An integrated closed-loop flowsheet for production of highly enriched 63Ni isotope and coatings on its base

全文:

ВВЕДЕНИЕ

Бета-вольтаические атомные батареи преобразуют энергию распада бета-излучающих радионуклидов в электрическую энергию с помощью полупроводниковых преобразователей – структур с разделением заряда, таких как как акцепторно-донорные (PN) переходы и барьерные переходы Шоттки. В сравнении с химическими источниками тока у них есть преимущества высокой плотности энергии, длительного срока службы, сильной помехоустойчивости, широкого рабочего диапазон температур и давлений. В сравнении с тепловыми преобразователями энергии радиоактивного распада, например с радионуклидными термоэлектрическими преобразователями, их преимуществом является миниатюрность, безопасность, возможность интеграции в микроэлектронные устройства. Обычный диапазон их электрической мощности – от десятков микроватт до единиц милливатт, что делает их идеальными источниками питания для интегральных схем, беспроводных датчиков, микроэлектромеханических систем и других миниатюрных электронных устройств [1–4]. Особенно ценно это для длительных космических миссий, систем удаленного доступа без возможности обслуживания и других сфер применения, где требуется сверхминиатюрный, надежный источник питания с длительным сроком службы.

В ряде обзоров [5–7] представлено современное развитие теории и практики бета-вольтаических батарей и определены проблемы в части полупроводникового материала, структуры преобразователя и конструкции батареи. Показано, что из целого ряда радионуклидов для создания атомных батарей наиболее полно требованиям долговечности, эффективности и безопасности отвечает ⁶³Ni [8].

Перспективы практического использования ⁶³Ni для этих целей ставят вопросы технологии производства и применения этого изотопа. Во-первых, на сегодня ⁶³Ni – достаточно дефицитный и дорогой искусственный изотоп: стоимость около $4000/Ки или около $4 000 000/мВт при КПД около 10% [9] (а фактически достигнутый к настоящему времени КПД не превышает 1%). Это ограничивает его широкое практическое применение из-за стоимости. Столь высокая стоимость ⁶³Ni связана в значительной степени с технологией его наработки, основанной на облучении ⁶²Ni в уникальных высокопоточных реакторах с потоком нейтронов около 5 × 10¹⁵ н·с^–1·см^–2. Стоимость облучения (стоимость нейтронов) в таких реакторах чрезвычайно высокая.

Во-вторых, в ⁶³Ni возможно наличие радиоактивных примесей с жестким гамма-излучением, например ⁶⁰Со, что может создать проблемы радиационной безопасности. Поэтому технология производства ⁶³Ni для атомных батарей обязательно включает радиохимическую очистку от примесей. На сегодня радиохимическая очистка ⁶³Ni от примесей – это сложный комплекс радиохимических операций с высокоактивными растворами в тяжелых боксах с большим числом радиационно-опасных операций и большим объемом жидких радиоактивных отходов. Это также вносит значительный вклад в стоимость производства ⁶³Ni.

В-третьих, КПД существующих атомных батарей на сегодня составляет не более 0.5–1% при теоретическом пределе на уровне 30%. Это в определенной степени связано с существующими в настоящее время электрохимическими технологиями нанесения ⁶³Ni на полу структуры. Эти технологии мало технологичны и неэффективны для подложек сложной геометрии, например 3D полупроводниковых структур. Логичным является применение неких планарных технологий нанесения ⁶³Ni, подобных используемым при производстве микросхем: химическое или физическое осаждение из газовой фазы.

Таким образом, перспективы широкого применения бета-вольтаических батарей на ⁶³Ni в значительной степени связаны с решением трех научно-технологических задач:

1) снижением затрат на наработку ⁶³Ni;

2) разработкой малоотходных и радиационно более безопасных методов очистки сырьевого ⁶³Ni от радиоактивных примесей;

3) применением эффективных технологий нанесения ⁶³Ni на полупроводниковые преобразователи.

Целью данной статьи является анализ существующих схем производства ⁶³Ni для получения ядерных батарей и возможностей их совершенствования.

ПРОИЗВОДСТВО ⁶³NI

Производство ⁶³Ni может потенциально проводиться четырьмя основными методами:

— облучением ⁶²Ni тепловыми нейтронами по реакции ⁶²Ni(n,γ)⁶³Ni;

— облучением ⁶³Cu быстрыми нейтронами по реакции ⁶³Cu(n,p)⁶³Ni;

— облучением ⁶⁴Ni быстрыми нейтронами по реакции ⁶⁴Ni(n,2n)⁶³Ni;

— облучением ⁶⁶Zn быстрыми нейтронами по реакции ⁶⁶Zn(n,α)⁶³Ni.

Оценки выхода ⁶³Ni для практически доступных типов реакторов по альтернативным схемам наработки представлены в табл. 1. Эти оценки показывают, что практическое значение может иметь только облучение ⁶²Ni тепловыми нейтронами в высоко- или среднепоточном реакторе. Получение ⁶³Ni облучением в реакторе на быстрых нейтронах ⁶³Cu, ⁶⁶Zn и ⁶⁴Ni возможно, но вряд ли целесообразно из-за малого сечения реакции [10, 11].

 

Таблица 1. Оценка выхода ⁶³Ni в типичных реакторах, используемых для наработки изотопов [12]

Номер реакции	Реакция	Выход 63Ni, г/г стартового изотопа за 1 год облучения
		высокопоточный реактор типа HFIR, поток тепловых нейтронов 1 × 1015 н·с–1·см–2	среднепоточный реактор, поток тепловых нейтронов ٢ × ١٠14 н·с–1·см–2	среднепоточный реактор, поток тепловых нейтронов ١ × ١٠14 н·с–1·см–2
1	62Ni(n,γ)63Ni	0.27	0.038	0.016
2	63Cu(n,p)63Ni	0.00021	0.000012	0.000007
3	64Ni(n,2n)63Ni	0.00005	0.00003	0.00002
4	66Zn(n,α)63Ni	0.00001	0.000007	0.000005

 

В настоящее время производство ⁶³Ni ведут облучением никеля, обогащенного по изотопу ⁶²Ni, в высокопоточном (поток нейтронов порядка 1 × 10¹⁵ н·с^–1·см^–2) ядерном реакторе. Этот способ получения ⁶³Ni реализован на реакторе HFIR в США [13, 14], на реакторе СМ [15] в РФ и на HFETR [16] в Китае. На практике при наработке ⁶³Ni в высокопоточном реакторе (поток нейтронов около 10¹⁵ н·с^–1·см^–2) облучение проводят в течение примерно 1 года (около 350 эффективных суток). Большое сечение выгорания ⁶³Ni – 24 барна при сечении накопления 14.5 барн – не позволяет получить в облученной мишени концентрацию ⁶³Ni более 27% от исходной концентрации ⁶²Ni, а практически эту величину редко поднимают выше 18%. Это связано с тем, что после достижения содержания ⁶³Ni 18% дальнейший прирост его концентрации требует все большего времени облучения. Небольшой облучательный объем в высокопоточных реакторах и высокая стоимость времени облучения вносят основной вклад в стоимость производства ⁶³Ni в этих типах реакторов.

В более доступных реакторах со средним потоком нейтронов порядка 10¹⁴ н·с^–1·см^–2 образование ⁶³Ni будет происходить с существенно более низкой скоростью [12]. При плотности потока нейтронов около 1 × 10¹⁴ н·с^–1·см^–2 накопление ⁶³Ni за 2 года облучения составит около 2.5 Ки/г. Однако в подобных реакторах одновременно можно облучать значительные количества ⁶²Ni, и стоимость облучения в них значительно меньше.

С ориентацией на облучение ⁶²Ni в доступных реакторах со средним потоком нейтронов был предложен и опробован способ получения ⁶³Ni, ориентированный на получение значительных количеств этого изотопа [17–19]. Метод основан на облучении ⁶²Ni тепловыми нейтронами в реакторе с невысоким потоком с последующим выделением и обогащением ⁶³Ni. Данный метод позволяет перейти от облучения малых количеств ⁶²Ni (с содержанием ⁶²Ni 90–97%) в реакторе с супервысоким нейтронным потоком (1 × 10¹⁵ н·с^–1·см^–2) к облучению гораздо большего количества ⁶²Ni (с содержанием ⁶²Ni 80–90%) в ядерных реакторах с “заурядным” потоком тепловых нейтронов в диапазоне 5 × 10¹³–10¹⁴ н·с^–1·см^–2. Таким образом, облучение мишени можно проводить в ядерных реакторах, где облучение является доступным и не таким “дорогим”, как в уникальных высокопоточных реакторах.

Однако при облучении в этих условиях в течение 1–2 лет содержание ⁶³Ni в облучаемой мишени из ⁶²Ni будет существенно меньше, чем при облучении в высокопоточном реакторе. Обычно это около 2 Ки/г, что соответствует обогащению 2–4%. Повышение обогащения в этом случае возможно с использованием технологий разделения изотопов (газовые центрифуги, лазерные методы, масс-сепарация и др.).

В мировой практике до настоящего времени методы разделения изотопов используются преимущественно для выделения стабильных изотопов. Процессы выделения высоко радиоактивных изотопов из их смеси с другими стабильными и радиоактивными изотопами, повышения их удельной активности стали развиваться только в последние десятилетия. Успешными примерами таких процессов является производство высокообогащенных ¹⁴С, ⁵⁵Fe, ⁸⁵Kr, ⁹⁹Мо из низкообогащенного сырья, в котором целевой радиоактивный изотоп находится в смеси с другими изотопами данного элемента [20–22]. В качестве метода разделения изотопов использовались газовые центрифуги или лазерные методы.

В настоящее время наиболее популярным методом разделения стабильных изотопов Ni является разделение в газовых центрифугах с использованием комплекса Ni(PF₃)₄ в качестве рабочего газа [23, 24]. Аналогичный подход может быть успешно использован для получения высокообогащенного ⁶³Ni с помощью газовых центрифуг [25, 26]. В качестве рабочего газа для изотопного обогащения используется тетракис(трифторфосфин)никель, который синтезируют при обработке облученной мишени трифторидом фосфора. В результате обогащения рабочего газа получают две фракции газа: целевую фракцию, обогащенную по ⁶³Ni, и отвальную фракцию газа, обедненную по изотопу ⁶³Ni и содержащую преимущественно ⁶²Ni.

Эта технология не только позволяет удешевить производство ⁶³Ni, но и делает возможным производить ⁶³Ni высокого обогащения: 60–80% (35–45 Ки/г) вместо стандартного ⁶³Ni с обогащением 20–25% (10–15 Ки/г), что делает батареи более эффективными.

Технология получения ⁶³Ni, основанная на облучении ⁶²Ni в реакторе со средним потоком нейтронов с последующим изотопным разделением ⁶³Ni на газовых центрифугах [18], а также методом ионизации атомов в атомарном пучке (АВЛИС метод) [27] или иными лазерными методами, позволяет потенциально производить сотни грамм ⁶³Ni с высоким обогащением (вплоть до 100%). Наработка граммовых количеств ⁶³Ni путем облучения ⁶²Ni в энергетическом реакторе (плотность потока нейтронов 1 × 10¹⁴ н·с^–1·см^–2) с последующим обогащением ⁶³Ni с 6 до 80% была продемонстрирована в работе [25].

ОЧИСТКА ⁶³NI ОТ РАДИОАКТИВНЫХ ПРИМЕСЕЙ

Производство ⁶³Ni связано с длительным облучением стартового ⁶²Ni в потоке нейтронов. Следовые количества примесей в никеле неизбежно также активируются и определяют практически всю гамма-активность полученного препарата. Для обеспечения радиационной безопасности атомных батарей гамма-активность примесей в ⁶³Ni не должна в среднем превышать 1 мкКи/г. Очистка облученного Ni от продуктов активации примесей представляет собой основную радиохимическую задачу при производстве ⁶³Ni для атомных батарей.

Состав и количество примесных радионуклидов зависят от материала облучательного устройства и чистоты стартового материала. Как правило, дозоопределяющими примесными радионуклидами являются ⁶⁰Со, ⁶⁵Zn, ⁵⁹Fe, ⁵¹Cr, ⁴⁶Sc, ¹²⁴Sb и ^117mSn. Стандартные методы очистки ⁶³Ni основаны на комплексе осадительных [28, 29], ионообменных [30] или комбинации осадительных и ионообменных методов [31].

Например, с использованием осадительных методов очистку ⁶³Ni от примесей после облучения ⁶²Ni в высокопоточном реакторе осуществляют при последовательном выполнении следующих осадительных операций [29, 30]:

— растворение облученной мишени;

— очистка Ni от ⁵⁹Fe, ⁶⁰Со, ⁵¹Cr, ⁵⁴Mn, ¹²⁴Sb, ⁴⁶Sc, ^117mSn их соосаждением с гидроксидом кобальта(III);

— очистка Ni от ⁶⁵Zn осаждением фторида цинка с изотопным и неизотопным носителями;

— концентрирование очищенного Ni путем осаждения в виде малорастворимого соединения никеля.

В ходе этих операций достигается очистка от большинства примесей в 10²–10³ раз, но очистка сопровождается значительными потерями ⁶³Ni. Эти методы “мокрой” химии требуют, как правило, значительного числа ручных операций (что создает большие проблемы в плане радиационной опасности) и характеризуются значительными объемами жидких радиоактивных отходов.

МЕТОДЫ ПОЛУЧЕНИЯ НИКЕЛЕВЫХ ПОКРЫТИЙ ПРИ ИЗГОТОВЛЕНИИ АТОМНЫХ БАТАРЕЙ

Рабочий элемент атомных батарей – это полупроводниковый материал с нанесенным на него слоем ⁶³Ni. Мощность атомных батарей при прочих равных условиях определяется рабочей площадью полупроводникового элемента и потоком бета-частиц через единицу площади. Поток бета-частиц через единицу площади ограничен эффектом самопоглощения. Это определяется тем, что спектр и максимальная энергия бета-частиц, испускаемых изотопом ⁶³Ni, на границе с полупроводниковым преобразователем зависят от состава (концентрации ⁶³Ni) и толщины эмитирующего образца, что описывается известными аналитическими зависимостями [32].

Теоретические оценки показывают [33], что для ⁶³Ni с 100%-ным обогащением удельная поверхностная плотность энергии достигает максимума при толщине слоя никеля около 3 мкм.

Эффект самопоглощения бета-частиц в слое ⁶³Ni определяет прямую зависимость удельной объемной мощности батареи от степени обогащения ⁶³Ni. Поток бета-частиц на поверхности полупроводникового преобразователя и, соответственно, мощность батареи невозможно увеличить за счет толщины слоя изотопа ⁶³Ni, поскольку эффект самопоглощения бета-излучения ограничивает эффективную толщину слоя ⁶³Ni значением около 3 мкм [34, 35].

По этой причине для увеличения удельной мощности батареи и одновременно повышения КПД ⁶³Ni следует, во-первых, применять ⁶³Ni высокого обогащения (желательно 70–80% и выше) при минимальной толщине слоя ⁶³Ni на поверхности подложки (0.5–1 мкм) для минимизации потерь энергии излучения за счет эффекта самопоглощения. Во-вторых, для минимизации габаритов батареи можно использовать полупроводниковые преобразователи с большой удельной поверхностью, что делает возможным увеличить рабочую поверхность ⁶³Ni–полупроводник в единице объема преобразователя. Например, это может достигаться при использовании трехмерной текстурированной структуры полупроводникового устройства с увеличенной площадью поверхности. В этом направлении для увеличения выходной мощности используются различные трехмерные структуры с высокой площадью поверхности [36].

Стандартными методами нанесения ⁶³Ni на подобные структуры являются химическое или электрохимическое осаждение никеля из соответствующего водного электролита [32, 37]. Однако достигнутые реальные результаты существенно ниже теоретических. Эффективность преобразователей достаточно низкая: менее 1%.

По-видимому, это связано с тем, что при нанесении пленок ⁶³Ni такие узкие поры не удается заполнить электролитом полностью, поэтому сбор электронов высоких энергий полупроводниковым преобразователем резко ухудшается. Недостаточная эффективность процесса заполнения микроканалов никелем доказана с помощью сканирующей электронной микроскопии и рентгеноспектрального микроанализа с использованием электронного сканирующего микроскопа для сбора электронов [32]. Подтверждением этого является также тот факт, что аналогичные источники на основе газообразного трития показывают высокие характеристики, поскольку тритий легко проникает в поры. Кроме того, сама процедура электрохимического осаждения кроме вопросов радиационной безопасности и жидких радиоактивных отходов достаточно сложно применима при создании микробатарей в составе электронных микромодулей.

Для нанесения тонких слоев ⁶³Ni на сложные поверхности в качестве альтернативы электрохимическому методу может быть использован метод нанесения ⁶³Ni по CVD-технологии. CVD (Chemical Vapor Deposition) – осаждение металлических пленок и покрытий из газовой фазы летучих металлосодержащих соединений. CVD-технология осаждения пленок и покрытий из никеля с использованием различных соединений [38–40] достаточно подробно изучена [41].

КОМПЛЕКСНАЯ ЗАМКНУТАЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ СХЕМА

Предложена новая комплексная замкнутая технологическая схема, включающая в себя:

— наработку изотопа ⁶³Ni облучением в реакторе природного Ni, обогащенного по изотопу ⁶²Ni;

— очистку облученного Ni от радиоактивных примесей;

— обогащение очищенного облученного Ni по изотопу ⁶³Ni;

— нанесение покрытий металлического ⁶³Ni на полупроводниковую подложку.

Технологическая схема нового процесса представлена на рис. 1.

 

Рис. 1. Технологическая схема процесса.

 

Ключевым соединением в этой технологической схеме является тетракис(трифторфосфин)никель. Ni(PF₃)₄ – это комплексное соединение 0-валентного никеля, образующееся с высоким выходом из металлического никеля-63 и трифторида фосфора в относительно мягких условиях [42] по реакции:

$\text{Ni }+{\text{ PF}}_3\to \text{Ni }{\left({\text{PF}}_3\right)}_4$.

Ni(PF₃)₄ при нормальных условиях представляет собой прозрачную жидкость с температурой замерзания –55°С и температурой кипения 70.5°С. В составе молекулы Ni(PF₃)₄ и фтор, и фосфор моноизотопны, а само соединение имеет высокое давление паров (около 300 мм рт. ст.). Ni(PF₃)₄ относительно стабилен на воздухе, не воспламеняется и взрывобезопасен. Благодаря этим свойствам Ni(PF₃)₄ является идеальным соединением для обогащения изотопов Ni с помощью газовых центрифуг, лазерных методов и сверхзвукового сопла.

Большинство других металлов в условиях автоклавного синтеза Ni(PF₃)₄ не образуют с трифторидом фосфора летучих соединений [43]. Это позволяет отделить никель в виде его летучего комплекса от примесей простой перегонкой (переконденсацией), что благоприятно для технологии.

Новая технология основана на следующих решениях:

1. Для снижения стоимости и увеличения потенциала производства ⁶³Ni его получение осуществляют облучением ⁶²Ni в достаточно доступных реакторах со средним потоком нейтронов: ~5 × 10¹³–~5 × 10¹⁴ н·с^–1·см^–2.
2. Для радиохимической очистки облученного Ni от примесей применяют безводный метод – перевод металлического никеля в Ni(PF₃)₄ по реакции с трифторидом.
3. Полученный из облученного никеля Ni(PF₃)₄ дополнительно обогащают по изотопу ⁶³Ni (до уровня 80% и более) методами изотопного разделения.
4. Для осаждения ⁶³Ni на полупроводниковую подложку применяют метод химического осаждения из газовой фазы (CVD) с использованием ⁶³Ni в виде ⁶³Ni(PF₃)₄.

ОПИСАНИЕ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ СХЕМЫ

Наработку ⁶³Ni ведут облучением природного никеля, обогащенного по изотопу ⁶²Ni, нейтронами по реакции:

${}^{62}\text{Ni}{\left(n,\gamma \right)}^{63}\text{Ni}.$

Получение никеля, обогащенного по изотопу ⁶²Ni проводят традиционным способом. Никель природного изотопного состава (с содержанием ⁶²Ni 3.635%) переводят в тетракис(трифторфосфин)никель Ni(PF₃)₄ и направляют на обогащение в газовых центрифугах. После обогащения никель ⁶²Ni переводят обратно в металл, изготавливают из металла мишень и направляют на облучение в ядерный реактор для наработки изотопа ⁶³Ni. Освободившийся трифторид фосфора возвращают в процесс.

Мишень из ⁶²Ni облучают в доступных ядерных реакторах со средним потоком нейтронов: ~5 × 10¹³–~5 × 10¹⁴ н·с^–1·см^–2 [17–19]. После 2 лет облучения мишень содержит 6% ⁶³Ni [23].

Облученный металлический никель (мишень) переводят в тетракис(трифторфосфин)никель. Процесс ведут в условия автоклавного синтеза [44]. Примеси, образовавшиеся в процессе облучения (⁶⁰Со, ⁶⁵Zn, ⁵⁹Fe, ⁵¹Cr, ⁴⁶Sc, ¹²⁴Sb и ^117mSn), не образуют в этих условиях летучих соединений с трифторфосфином. Таким образом, перевод никеля в тетракис(трифторфосфин)никель автоматически обеспечивает очистку никеля от других радионуклидов, в том числе короткоживущих. Остаточное содержание ⁶⁰Со и других гамма-излучающих нуклидов в очищенном материале не превышает 1 мкКи/г никеля (коэффициент очистки более 1000), что позволяет без ограничений использовать полученный таким образом ⁶³Ni для изготовления атомных батарей. По сравнению с традиционным методом не требуется растворять мишень и проводить длительные разделения в растворах, а затем конвертировать соли никеля обратно в металл. Резко сокращается количество жидких отходов и ускоряется процесс очистки. В отличие от технологии очистки никеля “мокрым” методом, данный процесс может быть автоматизирован.

Облученный очищенный от примесей никель в виде тетракис(трифторфосфин)никеля Ni(PF₃)₄ направляют на обогащение по изотопу ⁶³Ni в газовых центрифугах. Обогащение ведут до уровня 80% и более. Обедненную по ⁶³Ni фракцию тетракис(трифторфосфин)никеля, содержащую в основном ⁶²Ni, возвращают на стадию получения никеля, обогащенного по изотопу ⁶²Ni. Обогащенную по ⁶³Ni фракцию Ni(PF₃)₄ направляют на получение покрытий.

Обогащенную по ⁶³Ni фракцию тетракис(трифторфосфин)никеля направляют на получение никелевых покрытий CVD-методом на поверхности кремниевых полупроводниковых структур [45, 46]. При этом методе нанесения никеля ⁶³Ni(PF₃)₄ подается в виде паров к нагретой поверхности полупроводникового элемента, пары ⁶³Ni(PF₃)₄ свободно проникают в узкие каналы и при температурах выше 155°С разлагаются на полупроводниковой подложке на металлический ⁶³Ni и трифторид фосфора. Металлический ⁶³Ni в виде тонкой пленки осаждается на подложку, а трифторид фосфора удаляется из зоны реакции с помощью вакуумной системы. Таким образом, при нанесении никелевых покрытий из Ni(PF₃)₄ методом CVD на поверхности кремниевых полупроводниковых структур достигается формирование кристаллического слоя никеля с высокой электропроводностью толщиной ~1 мкм. При проведении процесса в указанных условиях и при скорости роста покрытия 0.1–0.2 мкм/мин формируется плотный равномерный кристаллический слой никеля с высокой электропроводностью [46]. Освободившийся PF₃ возвращают на стадии синтеза Ni(PF₃)₄.

Полученные данные говорят о хороших перспективах использования процесса CVD с тетракис(трифторфосфин)никелем-63 в качестве прекурсора для изготовления атомных β-вольтаических батарей на основе ⁶³Ni. Применение CVD-технологии с использованием тетракис(трифторфосфин)никеля для нанесения ⁶³Ni позволяет сделать важный шаг в микро-наноинтеграции и модульной сборке батарей, поскольку в едином технологическом процессе методом CVD может выращиваться и полупроводниковая структура с p–n-переходом. В частности, могут изготавливаться многослойные батареи с оптимальной толщиной p–n-перехода и минимальной толщиной ⁶³Ni. Этим путем может быть достигнута интеграция ядерных батарей с наноматериалами, что необходимо для разработки наноустройств или интеллектуальных миниатюрных медицинских устройств [47].

Достоинствами данной схемы по сравнению с другими являются:

— радиационно безопасный способ за счет исключения из процесса “мокрой” химии (исключение стадий выпаривания, фильтрования и сорбции радиоактивных растворов);

— сокращение количества жидких и твердых радиоактивных отходов, в том числе отработанных радиоактивных ионнообменных смол;

— ускорение процесса очистки за счет одностадийности и исключения стадии выдержки мишени для распада короткоживущих радионуклидов (при условии автоматизации процесса);

— на всех стадиях используется только один реагент (PF₃).

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Рассмотрены существующие технологии наработки, выделения и очистки ⁶³Ni, а также методы получения никелевых покрытий при производстве атомных батарей. Предложена новая комплексная замкнутая технологическая схема получения обогащенного ⁶³Ni и покрытий из него с использованием на всех стадиях технологического процесса одного реагента – трифторида фосфора (PF₃). Тетракис(трифторфосфин)никель – комплексное соединение, позволяющее относительно легко переводить никель из металла в комплекс и осуществлять обратную реакцию – перевод никеля из комплекса в металл. Схема обогащения природного никеля с получением образцов, обогащенных никелем-62, является отработанным процессом. Преимуществом этого комплекса является то, что как фосфор, так и фтор – моноизотопные элементы, следовательно, обеспечивается высокая эффективность разделения изотопов никеля. Использование тетракис(трифторфосфин)никеля обеспечивает получение после облучения никеля-63 с высоким содержанием, очистку его от радиоактивных примесей и в дальнейшем нанесение на подложку с прецизионным контролем толщины слоя никеля. Предложенная комплексная технологическая схема, включающая использование тетракис(трифторфосфин)никеля на каждой стадии, позволяет отказаться от трудоемкой стадии отделения радиоактивных примесей методами растворной химии, что приводит к ускорению процесса и сокращению жидких радиоактивных отходов. Нанесение никелевого покрытия методом CVD позволяет отказаться от растворных методов нанесения никелевого покрытия, что также приводит к сокращению потерь никеля-63, исключению жидких радиоактивных отходов и снижению трудоемкости. На каждой стадии перевода комплекса в металл в качестве побочного продукта получается трифторфосфин, который используется повторно.

Таким образом, предложенная “зеленая” комплексная технологическая схема позволяет сократить трудоемкость и количество жидких радиоактивных отходов.

Конфликт интересов

Авторы заявляют об отсутствии конфликта интересов.

作者简介

V. Mazgunova

Deimos Designing, Production, and Implementation Enterprise

编辑信件的主要联系方式.
Email: vbabain@khlopin.ru
俄罗斯联邦, St. Petersburg

A. Kostylev

Deimos Designing, Production, and Implementation Enterprise

Email: vbabain@khlopin.ru
俄罗斯联邦, St. Petersburg

V. Babain

Deimos Designing, Production, and Implementation Enterprise; Khlopin Radium Institute

Email: vbabain@khlopin.ru
俄罗斯联邦, St. Petersburg; St. Petersburg

M. Alyapyshev

Polymetal Engineering

Email: vbabain@khlopin.ru
俄罗斯联邦, St. Petersburg

参考

补充文件