Получение изотопов в ядсрнмх реакторах

Оружейные изотопы, например, плутоний и тритий, нарабатываются в промышленных ядерных реакторах, специально сконструированных для этих целей.

Наиболее важный в практическом отношении изотоп ²зэРи получают в ядерных реакторах при длительном облучении тепловыми нейтронами природного или обогащённого урана:

При захвате нейтронов ²39Рц образуются более тяжёлые изотопы плутония с массовым числом. 2404−242:

Одновременно в результате ядерной реакции с нейтронами из ²з⁸и образуется ²з⁸Ри:

Обычно содержание ®39Pu в смеси составляет 90−95%, ²⁴°Ри — 1−5-7%, содержание других изотопов не превышает десятых долей процента. Тяжёлые долгоживущие изотопы Ри получают при длительном облучении нейтронами ²39Рц. Выход ²⁴²Ри составляет несколько десятков процентов, а 244рц — доли процента от содержания^Ри. Большое количество изотопночистого ²з⁸Ри образуется при облучении нейтронами ²37Np. Лёгкие изотопы плутония с массовыми числами 2324−237 обычно получают на циклотроне при облучении изотопов урана а-частицами.

Самым известным оружейным изотопом плутония является ²³⁹Ри, менее известно, что ²⁴¹Ри, нарабатываемый в реакторе из ²⁴°Ри, так же способен к самопроизвольному делению и, следовательно, при случае может стать оружейным.

²з⁶Ри образуется в результате реакции

Долгоживущие ИЗОТОПЫ плутония — ²4²Pll и 244Ри образуются при длительном (около ста дней и более) облучении нейтронами^Ри. При этом выход ²4²Ри достигает нескольких десятков процентов, в то время как количество образовавшегося ²*"Ри составляет доли процента от^Ри. Одновременно получаются америций, кюрий и другие трансплутониевые, а также осколочные элементы.

Из ²4*Ри образовавшегося в ходе облучения нейтронами урана путём p-распада образуется^Ат, который в свою очередь вступает в реакции с нейтронами, образуя ²з"Ри и^Ри:

Этот процесс открывает возможность получения препаратов плутония с относительно низкой удельной активностью, поскольку выгорает^Ат — сильный у-излучатель.

Рис. 1. Схема операций на первом промышленном реакторе В (Хэнфорд, Манхэттенский проект): 1 — топливные элементы, загружаемые в каналы с фронтона; 2 — уран, облучаемый в реакторе; з — облучённое топливо, извлекаемое на обратной стороне и спускающееся в водный бассейн; 4 — топливо, транспортируемое в защитных контейнерах на химический завод для выделения плутония.

Исторически, первыми атомными реакторами, на которых нарабатывался оружейный плутоний, были уран-графитовые реакторы, охлаждаемые обычной (лёгкой) водой. Схема операций на американском реакторе при наработке плутония для бомбы «Толстяк», сброшенной на Нагасаки, приведена на рис. 1.

В СССР оружейный плутоний нарабатывали на промышленных уран-графитовых реакторах (ПУГР), канального типа с водяным охлаждением. В активную зону ПУГР загружаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) из природного убрана. Физический пуск первого в СССР промышленного уран-графитового реактора (ПУРГ) «А-i» («Аннушка») на комбинате № 817 в г. Челябинск-40 (Химический комбинат ПО «Маяк», г. Озерск), предназначенного для наработки оружейного плутония состоялся 8.06.1948 г. В дальнейшем использовались ПУГР типа АДЭ (рис. 2). В настоящее время все военные реакторы в США и России остановлены.

Рис. 2. Принципиальная схема советского промышленного реактора типа АДЭ («аппарат двухцелевой энергетический») на Горнохимическом комбинате.

В конце 20-го века была проведена реконструкция некоторых «военных» реакторов с целью расширения производства на них «мирных» изотопов (как стабильных, так и радиоактивных), в первую очередь — медицинского назначения. В России примерами таких реакторов являются уран-графитовые реакторы «Руслан» и «Людмила» (ПО «Маяк»). Реактор «Людмила» ориентирован на выпуск изотопной продукции.

Некоторые энергетические реакторы способны одновременно с электрической энергией нарабатывать изотопы. На Российских АЭС такими реакторами являются уран-графитовый реактор РБМК-юоо (реактор большой мощности канальный), охлаждаемой лёгкой водой, в Канаде — тяжёловодный реактор «Канду». Водо-водяные реакторы типа ВВЭР для наработки изотопов не годятся.

Реакторы типа РБМК-юоо установлены на Ленинградской АЭС (ЛАЭС). Ключевым преимуществом реализации радиационных технологий в канальном реакторе уран-графитовом реакторе РБМК-юоо является его конструкционная особенность, позволяющая осуществлять загрузку и выгрузку облучаемых образцов и изделий на работающем реакторе в любой момент времени в многочисленных каналах, обеспечивая поддержание на высоком уровне всех условий ядерной и радиационной безопасности. Такое облучение обеспечивает производство медицинских изотопов, изотопов промышленного назначения, управление свойствами различных материалов, сплавов, химических соединений, полупроводников, природных кристаллических структур, готовых изделий электроники и др.

Рис. 3. Схема реактора РБМК-.

ЮОО.

Среди изотопной продукции ЛАЭС первое место занимает ⁶°Со. Возможности канальных реакторов РБМК-юоо этой АЭС позволяют накапливать ⁶°Со с удельной активностью 50-гЮО Ки/г, в объё мах до 10 миллионов Ки в год, как в виде сырья, так и в виде источников.

Объём производства ^{, 4}С (в виде Ва¹⁴С0₃) — до 300 Ки/год с удельной активностью по изотопу близкой к теоретически возможной. В качестве стартового материала для получения ^{, 4}С в нейтронном потоке реакторов используют нитрата кальция Ca (N0₃)₂ или нитрид алюминия A1N. Выпускаются также такие радионуклиды, как 99Мо (99"пТс), ¹²5j, 35S, 45Са, 5‘Cr, ⁸⁶Rb, ¹²⁴Sb, ¹⁴5Sm, *53Gd, ²°3Hg. Дочерний изотоп 99″ *Тс, образующийся при распаде 99Мо, извлекается на радиохимической установке по экстракционной технологии и в виде препарата «раствор натрия пертехнетата» доставляется в клиники для проведения радиодиагностических исследований. На основе этого препарата непосредственно перед проведением диагностических исследований, готовят радиофармпрепараты. На основе радиоизотопа ¹²$J синтезируются стероидные гормоны, меченные радионуклидом ¹²sJ, а также изготавливаются йодные источники, предназначенные для проведения радиодиагностических анализов.

Табл. 2. Радионуклиды медицинского и общепромышленного назначения, производство которых осуществляется на Ленинградской АЭС.

Некоторые радионуклиды медицинского и общетехнического назначения, производимые ЛАЭС приведены в таблице 2.

Третьим типом реакторов, используемым для наработки радионуклидов, являются ядерные реакторы, теплоносителями в которых являются расплавы солей. На жидкосолевых реакторах, в частности, производятся «медицинские» радиоактивные изотопы 99Мо и ⁸^Sr.