RU2120669C1 - Container for irradiating fissionable materials - Google Patents

Container for irradiating fissionable materials Download PDF

Info

Publication number
RU2120669C1
RU2120669C1 RU97108537/25A RU97108537A RU2120669C1 RU 2120669 C1 RU2120669 C1 RU 2120669C1 RU 97108537/25 A RU97108537/25 A RU 97108537/25A RU 97108537 A RU97108537 A RU 97108537A RU 2120669 C1 RU2120669 C1 RU 2120669C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
container
annular
target
balls
irradiating
Prior art date
Application number
RU97108537/25A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU97108537A (en
Inventor
В.В. Долгов
Н.Н. Хавеев
Г.Н. Казанцев
Э.Я. Сметанин
Original Assignee
Государственный научный центр РФ
Физико-энергетический институт имени академика А.И.Лейпунского
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Государственный научный центр РФ, Физико-энергетический институт имени академика А.И.Лейпунского filed Critical Государственный научный центр РФ
Priority to RU97108537/25A priority Critical patent/RU2120669C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2120669C1 publication Critical patent/RU2120669C1/en
Publication of RU97108537A publication Critical patent/RU97108537A/en

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Measurement Of Radiation (AREA)

Abstract

FIELD: equipment and technology for producing isotopes from fissionable materials. SUBSTANCE: container has double-walled body with end caps, annular gas vessels, and target in the form of set of balls radially arranged in ordered manner and in many layers in annular clearance of body; annular rows of target balls are tightly packed lengthwise of container active zone. Container may be found useful for producing molybdenum-99 and xenon-133 for modern medical diagnostics. EFFECT: improved efficiency of catching volatile radionuclides and reduced consumption of chemical agents for extracting molybdenum during container splitting. 2 cl, 2 dwg

Description

Изобретение относится к технике и оборудованию для получения изотопов из делящихся материалов, в частности, для получения молибдена-99 и ксенона-133, применяемых в современной диагностике. The invention relates to techniques and equipment for producing isotopes from fissile materials, in particular for producing molybdenum-99 and xenon-133, used in modern diagnostics.

Известен контейнер для облучения делящихся материалов [1], содержащий корпус и делящуюся мишень, размещенную в корпусе. Конструкция контейнера представляет собой металлический корпус-чехол, внутрь которого помещен металлический разъемный вкладыш. Внутри вкладыша размещена кварцевая ампула с исходным материалом. После сборки крепление деталей осуществляется с помощью сварки. Этот контейнер имеет ряд существенных недостатков, основными из которых являются:
неудовлетворительный теплосъем и, как следствие, ухудшение качестве продукта из-за перегрева и спекания делящегося материала;
повышение давления внутри упаковки, которое может привести к ее разгерметизации и выбросу газов, осколков деления в окружающую среду;
маленькая объемная загрузка (единичная на один котнейнер-упаковку) делящегося исходного материала.
A known container for irradiating fissile materials [1], comprising a casing and a fissile target placed in the casing. The design of the container is a metal case-cover, inside of which is placed a metal detachable liner. A quartz ampoule with the starting material is placed inside the insert. After assembly, the parts are fastened by welding. This container has a number of significant disadvantages, the main of which are:
poor heat removal and, as a result, deterioration in product quality due to overheating and sintering of fissile material;
increased pressure inside the package, which can lead to its depressurization and release of gases, fission fragments into the environment;
small volumetric loading (unit per kotneyner-packing) of fissile source material.

Известен контейнер для облучения делящихся материалов, описанный в [2]. Контейнер имеет цилиндрический корпус, закрываемый герметично пробкой. Внутри корпуса находится мишень из урана-235. Контейнер подвергают облучению в нейтронном поле ядерного реактора. В результате облучения образуется осколочный молибден-99, который в последующем извлекают и направляют для зарядки генераторов технеция-99м. Основными недостатками контейнера для облучения делящихся материалов являются:
- неравномерное распределение делящегося материала по объему, что ведет к местному нагреву контейнера и в дальнейшем к его разгерметизации;
- плохие условия теплосъема, что ведет к перегреву мишени;
- накопление несвязанных летучих радионуклидов, например йода, внутри контейнера, которые при разделке ухудшают экологическую обстановку.
Known container for irradiating fissile materials, described in [2]. The container has a cylindrical body, sealed with a stopper. Inside the case is a uranium-235 target. The container is irradiated in the neutron field of a nuclear reactor. As a result of irradiation, fragmented molybdenum-99 is formed, which is subsequently removed and sent to charge technetium-99m generators. The main disadvantages of the container for irradiation of fissile materials are:
- uneven distribution of fissile material by volume, which leads to local heating of the container and subsequently to its depressurization;
- poor heat removal conditions, which leads to overheating of the target;
- accumulation of unbound volatile radionuclides, such as iodine, inside the container, which, when cut, worsen the environmental situation.

Наиболее близким техническим решением является контейнер для облучения делящихся материалов [3]. Этот контейнер для облучения делящихся материалов взят в качестве прототипа. Контейнер для облучения делящихся материалов имеет корпус, содержащий двойные кольцевые стtнки с торцевым заглушкам, облучаемый делящийся материал, например уран-235, равномерно распределенный в объеме матрицы. Матрица выполнена в виде втулки и размещена в кольцевом зазоре между станками. Втулка установлена с зазорами по отношению к стенкам кольцевой полости и торцевыми заглушками. Зазоры заполнены контактным материалом, связывающим летучие радионуклиды. По торцам корпуса между торцевыми заглушками и контактным материалом выполнены кольцевые полости. В качестве контактного материала в зазорах контейнера выбран магний. В качестве материала матрицы втулки выбран оксид магния. Делящийся материал в виде порошка равномерно перемешивают с порошком матрицы из оксида магния, а затем проводят холодное прессование этих смесей с получением втулки. В процессе облучения уран-235 делится с образованием осколков деления, в том числе и изотопов йода. Магний - контактный материал, химически связывает йод и во время разделки (переработки) такого облученного контейнера не происходит выброса летучих продуктов деления урана-235. Основными недостатками контейнера для облучения делящихся материалов являются:
- неравномерное распределения делящегося материала по объему втулки, что ведет к местному перегреву контейнера;
- накопление несвязанных летучих ралионуклидов, например йода, внутри пористой втулки. Летучие радионуклиды при разделке контейнера вылетают из объема втулки и ухудшают экологическую обстановку;
- большой объем втулки (т.к. выполнить втулку толщиной стенки менее 2 мм холодным прессованием практически невозможно, т.к. она становится хрупкой и при механической тряске рассыпается), который ведет к перерасходу компонентов при извлечении нужных радионуклидов, например, молибдена-99.
The closest technical solution is a container for irradiating fissile materials [3]. This container for irradiating fissile materials is taken as a prototype. The container for irradiating fissile materials has a casing containing double annular walls with end caps, irradiated fissile material, for example uranium-235, uniformly distributed in the matrix. The matrix is made in the form of a sleeve and is placed in the annular gap between the machines. The sleeve is installed with gaps in relation to the walls of the annular cavity and end caps. The gaps are filled with contact material that binds volatile radionuclides. At the ends of the housing between the end caps and the contact material, annular cavities are made. Magnesium is selected as the contact material in the gaps of the container. Magnesium oxide was selected as the material of the sleeve matrix. The fissile material in the form of a powder is uniformly mixed with the powder of a matrix of magnesium oxide, and then these compounds are cold pressed to form a sleeve. In the process of irradiation, uranium-235 is divided into fission fragments, including iodine isotopes. Magnesium is a contact material that chemically binds iodine and during cutting (processing) of such an irradiated container there is no emission of volatile fission products of uranium-235. The main disadvantages of the container for irradiation of fissile materials are:
- uneven distribution of fissile material over the volume of the sleeve, which leads to local overheating of the container;
- accumulation of unbound volatile radionuclides, such as iodine, inside the porous sleeve. Volatile radionuclides when cutting the container fly out of the sleeve and worsen the environmental situation;
- a large volume of the sleeve (since it is practically impossible to make a sleeve with a wall thickness of less than 2 mm by cold pressing, because it becomes brittle and crumbles with mechanical shaking), which leads to an overuse of components when the desired radionuclides, for example, molybdenum-99, are extracted .

Целью изобретения является повышение эффективности улавливания летучих радиодуклидов и снижение расхода химических реагентов при извлечении молибдена-99 во время разделки контейнера. The aim of the invention is to increase the capture efficiency of volatile radio products and reduce the consumption of chemicals when removing molybdenum-99 during cutting of the container.

Для достижения указанного технического результата предлагается контейнер для облучения делящихся материалов, который содержит корпус с двойными стенками, торцевыми заглушками и кольцевыми полостями, контактный материал, мишень, содержащую делящийся изотоп, например уран-235, равномерно размещенный в матрице, выполненной в виде набора шариков, равномерно размещенных монослоем в кольцевом зазоре корпуса. Диаметр шарика выбирают из выражения:
dш ≤ δ - 2Δ
где
dш - диаметр шарика;
δ - кольцевой зазор корпуса;
Δ - радиальный зазор шарика между кольцевыми стенками корпуса.
To achieve the technical result, a container for irradiating fissile materials is proposed, which comprises a housing with double walls, end caps and annular cavities, a contact material, a target containing a fissile isotope, for example, uranium-235, evenly placed in a matrix made in the form of a set of balls, evenly spaced monolayer in the annular gap of the housing. The diameter of the ball is selected from the expression:
d w ≤ δ - 2Δ
Where
d W - the diameter of the ball;
δ is the annular gap of the housing;
Δ is the radial clearance of the ball between the annular walls of the housing.

Кольцевые ряды шариков по длине активной зоны контейнера выполнены плотно упакованными. The annular rows of balls along the length of the active zone of the container are made tightly packed.

Сущность изобретения поясняется
чертежом (фиг. 1), на котором представлен общий вид контейнера для облучения делящихся материалов. Контейнер содержит наружную оболочку 1, внутреннюю оболочку 2, торцевые заглушки 3, шарики 4, контактный материал 5 и кольцевые полости 6;
чертежом (фиг. 2), на котором показана развертка на плоскости части кольцевого зазора, к котором кольцевые ряды шариков по длине активной зоны выполнены плотно упакованными.
The invention is illustrated
drawing (Fig. 1), which shows a General view of the container for irradiation of fissile materials. The container comprises an outer shell 1, an inner shell 2, end caps 3, balls 4, contact material 5 and annular cavities 6;
the drawing (Fig. 2), which shows a scan on the plane of the part of the annular gap, to which the annular rows of balls along the length of the active zone are made tightly packed.

Контейнер для облучения делящихся материалов работает следующим образом. Контейнер загружают в канал ядерного реактора и производят облучение. В результате, делящийся изотоп, уран-235, производит осколочный молибден-99 и одновременно образуются летучие соединения йода, которые из шариков 4 поступают к контактному материалу - магнию 5. Происходит химическое взаимодействие йода с магнием. В результате разделки такого контейнера в горячей камере не происходит выброса йода, т.к. он находится в химически связанном состоянии с магнием. При разделке один торец контейнера, например нижний, в районе газового кольцевого объема 6 отрезают с помощью наждачного круга (смотри на фиг. 1 сечение А-А). Затем контейнер помещают в электрическую печь так, чтобы открытый торец контейнера находился внизу. Под открытым торцом находится сетчатый фильтр. При нагреве контейнера выше точки плавления контактного материала (tпл магния 649oC) магний вместе с шариками 4 выходят из кольцевого зазора и попадают на сетчатый фильтр. Магний протекает через сетку фильтра в поддон, а шарики передаются на дальнейшую переработку. В прототипе [3] втулку практически невозможно извлечь из кольцевого зазора, поэтому для переработки контейнера-прототипа требуется больше химических реагентов, чем для переработки одних шариков (без магния) и, кроме этого, объем шариков меньше, чем объем втулки при одном и том же кольцевом зазоре.The container for irradiating fissile materials works as follows. The container is loaded into the channel of a nuclear reactor and irradiated. As a result, the fissile isotope, uranium-235, produces fragmentation molybdenum-99 and at the same time volatile iodine compounds are formed, which from balls 4 enter the contact material - magnesium 5. The chemical interaction of iodine with magnesium occurs. As a result of cutting such a container in the hot chamber, iodine is not released, as it is in a chemically bound state with magnesium. When cutting, one end of the container, for example the lower one, is cut off in the region of the gas ring volume 6 using an emery wheel (see section A-A in Fig. 1). Then the container is placed in an electric oven so that the open end of the container is at the bottom. Under the open end is a strainer. When the container is heated above the melting point of the contact material (t PL magnesium 649 o C) magnesium together with the balls 4 come out of the annular gap and fall on the strainer. Magnesium flows through the filter screen into the pan, and the balls are passed on for further processing. In the prototype [3], the sleeve is practically impossible to remove from the annular gap, therefore, the processing of the prototype container requires more chemicals than for processing the balls (without magnesium) and, in addition, the volume of the balls is less than the volume of the sleeve with the same annular clearance.

Использование предлагаемого изобретения позволит создать контейнер для облучения делящихся материалов с равномерно расположенным по объему делящимся материалом в виде монослоя плотно упакованных шариков, улучшить условия теплосъема, эффективнее локализовать летучие радионуклиды, повысить безопасность облучения контейнера и снизить расход химических реагентов при извлечении во время разделки молибдена-99. Using the present invention will allow us to create a container for irradiating fissile materials with fissile material evenly distributed in the form of a monolayer of tightly packed balls, improve heat removal conditions, more efficiently localize volatile radionuclides, increase the safety of container irradiation and reduce the consumption of chemical reagents during molybdenum-99 extraction during cutting .

Источники информации. Sources of information.

1. Левин В.И. и др. Регламент на выделение молибдена-99 без носителя из продуктов деления урана. Отчет института биофизики Министерства здравоохранения СССР, М., 1976. 1. Levin V.I. et al. Regulation for the isolation of molybdenum-99 without a carrier from uranium fission products. Report of the Institute of Biophysics of the Ministry of Health of the USSR, M., 1976.

2. Патент ГДР N 114715, МПК G 21 G 1/00. Контейнер для облучения делящихся материалов. Опубл. 1975 г. 2. Patent GDR N 114715, IPC G 21 G 1/00. Container for irradiation of fissile materials. Publ. 1975

3. Заявка N 95106367/25 от. 25.04.95. Контейнер для облучения делящихся материалов. Положительное решение о выдаче патента на изобретение от 26.04.96 г. 3. Application N 95106367/25 from. 04/25/95. Container for irradiation of fissile materials. A positive decision on the grant of a patent for an invention dated April 26, 1996

Claims (2)

1. Контейнер для облучения делящихся материалов, содержащий корпус с двойными стенками и торцевыми заглушками, кольцевыми газовыми объемами, мишень с облученным материалом, контактный материал, отличающийся тем, что мишень выполнена в виде набора шариков, равномерно и упорядоченно размещенных монослоем в кольцевом зазоре корпуса. 1. A container for irradiating fissile materials, comprising a body with double walls and end caps, annular gas volumes, a target with irradiated material, a contact material, characterized in that the target is made in the form of a set of balls uniformly and orderly placed in a ring gap of the housing. 2. Контейнер по п. 1, отличающийся тем, что кольцевые ряды шариков мишени по длине активной зоны контейнера выполнены плотно упакованными. 2. The container according to claim 1, characterized in that the annular rows of target balls along the length of the active zone of the container are made tightly packed.
RU97108537/25A 1997-05-27 1997-05-27 Container for irradiating fissionable materials RU2120669C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97108537/25A RU2120669C1 (en) 1997-05-27 1997-05-27 Container for irradiating fissionable materials

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97108537/25A RU2120669C1 (en) 1997-05-27 1997-05-27 Container for irradiating fissionable materials

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2120669C1 true RU2120669C1 (en) 1998-10-20
RU97108537A RU97108537A (en) 1999-02-20

Family

ID=20193307

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU97108537/25A RU2120669C1 (en) 1997-05-27 1997-05-27 Container for irradiating fissionable materials

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2120669C1 (en)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2501107C2 (en) * 2008-02-21 2013-12-10 ДжиИ-ХИТАЧИ НЬЮКЛИАР ЭНЕРДЖИ АМЕРИКАС ЭлЭлСи Apparatus and methods of producing radioisotopes in nuclear reactor instrumentation tubes
RU2503073C2 (en) * 2007-11-28 2013-12-27 ДЖИ И-ХИТАЧИ НЬЮКЛИАР ЭНЕРДЖИ АМЕРИКАС ЭлЭлСи Isotope system reducing cross section
RU2542323C2 (en) * 2009-07-10 2015-02-20 ДжиИ-Хитачи Ньюклеар Энерджи Америкас ЭлЭлСи Method of making targets with same radioactivity (versions)
RU2568559C2 (en) * 2010-07-29 2015-11-20 Дзе Стейт Оф Орегон Эктинг Бай Энд Тру Дзе Стейт Борд Оф Хайер Эдьюкейшн Он Бихаф Оф Орегон Стейт Юниверсити Target for producing isotopes

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
PCT, *

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2503073C2 (en) * 2007-11-28 2013-12-27 ДЖИ И-ХИТАЧИ НЬЮКЛИАР ЭНЕРДЖИ АМЕРИКАС ЭлЭлСи Isotope system reducing cross section
US9362009B2 (en) 2007-11-28 2016-06-07 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Cross-section reducing isotope system
RU2501107C2 (en) * 2008-02-21 2013-12-10 ДжиИ-ХИТАЧИ НЬЮКЛИАР ЭНЕРДЖИ АМЕРИКАС ЭлЭлСи Apparatus and methods of producing radioisotopes in nuclear reactor instrumentation tubes
RU2542323C2 (en) * 2009-07-10 2015-02-20 ДжиИ-Хитачи Ньюклеар Энерджи Америкас ЭлЭлСи Method of making targets with same radioactivity (versions)
RU2568559C2 (en) * 2010-07-29 2015-11-20 Дзе Стейт Оф Орегон Эктинг Бай Энд Тру Дзе Стейт Борд Оф Хайер Эдьюкейшн Он Бихаф Оф Орегон Стейт Юниверсити Target for producing isotopes

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6279656B2 (en) Method and apparatus for producing radioisotopes
KR101716842B1 (en) Isotope production target
RU2576532C2 (en) Primary neutron source multiplier assembly
KR100948354B1 (en) System and method for radioactive waste destruction
JP5833805B2 (en) Segmented waste bar and processing method for processing nuclear waste
RU2120669C1 (en) Container for irradiating fissionable materials
TWI769552B (en) Modular radioisotope production capsules and related method
CA2568738C (en) Method of treating radioactive waste
US3324540A (en) Method for making porous target pellets for a nuclear reactor
KR20190021191A (en) How to manipulate radioactive isotopes in fast neutron reactors
RU2089952C1 (en) Container for irradiating fissionable materials
CA2979634A1 (en) Nuclear reactor assemblies, nuclear reactor target assemblies, and nuclear reactor methods
RU183971U1 (en) TARGET FOR ACCUMULATION OF THE LUTETIA-177 ISOTOP
RU2122251C1 (en) Device for producing radionuclides
RU2724108C1 (en) Target for radioactive isotopes production and method of manufacturing thereof
RU2001100541A (en) METHOD FOR PRODUCING MOLYBDEN-99 RADIO ISOTOPE
JPH02236197A (en) Pellet of mox fuel and its filling
US9330800B2 (en) Dry phase reactor for generating medical isotopes
JPWO2021076673A5 (en)
JPH05100065A (en) Getter contained nuclear fuel element
RU2424588C1 (en) Fuel pellet of fuel element
WO2023100428A1 (en) Radionuclide production system and radionuclide production method
RU97116939A (en) METHOD FOR OPERATING A NUCLEAR ENERGY COMPLEX
RU2155398C1 (en) Radioisotope strontium-89 production process
CA1321037C (en) Reinforced nuclear fuel element for cobalt capsules

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20060528