Извлечение полезных радионуклидов

Нептуний-237 (Т _1/2 = 2144000 лет) применяют для получения чистого плутония-238 по ядерной реакции ²³⁷Np (n,g) ²³⁸Np ²³⁸Pu. Плутоний-238 (Т _1/2 = 87,7 лет) используется в малогабаритных радиоизотопных источниках энергии, например, в РИТЭГах, кардиостимуляторах.

В отработавшем топливе легководных реакторов содержится около 475‑500 г/т-U ²³⁷Np. Он получается при бомбардировке ядер урана-238 нейтронами по реакции:

(12,7 мб)

Поведение нептуния в основной схеме экстракционной переработки хорошо изучено. В исходном растворе топлива нептуний присутствует в степенях окисления +4, +5 и +6. Изотоп ²³⁷Np выделяется экстракционным методом из водно-хвостовых растворов радиоактивных отходов переработки ядерного топлива АЭС. Экстрагируемость ТБФ для различных степеней окисления меняется в ряду

.

Стабилизацию того или иного валентного состояния проводят азотной кислотой (стабилизирует степень окисления +6) и нитритом натрия (+5). Варьируя степени окисления нептуния его экстракционными методами отделяют от урана. Конечный продукт – диоксид нептуния NpO₂.

Дата добавления: 2014-11-16