CN113299420A - 高通量试验堆辐照靶件及辐照镅生产252Cf的方法 - Google Patents

高通量试验堆辐照靶件及辐照镅生产252Cf的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN113299420A
CN113299420A CN202110527780.5A CN202110527780A CN113299420A CN 113299420 A CN113299420 A CN 113299420A CN 202110527780 A CN202110527780 A CN 202110527780A CN 113299420 A CN113299420 A CN 113299420A
Authority
CN
China
Prior art keywords
irradiation
target
americium
reactor
irradiation target
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Withdrawn
Application number
CN202110527780.5A
Other languages
English (en)
Inventor
李庆
姚维华
谢运利
蒋朱敏
李满仓
于颖锐
王连杰
魏彦琴
娄磊
朱勇辉
吴磊
王丹
刘同先
王帅
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN202110527780.5A priority Critical patent/CN113299420A/zh
Publication of CN113299420A publication Critical patent/CN113299420A/zh
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21GCONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G1/00Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
    • G21G1/02Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes in nuclear reactors
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21KTECHNIQUES FOR HANDLING PARTICLES OR IONISING RADIATION NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; IRRADIATION DEVICES; GAMMA RAY OR X-RAY MICROSCOPES
    • G21K5/00Irradiation devices
    • G21K5/08Holders for targets or for other objects to be irradiated

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)

Abstract

本发明公开了高通量试验堆辐照靶件及辐照镅生产252Cf的方法,所述辐照靶件是一种用于高通量试验堆辐照镅生产252Cf的靶件;所述辐照靶件的结构为中空环状棒束形式结构,所述辐照靶件沿靶件径向方向从里往外依次为管状的中心孔道、第一包壳层、第一冷却水隙层、第二包壳层、基体层、第三包壳层、第二冷却水隙层和第四包壳层。本发明具体需根据不同辐照周期内252Cf的需求,合理选择靶件中的镅氧化物总装量,并通过对镅氧化物在靶件材料中的含量、靶材高度、中子能谱和中子注量率等因素的合理设计,获得最佳的252Cf生产效率。本发明方法辐照生产效率较高,具有很高的工程实用价值;且填补国内并无252Cf的生产方法的空白。

Description

高通量试验堆辐照靶件及辐照镅生产252Cf的方法
技术领域
本发明涉及放射性同位素生产技术领域,具体涉及高通量试验堆辐照靶件及辐照镅生产252Cf的方法。
背景技术
252Cf作为一种人工制造的放射性核素,通常用于制作紧凑的、便携的、高强度的中子源,在工业界应用非常广泛,涵盖核反应堆启动、核燃料棒扫描、石油探测、癌症治疗、材料分析、材料探伤、研究等领域。
目前世界上只有美国和俄罗斯具备商业化生产252Cf的能力,垄断了252Cf供给市场,价格非常昂贵。另一方面,随着中美贸易战及美国对中国的“限核令”的执行,我国可能面临无252Cf可买的风险。全面掌握252Cf核素生产和后处理工艺等核心技术,可以避免中国整个核电、核技术领域在关键技术上受制于人。
美国最初在高通量装置上辐照242Pu核素,提取252Cf后,镅和锔等锕系核素循环利用装入下一批靶件中继续辐照,最终形成以锔为主要材料的辐照靶件。
现有技术中子源用放射性同位素252Cf的生产方法存在效率不高的问题。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是现有技术中子源用放射性同位素252Cf的生产方法存在效率不高的问题。本发明目的在于针对中子源用放射性同位素252Cf的生产需求,提出高通量试验堆辐照靶件及辐照镅生产252Cf的方法,该方法靶件材料容易获取,辐照生产效率较高,具有很高的工程实用价值;且填补国内并无252Cf的生产方法的空白。
本发明通过下述技术方案实现:
一种高通量试验堆辐照靶件,所述辐照靶件是一种用于高通量试验堆辐照镅生产252Cf的靶件;所述辐照靶件的结构为中空环状棒束形式结构,所述辐照靶件沿靶件径向方向从里往外依次为管状的中心孔道、第一包壳层、第一冷却水隙层、第二包壳层、基体层、第三包壳层、第二冷却水隙层和第四包壳层。
工作原理是:基于最初在高通量装置上辐照242Pu核素,提取252Cf后,镅和锔等锕系核素循环利用装入下一批靶件中继续辐照,最终形成以锔为主要材料的辐照靶件;然后,现有技术中子源用放射性同位素252Cf的生产方法存在效率不高的问题,且目前国内并无252Cf的生产方法本发明设计了一种高通量试验堆辐照靶件,这是考虑到一方面,从核电反应堆乏燃料组件中可以较为容易的分离提取得到镅核素;另一方面,在252Cf的生产链上,镅核素比Pu核素更靠近252Cf,辐照镅可提高252Cf的生产效率。具体地,本发明设计的辐照靶件是一种用于高通量试验堆辐照镅生产252Cf的靶件,该辐照靶件的结构为中空环状棒束形式结构,所述辐照靶件沿靶件径向方向从里往外依次为管状的中心孔道、第一包壳层、第一冷却水隙层、第二包壳层、基体层、第三包壳层、第二冷却水隙层和第四包壳层。其中,中心孔道区域可通有轻水或者密封,外围区域为镅辐照材料区,靶件辐照材料为弥散于金属基体中的镅氧化物。靶件几何尺寸视靶件辐照条件要求可进行调整。本发明的高通量试验堆辐照靶件在中国工程试验堆很快将进入运行阶段,为252Cf同位素的生产提供了有利条件。
作为进一步地优选方案,所述中心孔道通水或者密封。
作为进一步地优选方案,所述基体层的材料采用弥散于金属基体中的镅氧化物;可以增加辐照靶件基体层材料体积,减少镅氧化物的中子自屏效应,同时也可以减少材料的释热率。
作为进一步地优选方案,所述基体层的镅辐照材料中镅氧化物含量为10%-20%;在保证基体层靶件材料总装量的前提下,降低镅氧化物在靶件材料中的含量,可减少材料的自屏效应,提高靶件的252Cf生产效率。
作为进一步地优选方案,所述基体层的高度范围为6cm-34cm(即所述辐照靶件的棒束高度),厚度为0.1cm-0.5cm;在保证镅氧化物总装量的同时,优化基体层靶材厚度和高度,以减少靶材的自屏效应,提高252Cf生产效率。
作为进一步地优选方案,所述基体层的材料采用弥散于金属基体中的镅氧化物,其中,所述金属基体的材料为铝材料;即基体层的基体材料是铝材料,在铝材料里弥散着镅氧化物。
作为进一步地优选方案,所述第一包壳层、第二包壳层、第三包壳层和第四包壳层的材料均采用铝材料或锆材料;
所述第一包壳层、第二包壳层、第三包壳层和第四包壳层的厚度相等。
作为进一步地优选方案,所述第一冷却水隙层、第二冷却水隙层的厚度相等。
一种应用高通量试验堆辐照镅生产252Cf的方法,该方法使用上述的一种高通量试验堆辐照靶件,该方法包括以下步骤:
S1:在辐照堆停堆期间,选取所述的一种高通量试验堆辐照靶件的高度,并将所述辐照靶件直接安装于所述辐照堆通量较高的中部位置;其中,合理选取靶件的高度是为了避免靶件两端进入中子通量密度较低的区域;
S2:采用优化措施优化所述辐照靶件安装位置的中子能谱,使中子主要分布于覆盖0.01eV-1keV的热群和超热群,即混合共振群;
S3:根据不同辐照周期内252Cf的需求,综合确定所述辐照靶件中镅氧化物的总装量和所述靶件在高通量堆内的中子注量率水平;
S4:辐照所述辐照靶件进入堆芯辐照,在堆内中子场环境下发生反应产生252Cf同位素;
S5:辐照堆再次停堆后,取出所述辐照靶件,提取252Cf同位素。
本发明方法采用的辐照堆型为高通量试验堆,靶件辐照材料为弥散于金属基体中的镅氧化物,靶件结构为中空环状棒束。具体需根据不同辐照周期内252Cf的需求,合理选择靶件中的镅氧化物总装量,并通过对镅氧化物在靶件材料中的含量、靶材高度、中子能谱和中子注量率等因素的合理设计,获得最佳的252Cf生产效率。
作为进一步地优选方案,所述辐照堆为高通量试验堆,高通量试验堆是高中子通量反应堆的简称,指中子注量率高于1014中子/厘米2·秒的反应堆。
作为进一步地优选方案,所述辐照堆芯如果为高快中子堆,通过增加水或铍等慢化剂的方式将靶件的入射中子尽量多的慢化到混合共振谱;所述的辐堆芯如果为高热中子堆,则减少水或铍等慢化剂,使靶件的入射中子尽量多的分布于混合共振谱。
本发明与现有技术相比,具有如下的优点和有益效果:
1、本发明辐照靶件仅放置于堆芯中部中子通量密度较高且较为平坦的区域,避免靶件两端进入中子通量密度较低的区域;在中部位置,252Cf产量和靶件高度成正比关系,辐照效果最佳;
2、本发明在保证靶件材料总的装量的前提下,降低镅氧化物在靶件材料中的含量,可减少材料的自屏效应,提高靶件的252Cf生产效率;
3、本发明通过优化靶件放置位置的中子能谱,可提高核素的(n,γ)反应率,获得更好的252Cf核素辐照效果;
4、本发明根据不同辐照周期内252Cf的产量需求,可确定相应的靶件在高通量堆内的最低中子注量率水平。
5、本发明方法靶件材料容易获取,辐照生产效率较高,具有很高的工程实用价值;且填补国内并无252Cf的生产方法的空白。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解,构成本申请的一部分,并不构成对本发明实施例的限定。在附图中:
图1为本发明一种高通量试验堆辐照靶件结构示意图。
图2为本发明堆芯中部位置不同高度靶件252Cf产量随辐照时间的变化曲线示意图。
图3为本发明不同中子注量率水平下靶件252Cf产量随辐照时间的变化曲线示意图。
图4为本发明一种应用高通量试验堆辐照镅生产252Cf的方法流程图。
附图标记及对应的零部件名称:
1-中心孔道,2-第一包壳层,3-第一冷却水隙层,4-第二包壳层,5-基体层,6-第三包壳层,7-第二冷却水隙层,8-第四包壳层。
具体实施方式
在下文中,可在本发明的各种实施例中使用的术语“包括”或“可包括”指示所发明的功能、操作或元件的存在,并且不限制一个或更多个功能、操作或元件的增加。此外,如在本发明的各种实施例中所使用,术语“包括”、“具有”及其同源词仅意在表示特定特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合,并且不应被理解为首先排除一个或更多个其它特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合的存在或增加一个或更多个特征、数字、步骤、操作、元件、组件或前述项的组合的可能性。
在本发明的各种实施例中,表述“或”或“A或/和B中的至少一个”包括同时列出的文字的任何组合或所有组合。例如,表述“A或B”或“A或/和B中的至少一个”可包括A、可包括B或可包括A和B二者。
在本发明的各种实施例中使用的表述(诸如“第一”、“第二”等)可修饰在各种实施例中的各种组成元件,不过可不限制相应组成元件。例如,以上表述并不限制所述元件的顺序和/或重要性。以上表述仅用于将一个元件与其它元件区别开的目的。例如,第一用户装置和第二用户装置指示不同用户装置,尽管二者都是用户装置。例如,在不脱离本发明的各种实施例的范围的情况下,第一元件可被称为第二元件,同样地,第二元件也可被称为第一元件。
应注意到:如果描述将一个组成元件“连接”到另一组成元件,则可将第一组成元件直接连接到第二组成元件,并且可在第一组成元件和第二组成元件之间“连接”第三组成元件。相反地,当将一个组成元件“直接连接”到另一组成元件时,可理解为在第一组成元件和第二组成元件之间不存在第三组成元件。
在本发明的各种实施例中使用的术语仅用于描述特定实施例的目的并且并非意在限制本发明的各种实施例。如在此所使用,单数形式意在也包括复数形式,除非上下文清楚地另有指示。除非另有限定,否则在这里使用的所有术语(包括技术术语和科学术语)具有与本发明的各种实施例所属领域普通技术人员通常理解的含义相同的含义。所述术语(诸如在一般使用的词典中限定的术语)将被解释为具有与在相关技术领域中的语境含义相同的含义并且将不被解释为具有理想化的含义或过于正式的含义,除非在本发明的各种实施例中被清楚地限定。
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白,下面结合实施例和附图,对本发明作进一步的详细说明,本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明,并不作为对本发明的限定。
实施例1
如图1、图2所示,本发明一种高通量试验堆辐照靶件,所述辐照靶件是一种用于高通量试验堆辐照镅生产252Cf的靶件;
所述辐照靶件的结构采用如图1所示的带有中空孔道的环状棒束形式,所述辐照靶件沿靶件径向方向从里往外依次为管状的中心孔道1、第一包壳层2、第一冷却水隙层3、第二包壳层4、基体层5、第三包壳层6、第二冷却水隙层7和第四包壳层8;所述中心孔道1通水或者密封;所述第一包壳层2、第二包壳层4、第三包壳层6和第四包壳层8的材料均采用铝材料或锆材料。所述基体层5的材料采用弥散于金属基体中的镅氧化物;可以增加辐照靶件基体层材料体积,减少镅氧化物的中子自屏效应,同时也可以减少材料的释热率。具体地,本发明靶件几何尺寸视靶件辐照条件要求可进行调整。
合理选取镅氧化物在基体层靶件材料中的含量,在保证镅氧化物总装量的同时,尽量降低镅在靶件材料中的含量。本发明实施时,所述基体层5的镅辐照材料中镅氧化物含量优选含量为10%-20%;见下表1,靶件在减少自屏效应的同时可实现装量最大化。
表1镅氧化物材料减少自屏效应结果
Figure BDA0003066821850000051
由表1可知,基体层的镅辐照材料中镅氧化物含量为10%-20%是优选方案,能够使单位镅氧化物材料的252Cf饱和产量达到0.40mg/g。因此,在保证基体层5靶件材料总装量的前提下,降低镅氧化物在靶件材料中的含量,可减少材料的自屏效应,提高靶件的252Cf生产效率。
具体地,所述基体层5的高度范围为6cm-34cm(即所述辐照靶件的棒束高度),厚度为0.1cm-0.5cm;在保证镅氧化物总装量的同时,优化基体层5靶材厚度和高度,以减少靶材的自屏效应,提高252Cf生产效率。本发明实施时,靶件6cm至34cm高度时的252Cf产量见图2。
具体地,所述基体层5的材料采用弥散于金属基体中的镅氧化物,其中,所述金属基体的材料为铝材料;即基体层5的基体材料是铝材料,在铝材料里弥散着镅氧化物。
具体地,所述第一包壳层2、第二包壳层4、第三包壳层6和第四包壳层8的厚度相等。
具体地,所述第一冷却水隙层3、第二冷却水隙层7的厚度相等。
工作原理是:基于最初在高通量装置上辐照242Pu核素,提取252Cf后,镅和锔等锕系核素循环利用装入下一批靶件中继续辐照,最终形成以锔为主要材料的辐照靶件;然后,现有技术中子源用放射性同位素252Cf的生产方法存在效率不高的问题,且目前国内并无252Cf的生产方法本发明设计了一种高通量试验堆辐照靶件,这是考虑到一方面,从核电反应堆乏燃料组件中可以较为容易的分离提取得到镅核素;另一方面,在252Cf的生产链上,镅核素比Pu核素更靠近252Cf,辐照镅可提高252Cf的生产效率。具体地,本发明设计的辐照靶件是一种用于高通量试验堆辐照镅生产252Cf的靶件,该辐照靶件的结构为中空环状棒束形式结构,所述辐照靶件沿靶件径向方向从里往外依次为管状的中心孔道1、第一包壳层2、第一冷却水隙层3、第二包壳层4、基体层5、第三包壳层6、第二冷却水隙层7和第四包壳层8。其中,中心孔道1区域可通有轻水或者密封,外围区域为镅辐照材料区,靶件辐照材料为弥散于金属基体中的镅氧化物。靶件几何尺寸视靶件辐照条件要求可进行调整。本发明的高通量试验堆辐照靶件在中国工程试验堆很快将进入运行阶段,为252Cf同位素的生产提供了有利条件。
实施例2
如图1至图4所示,本实施例与实施例1的区别在于,一种应用高通量试验堆辐照镅生产252Cf的方法,该方法使用实施例1所述的一种高通量试验堆辐照靶件,如图4所示,该方法包括以下步骤:
S1:在辐照堆停堆期间,选取所述的一种高通量试验堆辐照靶件的高度,并将所述辐照靶件直接安装于所述辐照堆通量较高的中部位置;其中,合理选取靶件的高度是为了避免靶件两端进入中子通量密度较低的区域;
S2:采用优化措施优化所述辐照靶件安装位置的中子能谱,使中子主要分布于覆盖0.01eV-1keV的热群和超热群,即混合共振群;
S3:根据不同辐照周期内252Cf的需求,综合确定所述辐照靶件中镅氧化物的总装量和所述靶件在高通量堆内的中子注量率水平;
S4:辐照所述辐照靶件进入堆芯辐照,在堆内中子场环境下发生反应产生252Cf同位素;
S5:辐照堆再次停堆后,取出所述辐照靶件,提取252Cf同位素。
具体地,所述辐照堆为高通量试验堆,高通量试验堆是高中子通量反应堆的简称,指中子注量率高于1014中子/厘米2·秒的反应堆。具体地,所述辐照堆芯如果为高快中子堆,通过增加水或铍等慢化剂的方式将靶件的入射中子尽量多的慢化到混合共振谱;所述的辐堆芯如果为高热中子堆,则减少水或铍等慢化剂,使靶件的入射中子尽量多的分布于混合共振谱。
具体地,步骤S1中将靶件放置于高通量堆试验堆通量较高的中部位置,避免靶件两端进入中子通量密度较低的区域;根据252Cf产量的要求,设置不同的靶件高度。在本发明实施例中,靶件6cm至34cm高度时的252Cf产量见图2。
由图2可知,辐照靶件仅放置于堆芯中部中子通量密度较高且较为平坦的区域,避免靶件两端进入中子通量密度较低的区域;在中部位置,252Cf产量和靶件高度成正比关系。
具体地,步骤S2优化高通量堆试验堆靶件放置位置的中子能谱,使中子分布于混合共振谱,进而提高核素的(n,γ)反应率,获得更好的252Cf核素辐照效果;在本发明实施例中,镅靶件中子能谱优化结果见下表2,优化后热群中子占总中子通量的比例为34%。
表2镅靶件优化中子能谱结果
热群中子占总中子通量的比例(%) 单位镅材料的<sup>252</sup>Cf饱和产量(mg/g)
73 0.40
46 0.62
34 0.75
由表2可知,通过优化靶件放置位置的中子能谱,提高混合共振谱的中子比例,获得更好的252Cf核素辐照效果。
具体地,步骤S3中,对于一定装量的镅靶件,根据辐照周期内252Cf的产量要求,确定靶件在高通量堆内的中子注量率水平;在本发明实施例中,25%至100%某中子注量率水平下镅靶件的252Cf的产量变化见图3,可据此确定靶件所需的中子注量率。
由图3可知,根据不同辐照周期内252Cf的产量需求,可确定相应的靶件在高通量堆内的最低中子注量率水平。
本发明方法采用的辐照堆型为高通量试验堆,靶件辐照材料为弥散于金属基体中的镅氧化物,靶件结构为中空环状棒束。具体需根据不同辐照周期内252Cf的需求,合理选择靶件中的镅氧化物总装量,并通过对镅氧化物在靶件材料中的含量、靶材高度、中子能谱和中子注量率等因素的合理设计,获得最佳的252Cf生产效率。
本发明方法靶件材料容易获取,辐照生产效率较高,具有很高的工程实用价值;且填补国内并无252Cf的生产方法的空白。
本领域内的技术人员应明白,本申请的实施例可提供为方法、系统、或计算机程序产品。因此,本申请可采用完全硬件实施例、完全软件实施例、或结合软件和硬件方面的实施例的形式。而且,本申请可采用在一个或多个其中包含有计算机可用程序代码的计算机可用存储介质(包括但不限于磁盘存储器、CD-ROM、光学存储器等)上实施的计算机程序产品的形式。
本申请是参照根据本申请实施例的方法、设备(系统)、和计算机程序产品的流程图和/或方框图来描述的。应理解可由计算机程序指令实现流程图和/或方框图中的每一流程和/或方框、以及流程图和/或方框图中的流程和/或方框的结合。可提供这些计算机程序指令到通用计算机、专用计算机、嵌入式处理机或其他可编程数据处理设备的处理器以产生一个机器,使得通过计算机或其他可编程数据处理设备的处理器执行的指令产生用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的装置。
这些计算机程序指令也可存储在能引导计算机或其他可编程数据处理设备以特定方式工作的计算机可读存储器中,使得存储在该计算机可读存储器中的指令产生包括指令装置的制造品,该指令装置实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能。
这些计算机程序指令也可装载到计算机或其他可编程数据处理设备上,使得在计算机或其他可编程设备上执行一系列操作步骤以产生计算机实现的处理,从而在计算机或其他可编程设备上执行的指令提供用于实现在流程图一个流程或多个流程和/或方框图一个方框或多个方框中指定的功能的步骤。
以上所述的具体实施方式,对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明,所应理解的是,以上所述仅为本发明的具体实施方式而已,并不用于限定本发明的保护范围,凡在本发明的精神和原则之内,所做的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.一种高通量试验堆辐照靶件,其特征在于,所述辐照靶件是一种用于高通量试验堆辐照镅生产252Cf的靶件;所述辐照靶件的结构为中空环状棒束形式结构,所述辐照靶件沿靶件径向方向从里往外依次为管状的中心孔道(1)、第一包壳层(2)、第一冷却水隙层(3)、第二包壳层(4)、基体层(5)、第三包壳层(6)、第二冷却水隙层(7)和第四包壳层(8)。
2.根据权利要求1所述的一种高通量试验堆辐照靶件,其特征在于,所述中心孔道(1)通水或者密封。
3.根据权利要求1所述的一种高通量试验堆辐照靶件,其特征在于,所述基体层(5)的材料采用弥散于金属基体中的镅氧化物。
4.根据权利要求3所述的一种高通量试验堆辐照靶件,其特征在于,所述基体层(5)的镅辐照材料中镅氧化物含量为10%-20%。
5.根据权利要求4所述的一种高通量试验堆辐照靶件,其特征在于,所述基体层(5)的高度范围为6cm-34cm,厚度为0.1cm-0.5cm。
6.根据权利要求3所述的一种高通量试验堆辐照靶件,其特征在于,所述基体层(5)的材料采用弥散于金属基体中的镅氧化物,其中,所述金属基体的材料为铝材料。
7.根据权利要求1所述的一种高通量试验堆辐照靶件,其特征在于,所述第一包壳层(2)、第二包壳层(4)、第三包壳层(6)和第四包壳层(8)的材料均采用铝材料或锆材料;
所述第一包壳层(2)、第二包壳层(4)、第三包壳层(6)和第四包壳层(8)的厚度相等。
8.根据权利要求1所述的一种高通量试验堆辐照靶件,其特征在于,所述第一冷却水隙层(3)、第二冷却水隙层(7)的厚度相等。
9.一种应用高通量试验堆辐照镅生产252Cf的方法,其特征在于,该方法使用如权利要求1至8中任一所述的一种高通量试验堆辐照靶件,该方法包括以下步骤:
S1:在辐照堆停堆期间,选取如权利要求1至8中任一所述的一种高通量试验堆辐照靶件的高度,并将所述辐照靶件直接安装于所述辐照堆的中部位置;
S2:采用优化措施优化所述辐照靶件安装位置的中子能谱,使中子主要分布于覆盖0.01eV-1keV的热群和超热群,即混合共振群;
S3:根据不同辐照周期内252Cf的需求,综合确定所述辐照靶件中镅氧化物的总装量和所述靶件在高通量堆内的中子注量率水平;
S4:辐照所述辐照靶件进入堆芯辐照,在堆内中子场环境下发生反应产生252Cf同位素;
S5:辐照堆再次停堆后,取出所述辐照靶件,提取252Cf同位素。
10.根据权利要求9所述的一种高通量试验堆辐照靶件,其特征在于,所述辐照堆为高通量试验堆。
CN202110527780.5A 2021-05-14 2021-05-14 高通量试验堆辐照靶件及辐照镅生产252Cf的方法 Withdrawn CN113299420A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202110527780.5A CN113299420A (zh) 2021-05-14 2021-05-14 高通量试验堆辐照靶件及辐照镅生产252Cf的方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202110527780.5A CN113299420A (zh) 2021-05-14 2021-05-14 高通量试验堆辐照靶件及辐照镅生产252Cf的方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN113299420A true CN113299420A (zh) 2021-08-24

Family

ID=77322311

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202110527780.5A Withdrawn CN113299420A (zh) 2021-05-14 2021-05-14 高通量试验堆辐照靶件及辐照镅生产252Cf的方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN113299420A (zh)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114758810A (zh) * 2022-04-19 2022-07-15 中核核电运行管理有限公司 利用重水堆探测器孔道在线辐照生产同位素的装置和方法
CN116884664A (zh) * 2023-07-12 2023-10-13 上海交通大学 基于子群燃耗技术的稀缺同位素精细化能谱辐照生产方法
CN116978495A (zh) * 2023-07-25 2023-10-31 上海交通大学 基于分层靶件的稀缺同位素辐照生产能谱最优化方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101377962A (zh) * 2008-09-22 2009-03-04 中国科学院等离子体物理研究所 生产252Cf中子源的聚变驱动次临界系统及方法
US20090274258A1 (en) * 2006-04-14 2009-11-05 Holden Charles S Compound isotope target assembly for production of medical and commercial isotopes by means of spectrum shaping alloys
CN106531278A (zh) * 2017-01-11 2017-03-22 中国核动力研究设计院 研究堆辐照生产Pu‑238用含Np‑237辐照靶件

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20090274258A1 (en) * 2006-04-14 2009-11-05 Holden Charles S Compound isotope target assembly for production of medical and commercial isotopes by means of spectrum shaping alloys
CN101377962A (zh) * 2008-09-22 2009-03-04 中国科学院等离子体物理研究所 生产252Cf中子源的聚变驱动次临界系统及方法
CN106531278A (zh) * 2017-01-11 2017-03-22 中国核动力研究设计院 研究堆辐照生产Pu‑238用含Np‑237辐照靶件

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
滕征森 编: "《锎-252的制备及应用》", 31 October 1983 *

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114758810A (zh) * 2022-04-19 2022-07-15 中核核电运行管理有限公司 利用重水堆探测器孔道在线辐照生产同位素的装置和方法
CN114758810B (zh) * 2022-04-19 2023-01-24 中核核电运行管理有限公司 利用重水堆探测器孔道在线辐照生产同位素的装置和方法
CN116884664A (zh) * 2023-07-12 2023-10-13 上海交通大学 基于子群燃耗技术的稀缺同位素精细化能谱辐照生产方法
CN116884664B (zh) * 2023-07-12 2024-03-01 上海交通大学 基于子群燃耗技术的稀缺同位素精细化能谱辐照生产方法
CN116978495A (zh) * 2023-07-25 2023-10-31 上海交通大学 基于分层靶件的稀缺同位素辐照生产能谱最优化方法
CN116978495B (zh) * 2023-07-25 2024-03-12 上海交通大学 基于分层靶件的稀缺同位素辐照生产能谱最优化方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN113299420A (zh) 高通量试验堆辐照靶件及辐照镅生产252Cf的方法
Rimpault et al. Needs of accurate prompt and delayed γ-spectrum and multiplicity for nuclear reactor designs
Wieselquist The SCALE 6.2 ORIGEN API for high performance depletion
Liem et al. Design optimization of a new homogeneous reactor for medical radioisotope Mo-99/Tc-99m production
Zhu et al. Uranium utilization with thorium blanket in Pebble Bed Fluoride salt-cooled high temperature reactor
CN113270220A (zh) 一种应用高通量试验堆两级辐照生产252Cf的方法
Lüthi Development and validation of gamma-heating calculational methods for plutonium-burning fast reactors
Setiawan et al. Delayed-Photoneutron Calculator for 37-Element Fuel Bundle in CANDU-6 Lattice
JP2022062962A (ja) アクチニウム225の生成方法
Chrysanthopoulou et al. Preliminary selection of device materials to locally transform thermal into SFR neutron spectrum
Hashemi-Nezhad et al. Monte Carlo calculations on transmutation of trans-uranic nuclear waste isotopes using spallation neutrons: difference of lead and graphite moderators
Alhassan et al. Uncertainty analysis of Lead cross sections on reactor safety for ELECTRA
Sen et al. Studies on use of reflector material and its position within FBR core for reducing U232 content of U produced in ThO2 radial blankets
Kulikowska et al. Application of the generally available WIMS versions to modern PWRs
Chin et al. Optimization of multi-group cross sections for fast reactor analysis
Byers et al. Reactivity coefficients of heavy isotopes in LASL's fast critical assemblies
Aliberti et al. Deterministic model for the analysis of YALINA-Booster experiments with the ERANOS code system
Gulik et al. The transmutation modeling for plutonium and minor actinides in the two-zone subcritical reactor
Parka et al. Comparison of Predicted Breed-and-Burn Evaluation of a Small Modular Sodium-Cooled Fast Reactor with Several Code Systems
Al Qahtani et al. Resonance Self-shielding Impact on Neutron Spectrum Determination for Missouri S and T Reactor
Bergel’son et al. Self-fueling (233U) regime for a CANDU heavy-water power reactor
Da Cruz et al. Uncertainty analysis on reactivity and discharged inventory for a pressurized water reactor fuel assembly due to 235,238 U nuclear data uncertainties
Mosca et al. Improvements in transport calculations by the optimized multigroup libraries for fast neutron systems
Ponti et al. Shamsi: 48 group cross-section library for fusion nucleonics analysis
Shahbunder et al. Effects of Am and Cm distributions on neutronic parameters of MINERVE reactor

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
WW01 Invention patent application withdrawn after publication
WW01 Invention patent application withdrawn after publication

Application publication date: 20210824