FR2647945A1

FR2647945A1 - Dispositif de production de radio-isotopes notamment de cobalt 60

Info

Publication number: FR2647945A1
Application number: FR8907315A
Authority: FR
Inventors: Pierre Coulon
Original assignee: Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Current assignee: Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Priority date: 1989-06-02
Filing date: 1989-06-02
Publication date: 1990-12-07
Anticipated expiration: 2009-06-02
Also published as: FR2647945B1; JPH0329899A

Abstract

Dispositif de production de radio-isotopes, notamment de cobalt 60, par réaction n,gamma sur des échantillons 13 que l'on irradie dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par métal liquide contenu dans une cuve, le coeur de ce réacteur étant entouré à sa périphérie d'une couverture externe de matériau fertile et d'assemblages de protection neutronique, caractérisé en ce que le dispositif 1 a la forme et les dimensions extérieures d'un assemblage de protection dont il est destiné à prendre la place, entre la couverture externe et la cuve, et en ce qu'il comporte, dans la partie centrale AB de sa hauteur, une couronne cylindrique tubulaire 9 d'un corps modérateur de neutrons, percée d'un canal central 11 destiné à recevoir une capsule amovible 7 contenant les échantillons à irradier 13.

Description

DISPOSITIF DE PRODUCTION DE RADIO ISOTOPES,
NOTAMMENT DE COBALT 60
La presente invention a pour objet la production industrielle de radioisotopes artificiels par réaction (n, X ) sur des échantillons de corps naturels que l'on irradie dans un réacteur nucléaire å neutrons rapides.

L'invention concerne plus particulièrement
La fabrication de cobalt 60 a partir de cobalt 59, mais elle peut aussi bien s'étendre a d'autres radioisotopes, tels que l'iridium 192, le gadolinium 153, le chrome 51 par exemple.

Depuis un certain nombre d'années, La consommation de cobalt 60 qui est, comme l'on sait, un émetteur r de grande activité, s'étend au domaine medical pour le traitement des tumeurs et de façon importante également à L'industrie alimentaire ou le rayonnement g est utilisé pour la sterilisation et La conservation des aliments.

De façon classique et traditionnelle, la production industrielle de cobalt 60 se fait à partir du cobalt naturel 59 que l'on active par réaction (n, ) dans un flux neutronique, le plus souvent évidemment d'un réacteur nucléaire. Le rendement de La réaction d'activation du cobalt naturel dépend å la fois du flux neutronique auquel il est soumis mais également de L'énergie des neutrons composant ce flux. Pour des raisons diverses, et bien connues de L'homme de métier, Les réacteurs à neutrons rapides refroidis par. métal liquide sont bien adaptés à cette opération industrielle mais pour obtenir une production de cobalt 60 à un prix acceptable et en un temps raisonnable, il faut évidemment recourir à une modération des neutrons rapides qui améliore considerablement le rendement ;.de production du radioisotope recherché.

Aux .Etats-Unis d ' Amé r i que, une tentative de production industrielle a éte présentée lors d'un colloque tenu en Septembre 1988 a Jackson (Wyoning-USA) et publiée sous la référence WHC-SA-0262-FP); toutefois elle a été faite dans le réacteur FFTF dans des conditions économiques assez defavorables et non uNtilisables couramment sur le plan industriel. En effet, dans cette expérience, l'irradiation était faite à la périphérie du coeur du réacteur où l'on mélangeait le modérateur et les crayons du corps à irradier. Le modérateur était de l'hydrure d'yttrium.

Ces conditions expérimentales fournissaient certes le meilleur rendement neutronique theorique possible, mais conduisaient, du fait meme du mélange quasi intime du modérateur et des crayons à irradier, à une exploitation industrielle difficile sinon impossible (coût de revient trop élevé).

La présente invention a pour objet un dispositif de production de radioisotopes qui permet précisément, a l'aide de moyens particulièrement simples a mettre en oeuvre, de réaliser la production de radioisotopes de façon continue et économiquement exploitable par l'industrie.

Ce dispositif de production de radioisotopes, notamment de cobalt 60, par .réaction (n, ) sur des échantillons que L'on irradie. dans un reacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par métal liquide contenu dans une cuve, le coeur de ce réacteur étant entouré a sa periphérie d'une couverture externe de matériau fertile et d'assemblages de protection neutronique, se caracterise en ce que le dispositif a la forme et les dimensions extérieures d'un assemblage de protection dont il est destine à prendre la place, en bordure de la couverture externe, et en ce qu'i I comporte, dans la partie centrale de sa hauteur, une couronne cylindrique tubulaire d'un corps modérateur de neutrons, percée d'un canal central destiné à recevoir une capsule amovible contenant les échantillons à irradier.

Comme on le voit par consequent, la caractéristique essentielle de l'invention réside dans la géométrie du modérateur ainsi que dans celle du dispositif utilise comme porte échantillon, lequel vient s'insérer sous la forme d'une capsule amov-ible au centre du dispositif de production lui-meme.

Le dispositif de production, ayant les dimensions et la forme extérieures d'un assemblage de protection du coeur du réacteur, trouve sa place tout naturellement à la périphérie de ce coeur sans en perturber de quelque manière que ce soit le fonctionnement, neutronique en particulier. Le dispositif comporte une partie que l'on peut qualifier de porteur qui intègre la masse modératrice sous la forme d'une couronne cylindrique tubulaire, laissant au centre un canal libre pour l'insertion de la capsule, laquelle comporte les crayons de matière à irradier.

Dans un tel système, la capsule seule est une partie consommable que l'on doit renouveler après chaque opération, alors que le porteur muni de son revêtement interne de modérateur est au contraire recuperabe et peut être utilisé pour plusieurs charges successives de capsules contenant Les echantillons à irradier.

Selpn une autre caractéristique, également importante de La présente invention, le corps modérateur de neutrons ut i I i s é est c on st i tué par de l'hydrure de calcium H2Ca. En effet, ce corps dont les qualités moderatrices bien qu'inférieures à celles de l'eau, sont neanmoins excellentes, possède un certain nombre d'avantages parmi lesquels on peut citer
- coût peu élevé de la matière,
- mise en oeuvre aisée,
- bonne stabilite en temperature.

De toute façon, La présente invention sera mieux comprise en se référant à la description qui suit d'un exemple de mise en oeuvré du dispositif de production de radioisotopes, -desc ri pt i on qui sera faite en se référant aux figures 1 à 3 ci-jointes, sur lesquelles
- La figure 1 est une coupe axiale du dispositif equipé de sa capsule interne contenant les échantillons à irradier ;
- la figure 2 est une coupe horizontale selon XX de la figure 1 et
- la figure 3 est une vue schematique à plus grande échelle montrant les emp i'I ement s de crayons de matières à irradier dans la capsule porte échantillon elle-meme.

Sur la figure 1, on a représenté le corps 1 du dispositif de production de radioisotopes objet de l'invention. Comme déjà mentionné precédemment, ce corps 1 a la dimension externe et la forme de l'un des assemblages de protection qui sont situes dans tout réacteur nucleaire du type à neutrons rapides entre la couverture fertile externe et la cuve du reacteur. Ce dispositif comporte par consequent un pied 3 destine à son enfichage dans l-a plaque inferieure et une ouverture 5 à sa partie superieure permettant la manutention de l'assemblage, l'introduction et le retrait à volonté de La capsule amovible porte echantillon 7.

Sur les figures 1 et 2 on a représenté cette capsule 7 dans sa position introduite à l'intérieur du porteur du dispositif de production de radioisotopes, ce porteur comportant notamment une couronne cylindrique tubulaire d'hydrure de calcium 9 utilise comme modérateur, couronne dans laquelle est ménagé un canal central 11 permettant le logement temporaire de la capsule amovible 7 durant l'irradiation.

Comme on Le voit sur la figure 1, la partie active du dispositif objet de l'invention. se situe sur la partie longitudinale AB de ce dispositif, partie dans laquelle se trouve précisément située la masse modératrice 9 et, dans ka capsule amovible 7 les crayons 13 de matière à irradier, dans l'exemple décrit ici à titre non limitatif du cobalt naturel 59. Ces crayons 13 sont répartis comme on le voit sur La figure 3 en un certain nombre de sections telles que 15 et 17 visibles sur cette figure 1..

Bien entendu et comme cela a déjà été exposé précédemment, la capsule amovible 7 peut être extraite à l'aide d'outils de préhension non représentés du corps 1 du dispositif de production de radioisotopes, lorsque, l'irradiation etant terminée, le dispositif de production est extrait du réacteur nucléaire pour etre décharge de sa capsule.

Une nouvelle capsule remplie alors selon la même disposition de crayons de cobalt 59 naturel est introduite dans la partie porteur du dispositif 1 à l'intérieur du canal 11 et l'ensemble du dispositif ainsi chargé est à nouveau introduit dans un reacteur nucleaire à neutrons rapides où il prend tout naturellement la place d'un assemblage de protection.

Le chargement de la capsule peut être modifie en fonction du produit à irradier et de l'activité spécifique recherchée en un temps donné.

A titre d'exemple pour illustrer l'application industrielle du dispositif qui vient d'être décrit, la masse de cobalt que l'o n irradie dans une capsule est de l'ordre de 3 kg. Après deux ans d'irradiation, l'activité moyenne de ce cobalt atteint 50 Curies par gramme, soit une activite totale de 150 000 Curies par assemblage de ce type que l'on peut fort bien disposer à la périphérie d'un reacteur à neutrons rapides du genre du reacteur Phenix implanté sur le site de Marcoule. Une structure de ce type permet par conséquent, avec 20 assemblages, la production annuelle de 1,5 million de Curies, cequi correspond grosso modo à la consommation française courante actuelle.

Bien entendu, le dispositif de production de radioi sotopes objet de l'invention peut être utilise sur tout type de réacteur rapide, soit directement à la périphérie du coeur ou mieux à la périphérie de la couverture radiale lorsque le réacteur en possede une. Cette dernière solution est la plus intéressante.

En effet, dans ce cas il n'y a pas d'interaction neutronique entre le coeur et les dispositifs d'irradiation. (Pas d'effet en réactivité même en régime accidentel). Les. neutrons captures par le cobalt sont des neutrons de fuite dont la probabilité de retour dans le coeur est quasiment nulle.

Claims

REVENDICATIONS

1. Dispositif de production de radioisotopes, notamment de cobalt 60, par réaction (n, I ) sur des échantillons (13) que l'on irradie dans un réacteur nucléaire à neutrons -rapides refroidi par métal liquide contenu dans une cuve, le coeur de ce réacteur étant entouré à sa périphérie d'une couverture externe de matériau fertile et d'assemblages de protection neutronique, caractérise en ce que le dispositif (1) a la forme et les dimensions extérieures d'un assemblage de prOtect i on dont il est destine à prendre la place, entre la couverture externe et la cuve, et en ce qu'il comporte, dans la partie centrale (AB) de sa hauteur, une couronne cylindrique tubulaire (9) d'un corps modérateur de neutrons, percée d'un canal central (11) destiné à recevoir une capsule amovible (7) c on t en an t les échantillons à irradier (13).

2. Dispositif selon la revendication 1, caractérisé en ce que Le corpus (9) modérateur- de neutrons est l'hydrure de calcium H2Ca.