DE1564409A1

DE1564409A1 - Radioisotopenerzeuger

Info

Publication number: DE1564409A1
Application number: DE19661564409
Authority: DE
Inventors: Vahe Keshishian
Original assignee: North American Aviation Corp
Current assignee: North American Aviation Corp
Priority date: 1965-06-17
Filing date: 1966-06-16
Publication date: 1969-07-17
Also published as: GB1138310A; FR1504511A; DE1564409C3; US3515875A; DE1564409B2; IL25950A

Description

Patentanwalt· Dr.-4ng. HANS RUSCHK Dipl-lng. HEINZ AGULAR

•^Mlta*-^na7'^{PienzeoauerS<r}·² 16. Juni

North American Aviation, Inc El Segundo, Kalifornien

"Radioisotopenerzeuger"

Die Erfindung bezieht sich auf einen Radioisotopenerzeuger, und insbesondere auf einen Radioisotopenerzeuger in dem die Neutronenabschirmungsanforderungen wesentlichen im Vergleich mit ähnlichen Generatoren verringert sind.

Mit Radioisotopen betriebene Generatoren sind bekannt. Derartige Einheiten sind besonders wichtig für Raumfahrt aufgaben, um die Kraft zu liefern, die von den Instrumenten des Raumfahrzeuges benötigt werden. Diese Generatoren sind auch in Situationen nützlich, in denen

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die Notwendigkeit für eine ferne, ungewartete kleine Kraftquelle mit langer Lebensdauer besteht, die verhältnismässig unempfindlich gegen die Bedingungen und Gefahren ihrer Umgebung ist. Derartige Verwendungszwecke umfassen solche auf der Erde, wie etwa Navigationshilfsgeräte in abgelegenen Gebieten, Fernmeldeverbindungsverstärkungsstationen, Forstwarneinrichtungen, Ozeankabelverstärker od. dgl. Die Erfindung ist auch wichtig zur Verwendung in einer Herzschrittmachervorrichtung, die z.Zt. von medizinischer Bedeutung ist, um die Lebensdauer von Personen mit gewissen Herzfehlern zu verlängern.

Für Raumfahrtaufgaben, insbesondere in bemannten Raumschiffen, tragen die Abschirmungsanforderungen gegen Strahlung bedeutsam zum Gesamtgewicht des Raumfahrzeuges bei. Die in dem Raumfahrzeug vorhandenen Raumfahrer pflegen eine Abschirmung nicht nur gegen äussere Strahlung zu benötigen, sondern auch gegen die Strahlungen, die von der Isotopenkraftquelle selbst abgestrahlt werden.

Im allgemeinen werden Isotopen, die Alpha-Teilchen aussenden, für Brennstoffzwecke in bemannten Raumflügen bevorzugt, weil sie verhältnismässig leicht abzuschirmen sind, da die Alphastrahlung, die am wenigsten durchdringende von allen ist. Beispielhaft für solch einen geeigneten isotopischen Brennstoff ist Plutonium 238.

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Die Alphateilchen abstrahlenden Isotopen sind jedoch nicht gewöhlich als Brennstoff in elementarer Form verwendbar, sondern sind in der Form ihrer Zusammensetzungen, Legierungen und Mischungen vorhanden, um einen isotopischen Brennstoff zur Verfügung zu stellen, der bezüglich seines Schmelzpunktes, Härte, Bequemlichkeit der Herstellung und Handhabung geeignete Eigenschaften hat und ausserdem noch andere damit zusammenhängende physikalische und metallurgische Merkmale.

Während die Alpha-Teilchenabstrahlung an sich nur eine minimale Abschirmung erfordert, hat die sekundäre Strahlung, die sich aus der Zwischenwirkung des primären Alphateilchens mit Material in der direkten Umgebung des Is otopenabstrahlers ergibt, die Folge, dass eine bedeutsame Erhöhung in den Abschirmungserfordernissen eintritt. Die bedeutungsvollste sekundäre Quelle der Strahlung, die eine Abschirmung erfordert, ergibt sich aus der Alpha~ Neutronreaktion, worin ein Element durch Absorption eines Alphateilchens verwandelt wird, wobei ein Neutron den erregten Kern verlässt.

Demgemäss ist es eine allgemeine Aufgabe der Erfindung, einen Radioisotopengenerator zu schaffen, indem die Neu* tronenabschirmungserfordernisse beträchtlich verringert sind.

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Es ist eine weitere Zielsetzung der Erfindung, eine primäre Alphateilchen abstrahlende radioaktive Quelle zu schaffen, worin die sekundäre Neutronengeneration als Ergebnis einer Alpha-Neutronreaktion wesentlich verringert wird.

Ferner strebt die Erfindung an, ein Verfahren zu schaffen, um einen Alpha-Teilchensender für einen Radioisotopengenerator zu schaffen, wobei sich eine minimale sekundäre Neutronenerzeugung ergibt.

In Übereinstimmung mit der Erfindung wird ein Radioisotopengenerator geschaffen, der eine Brennstoffkapsel und eine Abstrahlungsabschirmung in zusammenwirkendem Verhältnis dazu hat, worin das Radioisotopenbrennstoffmaterial ein Alpha-Teilchen abstrahlendes radioaktives Isotop ist, das mit Bestandteilen kombiniert ist, die im wesentlichen eine Schwelle für die Alpha-Neutronreaktion haben, die grosser ist als die Maximalenergie der abgestrahlten Alpha-Teilchen. Daher wird eine sekundäre Neutronenerzeugung, die sich aus einer Alpha-Neutronreaktion ergibt, wesentlich verringert mit einer entsprechenden Verringerung in Neutronenabschirmungserfordernissen.

Während der Radioisotopengenerator nach der Erfindung nicht notwendiger Weise eine formale Abschirmung gegen

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W *·{* M

Neutronen zur Verwendung in einer Herzschrittmachervorriohtung erfordert, ist die Verringerung sekundärer Neutronenabstrahlung immer noch von beträchtlicher Bedeutung.

Als Brennstoffmaterialien zur Verwendung in den Isotopenbrennstoffgenerator nach der Erfindung werden Alpha-abstrahlende Isotopen der Aktinidserie bevorzug, die in molekularer Form mit elektronegativen Elementen besonders niedriger Atomzahl kombiniert sind oder mit ausgewählten Isotopen dieser Elemente, die eine Schwellenenergie für die Alpha-Neutronreaktlon haben, die grosser ist als die Maximalenergie der Alpha-Teilchen, die von dem Radioisotop abgegeben werden. Ganz besonders bevorzugt als Brennstoffmaterial wird radioaktives Plutoniumoxyd, bei dem das Plutonium im wesentlichen aus dem Plutonium-238 Isotop besteht und der Sauerstoff im wesentlichen aus dem Säuerstoff-16 Isotop, der im wesentlichen frei von, oder nur mit Spuren von der Säuerstoff-17 und Säuerstoff-18 Isotopen ist. Gewöhnlich strahlt Plutonium-258 Oxyd ein primäres Neutron durch spontane Spaltung ab und ungefähr fünfzehnmal so viel sekundäre Neutronen durch eine Alpha-Neutronreaktion auf natürlichem Sauerstoff. So verringert eine vollständige Eliminierung sekundärer Neutronen eine Gesamtneutronenabstrahlung durch einen Faktor von 16.

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Für ein vollständigeres Verständnis der Erfindung wird auf die einzige Figur der Zeichnung hingewiesen, die eine teilweise im Schnitt dargestellte perspektivische Ansicht einer Ausführungaform eines Radioisotopengenerators zeigt, der zur Verwendung in der Praxis der vorliegenden Erfindung geeignet ist.

Unter Hinweis auf die Zeichnung, die als illustrierend und nicht beschränkend für die vorliegende Erfindung gedacht ist, ist eine vereinfachte Ansicht eines Radioisotopengenerators 1 gezeigt, von dem die Hauptbestandteile sichtbar sind· Ein äusseres Gehäuse 2, üblicherweise in der Form einer dünnen, zylindrischen Metalldose schützt die inneren Bestandteile gegen Verschmutzung und kann als Wärmeabstrahier dienen, wo das erforderlich ist. Eine Abstrahlungsabschirmung 2 ist erforderlich, um die Sicherheitsanforderungen bei der Handhabung des Generators während des Anlaufes zu erfüllen und nach dem Aufprall und auch, um Astronauten zu schützen, die in dem Raumfahrzeug während bemannter Raumflüge anwesend sind. Diese Abschirmungen sind von hoher Dichte und verhüten das Abstrahlen von primärer und sekundärer Strahlung. Beispielshaft für solche Abschirmungen sind Blei, erschöpftes Uran und Gusseisen. Neutronenabschirmungen niederer Dichte, wie etwa Lithiumhydrid, sind ebenfalls erforderlich. Diese Abschirmungen tragen alle wesentlich

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zum Gewicht des Radioisotopengenerators bei. Diese Erhöhung des Abschirmungsgewichtes ist ein Hauptnachteil für Raumfahrtaufgaben. Wo ein Hauptaugenmerk auf die Verringerung des Abschirmungsgewichtes gelegt werden muss, ist es vorzuziehen, Radioisotopen zu verwenden, die Alpha-Abstrahlungs-Emitter sind, da die Alpha-Abstrahlung die am wenigsten durchdringende von allen ist und eine minimale Abschirmung erfordert, unter der Voraussetzung, dass keine sekundäre Strahlung durchdringender Art auftritt.

Ein Energiewandlerabschnitt 4 wird benutzt, um einen Teil der Isotopenverfallhitze in Elektrizität umzuwandeln. Er kann aus einer Anordnung von thermoelektrischen Elementen oder thermoionischen Wandlern bestehen. Im Herzen des Generators befindet sich die Energiequelle, die als eine Brennstoffkapsel 5 gezeigt ist, in der ein radioisotopisches Brennstoffmaterial 6 von einer Kapselwand 7 eingeschlossen wird.

Der Radioisotopengenerator kann von jeder beliebigen gewünschten Form sein, wobei zylindrische Formen oder Kugelformen üblicher sind. Bei einer Art der Anordnung werden die Energiewandler um einen Raum herum angeordnet, der für die Brennstoffkapsel reserviert ist. Die Abschirmung wird dann um die Wandler herumgewickelt. Die äussere Hülse

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wird mit Ausnahme eines Endes, das zum Einführen des Brennstoffes offen gelassen wird, um die Abschirmung herumgelötet oder geschweisst. Die Brennstoffkapsel wird dann üblicherweise durch Fernsteuerung aus Sicherheitsgründen eingebracht und das letzte Stück der äusseren Hülse wird dann an Ort und Stelle abgedichtet. Fast die Gesamtheit der Kernteilchen, die von dem sich zersetzenden radioisotopischen Brennstoff emittiert werden, werden im Inneren der Brennstoffkapsel absorbiert. Während des Absorptionsvorganges prallen die schnellen Kernteilchen mit den Atomen in der Brennstoffkapsel zusammen und bewirken, dass sie sich heftiger bewegen und so die Kapseltemperatur erhöhen. Die kinetische Energie der Teilchen wird dabei in Wärme verwandelt. Im allgemeinen werden ungefähr 5 bis 10 Prozent des gesamten Wärmeflusses, wie er durch Richtungspfeile dargestellt ist, in Elektrizität verwandelt. Die restliche Wärmeenergie, die von dem Brennstoff erzeugt wird, fliesst in die äussere Hülse, von wo sie in eine Umgebung abgestrahlt oder geleitet wird.

Wegen der physikalischen und metallurgischen Erfordernisse für das Brennstoffmaterial kann ein Alpha-Teilchen abstrahlendes Isotop nicht gewöhnlich in der reinen, elementaren Form benutzt werden. Beispielsweise hat Pu ^ einen Schmelzpunkt, der zwischen 120° C bis 640° C liegt, abhängig vom besonderen kristallinen Aufbau.

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Während in der Form von PuC der Schmelzpunkt bei 1654° C liegt, schmilzt PuO₂ bei 2282° C, PuN bei 2450° C, PuB bei 2040° C. So werden die isotopischen Materialien normalerweise in der Form ihrer Molekularverbindungen, Legierungen oder nicht stoechiometrischen Mischungen benutzt.

Es ist ein wesentliches Merkmal der Erfindung, dass eine sekundäre Neutronenerzeugung, die sich aus einer Alpha-Neutronreaktion ergibt, wesentlich verringert wird durch Wählen des Bestandteiles der mit dem Alpha-Teilchen abstrahlenden, radioaktiven Isotop kombiniert ist, um eine Schwelle für die Alpha-Neutronenreaktion zu haben, die grosser ist als die Maximalenergie der abgestrahlten Alpha-Teilchen. Im allgemeinen ist eine Schwelle über ungefähr 5,6 Mev erforderlich, wobei dieser Schwellenwert etwas schwankt, abhängig von der besonderen Alpha-Teilchen abstrahlenden Quelle.

Die Wahl des besonderen Alpha-Teilchen abstrahlenden radioaktiven Isotops und seiner Kombinationskomponente wird durch viele Faktoren bestimmt. Wie bereits erwähnt, spielen metallurgische und physikalische Eigenschaften eine primäre Rolle. Ebenso von Bedeutung ist die Verträglichkeit des Brennstoffmaterials mit Verkleidungsmaterialien, genau wie seine chemische Stabili- .·

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tat, Verfügbarkeit und Kosten. Wo eine Raumfahrtaufgabe von kurzer Dauer infrage kommt, kann sich ein Isotop, wie etwa Polonium-210, das ein Halbleben von I58 Tagen hat, geeignet sein. Für eine Marsaufgabe, die ungefähr zwei Jahre erfordern würde, muss ein Isotop längerer Lebensdauer, wie etwa Plutonium-238 verwendet werden, das ein Halbleben von 90 Jahren hat. Ebenso hängt die Wahl des Isotopen teilweise von der relativen Freiheit des Alpha-Teilchens abstrahlenden Isotopen von anderen primären Strahlungsabstrahlungen ab, wie etwa Gammastrahlen und Neutronen.

Die Alpha-Teilchen abstrahlenden radioaktiven Isotopen der Aktinid-Serie werden in der Praxis der Erfindung bevorzugt. Beispiele geeigneter Alpha-Teilchen abstrahlender Isotopen dieser Klasse sind: Pu ^ , Po , Th²²⁸, tP*. Cm²⁴², Cm^2W und Am²⁴¹. Pu²'⁸ ist vorteilhaft zur Verwendung als eine Alpha-Teilchen abstrahlende radioaktive Quelle wegen ihrem langen Halbleben und den verhältnismässig kleinen Mengen von Oamma-Strahlen und Neutronen, die ebenfalls primär abgestrahlt werden. So werden die Abschirmungserfordernisse beträchtlich auf ein Minimum herabgesetzt. Als Beispiele von elektrodennegativen Bestandteilen, mit denen die elektropositiven Alpha-Teilchen abstrahlenden Isotopen kombiniert werden können, entweder als Molekularverbindungen, Legierungen

- 10 -

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η..

oder nicht stöchiometrischen Mischungen sind die Oxyde, Karbide, Nitride, Silizide, Boride, Oxychloride und Borate.

In Tabelle I ist die Schwellenenergie für die Alpha-Neutronreaktion für die natürlichen Isotopen verhältnismässig leichten Gewichts gezeigt. Die relative Häufigkeit dieser natürlichen Isotopen wird ebenfalls gezeigt.

	Tabelle I	Alpha-Neutron-	7.4	Schwellenenergie für	11 -
	Schwellenenergien für	Reaktionen in natürlichen Isotopen von Li bis Ni	92.6	(di , n) Reaktion (Mev)
			100	4.85
	Isotop % Häufigkeit	■ 18.8	5.25
	Li⁶	81.2	0 (Q pos.)
	ω⁷	98.9	0 (Q pos.)
	Be⁹	1.1	0.22
	B¹⁰	99.62	II.25
	B¹¹		0 (Q pos.)
	ο¹²	0.38	6.1
		99.76
	N¹⁴	0,04	8.I5
CD O		0.20	I5.2
CD	N ⁵	100.0	0 (Q pos.)
CO IO	ο^1β	¹ 90.52	0.86
CD	O¹?	-	2.35
O CD	_O18	6.7
cn CD	_F19
	μ- 2 C Ne

Schwellenenergie für

Isotop	% Häufigkeit	(iL ,n) Reaktion (Mev)
Ne²¹	0.27	0 (Q pos.)
Ne²²	9.21	8.52
Na²³	100.0	3.47
Mg²⁴	78.6	8.37
M₆ ²S	10.1	0 (Q pos.)
Mg²⁶	11.3	0 (Q pos.)
Al²?	100.0	3.O5
Si²⁸	92.3	8.25
Si²*	4.7	I.72
Si³⁰	3.0	3.95
p3tt	100.0	6.58
S?²	95.1	9.77
S⁵³	0.74	0.75
S³⁴	4.2	5.O6
S³⁶	O.OI36	3.40
Cl³⁵	75.4	6.52
Cl³⁷	24.6	4.28
A⁴⁰	99.632	4.28
K»	93.1	7.77
K⁴¹	6.9	3.72
Oa⁴⁰	96.97	No data (keine Angabe)
ca⁴²	0.64	6.58
Ca⁴³	0.145	0. (Q pos.)
Ca⁴⁶	O.OO33	O.25
Oa⁴⁸	O.I85	O.I5

~¹²" 909829/0966

Sohwellenenergie für

Isotop	% HäufiKkeit	IfL '* n) Reaktion (Mev)
Sc⁴*	100.0	2,45
Ti⁴⁶ ·	7*94	4.75
_T147	7.75	Ο.38
Ti⁴⁸	73.45	2 »92
Ti⁴⁹	5.52	0 (Q pos.)
_Ti50	5.34	I.92
_v50	0.23	0,20
	100.0	2.45
Cr⁵⁰	4.49	5.3Ο
Cr⁵²	83.78	3.85
Bin⁵⁵	100.0	3.8O
Fe*⁴	5.81	5.95
Fe^⁶	91.64	5.43
Fe⁵⁷	2.21	1.4
_Pe58	0.34	3.84
Co⁵⁹	100.0	5.42
Ni⁵⁸	67.7	10.36-
Ni⁶⁰	26.2	8_O1
Ni⁶¹	1.2	4.17
Ni⁶²	3.7	6.8
Ni⁶⁴	1.2	4.9

In Übereinstimmung mit den Lehren der "Erfindung wOrde,' wenn das Alpha-abstrahlende Isotop beispielsweise in -

13 der Form goines Karbids verwendet wirdU das C -^»Isotop durch chemisch© oder physikalisoh© B©hanälimg

- 13 - IQS829/09

if

gehaltet, so dass das Karbid im wesentlichen frei von dem C -Isotop 1st und fast ausschllesslloh aus dem

12
C -Isotop bestehen könnte, Da dabei die Schwellen*

12
energie des G -Isotop 11,25 Mev (Tabelle I) ist, tritt keine Alpha-Neutronreaktion auf und die sekundäre Neutronenabgabe wird wesentlich verringert oder ausgeschaltet. Falls Plutoniumoxyd (PuO₂) verwendet wird, dann besteht in ähnlicher Art und Weise der radioaktive Brennstoff im wesentlichen aus PuO₂ , da die Schwellenenergie von 0 , die für die Alpha-Neutronreaktion erforderlich ist, 15,2 Mev ist, während die Schwellenenergie der 0 ' und 0 -Isotopen beträchtlich geringer

16

ist. Dieser Radioisotopenbrennstoff, Pu^-^Op , wird daher in der Praxis der Erfindung besonders bevorzugt wegen der Ausschaltung der sekundären Neutronenerzeugung und auch wegen der wünschenswerten chemischen und physikalischen Eigenschaften.

Maximale Vorteile in der Verringerung der Abschirmungserfordernisse werden erzielt, wenn als kombinierende Komponente nur das stabile Isotop des elektronegativen Elements vorhanden ist, das eine Schwelle für die Alpha-Neutronenreaktion hat, die grosser ist als die Maximalenergie der Alpha-Teilchen, die von dem radioaktiven Isotop abgegeben werden. Jedoch wird, eine wesentliche Verbesserung in den Abschirmungserfordernissen erzielt, selbst wa kleinere oder Spurenmengen der unerwünschten

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Isotopen vorhanden sind, die niedere Schwellenwerte für die Alpha-Neutronreaktion haben·

Für Illustrationszwecke und ohne dass in irgend einer Form dadurch eine Beschränkung eintreten soll, wird ein besonderes .Verfahren der Durchführung der Erfindung und die dadurch erzielten Vorteile unter Hinweis auf die radioaktiven isotopischen Verbindungen Pu ^ Q₂ und Po²¹⁰O₂ ¹⁶ illustriert.

Beispiel I Herstellung von angereichertem Säuerstoff-l6

Angereicherter Säuerstoff-16 wird in geeigneter Art und Weise durch Elektrolyse von schwerem Wasser, D₃O hergestellt, das in den schwereren Sauerstoffisotopen angereichert ist. Auf dieses Verfahren mit dem schweren Wasser folgt ein Wasserstoffsulfidaustausch und dann eine Destillation, um ein Produkt zu ergeben, das 90$ D_g0 enthält. Die 90$ D_g0 wird dann elektrolysiert, um 99,75$ D₂ ^{0 zu} ergeben. Während der Elektrolyse tritt das leichtere 0 -Isotop anfänglich als ein Gas aus, während die schwereren Säuerstoffisotopen sich während dieser Produktion von DgO durch Elektrolyse konzentrieren. Durch Verwendung solch eines Verfahrens ist HgO erzielbar mit einem erschöpften Gehalt von 0,007$ 0 ' und 0,007$ 0

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Vi

mit dem Rest O . Sauerstoff-16 wird dann in geeigneter Art und Weise in gasförmiger Form durch Elektrolyse dieses mit 0 angereicherten Wassers erzielt.

Beispiel 2

Herstellung von

a) Durch Reaktion mit Plutoniummetall. Plutoniummetall wird auf einer kontinuierlichen Basis durch Elektrolyse hergestellt. Das Plutoniummetall wird dann in 0 -Gas bei einer Temperatur von 400° C erhitzt, um PuOp zu erzeugen.

ti) Von Plutoniumoxyd durch Hydrofluorinierung.

PuOp, das natürlichen Sauerstoff enthält und durch niederes Brennen bei einer Temperatur unter 480°C hergestellt wurde, wird in PuF₂, durch Hydrofluorinierung bei 450° C umgewandelt. Das PuF^ wird in Pu Metall reduziert durch Reaktion mit Kalzium und Jod. Das Pu Metall wird in ein geschlossenes System übertragen und wie oben beschrieben, in PuO₂ umgewandelt.

c) Aus Plutoniumoxyd durch Behandlung mit Phosgen. Plutoniumoxyd, das natürlichen Sauerstoff enthält, wird

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bei 400° C mit Phosgen erhitzt, um es in Plutoniumtrichlorid umzuwandeln. Das Chlorid wird dann mit Kalzium und Jod reduziert, um Plutoniummetall zu bilden^, das dann

¹⁶ 16

in PuOg . durch Reaktion mit 0 -Gas, wie oben beschrieben, umgewandelt

d) Aus Plutoniumtrichlorid.

16 Das Plutoniumtrichlorid wird in der Dampfphase mit 0 »

16 angereichertem Wasser hydrolysiert^, um PuO₂ · gu bilden, Die Reaktion, die eintritt, ist wie folgt %

PuCl, + 2HgO —4 PuQ₂ +

Beispiel

Verringerte Neutronenausbeute; _i vondar

Zwei Muster "von radioaktivem Poloni-um-210 werden verglichen* Die Muster werden als PoCl^-auf Glas abgelagert erzielt= Ein Muster wird in destilliertem Wasser aufgelöste das Sauerstoff von natürlicher Häufigkeit enthält (995 759$ O¹⁶, 0,057$ O¹⁷, 0,204$ O¹⁸) und das andere in Wasser,, das mit O¹⁶ angereichert ist (0,007$ 0¹^ O₅007$ O₄₃ Rest Q). Eine geringe Menge von HCl wird Ibeidsn Lösungen hinzugefügt, um eine Ablagerung von Po auf dan Wänden des !Behälters zu verhüten» öle beiden Lösungen werden dann in das gleiche Yolumen in Behältern gleicher

$09829/0966 " ^L7

Grösse gebracht, so dass das Verhältnis der Zählungen wie bei einem Neutron in einer festen Geometrie beobachtet, das gewünschte Verhältnis der Neutronenproduktionsgeschwindigkeiten ist. Die Neutronen von der Quellenlösung werden mit Paraffin erwärmt (thermalized), um die Benutzung eines Bor-Trifluorid-Neutronendetektors zu gestatten. Dieser Detektor ist wirksam bis ungefähr 10$ für Neutronen, die in das empfindliche Volumen eintreten. Der Querschnittsbereich für den Detektor wird so gewählt,

dass er ungefähr 20 cm ist. PUr eine gewünschte Zählgeschwindigkeit von 1.000 Zählungen/Minute von der Lösung von normalem Wasser und einer 3-cm starken Schicht von Paraffin sind ungefähr 10 Neutronen/Minute von der Radio-

210 isotopenquelle erforderlich. Ein Curie an Po erzeugt 1*33 x 10"Yi / "'in. Unter Verwendung eines Curie von

Po für jedes der Muster werden ungefähr 1,000 Zählungen/Minute für die Lösung von normal-'-.. Wasser erzielt, und ungefähr 1,000/50 oder ungefähr JO Zählungen/Minute

\fi * l8

für das mit 0 angereicherte Wasser (d.h., 0 erschöpftes Wasser durch einen Paktor von 30). Polonium-210 sendet Alpha-Teilchen mit einer Energie von 5,j5 Mev

238 aus, verglichen mit 5,5 Mev für Pu ^ .

Caaäss den Angaben von SERDIUKOVA u.a. ^Investigation of the ( 06, η) Reaction ολ Oxygen", (Untersuchung über die "oO, η "-Reaktion auf Sauerstoff), Bull. Acad. Sei. USSR (Physikalische Serie) Band 21, Seite IOI8 (1957)* ist

809829/0966 _BAD oni

- 18 - L·.-^

ill

die Neutronenquelle von einer Alpha-Neutronenreaktion

18

in Sauerstoff proportional hauptsächlich der 0 -Konzentration. In den vorliegenden Verfahren wird durch

IT 18

Erschöpfen sowohl des 0 ' und O -Isotopen eine bedeutsame Verbesserung beim Verringern der Abstrahlung von sekundären Neutronen erzielt, durch Verwendung eines O .- angereicherten radioaktiven Alpha-Abstrahlenden Oxyds.

Wo reines Pu ^ Op verwendet wird, wobei die 0 ' und

18
0 -Isotopen von Sauerstoff vollständig ausgeschaltet sind, kann die Gesamtneutronenquelle durch einen Paktor von 16 verringert werden. Aber sogar mit verfügbarem 0 -angereichertem Wasser, wenn das Wasser auf einen Gehalt von 0,007$ 0¹^ und 0,007$ 0 erschöpft wird, ergibt sich eine Verringerung in der sekundären Alpha-Neutronenquelle, um einen Paktor von ungefähr 27. So ist bei einer Konstruktion, bei der eine achtundzwanzig Zentimeter dicke Lithiumhydridneutronenabschirmung für eine Pu ^ -Oxydisotopenquelle erforderlich ist, unter Verwendung von natürlichem Sauerstoff,eine Verringerung der Abschirmungsstärke auf 12,7 Zentimeter

16 möglich,durch Verwendung der obigen verfügbaren 0 angereicherten Quelle. So würde für ein Raumfahrzeug, das als Isotopenquelle Pu ^ Op verwendet die normalen Sauerstoff enthält, die 28 cm starke Lithiumhydridab-

2"58 schirmung ungefähr 45o kg. wiegen. Mit Pu ^ D₂, das

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1«

angereichertes O enthält, wiegt eine 12,7 cm starke Abschirmung ungefähr l8O kg., was zu einer Gewichtsersparnis von 270 kg. führt. Diese Verringerung des Gewichtes ist für ein Raumfahrzeug selbstverständlich hoch bedeutsam.

Während die Prinzipien der Erfindung vorstehend in Verbindung mit besonderen Materialien und Verfahren beschrieben wurden, muss klar verstanden werden, dass diese Beschreibung nur als Beispiel gilt und nicht als eine Beschränkung des Umfangs der Erfindung, wie in deren Zielen und in den beigefügten Ansprüchen erläutert.

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- 20 -

Claims

Pate nt ansprUche :

1. Radioisotopengenerator mit einer Brennstoffkapsel, die ein primäres Alpha-Teilchen abstrahlendes radioaktives Brennmaterial enthält, das eine wesentlich verringerte sekundäre Neutronenabgabe hat, dadurch gekennzeichnet, dass der Radioisotopenbrenn« stoff in der Kapsel ein Älpha-Teiichen abgebendes radioaktives Isotop hat, kombiniert mit Bestandteilen^ die im wesentlichen eine Schwelle für die Alpha-Meutronenreaktion haben, die grosser ist als die Höchstenergie der Alpha-Teilchen, die von dem radioaktiven Isotopen abgestrahlt werden, wodurch sekundäre Neutronenerzeugung durch eine Alpha-Neutronenreaktion wesentlich verringert wird«

2. Radioisotopengenerator nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß eine Strahlungsabschirmung im zusammenwirkenden Verhältnis mit der Brennstoffkapsel vorhanden ist.

j5. Radioisotopengenerator nach den Ansprüchen 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet* daß das genannte vorhergewählte Brennstoffmaterial mindestens eine Verbindung ist, die aus d©r Hass® ausgewählt ist* die aus den Oxyden, Karbiden, Nitriden, Suiziden^ Boriden, Oxychlorides und Boraten der radioaktiven Actinidmetalle besteht.

.3.09 829/0 966.

Ein Radioisotopengenerator nach den Ansprachen 1, 2 oder j5, dadurch gekennzeichnet, daß das genannte primäre Alphateilchen abgebende radiaktive Brennstoffmaterial im wesentlichen aus Pu ^ Op besteht.

5. Verfahren zur Herstellung einer primären Alpha-Teilchen abgebenden radioaktiven Quelle für einen Isotopenbrenns^cffgenerator, worin eine sekundäre Neutronenerzeugung durch eine Alphaneutronenreaktion im wesentlichen verringert ist, dadurch gekennzeichnet, daß eine Komponente für die Kombination mit einem Alphateilchen abstrahlenden radioaktiven Isotopen vorhanden ist, um ein radioaktives Brennstoffmaterial gewünschter physikalischer und metallurgischer Eigenschaften zu bilden, wobei die genannte Komponente eine Mischling /on einzelnen Isotopen eines Elementes einschließt, die verschiedene Schwellen für die Alpha-Neutrcnssaktion haben, wobei die -nannte Komponente behandelt wird, um eine K zentration darin von Isotopen zu bewirken, die eine Schwelle für die Alpha-Neutron-Reaktion haben, die größer ist als die Höchstenergie der abgestrahlten Alphateilchen und daß der konzentrierte Bestandteil mit einem Alphateilchen abgebenden radioaktiven Isotopen reagiert wird, um das genannte primäre Alphateilchen abgebende radioaktive Brennstoffmaterial zu bilden.

6. Verfahren nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß ein Sauerstoffbestandteil mit einer natürlichen

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Verteilung von Sauerstoffisotopen konzentriert wird, um einen Sauerstoffbestandteil zu bilden, der im wesentlichen in dem Sauerstoff-16-Isotopen angereichert

die
ist und/angereicherte Komponente mit einem Plutonium-238-radioaktivem Isotopen reagiert wird, um ein radioaktives Plutoniumoxydbrennstoffmaterial zu bilden, worin das genannte Oxyd im wesentlichen in dem Sauerstoff-16-Isotop angereichert ist.

7. Verfahren nach Anspruch 5 oder 6, dadurch gekennzeichnet, daß das primäre Alphateilchen abstrahlende radioaktive Brennstoffmaterial im wesentlichen aus Pu²^⁸O₂ ¹⁶ besteht.

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