Выделение из продуктов деления

Пороговые реакции

Реакции с вылетом заряженных частиц, такие как (n,p) и (n,a), могут быть использованы для получения некоторых радионуклидов с малым атомным весом: ¹⁴N(n,p)¹⁴C, ³²S(n,p)³²P, ³⁵Cl(n,p)³³S, ⁴⁰Ca(n,a)³⁷Ar, ⁸⁹Y(n,p)⁸⁹Sr. Радионуклид ¹⁴C почти полностью производится в реакции ¹⁴N(n,p)¹⁴C.

Задача. Сравнить два способа получения ⁹⁹Mo, являющегося генератором наиболее используемого радионуклида ^99mTc, в реакциях ⁹⁸Mo(n,g)⁹⁹Mo и ²³⁵U(n,f)⁹⁹Mo. В первом случае возможно облучение молибдена природного изотопного состава (24,1% ⁹⁸Mo) или обогащенному по ⁹⁸Mo до 90% и более.

Рассчитать выход ⁹⁹Мо на реакторе АМБ - пер­вой в мире АЭС в реакциях деления и радиационного захвата.

Исходные данные: плотность потока тепловых нейтронов

j= 210^пн/см²с; время облучения t= 10 часов; T_1/2= 67 часов; выход ⁹⁹Мо при делении ²¹⁵U x = 6,1×10^-2; сечение деления ²³⁵U s_f = 583 барн; допустимая тепловая мощность в мишени W- 2 кВт; обогащение х по ²³⁵U - 90 %; сечение радиационного захвата ⁹⁸Мо s_n,g = 0,5 барн; содер­жание ⁹⁸Мо в естественной смеси у = 24 %.

Найдем массу мишени исходя из допустимой скорости делений w:

w = W 210³Дж/210²-1,610'¹³ = 6,2×10¹³

mxs_f j610²³/235 = 6,2×10¹³

т = 2,3 г.

Скорость образования ⁹⁹Mo q = wx = 3,8×10¹² ядер/с.

Уравнение ба­ланса

решение которого: а = q(1 – еxp(0,69t/T_1/2 )) = 2,310^|2Бк = 60Ки.

Масса активных ядер т₉₉ = = 1,3×10^{-5 г.}

Активация необогащенной мишени. В этом случае ограничение - масса мишени. Примем т = 100 г.

А (N/A) s_n(1 – еxp(0,69t/T_1/2)) = 25 Ки.

Стоимость на единицу активности ⁹⁹Mo по реакции ⁹⁸Mo(n,g)⁹⁹Mo на порядок ниже, чем при переработке облученного ²³⁵U, и в производстве практически отсутствуют радиоактивные отходы. Однако удельная активность ⁹⁹Mo в этом случае значительно ниже удельной активности ⁹⁹Mo, получаемого из осколков деления урана. Поскольку при делении урана, кроме ⁹⁹Mo образуется большое количество сопутствующих осколков деления, суммарная активность которых более чем на порядок выше извлекаемого молибдена, возникает проблема ликвидации высокоактивных отходов.

Радионуклиды, получаемые в реакторах.

РН	Период полураспада	Тип распада, макс. энергия b-излучения (МэВ), выход (%)	Энергия основных g-квантов, кэВ выход (%),	Реакция получения РН
1 2 3 4 5
Реакция радиационного захвата (n, g)
^32P	14,3 сут	b^- 1,7 (100)	695(100)	^31P(n,g)^32P
^125I	60,0 сут	ЭЗ(100)	35,5(7)	^124Xe(n, g)^125Xe® ^125I (генератор)
^131I	8,02 сут	b^-0,6 (100)	284(5), 364(81), 637(7)	^130Te(n, g)® ^131Te ®^131I Продукт деления ^235U
^131Te	25мин	b^-2,1(100)	150(68), 453(16)	^130Te(n, g)® ^131Te
^153Sm	46,3 ч	b^-0,8(100)	103(28.3)	^152Sm(n,g)^153Sm
^188Re	17.0 ч	b^-2.1(100)	155(1)	^186W(n,g)®^187W(n,g) ®^188Re (генератор) ^187Re(n, g)^188Re
Последовательный захват нейтронов
^166Dy	81,5 ч	b^-0,48(100)	82(13.0)	^164Dy(n,g) ®^165Dy(n,g) ®^166Dy(n,g)
^188W	69,0 сут	b^-0,35(100)	291(0,4)	^186W(n,g) ®^187W(n, g) ®^188W(n,g)
Реакция деления
^90Sr	28,6 лет	b^-0,55(100)		Продукт деления ^235U
^99Mo	66,0 ч	b^-1,23(100)		Продукт деления ^235U
^131I	8,0 сут	b^-0,6 (100)	284(5), 364(81), 637(7)	Продукт деления ^235U
Реакции вылетом заряженных частиц
^3H	12.3 лет	b^- 0,018^(100)		^6Li(n,a) ^3H
^14C	5730 лет	b^- 0,156(100)		^14N(n,p)^14C

В случае использования реакции радиационного захвата (особенно при двойном захвате) удельная активность относительно мала.

Дата добавления: 2013-12-13