Опыт производства 99Мо из низкообогащенного урана на исследовательской ядерной установке ВВР-ц

16.12.2023 2023 - №04 Применение ядерных методов и средств

О.Ю. Кочнов В.И. Степанов Д.А. Пахолик В.В. Колесов Е.В. Никулин

https://doi.org/10.26583/npe.2023.4.09

В настоящее время основным промышленным способом получения 99Мо является наработка радионуклида как одного из осколков деления 235U. Для этого 235U облучают нейтронами в ядерном реакторе (могут использоваться как гетерогенные, так и гомогенные ядерные реакторы) и затем перерабатывают в радиохимических лабораториях, где химическим путем извлекают 99Мо из продуктов деления.

Для получения 99Мо осколочным способом могут использоваться как высокообогащенный уран (ВОУ), так и низкообогащенный (НОУ). На сегодняшний день практически все мировые производители, за исключением России, либо находятся на заключительных этапах перевода производства с высокообогащенного урана на низкообогащенный, либо уже производят 99Мо с использованием НОУ. Это связано с проблемами нераспространения ядерных материалов и предотвращением вероятности террористических угроз.

Представлены результаты наработки и выделения 99Мо из мишеней с НОУ-материалом. Показано, что необходимо совершенствовать технологию переработки мишеней для увеличения производства осколочного 99Мо изьНОУ.

Ссылки

1. World Nuclear Association. Radioisotopes in Medicine. Электронный ресурс: https://www.world-nuclear.org (дата доступа 10.07.2022).
2. Молибден-99. Российское атомное сообщество. Электронный ресурс: www.atomic-energy.ru (дата доступа 12.07.2022).
3. Review of Potential Molybdenum-99/Techetium-99m Production Technologies. Nuclear Energy Agency. OECD. – 2010. – 74 р.
4. Non-HEU production technologies for molybdenum-99 and technetium- 99m. – Vienna: International Atomic Energy Agency. – 2013. – 75 р.
5. Муранака Р.Г. Перевод исследовательских реакторов на низкообогащенное урановое топливо. // Бюллетень МАГАТЭ. – Том 25 – № 1 – С. 20-24. Электронный ресурс: https://www.iaea.org/sites/default/files/25105381821_ru.pdf (дата доступа 20.07.2022).
6. Программа перевода гражданских исследовательских ядерных реакторов и мишеней для наработки молибдена-99 с ВОУ на НОУ. – М.: ГK «Росатом», 2012.
7. Зевякин А.С., Колесов В.В., Соболев А.В., Кочнов О.Ю. Возможность применения низкообогащенной мишени для получения 99Мо в исследовательском канале МАК-2 реактора ВВР-ц. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2022. – № 1. – С. 35-44. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.1.03
8. Пахолик Д.А., Кочнов О.Ю., Чусов И.А., Колесов В.В. Расчетное исследование теплогидравлических характеристик блок-контейнеров для наработки 99Мо. // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. – 2021. – Вып. 2. – С. 77-83. Электронный ресурс http://nrcki.ru/files/pdf/VANT-2021-2.pdf (дата доступа 20.03.2023).
9. Кочнов О.Ю., Пахолик Д.А., Никулин Е.В., Колесов В.В. Определение температурного коэффициента реактивности реактора ВВР-ц в рабочем диапазоне температур. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2022. – № 4. – С. 19-27. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.4.02.
10. Генератор технеция-99m типа ГТ-4К. Электронный ресурс: http://www.karpovipc.ru/index.php/2-uncategorised/75-generator-technecia-99t?ysclid=ln1x5ejee410024742 (дата доступа 20.08.2022).

осколочный 99Мо исследовательский реактор ВВР-ц высокообогащенный уран низкообогащенный уран мишень для наработки 99Мо

Ссылка для цитирования статьи: Кочнов О.Ю., Степанов В.И., Пахолик Д.А., Колесов В.В., Никулин Е.В. Опыт производства 99Мо из низкообогащенного урана на исследовательской ядерной установке ВВР-ц. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2023. – № 4. – С. 111-118. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.4.09 .