевой группы и практически всех редкоземельных элементов. Кратко можно перечислить часто используемые изотопы в медицине и науке. Калий- 40 и 41 (фармакология, агрохимия, медицина); калий-43 (кардиология); кальций-43 и 44, также, стронций- 84 (радиофармпрепараты); цинк-67 (медицина); галлий-67, рубидий-87, самарий-154 (геофизика). Редкоземельные изотопы удобны для наработки новых изотопов.

Лазерное разделение

Так как, химические процессы существенно зависят от энергетического состояния атомов и молекул, то задача лазерного метода разделения заключается в селективном возбуждении колебательных уровней атома и молекулы вещества. Более определенно, смысл лазерного разделения заключается в использовании явления изотопического спина, то есть, смещения линий энергетического спектра различных изотопов, близких или равных по массе. На величину изотопического спина влияет как изменение массы (числа нейтронов), так и заряд ядра (число протонов) в изотопах. Так как, спектральная ширина лазерного излучении (0,001 см-1) много меньше спектральных полос электронных уровней атома, то появляется возможность селективного возбуждения конкретных видов изотопов. Понятно, что лазерное селективное воздействие возможно лишь для свободных атомов; отсюда, приходиться производить откачку воздуха (до 10 -4 Па) перед испарением нужного вещества. В итоге, имеем последовательность операций: откачка воздуха, испарение, лазерное возбуждение, сбор ионов изотопа в коллекторе и их химическое осаждение (экстракция). Хотя селективность лазерного разделения очень высокая, она уменьшается по причинам: в коллектор попадают неселективно возбужденные изотопы (загрязнения); доплеровское уширение линий спектра по причине больших скоростей ионов; экстракционные погрешности.

С развитием оптических квантовых генераторов различных по длине волны, интенсивности и длительности импульсов, стало возможным селективное воэбуждение молекул в ультрафиолетовом, видимом и ик-диапазоне с временем воздействия значительно более короткого, чем время перехода из возбужденного состояния в основное. Метод ступеньчатой резонансной фотоионизации лежит в основе фотофизического селективного возбуждения изотопических структур (метод AVLIS и MLIS). В отличие от фотохимического возбуждения молекул, например, с помощью неселективного лазерного излучения или ультрафиолета, фотоионизация протекает селективно с учетом механизма резонансного возбуждения конкретного вида молекул за менее короткое время, чем при фотохимическом возбуждении.

Исследования по изотопному разделению показывают, что при лазерном селективном изотопном возбуждении коэффициент обогащения много выше других способов обогащения; при этом, затраты энергии на один атом в лазерном разделении много меньше. Так, при разделении урана-235 из природного урана в методах газодиффузии, центрифугирования и электромагнитного разделения затрачивается до 10-13 Дж, а в лазерном варианте эта энергия всего 10-17 Дж. К преимуществу лазерного метода можно отнести: а) универсальность относительно масс изотопов; б) бесконтактность, значит, ничего постороннего не вносится; и можно работать с радиоактивными веществами; в) целевое воздействие на атом в сложном химическом соединении, используя перестраиваемый лазер с одной длины волны на другую. Г) короткий время подготовки к работе с возможностью переходить от одного вещества к другому. Следует заметить, что предлагаемый метод лазерного разделения находиться пока на лабораторном уровне с перспективами внедрения совершенно новых технологий.

Для селективного изотопического разделения пригодны лазеры на красителях с возбуждением газовых лазеров на парах металлов медь, свинец, золото, работающие в высокочастотном режиме (10 кГц) и длительностью импульса до 10 нс. Плотность фотонов лазерного импульса должна быть больше плотности паров исследуемого вещества (больше 1014 см3). Лазерный метод, как показали эксперименты, можно применить для разделения изомеров и изобар, чего нельзя сделать другими методами, так как, нет различия масс изотопов.

Отравление и шлакование реактора

Некоторые радиоактивные изотопы с коротким периодом жизни, могут захватывать тепловые нейтроны, тем самым, уменьшая поток нейтронов, необходимых для поддержания цепной реакции деления. Накопление таких изотопов называется «отравлением реактора». Самым сильным поглотителем тепловых нейтронов является изотоп ксенона-135 (сечение захвата 3,15*106 барн для энергии нейтронов 0,084 эВ, период полураспада Т1/2= 9,2 ч). Для более быстрых нейтронов это сечение уменьшается. В виде непосредственного продукта деления образуется всего 0,3% от числа ядер деления, однако большая часть 54Хе135 появляется, как продукт бета-распада 53I135 (Т1|2 = 6,7 ч) с выходом 6%. Убыль 54Хе135 происходит в результате бета-распада (образуется цезий-135) или выгорания, то есть, захвата нейтрона по реакции 54Хе135(n,ϒ) 54Хе136 (сечение поглощения тепловых нейтронов 54Хе136 всего 0,16 барн). Со временем, концентрация ксенона-135 стабилизируется, но в конце топливной сессии при остановке реактора число ядер деления уменьшается, а с ними уменьшается число ядер йода. Однако, продолжает накапливаться 54Хе135, тогда его концентрация становится выше стационарной, что приводит к «ксеноновой или йодной яме»; такое отравление затрудняет управление мощностью реактора.

В процессе цепной реакции образуются долгоживущие радиоактивные изотопы, которые накапливаются в активной зоне (шлакование) и остаются там после остановки реактора. Большой вклад в шлакование дает изотоп самария 62Sm149, который накапливается за счет распада прометия-149, а уменьшение его концентрации идет за счет распада или выгорания, то есть захвата нейтрона. При выгорании урана-235 образуется более 60 радиоактивных шлакообразующих изотопов, которые оказывают влияние на работоспособность реактора; и требуют мер по обеспечению безопасности еще долгое время после остановки реактора. Отработанные ТВС с твэлами после трехлетнего частичного разактивирования в водном бассейне отправляются на химическую переработку. На химическом предприятии из выгоревшего топлива и шлаков деления извлекаются остатки топлива и изотопы имеющие практическую ценность в медицине, промышленности.

Некоторые радиоактивные изотопы можно использовать для изготовления электрических источников путем преобразования энергии излучения в тепло, а затем тепловую энергию в электрическую, через термоэлектрический преобразователь (термопара). К таким изотопам можно отнести: стронций-90 (Т1/2 = 29 лет, бета-распад); никель-63 (бета распад); полоний-210 (альфа-распад); плутоний-238 (альфа-распад) и др. Батарея на изотопах полония-90 (Т1/2 = 138 суток) была использована для электропитания и обогрева аппаратуры космического аппарата «Космос» и «Луноход». Некоторые характеристики батареи «Лимон» на изотопах полоний-210: начальная э.д.с. – 2,85 В; начальная тепловая мощность 244 Вт; электрическая мощность – 5,8 Вт; масса – 3, кг. Батарея «Бета» на изотопах церия-144 (бета-распад, Т1/2 = 290 суток) ) мощностью 200 Вт, использовался на метеорологических спутниках. Плутоний-238 (Т1/2 = 89 лет, альфараспад) электрическая мощность 60 Вт, тепловая – 1480 Вт, рассчитан на 10 лет работы. На аппарате «Лунозод-1» батарея работала 11 суток. Аппарат обследовал территорию 8 гектар, прошел 10,5 км, передал на Землю более 200 тысяч снимков.

Атомные батареи на основе радиоизотопах широко используются в медицине («искусственное сердце»), а, также, для целей навигации кораблей и самолетов: светящиеся маяки, створы, бакены.

Литература

Тевлин С.А., АЭС с реакторм ВВЭР-!000. М., МЭИ, 2008

Лебедев В.А., Ядерные энергетические установки. Уч. Пособие, СПб, 2015 Солонин В.И., Ядерные энергетические установки. М., МГТУ им. И.Э.Баумана, 2010

Самойлов О.Б., Усыгин Г.Б., Бахметьев А.М., Безопасность ядерных энергетических установок. Уч. Пособие для вузов. М., Энергоатомиздат, 1989 Бать Г.А., и др. Исследовательские ядерные реакторы. М., Энергоатомиздат, 1985

Ганев И.Х., Физика и расчет реакторов. М., Энергоатомиздат, 1990

Блан Д., Ядра, частицы, ядерные реакторы. Пер. с фр. М., Мир, 1989

И.Н. Бекман. Ядерные технологии. Учебник. – М.: Юрайт, 2017. – Капитонов И.М. Введение в физику ядра и частиц М., 2006

Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика М., 1993