DE2164268A1

DE2164268A1 - Primärtarget für die Herstellung von Spaltprodukten in einem Kernreaktor und Verfahren zu seiner Herstellung

Info

Publication number: DE2164268A1
Application number: DE19712164268
Authority: DE
Inventors: Hirofumi New Windsor N.Y.; Cosolito Frank Joseph Ringwood; George Kenneth Dudley Boonton; N.J.; Thornton Alfred Kirk New Hampton N.Y.; Arino (V.StA.). G21c 1-00
Original assignee: Union Carbide Corp
Current assignee: Union Carbide Corp
Priority date: 1970-12-23
Filing date: 1971-12-23
Publication date: 1972-06-29
Also published as: NL172803C; JPS5111760B1; GB1369700A; FR2119006A1; IL38428A; NL7117670A; NL172803B; CA935943A; FR2119006B1; BE777159A; IL38428A0

Description

Primärtarget für die Herstellung von Spaltprodukten in einem Kernreaktor und Verfahren zu seiner Herstellung

Priorität: 23. Dezember 1970, V.St.A., Nr. 1OO 918

Die Erfindung betrifft ein PrimMrtarget für die Herstellung von Spaltprodukten in einem Kernreaktor sowie ein Verfahren zu seiner Herstellung. Ein solches Primärtarget ist insbesondere zur Gewinnung von radioaktiven Spaltprodukten wie

99

Mo in hohen Konzentrationen und· in einem hohen Reinheitsgrad geeignet. Die Erfindung betrifft ferner die Verwendung eines solchen Primärtargets, welches gleichzeitig als Behälter für die Bestrahlung und die chemische Auflösung dient. Weiter betrifft die Erfindung ein Verfahren zum Ablagern von uranhaltigem Material auf den Innenwänden des Behälters.

209827/0735

Neuere medizinische Untersuchungen haben gezeigt, daft ^⁹Tc"¹ ein äußerst nützliches Hilfsmittel für die Diaqnose darstellt.

99 m
Hochreines Tc wird in erster Linie als ein Radioisotop bei einer Vielzahl medizinischer Forschungen und Diagnosen verwendet. Es ist für die Abtastung von Leber, Lunge, Blutansammlungen und Tumoren gut geeignet, und es wird anderen radioaktiven Isotopen wegen seiner kurzen Halbwertszeit vorgezogen, wodurch eine verminderte Strahlenexposition der Organe erhalten wird. Zusätzlich zu den medizinischen Anwendun-

QQ _

gen kann Tc ebenfalls bei technischen Anwendungen wie bei der Messung von Strömungsraten, der Prozeßkontrolle, in der radiometrischen Chemie, verwendet werden. Da das gewünschte, einzusetzende Radioisotop eine so kurze Halbwertszeit besitzt, wird an die Anwender des Isotops üblicherweise das Mutterelement, im vorliegenden Falle radioaktives Molybdän-99 verschickt. Der Anwender extrahiert dann je nach seinem Bedarf das Technetium von dem Molybdän-99·

Für die medizinische Diagnose wird radioaktives Tc üblicherweise aus einem das Mutterelement enthaltenden Generator

99 erhalten. Der Generator wird durch Adsorption von Mo an einerSäule, z. B. Aluminiumoxid, hergestellt. Die Säule wird dann zum Krankenhaus verschickt, wo der Arzt die Säule auswäscht und die Technetium-99m-Lösung gewinnt, welche einem Patienten dann oral oder durch intravenöse Injektion appliziert wird. Das Technetium-99m lokalisiert sich im Gehirn, der Lunge, der Leber, der Milz oder den Knochen in Abhängig-

QQ _

keit von der Herstellung der Tc. -Lösung. Die genaue Lokalisierung kann dann durch an sich bekanntes Abtasten nachgewiesen werden. Diese keine Operation bzw. keinen Eingriff für die Diagnose erfordernde,-· Arbeitsweise ist in den letzten Jahren sehr üblich geworden, daher vergrößert sich der Bedarf

QQ _

für die Tc -Generatoren rasch.

— 2 —

209827/0735

QQ _

Der erste Tc -Generator wurde im Brookhaven National Laboratory entwickelt. Hierzu wurde Uran in einem Reaktor bestrahlt,und das durch den Kernspaltungsprozeß erzeugte

Mo wurde mittels Aluminiumoxidchromatographie abgetrennt.

99
Das gereinigte Mo wurde erneut auf eine Aluminiumoxidsäule aus einem sauren Medium absorbiert, und das Tc^m in der Säule wurde mit verdünnter Chlorwasserstoffsäure wiedergewonnen. Diese Methode wird jedoch derzeit nicht für medizinische Zwekke angewandt, da die Radionuklidreinheit der Tc -Lösung aus der Brookhaven-Säule für medizinische Anwendung nicht hoch genug eingeschätzt wird. Sie enthält beträchtliche Mengen von

103
Radioisotopverunreinigungen wie Ru. und Jodisotope.

In neuerer Zeit wurde - siehe US-Patentschrift 3,382,152 ein medizinischer Tc^m-Generator unter Verwendung von reaktorbestrahltem Molybdän anstelle des Urantargets entwickelt. Wenn

99 Molybdän in einem Reaktor bestrahlt wird, wird Mo mit einem hohen Grad an Radionuklidreinheit durch die (n,^")-Reaktion erhalten. Darüberhinaus ist die chemische Verarbeitung des bestrahlten Targets einfach. Diese Methode wird gegenwärtig in großem Maßstab von Herstellern für Radiopharraazeutika angewandt.

Wenn das Mo-Target in dem Reaktor bestrahlt wird, wird jedoch nur ein äußerst kleiner Anteil des Mo durch die (n,Y)-Reaktion

QQ

in radioaktives Mo umgewandelt. Daher ist die spezifische •Aktivität von ⁹⁹Mo, d. h. das Verhältnis der ⁹⁹Mo-Aktivitat zu dem Gesamtgewicht von elementarem Mo, klein.' Darüberhinaus werden die aktiven Adsorptionsstellen auf dem Aluminiumoxid im Grunde genommen von inaktivem Mo verbraucht, wodurch eine größere Adsorptionskapanität zum Beladen reit einer hohen ⁹⁹Mo-AkU.vitat erforderlich ist. Die spezifische Aktivität QQ

von (n,2f)- Mo ist dem in dem Reaktor verfügbarem Neutronen-"fluß proportional. Obwohl auch verschiedene Untersuchungen über Adsorbentien mit einer hohen Adsorptionskapazität für Mo beschrieben wurden, begrenzen die beträchtlichen Mengen

209827/073S

an inaktivem Molybdän in diesem Falle die Aktivität eines

99 m

Tc -Generators nachteilig.

99

Für eine optimale Verwendung muß Mo daher einen außerordentlich hohen Reinheitsgrad besitzen, und es sollte eine relativ hohe spezifische Aktivität aufweisen. Wie zuvor beschrieben bestand einer der untersuchten Wege zur Herstellung von "mo in der Bestrahlung von Uran in einem Kernreaktor. Eines der

99
bei der Herstellung von Mo auf diesem Wege auftretenden Probleme besteht darin, daß mehr als 50 Elemente und mehr als 110 radioaktive Isotope durch Kernspaltung gebildet werden. Daher kann die Gewinnung einer einzelnen radioaktiven . x. . , ,_ schwierige

Art aus einem solchen Gemisch eine außerordentlich /Aufgabe

9 Q

sein. Bislang angewandte Methoden zur Gewinnung von 'Mo h aus bestrahltem Uran liefern ein Endprodukt, welches oft nicht ausreichend rein für die medizinische Verwendung ist, da es beträchtliche Mengen von radioaktivem Jod und Ruthenium enthält.

Neuerliche Versuche zur Herstellung radioaktiver Materialien mit hoher spezifischer Aktivität durch Bestrahlung von Uran bestehen darin, ein Target herzustellen, welches aus Uran als Legierung zwischen Aluminium in einem Schichtaufbau bzw. Sandwich, besteht. Durch Bestrahlung dieses Schichtaufbaus werden die gewünschten radioaktiven Stoffe enthaltende Spaltprodukte erzeugt. Durch nachfolgende chemische Auflösung und chemische Abtrennungen werden die gewünschten radioaktiven ■ Produkte in relativ reiner Form erhalten.

Jedoch weist die Verwendung einer Aluminiumschichtplatte als Matrix für das Uran große Nachteile für die Hers teilungstechnik auf. Die Notwendigkeit, die Aluminiummatrix zur Gewinnung des Urans aufzulösen, erfordert eine beträchtliche Zeitspanne, beispielsweise mehrere Stunden des Herstellungsprozesses. Während dieser Zeit zerfallen die radioaktiven Materialien, daher

209827/0738

BAD ORIGINAL

geht Endprodukt verloren. Darüberhinaus erschwert t*<e Abwesenheit von aufgelöstem Aluminium in der Lösen- ?.u"'*'t~- lich die Abtrennungsstufen und macht es schwierig r<^>:r.t* Produkte zu erhalten. Das relativ große Volumen ucr i".r die Auflösung der großen Aluminiuminasse" erf order i lchcn Losung ergibt entsprechend große Volumina von Lösur.q *n radioaktivem Abfall, welche nur schwierig und in kostspi*?) I«i'*r Weise beseitigt werden kann. Ferner erfordert dies·?· H«?tho**.e eine genaue Kontrolle verschiedener Parameter wi« tii»r Temperatur und der Konzentration, daher ist sie langsam i:n:i vci».gehend unbefriedigend. Darüberhinaus ist die Reinheit d*»s ru»ch dieser Methode erhaltenen Radioisotops Molybdän-;«» in Hinblick auf die Anforderungen der medizinischen Diagnoot.r.cchnih nicht immer ausreichend.

Aufgabe der Erfindung ist es, ein neues Primärtarqet für dio Herstellung von Spaltprodukten in einem Kernreaktor zu schaffen. Diese Aufgabe wird durch ein Prireärtarget gelö»»t, welches sich durch (a) einen an seiner Ober- und Unterseite verschlossenen, kapseiförmigen, zylind r.ischen Metallbehälter, (b) eilte den Durchtritt zum Inneren des Behälters ermöglichende Durch-i gangsöffnung und (c) eine dünne, kontinuierliche, gleichförmige Schicht eines Spaltmaterials, welches integral an den inneren, zylindrischen Wänden des Behälters gebunden i»t, euszeichnet.

Dieses Primärtarget ist zur Herstellung von Spaltproduktcn beispielsweise aus Uran oder Plutonium in einem Kernreaktor und insbesondere zur Herstellung von Molybdän-99 in hohen Ausbeuten und mit hoher spezifischer Aktivität geeignet. Darüberhinaus ist das erfindungsgemäße Primärtarget einfach zu handhaben und Radioisotope können aus ihm leicht gewonnen werden.

BAD

209827/073S

Aufgabe der Erfindung ist ferner ein Verfahren zur Herstellung eines solchen Primärtargets, welches Uran als Spaltmaterial enthält.

Diese Aufgabe wird dadurch gelöst, daß man (a) ein uranhaltiges Material auf die inneren, zylinderischen Wände des Behälters durch Elektrolyse eines aus einer Anode, dem Behälter als Kathode und einem wässrigen, mindestens ein an Uran-235 angereichertem Uranylsalz enthaltendem Elektrolytbad mit einem pH-Wert von etwa 4 bis etwaß bestehenden Systems, abscheidet, wobei Man die Elektrolyse bei einer Temperatur von etwa 50 ⁰C bis etwa 100 ⁰C und mit einem Strom, welcher aufeinanderfolgend von etwa 0,3 auf etwa 0,6 auf etwa 0,9 Ampere periodisch wiederholt.wird_v durchführt und daß man (b) Ober- und Unterseite des Behälters verschließt»

Das erfindungsgemäße Primärtarget zeigt den Vorteil der Arbeitsweise mit Aluminiumschichtkörper, nämlich den guten Wärmeübergang, vermeidet jedoch deren Nachteile· Das Spaltmaterial wird als dünne Schicht an der inneren Oberfläche des zylinderischen Behälters anhaftend angebracht. Die geringe Dicke der Schicht, die in.

der Größenordnung von 25 μη liegen kann, und ihr inniger Kontakt mit dem Behälter haben einen guten Wärme-' übergang von der Abscheidung zu dem KUhlungsraittel, welches

mit der äußeren Oberfläche des Behälters in Kontakt steht; ψ zur Folge.

Durch die Verwendung des zylind'r ischen Behälters liegt die Oberfläche des bestrahlten Materials für eine rasche und wirksame Auflösung in der Nachbestrahlungsphase des Verfahrens frei. Die Lösung für das Auflösen kann durch die Durchgangsöffnung in einem zur Auflösung des bestrahlten Materials benötigten Volumen eingeführt werden. Durch geeignete Auswahl des Lösungsmittels kann die Abscheidung bei nur geringem An-

209827/073E °*iqinal inspected

griff auf den Behälter selbst aufgelöst werden. Die größere, exponierte Oberfläche ergibt eine rasche Auflösung, die nur einige wenige Minuten betragen kann, daher wird Arbeitszeit gespart und der Verlust von Produkt durch radioaktiven Zerfall vermieden· Die erhaltene Lösung enthält eine unerhebliche Menge des atifgelösten Behälters, wodurch die nachfolgende chemische Verarbeitung beträchtlich erleichtert wird und komplizierte, anzuwendende Trennmethoden möglich gemacht werden, die hoch reine Produkte ergeben.

Im folgenden wird das Primärtarget mit Bezug auf die Zeichnung beschrieben. In der Figur ist eine perspektivische Ansicht des Primärtargets 10, welches ein an Unter- und Oberseite geschlossener Behälter ist, dargestellt. Die Oberseite ist mit einer Durchgangsöffnung 12 ausgerüstet, die den Zutritt zu dem Inneren des Behälters ermöglicht. Die in der Zeichnung weggeschnittenen Abschnitte ermöglichen die Ansicht der Schicht vom Spaltmaterial 14, welche auf der Innenwand des Targets abgeschie-

i den und hiermit integral verbunden ist. Die Schicht reicht von den Punkten 16 bis 18 auf einer vorbestimmte Länge längs der Innenwand des Behälters.

In der Praxis kann das Targetmaterial aus praktische jedem Metall oder jeder Legierung bestehen, an welche das Spaltmaterial gebunden und nachfolgend durch Säurebehandlung mit wenig oder keine* Angriff auf den Targetbehälter selbst chemisch entfernt werden kann. Beispielsweise kann das Primär-

f>Gstem

target aus korrosions- Stähl, Nickel*, Nickellegierungen, Zirkonium/ mit Zink beschichtetem Aluminium bestehen.Korrosionsfester Stahl wurde mit Erfolg als Targetmaterial verwendet und wird bevorzugt. Die Wände des Targetbehälters müssen glatt und frei von irgendwelchen Rissen oder Fehlern sein. Dies stellt einen innigen Kontakt des Spaltmaterials mit den Innenwänden des Behäl-ters und einen optimalen Wärmeübergang zu dem Kühlungs-

209827/073S

mittel während der Exposition des Primärtargets gegenüber Strahlung sicher.

Sowohl die Ober- als auch die Unterseite des Primärtargets

festem

sind mit Verschlüssen aus kcrrosions-Stahl abgedichtet, die in ihrer Lage verschweißt sind. Der obere Verschluß ist mit einer Durchgangsöffnung ausgerüstet, die zur Schaffung eines vollständig abgeschlossenen Systems sowohl während der Exposition in der Neutronenquelle als auch in den verschiedenen Stufen während der Abtrennung und Gewinnung der gewünschten Isotope verschlossen werden kann. Die Verschlüsse der Ober- und Unterseite einschließlich des Durchganges und der Schweißdichtungen müssen mindestens dieselbe Beschaffenheit wie die Wände des Behälters aufweisen, um einen sicheren Betrieb wäh- m rend der Bestrahlung und des nachfolgenden Verarbeitens sicherzustellen.

Bei einer bevorzugten Ausführungsfcrm wird das Primärtarget aus angelassenem (hitzebehandeltem}, nahtlosem Rohr aus korrosionsfestem Stahl von etwa 46 cm Länge und einem Außendurchmesser von 2,5 bis 5 cm und einer Wandstärke von etwa 0,76 mm bis etwa 2,5 nun hergestellt. Die Oberseite ist mit einer Durchgangsöffnung ausgerüstet, die den Zugang zu dem Inneren des Behälters ermöglicht. Die Durchgangsöffnung besteht voll-

• festem

ständig aus Metall, vorzugsweise korrosions- Stahl, und sie

muß den während der Exposition des Primärtargets mit Neutro- ^ nen erzeugten Drücken und Temperaturen widerstehen können. Es wurde gefunden, daß Temperaturen bis zu etwa 300 C während der Bestrahlung erzeugt werden. Das Priraärtarget sollte Temperaturen von mil
halten können.

raturen von mindestens etwa 500 C für mindestens 1 Stunde aus-

Wie später noch näher" erläutert werden wird, enthält das Primärtarget eine vorbestimmte Menge an spaltbarem Material, das auf seiner Innenwand abgeschieden ist. In der Praxis wurde bei einem.

- 8

209827/0735

46 cm-Primärtarget von 2,5 cm Durchmesser gefunden, daß ein Maximalwert von etwa 10000 Ci an Radioaktivität aus einer zylindrischen Uranbeschichtung mit einer Länge von 38 cm

2 und einer Dicke von etwa 20 mg Uran pro cm erzeugt werden

höchstens können. Solche Abscheidungen wiegen etwa 7 bis/etwa Io g.

2 '

Uranstärken bis zu etwa 50 mg/cm wurden für Primärtargets derselben Größe ebenfalls angewandt, und es wurde berechnet, daß sie annähernd 25000 Ci Radioaktivität bezogen. auf eine 38 cm-Beschichtung der Länge der Innenwand eines

fpcfpm

Rohres aus korrosions- Stahl mit einem Außendurchmesser von 2,5 cm ergeben. Solche Abscheidungen wiegen etwa 18 bis etwa 25.g.

Weitere Aufgabe der Erfindung ist die Verwendung des Primärtargets zur Herstellung und Gewinnung von Spaltprodukten. Diese Verwendung zeichnet sich dadurch aus, daß das Primärtarget sowohl als Behälter für die Bestrahlung als auch die Auflösung dient. Hierdurch ist es möglich, die Bestrahlung und Auflösung des Spaltmaterials in demselben Behälter durchzuführen, ohne dieses Material zu einem getrennten, chemischen Reaktionsgefäß für die Auflösung zu überführen* Diese Verwendung ist insbesondere bei Anwendung von Uran als Spaltmaterial bevorzugt.

Bei dem erfindungsgemäßen Verfahren wird die Abscheidung des uranhaltigen Materials auf die Innenwände des Primärtargets durchgeführt. In der Praxis kann das Uranhaltige Material als Uranmetall, Uranoxid oder in einer beliebigen anderen Form abgeschieden werden, solange nur eine haftende Bindung mit den Innenwänden des Targets ausgebildet wird. Es wurde gefunden, daß Uran elektrolytisch aus einem wäßrigen Elektrolytbad, welches an dem spaltbaren Isotop angereicherte Uransalze und chemische Zusatzstoffe enthält, abgeschieden werden kann. Die

2 Stärke der Abscheidung kann bis zu 50 mg/cm betragen.

Bei der Behandlung bei 500 ⁰C während 1 Stunde oder

209827/073S

mehr in einer Stickstoffatmosphäre wurde gefunden, daß die Abscheidung ihre Haftung und ihre Unversehrtheit beibehielt, selbst wenn sie harten Vibrationen ausgesetzt wurde.

Wie zuvor beschrieben ist das bevorzugte Behältermaterial

fest 6Π1

nahtloses Rohr aus korrosions- Stahl in Längen bis zu 4G cm und Durchmessern von 2,5 bis 5 cm. Das Rohr sollte glatt, frei von irgendwelchen Rissen bzw. Fehlern sein und eine Stärke von etwa 0,76 mm bis etwa 2,5 mm besitzen. Vor der elektrolytischen Abscheidung muß das Rohr gründlich mit Säure gereinigt werden, um eine gute Bindung des Urans an dem rostfreien Stahl sicherzustellen. Dies kann in geeigneter Weise durch Verschließen von einem Ende des Rohres mit ei- ψ nem Gummistopfen_t Füllen des Rohres mit 25 %iger Schwefelsäure bei etwa 95 °C und Stehenlassen für mindestens 20 Minuten durchgeführt werden. Gegebenenfalls kann eine zweite Säurebehandlung angewandt werden.

Es wurde gefunden, daß die bevorzugte Methode zur Sicherstellung einer optimalen Bindung des Urans an dem Rohr darin besteht, zunächst eine dünne Schicht auf den Innenwänden des Rohres abzuscheiden. Dies ermöglicht die Beobachtung,um sicherzustellen, daß elektroplattiertes Uran an dem Rohr anhaftet und dient ferner dazu, das Eigengewicht von Uran-235 zu erhalten. In der Praxis kann die bei dieser Vorplattierungsstufe abgeschiedene Schicht entweder Uran-235 oder Uran-238 sein. Jedoch besteht die anschließend abgeschiedene, übrige Schicht aus Uran-235.

Das sowohl bei der Vorplattierungs- als auch bej. der Plattierungsstufe angewandte Elektrolytbad ist eine wäßrige Lösung, die mindestens eine UranyIverbindung enthält, bei welcher Uran an Uran-235 angereichert wurde. Eine große Vielzahl von Uranylverbindungen können angewandt werden, sofern sie in Wasser löslich sind. Beispiele für Uranylverbindungen sind u. a. Dranylchlorid, Uranylformiat, Uranylnitrat, Uranyloxalat, Uranylsulfat.' Der pH-Wert des Bades wird auf esn pH von etwa 4

- 10 -

209827/0735

bis etwa 9, besonders bevorzugt auf ein pH von 7,2, eingestellt.

Die Konzentration der Uranylverbindung in der Lösung ist nicht notwendigerweise von Einfluß, und sie kann in Abhängigkeit von der bei dem Elektroplattieren angewandten Zeit variieren. In der Praxis wurden jedoch optimale Ergebnisse mit einem Elektrolytbad erhalten, welches 0,042 m'olar/U0₉(N0^)„ · 6 H_0 und 0,125 fnolar an (NH₄JpCpO₄ · H₂O, eingestellt auf einen pH-Wert von 7,2 war.

Nachdem das Rohr mit Säure behandelt wurde, wird es mit destilliertem Wasser gespült und in senkrechter Stellung in einem Wasserbad angeordnet. Dann wird eine Kohleanode in das Rohr eingesetzt, zentriert und in ihrer Stellung fMert. Über dem äußeren Durchmesser des Targets wird eine elektrische Ver-

werdeji bindung für die Kathode angebracht, und Anode und Kathode/mit einer Stromquelle verbunden. Der Elektrolyt wird in einer Menge von etwa 150 bis etwa 180 ml/h in das Rohr von der Unterseite eingeführt und strömt durch das Rohr und aus dem oberen Teil. Die Elektroplattierung wird bei einer konstanten Spannung von 1,5 Volt und bei einem Strom im Bereich von etwa 0,3 bis etwa 1,0 Ampere durchgeführt. Obwohl die Elektroplattierung bei Temperaturen im Bereich von etwa 50 ° bis etwa 100 C durchgeführt werden kann, wird es vorgezogen, im höheren Temperaturbereich zu arbeiten. Wenn der das Rohr umgebende Wassermantel auf 93 °C _+ 1 ⁰C gehalten wird, wird in der Praxis eine ausgezeichnete Vorplattierung dn einer Stunde bei einem Strom von 0,9 Ampere erhalten. Nach dem Abschluß der Vorplattierung wird das Target aus dem Wasserbad entfernt, gespült, getrocknet und gewogen. Das vorplattierte Target kann unbegrenzt aufbewahrt werden. Die Endplattierung des Urans wird in ähnlicher Weise unter Verwendung derselben, in der Vorplattierungsstufe eingesetzten Apparatur durchgeführt. Bei dem Einsetzen und dem Entfernen der Kohleanode muß Sorge getragen werden,

- 11 -

209827/0735

die plattierte Oberfläche nicht zu beschädigen. Wenn die Badtemperatur 93 °C + 1 ⁰C erreicht, wird das Elektroplattieren bei einem Strom von 0,3 Ampere begonnen. Um die Bläschenbildung auf ein Minimum herabzusetzen und eine gute Bindung zu erzielen, wird der Strom in Intervallen von 15 min periodisch wiederholt, wobei mit 0,3 Ampere für 15 min begonnen wird, der Strom dann auf 0,6 Ampere für die nächsten 15 min erhöht wird und dann auf 0,9 Ampere für 15 min. Der Zyklus wird dann beginnend mit 0,3 Ampere wiederholt. Das Elektroplattieren wird für eine Dauer von annähernd 9 Stunden fortgeführt. Danach wird das Target aus dem Bad entfernt, gewaschen und mit heißer Preßluft getrocknet.

^ Jedes Ende des Rohres wird in konzentrierte Salpetersäure bei 35 C bis zu einer Tiefe von etwa 3,8 cm für einige wenige Minuten eingetaucht. Dies entfernt die Uranabscheidung an den Enden des Rohres, wobei annähernd 38 cm an plattierter Fläche übrig bleiben. Nach dem Waschen und Trocknen wird das Tauget in einem Ofen 1 Stunde auf 5OO°C unter einem Schutzgas,

beispielsweise Stickstoff, erhitzt. Das Target wird dann an beiden Enden durch Anschweißen eines oberen und unteren Verschlußes an da^ Rohr verschlossen.

Nachdem das die Uranabscheidung enthaltende Primärtarget verschlossen und sorgfältig auf LecJcstellen untersucht worden ist,

ist es für das Einsetzen in den Kernreaktor fertig«. Das Primär- f target wird dann in an sich bekannter Weise unter Anwendung der üblichen Vorsichtsmaßnahmen und Kontrollen bestrahlt. Nach etwa 100 - 200 stündiger Bestrahlung wird das Target aus dem Reaktor entnommen und zu der Verarbeitungsstätte für die Abtrennung und Verarbeitung der Spaltprodukte überführt.

Obwohl das Verfahren der Elektroplattierung gemäß der Erfindung insbesondere auf die Hersteilung von Primärtargets mit zylinderischen Konfigurationen anwendbar ist, kann es eben-

- 12 -

209827/0735

BAD

falls auf die Elektroplattierung von Uran auf Metalle von anderen Formen angewandt werden. Beispielsweise können Flach-

f e s tem
bleche aus korrosions-Stahl oder anderen Metallen mit Uran nach dem Verfahren plattiert werden.

Es können gegebenenfalls auch andere Methoden angewandt werden, um Spaltmaterial, d. h. Uran oder Plutonium, auf die Innenwände des Behälters abzuscheiden. Beispielsweise kann das Me-r tall auf Metalloberflächen nach bekannten Arbeitsweisen zerstäubt, ionenplattiert oder verdampft werden.

Die folgenden Beispiele erläutern die Erfindung:

Beispiel 1

Im folgenden wird die Herstellung des Primärtargets beschrieben. Ein 46 cm langes Rohr mit einem Außendurchmesser von 2,5 cm

festem aus hitzebehandeltem, nahtlosem Rohr aus korrosions- Stahl

(No. 304/Norm MIL-T-8504A) wurde in Schwefelsäurelösung ge-

235 reinigt und gewaschen. Zu 93 % an U angereichertes Uran wurde auf einer länge von 38 cm innerhalb der Kapsel in Form eines gleichförmigen, dünnen Films aus Uranoxid elektroplattiert.

Das Elektroplattieren wurde durchgeführt, indem zunächst ein dünner Film aus Uran auf die innere Oberfläche des Rohres aus einem wässrigen Bad, welches 0,042 molar an Uranylnitrat und 0,125 molar an Ammoniumoxalat war und wobei der

pH-Wert auf 7,2 mittels NH.OH eingestellt worden war, vorwurde,
plattiert. DieElektroabscheidung wurde 60 min bei einem Strom von 0,9 Ampere und 1,5 Volt und bei'einer Temperatur von. 93 _+_ 1 ⁰C durchgeführt. Danach wurde der Zylinder aus der Plattierungsanordnung entfernt, mitWasser gewaschen, getrocknet und gewogen. Die endgültige Uranabscheidung wurde aus einem gleichartigen Elektrolytbad durchgeführt, wie es in der Vorplattierungsstufe eingesetzt wurde. Die angewandte Temperatur betrug 93 _+ 1 ⁰C und die feststehende Spannung 1,5 Volt. Der Strom wur-

- 13 -

209827/0735

de mittels eines Zeitmechanismus beginnend mit 0,3 Ampere, 0,6 Ampere, dann 0,9 Ampere, dann 0,3 Ampere usw. für jeweils 15 min periodisch wiederholt. Der Elektrolyt wurde durch den Zylinder mit einer Strömungsgeschwindigkeit von 200 ml/h zirkuliert. Die Elektroabscheidungsmenge betrug annähernd 1,2 g Uranoxid/h. Nach 8 Stunden wurde der Zylinder aus der Plattierungsanordnung entfernt, gewaschen und getrocknet. Die Enden des Zylinders wurden in Salpetersäure zur Entfernung von etwa 3,8 cm der Uranabscheidung eingetaucht, um eine annähernde Länge von 38 cm Uranabscheidung in dem Rohr zu erhalten. Die erhaltene

235 2
Filmstärke betrug 20 mg U/cm der Rohroberfläche bei einer

235

Gesamtabscheidung von 7g U. Die Gesamturanmasse wurde gravimetrisch bestimmt. Das plattierte Rohr wurde dann bei 500 ⁰C in Stickstoff behandelt. Die Haftung des Filnes wurde in einem Schütteltest geprüft. Der Film blieb trotz der periodischen Temperaturführung zwischen Raumtemperatur und 500 ⁰C haftend, wobei die letztgenannte Temperatur weit oberhalb der erwarteten Bestrahlungstemperatur von 330 ⁰C.liegt. Mit Uran plattierte

geRohre wurden periodisch in ihrer Temperatur geführt und/schüttelt, wobei weniger als 1 % des Films als lose Pulverteilchen auftraten.

Die zwei Endkappen"des Rohres wurden in ihrer Lage unter Ar-He Lichtbogen geschweißt· Die im Gesenk geschmiedeten Fittings, welche den KapselVerschluß und die Eintrittsdurchgangsöffnung

festem
bilden, bestehen aus korrosions-Stahl No. 316 S/S. Der maximal zulässige Innenarbeitsdruck beträgt 63 at (ASME Norm für Nuklearbehälter Klasse B bei 340 ⁰C). i

0 '·

• J

Der plattierte Behälter wurde darm mit etwa 1 at Helium ge- ! füllt, verschlossen und dann mit einem Lecknachweisgerät vom j Massenspektrometer-Typ auf Undichtigkeit untersucht. Das maximal ;

-8 "3 i

zulässige Leck beträgt 10 Ncm./sec. Die Unversehrtheit des !

festem
Dichtungsstopfens aus korrosions-Stahl (und der Schweißungen) wurde bei 300 ⁰C bis zu 250 Stunden und bei Kurzzeituntersuchungen bei 500 ⁰C und ebenfalls in dem 2l4stündigen Target-

- 14 -.

209827/073S original inspected

experiment unter Instrumenteneinsatz, während dessen das Strahlung nachweisende System keinen PrimarHapselverlust anzeigte, nachgewiesen.

Beispiel II

Im folgenden wird die Bestrahlung und Gewinnung von Molybdän-99 beschrieben.

Die angewandte Reaktorbestrahlungsanordnung bestand aus einer Uran-235 enthaltenden, abgeschlossenen Primärkapsel, welche in einem dichtsitzenden Sekundärbehälter eingeschlossen war. In der Primärkapsel erzeugte Wärme wurde durch den engen Gasspalt zwischen ihr und dem Sekundärbehälter geleitet. An der Ober- und Unterseite des Sekundärbehälters eintreten.de Gasleitungen ermöglichten es, eine Heliumatmosphäre und einen langsamen, zu der auf der Reaktorbrücke angeordneten Überwachungs.einrichtung zu führenden Gasdurchtritt herzustellen. Der Druck, die Strömungsrate und die Radioaktivität des Gases wurden überwacht. Das Austrittsgas wurde vor dem Abblasen in die Ausblasleitung des Reaktorgebäudes über ein magnetgesteuertes Abschließventil filtriert. Der Sekundärbehälter wurde in einem Tragrohr innerhalb des Reaktorkern zentriert und durch das in dem so gebildeten Kreisring fließende Primärwasser gekühlt. Die Anordnung war

99
so ausgelegt, daß sie etwa 400 Ci Mo bei der Entnahme aus dem Reaktor enthielt.

Die wie im Beispiel I hergestellte Kapsel des Primärtargets wurde dann in einer Sekundärkapsel·untergebracht, welche aus Rohr

festem ·

aus korrosions- Stahl Nr. 304 für sanitäre Zwecke hergestellt' worden war. Zur Erleichterung der Anordnung und um sicherzustellen, daß die Anordnung nicht in dem Wasser schwimmt, wurde

ein Bleigewicht angebracht. Zwei Gasleitungen (6,4 mm und 3,2 mm

festem

Außendurchmesser aus korrosions- Stahl No. 304 S/S) wurden vorgesehen, eine in der oberen Kappe und eine in der Nähe des un-

- 15 -

20S827/0735

teren Endes der Kapsel. Diese Leitungen lieferten das Heliumgas, welches als Wärmeübertragungsmedium zwischen dem Primärbehälter und dem Sekundärbehälter diente und erforderlich war, um die Temperatur des Primärtargets auf den Auslegungswert von 330 C zu begrenzen.

festem Die obere Endkappe bestand aus korrosions- Stahl "CAJON", Typ VCO, an den Kapselboden/rlG-Verfahren geschweißt* Diese Verbindung entstand mittels eines O-Ringes aus silberplattiertem, korrosl8Bl-^mstahl für die Abdichtung. Der O-Ring wurde nach der Benutzung entfernt. Alle Schweißungen und Durchbrechungen in dem Körper der Sekundärkapsel wurden mittels Helium Leckgeprüft·

Die die Kapsel des Primärtargets enthaltende Sekundärkapsel wurde in einem Kernhalterungsrohr angeordnet· Dieses Rohr aus Aluminium (No. 6061) lieferte den Spalt von 6,4 mm, der für die gewünschte Kühlwassergeschwindigkeit von 1 m/sec hinter der Sekundärkapsel erforderlich war. Es wurde primäres Reaktorkühlwasser mit normaler Schwerkraftströmung verwendet. Messungen in einem Probeetand zeigten, daß mindestens 1,2 m/sec erreicht wurden.

Dad den Sekundärbehälter und das Primärtarget enthaltende Halterungsrohr wurde dann in einen Kernreaktor abgesetzt und

13 2 . bei einem Neutronenfluß von 3 χ 10 n/cm see während 100 Stunden bestrahlt. Danach wurde das Primärtarget in eine Einrichtung mit heißen Zellen gebracht, der Fitting vom Gesenk-Typ wurde geöffnet, und das Primärtarget mit einer selbstabdichtenden Eintrittsdurchgangsöffnung verbunden. Das Uranoxid wurde aufgelöst, indem durch die Durchgangsöffnung ein Gemisch von 15 ecm konzentrierter H„SO₄ und 60 ecm 10 prozentigem H_o0_ eingeführt wurden. Eventuelle abgegebene Gase in dem Primärterget

- 16 -

209827/0735

wurden in einer mit flüssigem Stickstoff gekühlten Falle aufgefangen. Die Lösung der gemischten Spaltprodukte wurde durch

99

eine Säule (lern χ 5cm) zur Adsorption von Mo geleitet, welche 2 ecm mit Silber beschichtete Holzkohle mit einer Korngröße entsprechend einer Maschenweite von 0,84 bis 0,30 mm und 2 ecm Holzkohle enthielt. Die Säule wurde mit 60 ecm verdünnter Schwefelsäure und 60 ecm Wasser nacheinander gewaschen.

99
Das in der Säule zurückgehaltene Mo wurde mit 40 ecm 0,2M NaOH

eluiert. Das Elutionsmittel wurde durch eine weitere Reinigungssäule durchgeschickt, welche 2 ecm silberbeschichtete Holzkohle

im oberen Teil der Säule und 2 ecm Zirkonphosphat im unteren Teil

99
enthielt. Zu der so erhaltenen "Mo-Produktlösung wurden 5 ecm

99
HCl hinzugegeben, um die Mo-Lösung in eine isotonische SaIz-

99 lösung zu überführen. Die Lösung enthielt etwa 100 Ci Mo.

99 Ein Anteil von 0,1 ecm der isotonischen Salzlösung von Mo

wurde auf eine Woelm-Aluininiumoxidsäule (0,6 χ 3 cm) gegeben,

und die Säule mit isotonischer Salzlösung gewaschen. Die Ad-

qq QQ m

sorption von Mo war >99,999 %. Nach dem Aufbau des Tc

in der Säule wurde dieses mit 10 ecm isotonischer Salzlösung

99 eluiert, wobei > 90 Prozent gewonnen wurden. Der Mo-Gehalt

99 m —4

in dem Tc -Elutionsmittel lag in der Größenordnung von 10 %.

Es wurden keine anderen radioaktiven Verunreinigungen weder mittels GeLi- noch NaI (Tl)-Kristall in Verbindung mit einem Gamma-Strahlungsanalysator festgestellt. Der Aluminiumoxiddurchbruch in dem Tc^m-Elutionsmittel war sehr klein, nämlich ^ 1 ppm. Der Gesamtgehalt an Schwermetall war ^l ppm.

Patentansprüche:

- 17 -

209827/0735

Claims

Patentansprüche

nJ Primärtarget für die Herstellung von Spaltprodukten in einem Kernreaktor, gekennzeichnet durch (a) einen an seiner Ober- und Unterseite verschlossenen, kapseiförmigen, zylindrischen Metallbehälter, (b) eine den Zutritt zum Inneren des Behälters ermöglichende Durchgangsöffnung und (c) eine dünne, kontinuierliche, gleichförmige Schicht eines Spaltmaterials, welches integral an den inneren, zylindrischen Wänden des Behälters gebunden ist.
2. Primärtarget nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch einen Behälter aus korrosionsfestem Stahl.
3. Primärtarget nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch Plutonium als Spaltmaterial.
4. Primärtarget nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch Uran als Spaltmaterial.
5. Primärtarget nach Anspruch 1, gekennzeichnet ' durch Uranoxid als Spaltmaterial.
™ 6. Primärtarget nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch Uranraetall als Spaltmaterial.»
7. Primärtarget nach Anspruch 4, gekennzeichnet

ρ durch Uran in einer Stürke von bis zu 50 mg/cm .
8. Primärtarget nach Anspruch 5, gekennzeichnet durch ein ,Gesamtgewicht an Uranoxid bis zu 25 g.

- 18 -

209827/0735
9. Verfahren zur Herstellung des Primärtargets nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet , daß man (a) ein uranhaltiges Material auf die inneren, zylindrischen Wände des Behälters durch Elektrolyse eines aus einer Anode, dem Behälter als Kathode und einem wäßrigen, mindestens ein an Uran-235 angereichtertem Uranylsalz enthaltendem Elektrolytbad mit einem pH-Wert von etwa 4 bis etwa 8 bestehenden Systems abscheidet, wobei man die Elektrolyse bei einer Temperatur von etwa 5o°C bis etwa loo°C bei einer Spannung von etwa 1,5 Volt und mit einen Strom_r welcher aufeinanderfolgend von etwa o,3 auf etwa o,6 auf etwa o,9 Airpere periodisch wiederholt wird, durchführt, und daß man (b) Ober- und Unterseite des Behälters verschließt.
10. Verfahren nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet j~~UBB man üranyInitrat als tlranylsaiz verwendet.
11. Verfahren nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet r daß «an üranylsulfat als uranylsalz verwendet.
12. Verwendung des Primärtargets nach Anspruch 1 für die Bestrahlung und Auflösung des Spaltmaterials.

- 19 -

209827/0735

Leerseite