[發明專利]一種均勻性水溶液核反應堆燃料溶液中99

在審

• 申請號: 202011294044.1
• 申請日: 2020-11-18
• 公開（公告）號: CN112403032A
• 公開（公告）日: 2021-02-26
• 發明（設計）人: 張勁松;姚維華;王海軍;陳云明;羅寧;孫志中;曾俊杰;李波;吳建榮;王小兵;王磊;李蓓;楊平
• 申請（專利權）人: 中國核動力研究設計院
• 主分類號: B01D15/20
• 分類號: B01D15/20;B01D15/42
• 代理公司: 成都行之專利代理事務所(普通合伙) 51220
• 代理人: 史麗紅

本發明公開一種均勻性水溶液核反應堆燃料溶液中⁹⁹Mo、¹³¹I共提取的方法，將冷卻后的燃料溶液通過球形氧化鋁提取柱吸附⁹⁹Mo和¹³¹I，然后依次用硝酸、水、氨水清洗提取柱，再用氨水或氫氧化鈉溶液解吸提取柱，將⁹⁹Mo和¹³¹I解吸下來，實現⁹⁹Mo和¹³¹I的共提取。本發明既適用于高濃鈾燃料溶液中⁹⁹Mo和¹³¹I共提取，也適用于低濃鈾燃料溶液中⁹⁹Mo和¹³¹I共提取，⁹⁹Mo和¹³¹I的提取率大于80％。

技術領域

本發明涉及醫用放射性核素生產技術，具體涉及一種均勻性水溶液核反應堆燃料溶液中⁹⁹Mo、¹³¹I共提取的方法。

背景技術

鉬-99(⁹⁹Mo)和碘-131(¹³¹I)是兩種重要的醫用放射性同位素。⁹⁹Mo和¹³¹I的傳統生產方法為靶件輻照法。上世紀90年代提出以硝酸鈾酰(或硫酸鈾酰)水溶液作為核燃料的核反應堆用于⁹⁹Mo和¹³¹I的生產。均勻性水溶液核反應堆生產⁹⁹Mo和¹³¹I時，硝酸鈾酰(或硫酸鈾酰)中的²³⁵U及時反應堆運行的燃料，同時又是生成⁹⁹Mo和¹³¹I等醫用放射性同位素的“靶材料”，生產過程中還省去了靶件制作和溶液等工序，所以與靶件輻照法相比，均勻性水溶液核反應堆生產⁹⁹Mo和¹³¹I具有中子利用率高、廢物產生量少、工藝簡便和運行成本低等優點，優勢明顯。

現有的三根氧化鋁柱提取分離的工藝，在高濃鈾(²³⁵U豐度為90％)硝酸鈾酰溶液中，⁹⁹Mo的回收率達到56.4％，¹³¹I的回收率達到50.6％。但在低濃鈾(²³⁵U豐度小于20％)燃料溶液中，⁹⁹Mo和¹³¹I提取率大幅下降。近年來，為降低核擴散與恐怖事件發生的風險，在有關核過程中推廣和使用低濃鈾燃料已成為趨勢。因此，需要開發新提取工藝，提高燃料溶液中⁹⁹Mo和¹³¹I的提取率，尤其是低濃鈾(²³⁵U豐度小于20％)燃料溶液中⁹⁹Mo和¹³¹I的提取率，提高經濟效益。

發明內容

本發明為了解決現有技術存在的上述問題，提供了一種均勻性水溶液核反應堆燃料溶液中99Mo、131I共提取的方法，可在含有大量裂變產物的燃料溶液中實現⁹⁹Mo、¹³¹I的共提取，既可以在高濃鈾燃料溶液中實現⁹⁹Mo和¹³¹I共提取，也可以在低濃鈾燃料溶液中實現⁹⁹Mo和¹³¹I共提取，為后續⁹⁹Mo、¹³¹I的分離和純化做準備。

本發明通過下述技術方案實現：

一種均勻性水溶液核反應堆燃料溶液中⁹⁹Mo、¹³¹I共提取的方法，將冷卻后的燃料溶液通過球形氧化鋁提取柱吸附⁹⁹Mo和¹³¹I。