ES2884943T3 - Producción de productos de captura de neutrones de alta eficiencia - Google Patents

Abstract

Un aparato (300) para producir núcleos (324) de producto de reacción a partir de núcleos (322) reactivos, comprendiendo el aparato (300): una fuente (316) de neutrones; una primera pluralidad de núcleos (322) reactivos que tienen una primera sección transversal microscópica media de captura de neutrones térmicos; una colección de isótopos que consiste en aquellos isótopos cuyas especies de núcleos capturan al menos el 1% de todos los neutrones emitidos de una fuente de neutrones y que no son núcleos reactivos; una segunda pluralidad de núcleos (326) que consiste en todos los núcleos de la colección de isótopos, en la que al menos aproximadamente el 90% de los núcleos tienen secciones transversales microscópicas de captura de neutrones térmicos que son más bajas que la sección transversal microscópica de captura de neutrones térmicos de cualquiera de los núcleos reactivos; en donde la fuente (316) de neutrones está en las proximidades de los núcleos reactivos lo suficiente para producir núcleos de producto de reacción por captura de neutrones; caracterizado por que la masa total de la segunda pluralidad de núcleos es mayor que aproximadamente 1 kilogramo, y el aparato (300) comprende además un control de temperatura configurado para mantener al menos dos regiones diferentes del aparato a temperaturas diferentes, en donde al menos una región está adaptada para enfriarse a una temperatura por debajo de aproximadamente 250 grados Kelvin.

Description

DESCRIPCIÓN

Producción de productos de captura de neutrones de alta eficiencia

Referencia cruzada a solicitud relacionada

Esta solicitud reivindica el beneficio de prioridad de la solicitud provisional de patente de EE.UU. N° 62/033.691, titulada "HIGH EFFICIENCY NEUTRON CAPTURE PRODUCT PRODUCTION", presentada el 6 de agosto de 2014.

Campo técnico

La presente descripción se refiere a la captura de neutrones y a ensamblajes y métodos de reacción eficientes de neutrones. Más particularmente, esta descripción se refiere a la producción de un material nuclear, tal como un material de formación de imágenes nucleares, mediante la captura de neutrones por un material nuclear reactivo.

Antecedentes

En medicina nuclear, se utilizan sustancias radiactivas en procedimientos médicos de diagnóstico y terapéuticos. A menudo se combinan radionucleidos elementales con otros elementos para formar compuestos químicos, o se combinan con compuestos farmacéuticos existentes para formar radiofármacos. Estos radiofármacos, una vez administrados a un paciente, pueden localizarse en órganos o receptores celulares específicos. Esta propiedad de los radiofármacos permite obtener imágenes de la extensión de un proceso de enfermedad en el cuerpo, en base a la función y fisiología celulares, en lugar de depender de cambios físicos en la anatomía de los tejidos. Además, en algunas enfermedades, los procedimientos de la medicina nuclear pueden identificar problemas médicos en una fase más temprana que otras pruebas de diagnóstico.

Un aspecto importante de la medicina nuclear es el uso de trazadores radiactivos. Un trazador radiactivo (también conocido como marcador radiactivo) es una sustancia que contiene un radioisótopo (RI) que se utiliza para medir la velocidad de un proceso bioquímico y para rastrear el movimiento de una sustancia a través de un sistema natural tal como una célula o tejido. Un trazador radiactivo importante es el tecnecio-99m (representado simbólicamente como 99mTc), que se puede detectar fácilmente en el cuerpo mediante equipos de obtención de imágenes médicas.

El 99mTc es un isómero nuclear metaestable de tecnecio-99. La "m" indica que se trata de un isómero nuclear metaestable, cuya vida media es de 6 horas. Esta es considerablemente más larga (en muchos órdenes de magnitud) que la mayoría de los isómeros nucleares que sufren desintegración gamma. Por lo tanto, la vida media del 99mTc es muy larga en términos de desexcitación media, pero corta en comparación con muchas vidas medias de desintegración radiactiva observadas habitualmente, y en comparación con los radionucleidos utilizados en muchos tipos de pruebas de medicina nuclear.

El 99mTc se utiliza en aplicaciones médicas de isótopos radiactivos. Es un trazador radiactivo que puede detectarse dentro del cuerpo humano mediante equipos de obtención de imágenes médicas. Es muy adecuado para esta función porque emite fotones fácilmente detectables a energías convenientes para la obtención de imágenes médicas. Adicionalmente, el 99mTc también se disuelve en agua regia, ácido nítrico y ácido sulfúrico concentrado, pero no es soluble en ácido clorhídrico de ninguna concentración. Se utilizan radiofármacos basados en 99mTc para estudios funcionales y de obtención de imágenes del cerebro, huesos, miocardio, tiroides, pulmones, hígado, vesícula biliar, riñones, esqueleto, sangre y tumores.

El 99mTc se utiliza en aproximadamente 20 millones de procedimientos médicos nucleares de diagnóstico cada año. Aproximadamente el 85 por ciento de los procedimientos de diagnóstico por obtención de imágenes en medicina nuclear utilizan este isótopo. Dependiendo del tipo de procedimiento de medicina nuclear, el 99mTc está etiquetado o unido a un producto farmacéutico que transporta el 99mTc a una ubicación prevista.

Una ventaja importante del 99mTc es que, debido a su vida media de 6,0058 horas para la emisión gamma, el 93,7 por ciento del 99mTc se desintegra a tecnecio-99 en 24 horas. Por lo tanto, la corta vida media del isómero nuclear metaestable, en términos de actividad humana y metabolismo, permite procedimientos de exploración que recopilan datos rápidamente pero mantienen baja la exposición total del paciente a la radiación. El estado fundamental del tecnecio-99 resultante, que tiene una vida media de 211.000 años y se desintegra a rutenio-99 estable, emite partículas beta blandas (electrones de origen nuclear) sin causar una exposición significativa a los rayos gamma. Todas estas características aseguran que el uso de 99mTc representa una carga de radiación mínima en el cuerpo, lo que proporciona importantes beneficios en la obtención de imágenes médicas.

Debido a su corta vida media, el 99mTc utilizado en medicina nuclear se extrae típicamente de generadores de 99mTc que contienen molibdeno-99 (99Mo), que tiene una vida media de 2,75 días y es el nucleido padre habitual para el 99mTc. Por desgracia, una cantidad significativa del 99Mo producido para el uso médico de 99mTc proviene de la fisión de uranio altamente enriquecido de sólo cinco reactores en todo el mundo: NRU en Canadá; BR2 en Bélgica; SAFARI-1 en Sudáfrica; HFR (Petten) en los Países Bajos; y el reactor OSIRIS en Saclay, Francia.

Un incidente de fisión único inducido conocido se representa esquemáticamente en la FIG. 1. Un neutrón 100 choca con un núcleo 102 de uranio-235 (235U), que absorbe el neutrón 100, como se representa por el núcleo 104 de uranio-236, que sufre fisión y produce neutrones 106, radiación 110 gamma, un núcleo 112 de 99Mo (aproximadamente el 6% del tiempo) y otros productos 114 de fisión. El núcleo 112 de 99Mo se desintegra para producir un núcleo 116 de 99mTc, y otras radiaciones 120 que incluyen una partícula beta (un electrón de origen nuclear) y antineutrinos 118.

También se produce una pequeña cantidad de 99Mo a partir de uranio poco enriquecido en el nuevo reactor OPAL en Australia, así como en algunos otros sitios del mundo. Se produce una cantidad aún menor de 99Mo mediante la activación neutrónica del molibdeno-98 utilizando un método de producción de neutrones basado en un acelerador. Más habitualmente, una diana de uranio con 235U altamente enriquecido (hasta 90 por ciento de 235U) o uranio poco enriquecido (menos que 20 por ciento de 235U) se irradia con neutrones para formar 99Mo como producto de fisión, que luego se separa de otros productos de fisión en una celda caliente.

Se muestra un proceso de activación de neutrones en la FIG. 2. En la FIG. 2, un neutrón 200 choca con un núcleo 202 de 98Mo que absorbe el neutrón 200 y produce un núcleo 204 de 99Mo. El núcleo 204 de 99Mo se desintegra después para producir un núcleo 206 de 99mTc y otras radiaciones 210 que incluyen un electrón (radiación beta) y antineutrinos. El generador de neutrones puede ser un acelerador de deuterio/tritio ("acelerador D-T") o puede funcionar utilizando una reacción nuclear alternativa que produce neutrones, por ejemplo, espalación.

Por desgracia, los métodos actuales de producción de neutrones basados en aceleradores tienden a crear 99Mo y 99mTc de forma antieconómica o con baja eficiencia neutrónica, con no más que unas pocas partículas de 99Mo creadas por cada 1.000 neutrones producidos. Además, por razones políticas y de seguridad, dos reactores nucleares envejecidos (NRU y HFR) se han apagado repetidamente durante períodos de mantenimiento prolongados. Estos dos reactores producen una gran proporción del suministro mundial de 99Mo. La escasez mundial resultante de 99mTc ha sugerido la necesidad de una capacidad de producción adicional.

Las publicaciones de patente US 2013/336437 A1 y EP 0 990 238 A1 proporcionan información que es útil para comprender los antecedentes de la invención.

Por lo tanto, existe la necesidad de sistemas y métodos para utilizar una fuente de neutrones para producir isótopos o radioisótopos (tales como 99mTc) con una alta eficiencia para evitar la necesidad de los actuales esquemas de producción de reactores nucleares. De manera más general, se necesita una estrategia para preparar la mayoría de los isótopos sin el uso de reactores nucleares o ensamblajes subcríticos.

Compendio

Este compendio se proporciona para presentar de forma simplificada conceptos que se describen con más detalle en las siguientes descripciones detalladas. Este compendio no pretende identificar características clave o características esenciales del tema reivindicado, ni debe interpretarse como una limitación del alcance del tema reivindicado.

La presente invención describe un aparato para producir núcleos de producto de reacción a partir de núcleos reactivos, e incluye una pluralidad de núcleos reactivos y una pluralidad de núcleos reactivos, así como un método para producir núcleos de producto de desintegración a partir de un isótopo reactivo utilizando una fuente de neutrones según las reivindicaciones adjuntas.

En al menos un ejemplo, la tasa de captura de neutrones de los núcleos reactivos dividida por la tasa de producción de la fuente de neutrones es mayor que aproximadamente 5%.

Según la invención, se utiliza un control de temperatura capaz de mantener al menos 2 regiones diferentes del aparato a temperaturas diferentes, y al menos una región se enfría a una temperatura por debajo de 250 grados Kelvin. El control de temperatura puede incluir el uso de un fluido criogénico.

En al menos un ejemplo, al menos un reflector de neutrones rodea al menos parcialmente las pluralidades de núcleos reactivos y núcleos moderadores. El reflector incluye núcleos moderadores. El grosor del reflector es mayor que aproximadamente 20 centímetros y, en principio, puede tener un grosor ilimitado, aunque en la práctica, un reflector de diseño económico puede tener un grosor menor que aproximadamente 15 metros y, más preferiblemente, menor que 3 metros. Dentro de la descripción de esta divulgación, los reflectores se describirán como de entre 20 centímetros y 15 metros, entendiéndose que son posibles reflectores más gruesos.

En al menos un ejemplo, un reflector de neutrones tanto externo como interno reflejan neutrones hacia regiones que contienen densidades más altas de núcleos reactivos. En algunas realizaciones, al menos un reflector provocará la retrodispersión de neutrones en una sola colisión, mientras que en otras realizaciones, son necesarias varias colisiones para provocar una inversión total o casi total en la dirección del movimiento de un neutrón.

En al menos un ejemplo, las pluralidades están dispuestas en una o más capas aproximadamente paralelas, siendo al menos una capa distinta de otra capa en base a la composición elemental, concentración de especies químicas, densidad o temperatura.

En al menos un ejemplo, está configurada una diana para emitir neutrones cuando es impactada por partículas aceleradas. La diana incluye átomos elegidos de un grupo que consiste en deuterio, tritio, helio-4, litio-7, berilio, boro-11, carbono, nitrógeno-15, oxígeno, flúor, neón-20, neón-22, tantalio, tungsteno, plomo, mercurio, talio, torio, uranio, neptunio y otros transuránicos. Las partículas aceleradas entran en el sistema a través de un canal de acceso configurado para aceptar más del 50 por ciento de las partículas aceleradas que inciden en el canal de acceso. El canal de acceso aquí es cualquier camino efectivo para que la partícula de interés entre en el aparato e incida sobre una diana.

Según al menos una realización, un aparato para producir núcleos de producto de reacción a partir de núcleos reactivos incluye una pluralidad de núcleos reactivos que tienen una primera sección transversal microscópica media de captura de neutrones térmicos y una pluralidad de núcleos moderadores. Para los fines de esta descripción, media en este contexto significa la media ponderal de todos los núcleos de interés; por ejemplo, la sección transversal microscópica media de 10 moléculas de agua ligera y 2 átomos de aluminio sería aproximadamente la suma de 10*2*(sección transversal de hidrógeno-1) 10*1*(sección transversal de oxígeno-16) 2*1*(sección transversal de aluminio-27), dividido colectivamente por (20 10 2). Por el presente documento se define una colección de isótopos que consiste en aquellos isótopos cuyas especies de núcleos capturan al menos el 1% de todos los neutrones emitidos de la fuente de neutrones y que no son núcleos reactivos. También se define una segunda pluralidad de núcleos que consiste en todos los núcleos de la colección de isótopos, en donde al menos aproximadamente el 90% de los núcleos tienen secciones transversales microscópicas de captura de neutrones térmicos que son más bajas que la sección transversal microscópica de captura de neutrones térmicos de cualquiera de los núcleos reactivos. Para los fines de esta descripción, especies de núcleos en este contexto significa los núcleos de un isótopo particular, tales como hidrógeno-2, oxígeno-16, etc.

Para fines de interpretación, la "colección de isótopos que consiste en aquellos isótopos cuyas especies de núcleos capturan al menos el 1% de todos los neutrones emitidos de la fuente de neutrones ..." debe entenderse que implica "para la configuración de la fuente de neutrones que se está utilizando". Puede haber muchas formas de configurar una fuente de neutrones para alterar los isótopos dentro de la colección de isótopos, pero la configuración particular que se utiliza para producir núcleos de producto de reacción es la configuración a la que se aplican las reivindicaciones.

La masa total de núcleos moderadores es mayor que aproximadamente 1 kilogramo. Una fuente de neutrones que no es ni un reactor nuclear ni un ensamblaje subcrítico está en las proximidades de los núcleos reactivos lo suficiente como para producir núcleos de producto de reacción por captura de neutrones.

En al menos un ejemplo, los núcleos reactivos comprenden molibdeno-98, y la tasa de captura de neutrones de los núcleos reactivos dividida por la tasa de producción de neutrones de la fuente de neutrones es mayor que aproximadamente 1%.

En al menos un ejemplo, los núcleos reactivos comprenden molibdeno-98, y la tasa de captura de neutrones de los núcleos reactivos dividida por la tasa de producción de la fuente de neutrones es mayor que aproximadamente 5%.

En al menos un ejemplo, el aparato incluye núcleos de producto de reacción de molibdeno-99 y núcleos de producto de desintegración de tecnecio-99m.

En al menos un ejemplo, los núcleos moderadores comprenden núcleos de átomos que se eligen de un grupo que consiste en deuterio, tritio, helio-4, litio-7, berilio, boro-11, carbono, nitrógeno-15, oxígeno, flúor, neón-20 y neón-22.

Según la invención, se utiliza un control de la temperatura para mantener al menos dos regiones diferentes del aparato a temperaturas diferentes, y al menos una región se enfría a una temperatura por debajo de aproximadamente 250 grados Kelvin. El control de la temperatura puede incluir el uso de un fluido criogénico. Al menos un reflector de neutrones puede rodear al menos parcialmente las pluralidades de núcleos reactivos y núcleos moderadores, incluyendo el reflector núcleos moderadores y teniendo un espesor que es mayor que aproximadamente 20 centímetros y menor que aproximadamente 15 metros. El aparato puede incluir un reflector de neutrones tanto exterior como interior que reflejan los neutrones hacia regiones de las pluralidades que contienen densidades más altas de núcleos reactivos.

En al menos un ejemplo, está configurada una diana para emitir neutrones cuando es impactada por partículas aceleradas, y la diana incluye átomos elegidos de un grupo que consiste en deuterio, tritio, helio-4, litio-7, berilio, boro-11, carbono, nitrógeno-15, oxígeno, flúor, neón-20, neón-22, tantalio, tungsteno, plomo, mercurio, talio, torio, uranio, neptunio y otros transuránicos. Las partículas aceleradas entran en el sistema a través de un canal de acceso configurado para aceptar más del 50 por ciento de las partículas aceleradas que inciden en el canal de acceso.

Según la invención, un método para producir núcleos de producto de desintegración a partir de un isótopo reactivo utilizando una fuente de neutrones incluye preparar una pluralidad de núcleos reactivos que tienen una primera sección transversal microscópica media de captura de neutrones térmicos y una pluralidad de núcleos moderadores. Por el presente documento se define una colección de isótopos que consiste en aquellos isótopos cuyas especies de núcleos capturan al menos el 1% de todos los neutrones emitidos de la fuente de neutrones y que no son núcleos reactivos. También se define una segunda pluralidad de núcleos que consiste en todos los núcleos de la colección de isótopos, en donde al menos aproximadamente el 90% de los núcleos tienen secciones transversales microscópicas de captura de neutrones térmicos que son más bajas que la sección transversal microscópica de captura de neutrones térmicos de cualquiera de los núcleos reactivos. La masa total de núcleos moderadores es superior a aproximadamente 1 kilogramo.

El método incluye generar neutrones e irradiar la pluralidad con los neutrones de modo que se genere un producto de reacción cuando los neutrones sean capturados por los núcleos reactivos. El método incluye extraer de la pluralidad un producto de desintegración que se genera por desintegración radiactiva del isótopo del producto de reacción.

En al menos un ejemplo, los neutrones son generados por un reactor nuclear o un ensamblaje subcrítico.

En al menos un ejemplo, los neutrones son generados por una fuente que no es ni un reactor ni un ensamblaje subcrítico.

Los núcleos reactivos pueden incluir molibdeno-98, en cuyo caso el producto de desintegración incluye tecnecio-99m. En ese caso, la tasa de captura de neutrones de los núcleos reactivos dividida por la tasa de producción de neutrones es mayor que aproximadamente 1%.

En al menos un ejemplo, los núcleos moderadores incluyen núcleos de átomos que se eligen de un grupo que consiste en deuterio, tritio, helio-4, litio-7, berilio, boro-11, carbono, nitrógeno-15, oxígeno, flúor, neón-20 y neón-22.

Las pluralidades de núcleos reactivos y moderadores pueden estar rodeadas al menos parcialmente por al menos un reflector de neutrones que incluya núcleos moderadores y cuyo espesor sea mayor que aproximadamente 20 centímetros y menor que aproximadamente 15 metros. Un reflector de neutrones tanto externo como interno pueden reflejar neutrones hacia regiones que contienen densidades más altas de núcleos reactivos.

Según la invención, se utiliza un control de temperatura para mantener al menos 2 regiones diferentes del aparato a temperaturas diferentes, y al menos una región se enfría a una temperatura por debajo de 250 grados Kelvin. El control de temperatura puede utilizar un fluido criogénico.

En al menos un ejemplo, está configurada una diana para emitir neutrones cuando es impactada por partículas aceleradas, la diana incluye átomos elegidos de un grupo que consiste en deuterio, tritio, helio-4, litio-7, berilio, boro-11, carbono, nitrógeno-15, oxígeno, flúor, neón-20, neón-22, tantalio, tungsteno, plomo, mercurio, talio, torio, uranio, neptunio y otros transuránicos. Las partículas aceleradas entran en el sistema a través de un canal de acceso configurado para aceptar más del 50 por ciento de las partículas aceleradas que inciden en el canal de acceso. Breve descripción de los dibujos

El compendio anterior y las siguientes descripciones detalladas deben leerse a la vista de los dibujos, que ilustran realizaciones y características ilustrativas particulares como se describe brevemente a continuación. Sin embargo, el compendio y las descripciones detalladas no se limitan únicamente a las realizaciones y características ilustradas explícitamente.

La FIG. 1 ilustra un proceso conocido de fisión inducida para producir molibdeno-99 y tecnecio-99m.

La FIG. 2 ilustra un proceso conocido de activación de neutrones para producir molibdeno-99 y tecnecio-99m.

La FIG. 3 es una vista en sección transversal de un aparato para producir núcleos de producto de reacción a partir de núcleos reactivos según al menos una realización.

La FIG. 4 es una vista en perspectiva de otro aparato para producir núcleos de producto de reacción a partir de núcleos reactivos según al menos otra realización.

La FIG. 5 es una vista esquemática del interior del aparato de la FIG. 4.

La FIG. 6 es una vista esquemática del interior de un aparato para producir núcleos de producto de reacción a partir de núcleos reactivos según otra realización más.

La FIG. 7 es una vista en sección transversal de un sistema para la producción de especies nucleares deseadas según otra realización más.

La FIG. 8 ilustra un acelerador de partículas que dirige un haz de partículas de alta energía hacia el sistema de la FIG.

7 según al menos una realización.

La FIG. 9 ilustra un sistema de control térmico en uso con un recipiente de cubierta en capas.

Descripciones detalladas

Estas descripciones se presentan con detalles suficientes para proporcionar una comprensión de una o más realizaciones particulares de temas más amplios de la invención. Estas descripciones exponen e ilustran características particulares de esas realizaciones particulares sin limitar los temas de la invención a las realizaciones y características descritas explícitamente. Las consideraciones a la vista de estas descripciones darán lugar probablemente a realizaciones y características adicionales y similares sin apartarse del alcance de los temas de la invención. Aunque las etapas pueden estar implícitas en relación con las características de los procedimientos o métodos, no se hace ninguna insinuación de ningún orden o secuencia particulares entre las etapas expresas o implícitas a menos que se indique explícitamente un orden o secuencia.

Para promover la comprensión de las siguientes descripciones de realizaciones ilustrativas particulares y para aclarar que el alcance completo de las descripciones se extiende más allá de cualquier realización descrita particularmente, pueden considerarse varios principios subyacentes sin imponer limitaciones a las realizaciones ilustrativas. Según estos principios subyacentes, la producción de isótopos puede implementarse:

1) Utilizando una fuente de neutrones que no sea ni un reactor nuclear ni un ensamblaje subcrítico;

2) Logrando una alta probabilidad de captura de neutrones por los núcleos reactivos previstos mediante la elección de núcleos moderadores;

3) Devolviendo neutrones que escapan o se filtran a una cámara de reacción mediante el uso de un reflector de neutrones; y/o

4) Utilizando una mejora de la temperatura de la captura de neutrones, preferiblemente una mejora de la captura de neutrones a baja temperatura.

Es decir, pueden proporcionarse neutrones para reacciones de captura de neutrones sin el uso de un reactor de fisión nuclear o un ensamblaje subcrítico, en donde el material naturalmente fisible en una cantidad o disposición subcrítica sufre algún grado de fisión inducida sin alcanzar la criticidad. Para los fines de esta descripción, se entenderá que el término ensamblaje subcrítico implica la posibilidad de un reactor subcrítico. En las siguientes descripciones, se implementan estructuras especialmente diseñadas para hacer que los neutrones entrantes sean moderados y reflejados de tal manera que aumenten en gran medida sus posibilidades de ser capturados por un núcleo reactivo previsto dado, tal como molibdeno-98 (98Mo). Los recipientes y carcasas que se describen a continuación están configurados, generalmente, para minimizar la fuga de neutrones y maximizar la dispersión interna de neutrones, como una trampa de flujo, pero no en el contexto o los confines de un reactor nuclear. El enfriamiento de un volumen que contiene núcleos reactivos, por ejemplo mediante el uso de un fluido criogénico como helio líquido, oxígeno, nitrógeno o deuterio, aumenta la probabilidad de captura de neutrones por un núcleo reactivo previsto. Para los fines de esta descripción, una cámara de reacción es cualquier volumen en el que los núcleos reactivos capturan neutrones.

Una excepción al principio 1 subyacente descrito anteriormente, encontrada en algunas de las realizaciones posteriores, es cuando la fuente de neutrones podría ser un reactor nuclear o un ensamblaje subcrítico. Por ejemplo, podría configurarse un reactor nuclear o ensamblaje subcrítico para filtrar neutrones a fin de proporcionar una fuente de neutrones para algunas de las realizaciones descritas a continuación. Por ejemplo, en una realización, se ubica un reactor nuclear o ensamblaje subcrítico en las proximidades de los núcleos reactivos lo suficiente como para producir núcleos de producto de reacción mediante captura de neutrones a una velocidad superior a 107 capturas de neutrones/segundo. En estos ejemplos, la geometría del reactor nuclear o del aparato podría modificarse para facilitar el transporte de neutrones desde el reactor nuclear o ensamblaje subcrítico a los volúmenes del aparato que contienen los núcleos reactivos.

Las simulaciones de modelado indican que un sistema que incluya un recipiente de 1-3 metros de diámetro (esferas y cubiertas esféricas concéntricas) que implemente al menos hasta cierto punto algunos de los principios anteriores puede producir muchos radioisótopos ("RI") difíciles de fabricar, incluido 99Mo, con eficiencias neutrónicas que superan el estado actual de la técnica, donde la eficiencia neutrónica se define como:

Eficiencia neutrónica = (tasa de producción de núcleos de producto de reacción)/(tasa de producción de neutrones)

Para esta definición, se entiende que las tasas de producción descritas son las observadas durante los períodos de operación, más específicamente durante el período de operación en el que se están produciendo neutrones. Para esta definición, también se entiende que los neutrones en la "tasa de producción de neutrones" del denominador se refieren a los neutrones producidos inicialmente (por ejemplo, por espalación nuclear, reacciones DT, de fisión) en lugar de los neutrones producidos posteriormente debido a reacciones secundarias (por ejemplo, tal como de reacciones (n,xn)). Los neutrones producidos inicialmente, por ejemplo, incluirían tanto neutrones que se originan en el exterior del aparato y luego inciden sobre el aparato, como también neutrones producidos dentro del aparato por la acción de una reacción de partículas cargadas, tal como una reacción DT o una reacción de espalación. La multiplicación de neutrones posterior, por ejemplo reacciones (n,xn), no contribuyen a aumentar el denominador. También se entiende, para esta definición, que las tasas mencionadas en el numerador y denominador se consideran promediadas en intervalos de tiempo cortos, preferiblemente minutos y más preferiblemente segundos, en lugar de períodos de tiempo largos tales como horas, días o más. Las tasas descritas deben considerarse en el contexto de tasas instantáneas en lugar de tasas promediadas consideradas durante períodos de tiempo prolongados, tales como horas.

Las simulaciones indican que pueden alcanzarse valores de eficiencia neutrónica de hasta 25 por ciento tras la implementación de una o más de las realizaciones descritas a continuación. Podrían conseguirse eficiencias más altas al mejorar una o más de las realizaciones mediante ciertas mejoras en la geometría del reflector, la temperatura y/o la composición elemental. Se describen varias realizaciones de un sistema para la producción de al menos un isótopo en las siguientes descripciones detalladas, y se representan en los dibujos. En al menos una de tales realizaciones, un sistema para la producción de isótopos incluye una cámara de reacción en la que están presentes núcleos reactivos y en la que pueden estar presentes núcleos moderadores. Los neutrones para las reacciones de captura de neutrones se introducen en la cámara de reacción desde una fuente de neutrones externa, o se producen localmente, por ejemplo, mediante espalación cuando una diana de espalación dentro o cerca de la cámara de reacción es impactada por partículas aceleradas. Al menos algunos de los neutrones que inicialmente evitan la captura y escapan de regiones con altas concentraciones de núcleos reactivos son reflejados posteriormente de vuelta hacia esas regiones, para aumentar la probabilidad de que cada neutrón sea capturado por los núcleos reactivos previstos. Se describen disposiciones de reflector único y múltiple a continuación. El reflector puede funcionar como una pared física de la cámara de reacción. El reflector puede formarse utilizando núcleos moderadores dentro de la cámara de reacción.

Las siguientes descripciones se refieren a núcleos reactivos, núcleos de producto de reacción, núcleos de producto de desintegración y núcleos moderadores. A menos que se indique o implique expresamente lo contrario, tales referencias se hacen sin importar si los electrones están unidos en cortezas electrónicas alrededor de los núcleos. Por lo tanto, estas descripciones se refieren a disposiciones atómicas ionizadas y con carga equilibrada de los núcleos descritos, de modo que los núcleos descritos pueden ser átomos sin carga, átomos ionizados, átomos libres y átomos unidos en enlaces moleculares que incluyen enlaces iónicos y covalentes. Los núcleos descritos pueden estar presentes en forma sólida, gaseosa, gel, líquida u otras. Las especies reaccionantes y moderadoras pueden combinarse como mezclas desordenadas, matrices regulares y compuestos moleculares antes de la exposición a los neutrones, y tales disposiciones pueden mantenerse, modificarse o perderse, por ejemplo, en reacciones de captura de neutrones que conducen a desintegraciones posteriores. Los núcleos reactivos pueden concentrarse en un solo lugar o dispersarse por todo el aparato. Los núcleos reactivos pueden, si están en forma sólida, concentrarse en uno o más gránulos, o en láminas con grandes áreas superficiales, o en otras formas. Los núcleos reactivos pueden estar en solución dentro de un disolvente, o pueden ser un componente en un líquido, o pueden estar en forma gaseosa.

Un aparato 300 para producir núcleos de producto de reacción a partir de núcleos reactivos se muestra en una vista en sección transversal en la FIG. 3. El aparato 300 conformado en la vista en sección transversal como un sector circular define una cámara 304 de reacción. Las paredes 306 laterales radiales divergen desde una pared 310 de extremo proximal a una pared 312 de extremo distal de modo que la cámara 304 se expande desde la pared de extremo proximal a distal. Un canal 314 de acceso formado a través de la pared 310 de extremo proximal permite que los neutrones entren en la cámara 304 de reacción desde una fuente 316 de neutrones, que en la realización ilustrada no es un reactor nuclear ni un ensamblaje subcrítico. La fuente 316 de neutrones está en las proximidades de los núcleos reactivos lo suficiente para producir núcleos de producto de reacción por captura de neutrones. El elemento 318 de la FIG. 3 representa un canal o proceso mediante el cual, por ejemplo, se introducen o extraen reactivos, productos u otras especies químicas o nucleares de la cámara 304.

Las paredes de la cámara o cámaras de reacción sirven opcionalmente como reflectores de neutrones, rodeando la cámara 304 de reacción, devolviendo al menos algunos de los neutrones que alcanzan y/o entran en las paredes a la cámara 304 de reacción para aumentar la probabilidad de que cada neutrón sea capturado por los núcleos reactivos previstos. Las paredes incluyen núcleos moderadores, de modo que las paredes están compuestas de material de alta relación de moderación que tiene una sección transversal microscópica de captura de neutrones térmicos baja. Por ejemplo, las paredes pueden incluir berilio y/o carbono. Las paredes, en términos de espesor, en al menos una realización, son mayores que aproximadamente 20 centímetros y menores que aproximadamente 15 metros.

Dentro de la cámara 304 de reacción, los neutrones 320 son capturados preferiblemente por los núcleos 322 reactivos para producir los núcleos 324 del producto de reacción deseado. También están presentes en la realización ilustrada núcleos 326 moderadores en la cámara 304 de reacción, los núcleos moderadores también sirven opcionalmente como núcleos reflectantes. Un grosor suficiente de núcleos reflectantes también puede servir como reflector en diversas realizaciones geométricas.

Según la invención, la pluralidad de núcleos 322 reactivos tiene una primera sección transversal microscópica media de captura de neutrones térmicos. También se incluye y se define por el presente documento una colección de isótopos que consiste en aquellos isótopos cuyas especies de núcleos capturan al menos el 1% de todos los neutrones emitidos de la fuente de neutrones y que no son núcleos reactivos. También se define una segunda pluralidad de núcleos que consiste en todos los núcleos de la colección de isótopos, en donde al menos aproximadamente el 90% de los núcleos tienen secciones transversales microscópicas de captura de neutrones térmicos que son más bajas que la sección transversal microscópica de captura de neutrones térmicos de cualquiera de los núcleos reactivos.

Según la invención, la masa total de núcleos moderadores es mayor que aproximadamente 1 kilogramo. Según la invención, el aparato 300 incluye un control de temperatura capaz de enfriar al menos 0,1 kg del sistema a una temperatura de aproximadamente 250 grados Kelvin o menos.

En al menos una realización, los núcleos 322 reactivos incluyen núcleos de molibdeno-98, y la tasa de captura de neutrones de los núcleos reactivos dividida por la tasa de producción de la fuente de neutrones es mayor que aproximadamente 1%. En al menos una realización, la tasa de captura de neutrones de los núcleos reactivos dividida por la tasa de producción de la fuente de neutrones es mayor que aproximadamente 5%.

En al menos una realización, los núcleos 324 del producto de reacción incluyen núcleos de molibdeno-99 producidos a partir de los núcleos 324 del producto de reacción de molibdeno-98 mediante reacciones de captura de neutrones.

Debido a la desintegración de los núcleos de molibdeno-99, también pueden estar presentes núcleos de producto de desintegración de tecnecio-99m.

En al menos una realización, los núcleos 326 moderadores incluyen núcleos de átomos que se eligen de un grupo que consiste en deuterio, tritio, helio-4, litio-7, berilio, boro-11, carbono, nitrógeno-15, oxígeno, flúor, neón-20 y neón-22.

La fuente 316 de neutrones representa esquemáticamente muchos tipos de fuentes de neutrones que no son reactores nucleares ni ensamblajes subcríticos. Los ejemplos adecuados incluyen emisores de neutrones, generadores de neutrones y dispositivos de producción de neutrones. En al menos una realización, la fuente 316 de neutrones ilustrada representa un generador de neutrones con una emisión de neutrones que es mayor que 1x1014 neutrones por segundo. El generador de neutrones puede incluir un acelerador de protones, deuterones o de iones de helio con una energía de proyectil superior a 8 MeV (mucho más baja para las reacciones de producción de neutrones de DT) y una corriente de haz típicamente en el intervalo de un miliamperio o más, aunque los sistemas pueden ser diseñado con una corriente de haz en el intervalo de microamperios a cientos de microamperios. Por tanto, en diversas realizaciones, los neutrones 320 son proporcionados por la fuente 316 de neutrones, y los neutrones irradian los núcleos 322 reactivos de manera que los núcleos del producto 324 de reacción se generan cuando los neutrones 320 son capturados por los núcleos 322 reactivos.

El sistema 300 se utiliza para producir una especie nuclear particular en un proceso por etapas que incluye la captura de neutrones inducida seguida de una o más etapas de desintegración radiactiva que dan como resultado la producción de la especie nuclear particular. En al menos un ejemplo, los núcleos 322 reactivos son expuestos a los neutrones 320 para producir, a través de la captura de neutrones, núcleos 324 de producto de reacción. Las desintegraciones radiactivas naturales de los núcleos 324 de producto de reacción producen posteriormente núcleos 328 de productos de desintegración de una especie nuclear particular deseada. En un ejemplo particular, los núcleos 322 reactivos en la FIG. 3 representan núcleos de 98Mo que capturan neutrones 320 para producir núcleos de 99Mo, que están representados por núcleos 324 de producto de reacción. Continuando con ese ejemplo particular, los núcleos 328 de producto de desintegración representan una especie nuclear deseada, 99mTc, producida por la desintegración radiactiva de 99Mo. Debe entenderse que la FIG. 3 representa muchos otros ejemplos particulares en los que una especie nuclear deseada está poblada en una cadena de desintegración en la que se producen una o más desintegraciones radiactivas después de la producción de los núcleos 324 de producto de reacción mediante reacciones de captura de neutrones inducidas irradiando núcleos 322 reactivos con neutrones 320. Aunque el 99Mo produce 99mTc en una sola etapa de desintegración radiactiva después de la captura de neutrones por 98Mo, estas descripciones se relacionan también con varias otras secuencias de desintegración en las que ocurren múltiples etapas de desintegración.

De manera general, pueden utilizarse como moderador 326 o una parte del mismo diversos disolventes o fluidos en los que el isótopo 322 reactivo de 98Mo pueda disolverse o suspenderse, siempre que los átomos dentro de cada disolvente o constituyente fluido tengan una sección transversal microscópica de captura de neutrones térmicos baja con respecto a la del reactivo 322 de 98Mo. De manera general, estos disolventes o fluidos pueden estar compuestos de elementos como hidrógeno, helio, berilio, carbono, oxígeno, flúor y algunos isótopos de otros elementos. El reactivo 322 de 98Mo puede suspenderse o disolverse en forma regular o líquida en estos disolventes o fluidos.

Por ejemplo, la sección transversal microscópica de captura de neutrones térmicos del reactivo 322 de 98Mo es mucho mayor que la sección transversal microscópica de neutrones térmicos de los núcleos 332 de óxido de deuterio en líquido. Como ejemplo, la sección transversal microscópica de neutrones térmicos del reactivo 322 de 98Mo tiene aproximadamente 130 milibarns, frente a menos de un milibarn para cualquiera de los dos átomos de hidrógeno o uno de oxígeno. Como tal, la probabilidad por núcleo de que un neutrón 320 sea capturado por el núcleo del reactivo 322 de 98Mo es mucho más alta que la probabilidad de que un neutrón sea capturado por el óxido de deuterio. Una vez que un neutrón 320 es capturado por el núcleo 322 del reactivo de 98Mo, forma el producto 324 de reacción 99Mo. El producto 324 de reacción 99Mo se desintegra después para crear el producto 328 de desintegración 99mTc, que puede extraerse directa y continuamente de la cámara 304 a través de un canal 318, que puede incluir una válvula u otras estructuras mecánicas y químicas destinadas a realizar una separación radioquímica para aislar el producto de reacción o desintegración deseado.

Alternativamente, en lugar de suspender o disolver el reactivo 322 de 98Mo en un líquido o fluido independiente, el reactivo 322 de 98Mo puede ser por sí mismo parte de un compuesto líquido. Ejemplos no limitantes incluyen: difluoromolibdeno (98MoF2); fluoruro de molibdeno (98MoF3); tetrafluoruro de molibdeno (98MoF4); hexafluoruro de molibdeno (98MoF6); compuestos de molibdeno, oxígeno y/o flúor (MoOnFm).

De manera general, el aparato 300 dirige los neutrones 320 hacia un volumen donde los neutrones son capturados por el 98Mo en lugar de por otros núcleos, en una proporción que es significativamente más alta que en los sistemas que carecen de una termalización fuerte y/o proporciones de moderación altas, aunque el 98Mo tiene una sección transversal de captura de neutrones térmicos microscópicos baja en aislamiento (de aproximadamente 130 milibarns). Como tal, el aparato 300 permite que los neutrones 320 emitidos desde la fuente de neutrones sean capturados por los núcleos reactivos deseados sin que la mayoría de los neutrones 320 se fuguen o sean capturados por núcleos distintos a 98Mo, y por tanto se desperdicien. El resultado es que la eficiencia de captura de neutrones en los núcleos reactivos deseados en el aparato 300 es alta (entre 1 y 30%) y se describe de manera general mediante la siguiente relación descrita anteriormente:

Eficiencia neutrónica = (tasa de producción de núcleos de producto de reacción)/(tasa de producción de neutrones)

donde los núcleos de producto de reacción son 99Mo en situaciones donde los núcleos reactivos comprenden 98Mo. Sin embargo, ciertos modelos han demostrado que alterando la temperatura de los núcleos reactivos, pueden lograrse eficiencias superiores al 30%.

Un sistema 400 para producir núcleos de producto de reacción a partir de núcleos reactivos se representa en las FIGS.

4-5. El sistema incluye una pared 402 esférica. Un canal 404 de acceso definido mediante la pared 402 permite el acceso de partículas aceleradas a una diana 406 esférica central. Una cámara de reacción en forma de cubierta 410 esférica (FIG. 5) rodea al menos parcialmente la diana 406. La cámara circundante puede rodear a la diana de forma concéntrica. La diana 406 está configurada para emitir neutrones cuando es impactada por partículas aceleradas que alcanzan la diana a través del canal 404 de acceso. La diana 406 puede estar construida con materiales tales como deuterio, tritio, helio-4, litio-7, berilio, boro-11, carbono, nitrógeno-15, oxígeno, flúor, neón-20, neón-22, tantalio, tungsteno, plomo, mercurio, talio, torio, uranio, neptunio y otros transuránicos. El canal de acceso está configurado para aceptar más del 50 por ciento de las partículas aceleradas que inciden sobre el canal de acceso.

Como las paredes de la cámara 304 de reacción de la FIG. 3, la pared 402 de las FIGS. 4-5 sirve como reflector de neutrones, rodeando la cámara 410 de reacción y devolviendo al menos algunos de los neutrones que llegan a la pared a la cámara 410 de reacción, que contiene densidades más altas de núcleos reactivos, para aumentar la probabilidad de que cada neutrón sea capturado por núcleos reactivos. La pared incluye núcleos moderadores, de modo que la pared está compuesta de un material de alta relación de moderación que tiene una sección transversal de captura de neutrones baja. Por ejemplo, la pared 402 puede incluir berilio y/o carbono. La pared, en términos de espesor, en al menos una realización, es mayor que aproximadamente 20 centímetros y menor que aproximadamente 15 metros. En algunas realizaciones, se utilizan valores de espesor entre uno y tres metros.

En el sistema ilustrado, el canal 404 de acceso está definido por una pared 412 tubular que se extiende radialmente que conecta una superficie 414 exterior de la pared del recipiente 402 a la diana 406. Como se muestra en la FIG. 5, la cámara 410 de reacción con forma de cubierta esférica está aislada del canal 404 de acceso por la diana 406 esférica y la pared 412 tubular que se extiende radialmente. La carcasa 400 esférica también puede incluir un canal 416 para extraer directamente los productos de reacción o desintegración de la cámara 410 de reacción. El canal 416 puede incluir una válvula y otras estructuras mecánicas similares.

Un acelerador 420 de partículas dirige un haz 422 de partículas de alta energía al canal 404 de acceso del sistema 400 (FIG. 7). La diana 406 dentro de la trayectoria del haz 422 produce neutrones cuando el haz de partículas golpea la diana. El acelerador 420 de partículas puede proporcionar, por ejemplo, un haz de protones, deuterones, tritones, helio u otras partículas de alta energía. El acelerador 420 de partículas y la diana 406 constituyen juntos una fuente de neutrones que no es ni un reactor ni un ensamblaje subcrítico.

Los neutrones producidos en la diana 406 son emitidos de forma total o parcialmente isotrópica. Por tanto, colocar la diana emisora de neutrones en el centro de la cámara de reacción aproximadamente esférica facilita una distribución relativamente uniforme de los neutrones en ese volumen de la cámara 410 de reacción donde los núcleos reactivos previstos aguardan a los núcleos emitidos. No obstante, cuando se proporcionan o emiten neutrones de forma anisotrópica o direccional, la diana 406 puede construirse y colocarse, por ejemplo, de forma no concéntrica con la pared 402, en cualquier ubicación dentro o en relación con la cámara 410 de reacción para maximizar la eficiencia neutrónica con respecto a la captura por los núcleos reactivos previstos en la cámara.

Dentro de la cámara 410 de reacción (FIG. 5), como ya se describió con referencia a la cámara 304 de reacción de la FIG. 3, los neutrones 320 son capturados por los núcleos 322 reactivos para producir los núcleos 324 de producto de reacción deseado. Como tales, los núcleos 324 de producto de reacción pueden incluir núcleos de molibdeno-99 producidos a partir de los núcleos 324 de producto de reacción de molibdeno-98 mediante reacciones de captura de neutrones. Debido a la desintegración de los núcleos de molibdeno-99, también pueden estar presentes núcleos 328 de producto de desintegración de tecnecio-99m. También pueden estar presentes en la cámara 410 de reacción núcleos 326 moderadores, sirviendo opcionalmente también los núcleos moderadores como núcleos reflectantes. En al menos una realización, y como ya se ha descrito con referencia a la FIG. 3, los núcleos 326 moderadores incluyen núcleos de átomos que se eligen de un grupo que consiste en deuterio, tritio, helio-4, litio-7, berilio, boro-11, carbono, nitrógeno-15, oxígeno, flúor, neón-20 y neón-22.

Un sistema 500 para producir núcleos de productos de reacción a partir de núcleos reactivos se representa en la FIG.

6. El sistema 500 difiere del sistema 400 de la FIG. 5 porque se utiliza una fuente 424 de neutrones en lugar del acelerador 420 y la diana 406. En la FIG. 6, se define una cámara 408 central dentro de la cámara 410 de reacción para recibir la fuente 424 de neutrones a través del canal 404 de acceso. La fuente 424 de neutrones puede ser un dispositivo generador de neutrones capaz de emitir neutrones de forma isotrópica, o una fuente de desintegración radiactiva que emite neutrones, tal como californio-252. Por lo demás, el sistema 500 es similar al sistema 400 hasta tal punto que las descripciones anteriores que hacen referencia a la FIG. 5 son aplicables también a la FIG. 6, particularmente cuando un número de referencia similar hace referencia a elementos similares.

En un ejemplo de operación relativo a las FIGS. 3, 5 y 6, el reactivo 322 destinado a la captura de neutrones es 98Mo, el producto 324 de reacción es 99Mo, y el isótopo del producto de desintegración es 99mTc. Se emiten neutrones 320 en la cámara 410 de reacción. Cuando un neutrón 320 es capturado por un núcleo 322 reactivo de 98Mo, se produce un núcleo 324 de producto de reacción de Mo99. El núcleo 324 de producto de reacción de 99Mo finalmente se desintegra para formar un núcleo 328 de producto de desintegración de 99mTc mediante desintegración beta. En este ejemplo, los núcleos 322 reactivos y los núcleos 326 moderadores pueden estar presentes en un líquido, gas o gel como ejemplos no limitantes.

En este ejemplo de operación, el reactivo 322 de 98Mo puede combinarse con el moderador 326 en una solución o suspensión. Los núcleos 326 moderadores pueden incluir deuterio, tritio, helio-4, litio-7, berilio, boro-11, carbono, nitrógeno-15, oxígeno, flúor, neón-20 y neón-22 como ejemplos no limitantes. Otros ejemplos de moderadores incluyen compuestos deuterados tales como óxido de deuterio (D2O), peróxido de hidrógeno deuterado (D2O2) y compuestos orgánicos deuterados (DnCmOp). Otros ejemplos de moderadores incluyen oxígeno (O2), dióxido de carbono (CO2), metanol deuterado, etanol deuterado y flúor.

Pueden utilizarse diversos disolventes o fluidos en los que el reactivo de 98Mo puede suspenderse siempre que el disolvente o los constituyentes fluidos tengan una sección transversal microscópica de captura de neutrones térmicos baja con respecto al reactivo de 98Mo. De manera general, estos disolventes o fluidos pueden estar compuestos de elementos como hidrógeno, helio, carbono, oxígeno, flúor y algunos isótopos de otros elementos. El reactivo de 98Mo puede suspenderse o disolverse en estos fluidos o disolventes.

Alternativamente, en lugar de suspender o disolver el reactivo de 98Mo en un líquido o fluido independiente, el reactivo de 98Mo puede ser un constituyente de un compuesto líquido o sólido tal como, por ejemplo, difluoromolibdeno, fluoruro de molibdeno, tetrafluoruro de molibdeno, hexafluoruro de molibdeno, óxidos de molibdeno y compuestos de molibdeno, oxígeno y flúor (MoOnFm).

Los núcleos de producto de desintegración o de producto de reacción pueden extraerse directa y continuamente de la cámara de reacción por medio del elemento 318 (FIG. 3) o el canal 416 (FIGS. 5 y 6), cada uno de los cuales puede incluir una válvula u otras estructuras mecánicas y químicas destinadas a realizar una separación radioquímica para aislar el producto deseado. El procesamiento puede continuar de forma continua o discontinua.

Un sistema 700 para la producción de especies nucleares deseadas se representa en la FIG. 7. El sistema 700 incluye un ensamblaje al menos parcialmente esférico dentro de una pared 702 exterior. El sistema 700 está soportado por una base 704, representada como un pedestal trapezoidal para fines ilustrativos. La base 704 soporta el peso del sistema 700 sin interferir con la operación práctica. Dentro de la pared 702 exterior, múltiples capas de una cubierta esférica rodean una diana 706 central en una disposición concéntrica. La diana 706 central emite neutrones cuando un haz 750 de partículas incide sobre la diana. Los neutrones se emiten en las capas de la cubierta esférica que rodean la diana 706 central, pasando al menos algunos de los neutrones desde la capa 710 más interna a las capas más externas. Al menos una de las capas de la cubierta esférica sirve como volumen de reacción de captura de neutrones, teniendo presentes núcleos destinados a reacciones de captura de neutrones. Otras capas sirven como capas moderadoras y/o reflectantes para aumentar la probabilidad de que los neutrones emitidos desde la diana 706 central sean capturados por los núcleos previstos.

Aunque se ilustran cinco capas de cubierta esférica en la FIG. 7, estas descripciones se refieren a estructuras en capas que tienen menos y más de cinco capas de cubierta esférica. A modo de ejemplo, las capas de la cámara de reacción de cubierta esférica ilustradas en la FIG. 7 se describen en el presente documento en tamaño radial creciente desde la diana 706 esférica central hasta la pared 702 exterior, como: una primera capa 710; una segunda capa 712; una tercera capa 714; una cuarta capa 716; y una quinta capa 718, en las que su orden de numeración corresponde a sus posiciones ordenadas radialmente en la estructura de capas. En al menos una realización, la diana esférica central se reemplaza por una cámara que define una capa más interna.

Como las paredes de la cámara 304 de reacción de la FIG. 3, la pared 702 de las FIGS. 7 puede servir como reflector de neutrones, rodeando las cámaras de reacción y reflejando al menos algunos de los neutrones que alcanzan la pared para aumentar la probabilidad de que cada neutrón sea capturado por un núcleo reactivo previsto. La pared incluye núcleos moderadores, de modo que la pared está compuesta de un material de alta relación de moderación que tiene una sección transversal de captura de neutrones baja. Por ejemplo, la pared 702 puede incluir berilio, oxígeno y/o carbono. Pueden estar presentes núcleos moderadores en las capas de la cubierta esférica en el interior de las paredes de la cámara de reacción, y estos núcleos moderadores también pueden servir como reflectores de neutrones. La pared, en términos de espesor, en al menos una realización, es mayor que aproximadamente 20 centímetros y menor que aproximadamente 15 metros. En algunas realizaciones se utilizan espesores cercanos a 1-2 metros.

En la FIG. 7, se ilustran cuatro límites esféricos radialmente intermedios en sección transversal como: un primer límite 720 entre la primera capa 710 y la segunda capa 712; un segundo límite 722 entre la segunda capa 712 y la tercera capa 714; un tercer límite 724 entre la tercera capa 714 y la cuarta capa 716; y un cuarto límite 726 entre la cuarta capa 716 y la quinta capa 718.

Los límites esféricos representan, en diversas realizaciones, o bien: materiales estructurales que soportan y separan las capas adyacentes; o la interfaz donde las capas se encuentran sin materiales estructurales adicionales que mantengan su separación. Es decir, la diana 706 esférica central y las capas 710, 712, 714, 716 y 718 ordenadas son distintas en diversas realizaciones por sus posiciones, contenidos y otras propiedades físicas, tales como temperaturas, con o sin material interpuesto entre ellas en los límites radialmente intermedios. Pueden utilizarse miembros estructurales adicionales para conectar y/o soportar cada capa y límite. En la FIG. 7 se ilustran barras 730 ilustrativas dispuestas radialmente, que se extienden como radios que interconectan los límites 720, 722, 724 y 726.

Los materiales estructurales mediante los cuales pueden construirse los límites esféricos, en el sistema 700 de la FIG.

7, incluyen materiales de sección transversal microscópica de captura de neutrones térmicos baja. Por ejemplo, pueden utilizarse carburo de silicio, carburo de berilio, carbono y circonio. El grosor óptimo de las capas de material estructural y sus composiciones varía entre realizaciones. Las capas estructurales en diversas realizaciones son lo suficientemente gruesas para comunicar estabilidad, pero no tanto como para capturar neutrones excesivamente y reducir la eficiencia neutrónica. En algunas realizaciones, pueden utilizarse materiales estructurales con secciones transversales microscópicas medias de captura de neutrones térmicos menores que 300 milibarns, tales como circonio. En otras realizaciones, puede utilizarse un material estructural con secciones transversales microscópicas medias de captura de neutrones térmicos menores que 30 milibarns, tales como polímeros o plásticos que contienen carbono, deuterio y oxígeno. En algunas realizaciones, los materiales que proporcionan soporte estructural pueden funcionar como núcleos moderadores.

Tras la emisión de neutrones desde la diana 706, se producen procesos de captura de neutrones entre la diana y una pared 702 exterior del sistema 700 dentro de una o más de las capas 710, 712, 714, 716 y 718 circundantes para facilitar la producción de una especie nuclear deseada. La pared 702 exterior se ilustra como un límite esférico por conveniencia, pero puede tomar otra forma en algunas realizaciones.

Un canal 732 de acceso se representa como un orificio ahusado que disminuye de tamaño desde la pared 702 exterior hacia la diana 706 esférica central. El canal 732 de acceso permite que un haz 750 de partículas alcance la diana 706. Una pared 734 que se extiende radialmente que define el canal 732 de acceso se ilustra en la FIG. 7 conformado cónicamente para que coincida con el orificio ahusado a través de la estructura en capas. En diversos otros ejemplos, la pared 734 y el orificio tienen otras formas, por ejemplo, formas cilíndricas coincidentes sin ahusamiento, para definir el canal 732 de acceso. La pared 734 que se extiende radialmente, en al menos una realización, conecta la pared 702 exterior a la diana 706 central, aislando las capas 710, 712, 714, 716 y 718 unas de otras, y del exterior de la pared 702 exterior, a la vez que permite el acceso a la diana 706 central.

El canal 732 de acceso se ilustra delimitando un ángulo 736 sólido, que se muestra como un ángulo agudo para fines ilustrativos y como ejemplo. En otras realizaciones, el ángulo 736 es obtuso. En al menos una realización, el ángulo 736 sólido es aproximadamente 2n estereorradianes, de modo que las capas 710-718 son hemisféricas. Por tanto, en diversas realizaciones, el ángulo 730 sólido puede tener cualquier valor y el canal 732 de acceso puede ser de cualquier tamaño y forma.

El canal 732 de acceso puede servir para dos o más fines. Permite que un haz de partículas alcance el centro del sistema 700, donde partículas entrantes tales como protones, deuterones, núcleos de helio y otros proyectiles pueden producir neutrones, por ejemplo, induciendo reacciones nucleares en una diana central. Por ejemplo, si se usa berilio como diana 706 central, las partículas entrantes de alta energía como protones pueden producir neutrones mediante una reacción 9Be(p,n). El canal 732 de acceso también permite la entrada y salida de fluido refrigerante para controlar la temperatura en las capas del sistema 700. Por ejemplo, puede utilizarse helio líquido, oxígeno y/u otros refrigerantes para mantener las temperaturas de la diana 706 esférica central y las capas 710-718, cada una a una temperatura respectiva particular. En el sistema 700, las temperaturas se mantienen para controlar preferentemente la relación de moderación y/o para aumentar la sección transversal microscópica de captura de neutrones de un isótopo reactivo deseado. En algunas realizaciones, las temperaturas se reducen en algunas capas a menos que 100 grados K, e incluso hasta tan bajas como el punto de ebullición del helio, e incluso más bajas aún.

El canal 732 de acceso podría servir para uno o ambos de estos fines descritos en diversas realizaciones. Por ejemplo, podría estar completamente contenido un mecanismo de generación de neutrones dentro del recipiente, y un enfriamiento o un calentamiento pueden ser necesarios o no. Además, puede estar presente más de un orificio. Las formas, tamaños, ubicaciones y números de orificios pueden variar sin cambiar los principios anteriores. Algunas realizaciones podrían no utilizar ningún orificio.

En al menos una realización, la diana emisora de neutrones comprende al menos 10 gramos de núcleos que poseen una sección transversal microscópica de captura de neutrones térmicos mayor que la de los núcleos reactivos, en un volumen donde la energía de los neutrones es mucho mayor que la energía térmica. En al menos una realización, la diana emisora de neutrones comprende al menos 10 gramos de núcleos que poseen una sección transversal microscópica de captura de neutrones térmicos mayor que la de los núcleos reactivos, y donde la diana emisora de neutrones está configurada (por ejemplo, geométricamente, térmicamente) para absorber la menor cantidad posible de neutrones, por ejemplo, menos que 1, 5 o 10% de todos los neutrones producidos en la diana.

En al menos una realización, un haz 750 de partículas entregado externamente entra en el canal de acceso para crear neutrones mediante reacciones nucleares en la diana 706. En otro ejemplo, se coloca una fuente de neutrones de desintegración de RI en la ubicación de la diana, por ejemplo puede utilizarse AmBe, 252Cf, PuBe y otras fuentes.

Debido a que el sistema está diseñado para moderar neutrones incluso de alta energía (por ejemplo, incluso mayor que 8-14 MeV), el sistema puede manejar una amplia variedad de entrada de energía de neutrones sin pérdida de función. Por ejemplo, pueden utilizarse neutrones DT y fuentes de espalación. También son aceptables diversas intensidades de neutrones o velocidades de entrada. Un principio de diseño subyacente implementado por una o más realizaciones descritas en el presente documento está dirigido a aumentar la probabilidad de que cualquier neutrón sea capturado por un reactivo previsto dado. Como resultado, la intensidad de los neutrones entregados al recipiente no debería variar mucho la eficiencia neutrónica media.

Ya existen aceleradores comerciales, por ejemplo, que pueden alcanzar las energías y corrientes de haz necesarias para producir estas intensidades de neutrones. Por ejemplo, partículas que incluyen protones, deuterio, tritio, helio y otros ejemplos, cuando inciden sobre una diana productora de neutrones, pueden producir entre 0,1 y 5 neutrones por partícula incidente a energías de decenas a unos pocos cientos de MeV. Diferentes dianas producen diferentes rendimientos de neutrones en un proceso llamado espalación nuclear.

En al menos un ejemplo, un haz de partículas de alta energía (decenas a cientos de MeV) incide sobre una diana rica en neutrones, generando suficientes neutrones para una operación práctica. Suponiendo que se genera aproximadamente un neutrón por partícula nuclear incidente, se necesita un haz de aproximadamente 1016 partículas por segundo, o unos pocos miliamperios de corriente de haz. Los haces que pueden proporcionar unas pocas decenas o cientos de MeV a corrientes de haz de miliamperios o más están disponibles en implementaciones de investigación de la industria, por ejemplo, en terapia de protones. Se pueden justificar energías de haz y corrientes de haz más altas o más bajas para reducir el coste o cambiar la tasa de producción con el tiempo para alterar la tasa de calentamiento de la diana productora de neutrones, por ejemplo debido al calentamiento a medida que las partículas de alta energía se desaceleran, en las que algunas colisiones generan calor en lugar de (o además de) neutrones.

En la FIG. 8, un acelerador 800 de partículas dirige un haz 802 de partículas de alta energía hacia el canal 732 de acceso del sistema 700 (FIG. 7). En la FIG. 8, solo se ilustra expresamente la diana 706 esférica central para representar la estructura de cubierta en capas ilustrada más expresamente en la FIG. 7. Como en la FIG. 7, la FIG. 8 representa estructuras en capas que tienen cualquier número de capas de cubierta aproximadamente esféricas. La FIG. 8 ilustra una configuración en la que un nucleido reactivo previsto puede estar presente en cualquiera o en todas las capas, y además puede servir como material estructural. Los núcleos 804 diana dentro de la trayectoria del haz 802 producen neutrones 806 cuando las partículas del haz chocan. En esta representación esquemática, un acelerador 800 de partículas, que emite, por ejemplo, protones, deuterones, tritones, helio u otras partículas, hace que un haz de partículas o núcleos incidentes de alta energía que entran en el sistema 700 a través del canal 732 de acceso golpee la diana 804, provocando la emisión de neutrones 806. Las FIGS. 7-8 representan muchas configuraciones de materiales y geometrías que se caracterizan por una alta relación de volumen de moderación dentro del sistema 700. Las disposiciones representadas pueden variarse dentro del alcance de estas descripciones sin comprometer la alta eficiencia neutrónica.

Muchas formas de producción de neutrones según realizaciones dentro del alcance de estas descripciones hacen que los neutrones sean emitidos de una manera mayoritaria o parcialmente isotrópica. Colocar la diana emisora de neutrones cerca del centro del volumen puede ayudar a distribuir los neutrones emitidos isotrópicamente de manera uniforme en zonas ricas en núcleos destinados a la captura de neutrones para ayudar a maximizar la eficiencia neutrónica. Alternativamente, en situaciones con anisotropía en la emisión de neutrones, la ubicación y la forma del emisor de neutrones pueden variarse o seleccionarse de manera óptima para mejorar la eficiencia neutrónica.

Se proporciona un calentamiento y/o enfriamiento en diversas realizaciones para mantener una diana productora de neutrones a una temperatura estable seleccionada. El enfriamiento se utiliza para facilitar la mejora de la tasa de captura de neutrones de los núcleos reactivos al reducir la energía de los neutrones y, por lo tanto, mejorar la sección transversal microscópica de captura de neutrones de los núcleos reactivos previstos, tales como núcleos de 98Mo. El enfriamiento puede incluir enfriamiento criogénico. También puede utilizarse calentamiento para reducir la captura de neutrones de núcleos no reactivos aumentando la energía de los neutrones. El refrigerante y cualquier tubo, tubería y carcasa que transporte el refrigerante dentro de las carcasas descritas en el presente documento también tienen preferiblemente secciones transversales microscópicas de captura de neutrones pequeñas, pero pueden manejar temperaturas más frías que la temperatura ambiente o temperaturas criogénicas sin comprometer la integridad funcional. Los materiales de los tubos pueden incluir, por ejemplo: cualquier polímero construido con carbono, deuterio, oxígeno, berilio, flúor y otros materiales de sección transversal microscópica de captura de neutrones baja; o metales como, por ejemplo, circonio. Debe aplicarse suficiente refrigerante para eliminar el calor residual creado durante la creación de neutrones, y también para enfriar cualquier capa del volumen hasta temperaturas por debajo de la temperatura ambiente, por ejemplo, hasta 100 grados K, 30 grados K, 10 grados K o por debajo del punto de ebullición del helio. En algunas realizaciones, el uso intencional de calentamiento para elevar las temperaturas por encima de la temperatura ambiente también podría emplearse para aumentar la energía de los neutrones y de ese modo reducir las secciones transversales microscópicas de captura de neutrones.

El material estructural utilizado en las construcciones debe poder operar a temperaturas inferiores a la temperatura ambiente y criogénicas, y también debe soportar ciclos de temperatura entre la temperatura ambiente y la temperatura inferior a la ambiente o la temperatura criogénica, si se utilizan temperaturas más bajas. El refrigerante, si se utiliza, puede entrar y salir de los volúmenes interiores en más de un lugar. Por ejemplo, además de entrar y/o salir por el orificio, el refrigerante puede entrar o salir por varios conductos. Pueden utilizarse o fabricarse específicamente para su uso en este aparato variantes especiales de sección transversal microscópica de captura de neutrones térmicos baja de materiales estructurales, tuberías, componentes electrónicos, intercambiadores de calor, etc. disponibles en el mercado.

En la FIG. 9, se representa un sistema 900 de control térmico ilustrativo para su uso con un recipiente 902 de cubierta en capas que representa estructuras en capas que tienen cualquier número de capas 904 de cubierta esférica dispuestas concéntricamente alrededor de una diana esférica central o cavidad 906. Un haz 910 de alta energía entra en el recipiente 902 a través de un orificio 912, y un núcleo 914 diana dentro de la trayectoria del haz 910 produce neutrones cuando las partículas del haz golpean la diana. La FIG. 9 ilustra una configuración en la que un nucleido reactivo previsto puede estar presente en cualquiera o en todas las capas y, por tanto, representa esquemáticamente implementaciones mantenidas térmicamente de al menos los sistemas ilustrados en las FIGS. 5 y 7-8.

El sistema 900 de control térmico incluye cualquier número de conductos 920 primarios y subconductos 922 y 924 que definen trayectorias de fluido de envío y retorno que constituyen una red de distribución de fluido ramificada implementada en la estructura en capas del recipiente 902 de cubierta en capas, de modo que las capas 904 de cubierta pueden ser, independientemente o juntas, mantenidas térmicamente. En al menos una realización, se utiliza un productor 926 de fluidos criogénico estándar para ciclar el fluido refrigerante de sección transversal microscópica de captura de neutrones baja que está suficientemente exento de contaminantes de sección transversal microscópica de captura de neutrones más alta. En otra realización, se utiliza fluido refrigerante para mantener los núcleos reactivos entre 200 y 250 K. El enfriamiento, ya sea criogénico o de otro tipo, debe realizarse de tal manera que no interfiera con el haz 910 que entra en el orificio.

Particularmente, dentro del recipiente 902, las líneas de conducción, los tubos, los recintos y el refrigerante distribuido deben tener secciones transversales microscópicas de captura de neutrones bajas para minimizar los neutrones que son capturados por el material dentro del recipiente que no sea el reactivo previsto. Diversos sistemas y disposiciones de enfriamiento que cumplen estas condiciones están dentro del alcance de estas descripciones, al igual que diversos métodos de suministro, almacenamiento y producción de fluidos criogénicos o a temperatura inferior a la ambiente.

En algunas realizaciones, la retirada de un radioisótopo producido puede tener lugar permitiendo que las diversas capas se enfríen o se calienten hasta la temperatura ambiente de forma natural, o puede producirse retirando material congelado, si está presente material en forma congelada (por ejemplo 98Mo o 99Mo en D2O sólido, oxígeno, nitrógeno-15, etc.). La retirada también puede implicar dejar que el líquido se evapore, dejando solo Mo, por ejemplo, de Mo en oxígeno líquido o helio.

En algunas realizaciones, para extraer y enviar radioisótopos tales como 99Mo, pueden seguirse métodos radioquímicos existentes y procedimientos de cadena de suministro existentes o modificados. En situaciones donde es posible que el 99Mo no se extraiga fácilmente del precursor 98Mo o cuando tal extracción no esté justificada o no sea necesaria, la masa de Mo puede enviarse junta, utilizarse en generadores de tecnecio-99m disponibles en el mercado en la actualidad, y devolverse para extraer el molibdeno para su reutilización. En algunas realizaciones, pueden utilizarse generadores de tecnecio-99m alterados o mejorados que pueden utilizar con éxito niveles de radiactividad específica más bajos que los utilizados por los generadores de tecnecio comerciales del estado actual de la técnica. Debido a que el uso de molibdeno enriquecido es útil para una operación de alta eficiencia neutrónica, utilizar un método de envío y devolución del recipiente, que minimiza la pérdida de 98Mo enriquecido (costoso), podría ser deseable. Los aparatos según estas descripciones están construidos de tal manera que la retirada o adición de material de núcleos reactivos, tales como 98Mo, es rápida y sencilla. Por ejemplo, pueden construirse de tal manera que la capa o capas que contienen el material de los núcleos reactivos sean fácilmente retiradas, extraídas por bombeo o vueltas a añadir.

El volumen o volúmenes con los núcleos reactivos previstos para la absorción/captura de neutrones preferiblemente se construyen especialmente para la retirada conveniente del material activado después de la irradiación. Además, puede utilizarse material enriquecido (por ejemplo 98Mo al 80 por ciento o más de enriquecimiento).

Se especifican varias configuraciones ilustrativas con más detalle a continuación en las Tablas 1-4, que especifican las densidades, materiales, temperaturas, las dimensiones para la diana 706 central y las capas 710 (primera capa), 712 (segunda capa), 714 (tercera capa), 716 (cuarta capa) y 718 (quinta capa) para el sistema 700 de la FIG. 7. Debe entenderse que estas configuraciones se proporcionan como ejemplos, sin limitar estas descripciones a esos ejemplos. No todas las configuraciones imaginables tendrán una diana central esférica y cinco capas concéntricas. Estos son solo ejemplos.

Estas configuraciones ilustrativas se derivan de modelos informáticos que utilizan códigos de transporte de neutrones. El modelado se realizó utilizando MCNP5, que es conocido y utilizado a menudo por los expertos en la técnica. En aras de la simplicidad, el modelado no incluyó materiales estructurales tales como los que se muestran en las posiciones radiales correspondientes a los límites 720, 722, 724, 726 en la FIG. 7. En un caso de modelado informático del sistema, que se resume a continuación, se supuso que los neutrones de entrada eran emitidos de forma isotrópica desde la diana 706 a 8 MeV. En otros casos, el modelado informático del sistema asumió que se utilizó un espectro sustancialmente mayor de energías de neutrones de entrada, con resultados similares. Téngase en cuenta que los diversos materiales en las siguientes configuraciones pueden estar en forma gaseosa, líquida o sólida dependiendo de la temperatura. En cada uno, se supone que el molibdeno está uniformemente distribuido en su capa indicada por simplicidad, aunque no es necesario para la operación.

Tabla 1 - Configuración 1

Tabla 2 - Configuración 2

Tabla 3 - Configuración 3

Se predice que la eficiencia neutrónica pasará de aproximadamente 2% a 15% a medida que se pasa de la configuración 1 a la configuración 3, lo que representa rendimientos de producción que serían tasas de producción de 99Mo comercialmente competitivas en la implementación de máquinas.

Tabla 4 - Configuración 4

La configuración 4 tiene una eficiencia neutrónica estimada de aproximadamente 20%.

Podrían agregarse capas adicionales, o quitar capas, o modificarse estos principios, o agregar, cambiar o alterar geometrías o materiales sin cambiar la premisa de estas descripciones.

Se han descrito realizaciones y características particulares con referencia a los dibujos. Debe entenderse que estas descripciones no se limitan a ninguna realización única ni a ningún conjunto particular de características, y que pueden surgir realizaciones y características similares o pueden realizarse modificaciones y adiciones sin apartarse del alcance de estas descripciones y de las reivindicaciones adjuntas.

Claims (18)

REIVINDICACIONES

1. Un aparato (300) para producir núcleos (324) de producto de reacción a partir de núcleos (322) reactivos, comprendiendo el aparato (300):

una fuente (316) de neutrones;

una primera pluralidad de núcleos (322) reactivos que tienen una primera sección transversal microscópica media de captura de neutrones térmicos;

una colección de isótopos que consiste en aquellos isótopos cuyas especies de núcleos capturan al menos el 1% de todos los neutrones emitidos de una fuente de neutrones y que no son núcleos reactivos;

una segunda pluralidad de núcleos (326) que consiste en todos los núcleos de la colección de isótopos, en la que al menos aproximadamente el 90% de los núcleos tienen secciones transversales microscópicas de captura de neutrones térmicos que son más bajas que la sección transversal microscópica de captura de neutrones térmicos de cualquiera de los núcleos reactivos;

en donde la fuente (316) de neutrones está en las proximidades de los núcleos reactivos lo suficiente para producir núcleos de producto de reacción por captura de neutrones;

caracterizado por que

la masa total de la segunda pluralidad de núcleos es mayor que aproximadamente 1 kilogramo, y

el aparato (300) comprende además un control de temperatura configurado para mantener al menos dos regiones diferentes del aparato a temperaturas diferentes, en donde al menos una región está adaptada para enfriarse a una temperatura por debajo de aproximadamente 250 grados Kelvin.

2. El aparato (300) de la reivindicación 1, en el que la segunda pluralidad de núcleos (326) comprende núcleos de átomos que se eligen de un grupo que consiste en deuterio, tritio, helio-4, litio-7, berilio, boro-11, carbono, nitrógeno-15, oxígeno, flúor, neón-20 y neón-22.

3. El aparato (300) de la reivindicación 1, en el que, cuando está en uso, la al menos una región se enfría a una temperatura por debajo de aproximadamente 30 grados Kelvin.

4. El aparato (300) de la reivindicación 1 o 3, en el que el control de temperatura comprende el uso de un fluido criogénico.

5. El aparato (300) de la reivindicación 2, que comprende además al menos un reflector de neutrones que rodea al menos parcialmente la primera (322) y la segunda (326) pluralidades de núcleos, en donde el reflector comprende núcleos de la segunda pluralidad de núcleos (3226) y en donde el espesor del reflector es mayor que aproximadamente 20 centímetros y menor que aproximadamente 15 metros.

6. El aparato (300) de la reivindicación 2, que comprende además un reflector de neutrones tanto externo como interno configurado para reflejar neutrones hacia regiones de las pluralidades que contienen densidades más altas de núcleos reactivos.

7. El aparato (300) de la reivindicación 1, que comprende además una diana (804) configurada para emitir neutrones (806) cuando es impactada por partículas aceleradas, en donde la diana (804) está compuesta por átomos elegidos de un grupo que consiste en deuterio, tritio, helio-4, litio-7, berilio, boro-11, carbono, nitrógeno-15, oxígeno, flúor, neón-20, neón-22, tantalio, tungsteno, plomo, mercurio, talio, torio, uranio, neptunio y otros transuránicos; y

en donde las partículas aceleradas entran en el sistema a través de un canal (732) de acceso configurado para aceptar más del 50 por ciento de las partículas aceleradas que inciden sobre el canal (732) de acceso.

8. Un método para producir núcleos de producto de desintegración a partir de un isótopo reactivo utilizando una fuente (316) de neutrones, comprendiendo el método:

generar neutrones;

preparar una primera pluralidad de núcleos (322) reactivos que tienen una primera sección transversal microscópica media de captura de neutrones térmicos;

preparar una colección de isótopos que consiste en aquellos isótopos cuyas especies de núcleos capturan al menos el 1% de todos los neutrones emitidos de una fuente (316) de neutrones y que no son núcleos reactivos;

preparar una segunda pluralidad de núcleos (326) que consiste en todos los núcleos de la colección de isótopos, en donde al menos aproximadamente el 90% de los núcleos tienen secciones transversales microscópicas de captura de neutrones térmicos que son más bajas que la sección transversal microscópica de captura de neutrones térmicos de cualquiera de los núcleos reactivos, y en donde la masa total de la segunda pluralidad de núcleos es mayor que aproximadamente 1 kilogramo; y

irradiar la pluralidad con los neutrones de modo que se genere un producto de reacción cuando los neutrones sean capturados por los núcleos reactivos; y

extraer de la pluralidad un producto de desintegración que se genera por desintegración radiactiva del isótopo del producto de reacción;

comprendiendo el método además el uso de un control de temperatura capaz de mantener al menos 2 regiones diferentes del aparato a temperaturas diferentes, en donde al menos una región se enfría a una temperatura por debajo de 250 grados Kelvin.

9. El método de la reivindicación 8, en el que los neutrones son generados por un reactor nuclear o un ensamblaje subcrítico.

10. El método de la reivindicación 8, en el que los neutrones son generados por una fuente que no es ni un reactor ni un ensamblaje subcrítico.

11. El método de la reivindicación 8, en el que la segunda pluralidad de núcleos (326) comprende núcleos de átomos que se eligen de un grupo que consiste en deuterio, tritio, helio-4, litio-7, berilio, boro-11, carbono, nitrógeno-15, oxígeno, flúor, neón-20 y neón-22.

12. El método de la reivindicación 11, que comprende además rodear al menos parcialmente la primera (322) y la segunda (326) pluralidades de núcleos con al menos un reflector de neutrones que comprende núcleos de la segunda pluralidad de núcleos (326) y cuyo espesor es mayor que aproximadamente 20 centímetros y menor que aproximadamente 15 metros.

13. El método de la reivindicación 11, que comprende además un reflector de neutrones tanto externo como interno que reflejan neutrones hacia regiones que contienen densidades más altas de núcleos reactivos.

14. El método de la reivindicación 8, en el que la al menos una región se enfría a una temperatura por debajo de 30 grados Kelvin.

15. El método de la reivindicación 8 o 14, en el que el control de temperatura comprende el uso de un fluido criogénico.

16. El método de la reivindicación 8, que comprende además configurar una diana (804) para emitir neutrones (806) cuando es impactada por partículas aceleradas, en donde la diana (804) está compuesta por átomos elegidos de un grupo que consiste en deuterio, tritio, helio-4, litio-7, berilio, boro-11, carbono, nitrógeno-15, oxígeno, flúor, neón-20, neón-22, tantalio, tungsteno, plomo, mercurio, talio, torio, uranio, neptunio y otros transuránicos, y

en donde las partículas aceleradas entran en el sistema a través de un canal (732) de acceso configurado para aceptar más del 50 por ciento de las partículas aceleradas que inciden sobre el canal (732) de acceso.

17. El aparato según la reivindicación 1, en el que la fuente (316) de neutrones no es un reactor nuclear ni un ensamblaje subcrítico.

18. El método de la reivindicación 8, que comprende además:

extraer de la pluralidad un producto de desintegración que se genera por desintegración radiactiva del isótopo del producto de reacción.