RU2576532C2 - Сборка размножителя с первичным нейтронным источником - Google Patents
Сборка размножителя с первичным нейтронным источником Download PDFInfo
- Publication number
- RU2576532C2 RU2576532C2 RU2013120520/07A RU2013120520A RU2576532C2 RU 2576532 C2 RU2576532 C2 RU 2576532C2 RU 2013120520/07 A RU2013120520/07 A RU 2013120520/07A RU 2013120520 A RU2013120520 A RU 2013120520A RU 2576532 C2 RU2576532 C2 RU 2576532C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- source
- multiplier
- assembly
- neutron
- beryllium
- Prior art date
Links
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 51
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 49
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims abstract description 11
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 23
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims description 18
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 9
- 239000000758 substrate Substances 0.000 claims description 8
- 239000011888 foil Substances 0.000 claims description 5
- KDLHZDBZIXYQEI-UHFFFAOYSA-N Palladium Chemical compound [Pd] KDLHZDBZIXYQEI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 239000001307 helium Substances 0.000 claims description 4
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 230000000644 propagated effect Effects 0.000 claims description 3
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 14
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 13
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 9
- 239000002775 capsule Substances 0.000 description 8
- 238000000034 method Methods 0.000 description 6
- 230000002269 spontaneous effect Effects 0.000 description 6
- 229910052686 Californium Inorganic materials 0.000 description 5
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 5
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 5
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 4
- 238000010304 firing Methods 0.000 description 4
- 230000008569 process Effects 0.000 description 4
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 4
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 description 3
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 description 3
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 3
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 description 3
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000001066 destructive effect Effects 0.000 description 3
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 3
- 238000003947 neutron activation analysis Methods 0.000 description 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 3
- 239000003129 oil well Substances 0.000 description 3
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 3
- 229910052685 Curium Inorganic materials 0.000 description 2
- 206010028980 Neoplasm Diseases 0.000 description 2
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 2
- 230000009471 action Effects 0.000 description 2
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 201000011510 cancer Diseases 0.000 description 2
- 239000004568 cement Substances 0.000 description 2
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 2
- 239000002360 explosive Substances 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 2
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 238000005457 optimization Methods 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000005258 radioactive decay Effects 0.000 description 2
- 229910052709 silver Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000004332 silver Substances 0.000 description 2
- 229910052695 Americium Inorganic materials 0.000 description 1
- 206010004485 Berylliosis Diseases 0.000 description 1
- 208000023355 Chronic beryllium disease Diseases 0.000 description 1
- 229910000881 Cu alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N Deuterium Chemical compound [2H] YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 1
- 229910052784 alkaline earth metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000001342 alkaline earth metals Chemical class 0.000 description 1
- 208000026935 allergic disease Diseases 0.000 description 1
- 230000005262 alpha decay Effects 0.000 description 1
- LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N americium atom Chemical compound [Am] LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052787 antimony Inorganic materials 0.000 description 1
- WATWJIUSRGPENY-UHFFFAOYSA-N antimony atom Chemical compound [Sb] WATWJIUSRGPENY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- DMFGNRRURHSENX-UHFFFAOYSA-N beryllium copper Chemical compound [Be].[Cu] DMFGNRRURHSENX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 125000004432 carbon atom Chemical group C* 0.000 description 1
- JJWKPURADFRFRB-UHFFFAOYSA-N carbonyl sulfide Chemical compound O=C=S JJWKPURADFRFRB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 230000001684 chronic effect Effects 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 229910052805 deuterium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000428 dust Substances 0.000 description 1
- 238000005538 encapsulation Methods 0.000 description 1
- 230000005284 excitation Effects 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 229910052738 indium Inorganic materials 0.000 description 1
- APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N indium atom Chemical compound [In] APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 description 1
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 description 1
- 229910052763 palladium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-VENIDDJXSA-N plutonium-238 Chemical compound [238Pu] OYEHPCDNVJXUIW-VENIDDJXSA-N 0.000 description 1
- 229910052699 polonium Inorganic materials 0.000 description 1
- HZEBHPIOVYHPMT-UHFFFAOYSA-N polonium atom Chemical compound [Po] HZEBHPIOVYHPMT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052705 radium Inorganic materials 0.000 description 1
- HCWPIIXVSYCSAN-UHFFFAOYSA-N radium atom Chemical compound [Ra] HCWPIIXVSYCSAN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000001988 toxicity Effects 0.000 description 1
- 231100000419 toxicity Toxicity 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
- G21G1/04—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators
- G21G1/10—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators by bombardment with electrically charged particles
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G4/00—Radioactive sources
- G21G4/02—Neutron sources
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- General Chemical & Material Sciences (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Изобретение относится к источникам нейтронного излучения и может найти применение в ядерных реакторах. Излучающая нейтроны сборка изготовлена из основного бериллиевого компонента - размножителя нейтронов, в который инкапсулировано малое количество запального источника 252Cf. Сборка размножителя находится в полой трубке, имеющей концевые заглушки и удерживающую пружину. Технический результат - повышение выхода нейтронов из сборки размножителя. 8 з.п. ф-лы, 5 ил.
Description
ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ, К КОТОРОЙ ОТНОСИТСЯ ИЗОБРЕТЕНИЕ
Настоящее изобретение предлагает способ и механизм для изготовления постоянного источника высокоэнергетических нейтронов, который, помимо умножения и эффективного преобразования радиоактивной энергии первичного запального изотопа, может также изменять свою мощность (интенсивность) посредством простых изменений физической схемы сборки размножителя. Полученный в результате нейтронный источник имеет множество практических применений, в том числе, но не ограничиваясь этим: запальный источник для ядерного реактора, неразрушающий анализ материалов, нейтронный активационный анализ, анализ влажности образцов, каротаж нефтяных скважин, консервативное лечение рака, обнаружение взрывчатых веществ, определение усталости металла, а также другие проводимые в режиме реального времени исследования химического состава и влагосодержания технологических потоков, такие как оптимизация сгорания на электростанциях и установках для обжига цемента.
ОПИСАНИЕ ПРЕДШЕСТВУЮЩЕГО УРОВНЯ ТЕХНИКИ
Как правило, требуется множество нейтронных источников (излучателей) для безопасного пуска активной зоны ядерного реактора. Запальные источники реактора, используемые для этой цели, называются терминами «первичные источники» и «вторичные источники». Первичные источники представляют собой автономные источники нейтронов, которые производят нейтроны без необходимости внешней энергии или облучения от самого реактора.
Вторичные запальные источники реакторов, как правило, изготавливают, используя первоначально нерадиоактивные запальные материалы, равномерно смешанные с бериллием. Материал вторичного запального источника (обычно сурьма) не обладает радиоактивностью для производства нейтронов. В результате вторичный источник не создает нейтронный источник до тех пор, пока запальный материал не облучают в ядерном реакторе. Вторичный источник производит нейтроны в результате взаимодействия высокоэнергетического гамма-излучения от радиоактивного распада запального материала с бериллием. Все типичные материалы для первичных запальных источников предшествующего уровня техники, которые использовали в сочетании с бериллием, представляют собой создающие мощное излучение альфа-частиц изотопы полония, радия, плутония, америция или кюрия. Единственный материал, который представляет собой практичный первичный источник для промышленного применения без использования добавки бериллия, представляет собой калифорний-252 или 252Cf.
Общие описания радиоизотопов, создающих «вторичный источник» в ядерных реакторах, представили Ransohoff и др. и Bodnarescu (патенты США № 3269915 и № 3396077 соответственно). Подробное описание использование «первичных источников» и общего применения нейтронных источников представили Impink-младший (патент США № 4208247, выданный в июне 1980 г., далее называется Impink), где предпочтительно плутоний-238 и бериллий инкапсулированы в сплаве, который препятствует передаче тепловых нейтронов, то есть, по существу, от «черных» до тепловых нейтронов, такой как чистый кадмий; сплав 65% серебра и кадмия или 80% серебра, 15% индия и кадмия.
Запальный нейтронный источник реактора используют для безопасного содействия инициированию ядерной цепной реакции в первоначальной активной зоне загрузки ядерных реакторов. Запальный источник реактора требуется для безопасного пуска первоначальной активной зоны, содержащей только свежее необлученное ядерный топливо, потому что общая плотность нейтронов из всех источников (например, самопроизвольное деление топлива, космическое излучение, фотонейтроны дейтерия) является недостаточной для надежного наблюдения за плотностью нейтронов в реакторе, чтобы обеспечивать безопасный пуск реактора. Низкие потоки нейтронов наблюдаются в ядерных реакторах с первоначальными активными зонами, в которых находится только имеющее среднюю радиоактивность топливо, или после продолжительных периодов остановки, в течение которых облученное топливо распадается, в результате чего восстанавливается собственный нейтронный источник реактора от вышеупомянутых механизмов. Постоянные первичные и вторичные запальные нейтронные источники реактора обеспечивают плотность нейтронов в активной зоне реактора, которая является достаточной для надежного измерения станционными приборами и, таким образом, предоставляет информацию о мощности и реакционной способности оператору реактора, чтобы обеспечивать безопасный пуск реактора, а также системе защиты реактора, чтобы препятствовать действиям оператора и останавливать пуск реактора, если обнаружена небезопасная ситуация. Без запускающих реактор нейтронных источников реактор мог бы пострадать от быстрого повышения мощности во время пуска, прежде чем система защиты реактора смогла бы вмешаться и прекратить пуск. Запальные источники, как правило, устанавливают в разделенные равными интервалами положения внутри активной зоны реактора на месте некоторых стержневых тепловыделяющих элементов или в устройствах внутри активной зоны реактора.
Помимо пуска ядерных реакторов, нейтронные источники находят многочисленные применения в других промышленных устройствах. Эти промышленные применения для нейтронных источников, как правило, включают в себя использование нейтронного источника для создания радиоизотопов вблизи источника, после чего измеряют уникальные характеристики ядерного распада радиоизотопа (радиоизотопов), образующихся в исследуемом процессе, и концентрации или составы измеряют способом, обычно называемым техническим термином «нейтронный активационный анализ». В результате промышленные применения включают в себя, но не ограничиваются этим: неразрушающий анализ материалов, нейтронный активационный анализ, анализ влажности образцов, каротаж нефтяных скважин, консервативное лечение рака, обнаружение взрывчатых веществ, определение усталости металла, а также другие проводимые в режиме реального времени исследования химического состава и влагосодержания технологических потоков, такие как оптимизация сгорания на электростанциях и установках для обжига цемента.
Дополнительно, Impink (в цитированном выше патенте) заявляет, что (на момент выдачи патента) нейтронные источники для промышленных реакторов находятся в активной зоне ядерного реактора и остаются в активной зоне в течение, по меньшей мере, одного полного технологического цикла. Источники занимают фиксированное положение. В реакторах источники вставлены в выбранные тепловыделяющие сборки, и они проходят в направляющие втулки тепловыделяющих сборок, предназначенные для создания структуры тепловыделяющих сборок и направления управляющих элементов в реактор. Источники также устанавливают в сборках вблизи периферии активной зоны, таким образом, чтобы они находились в пределах области измерительного и следящего оборудования вне корпуса реактора.
Согласно описанию в статье http://en.wikipedia.org.wiki/beryllium (от 07 июля 2010 г.), бериллий представляет собой светло-серый легкий, прочный, но хрупкий щелочноземельный металл. Его используют, в первую очередь, в неядерных применениях в качестве компонента, придающего твердость сплавам, таким как бериллиево-медный сплав.
Что касается структуры, очень низкая плотность (1,85 г/см3), высокая температура плавления (1287°C), высокая термическая устойчивость и низкий коэффициент теплового расширения делают бериллий во многих отношениях идеальным высокотемпературным материалом для аэрокосмических и ядерных применений. Промышленное использование металлического бериллия представляет собой технические проблемы вследствие токсичности (особенно при вдыхании) пыли, содержащей бериллий. Бериллий производит непосредственное разрушающее действие на ткани и может вызвать у чувствительных людей хроническое угрожающее жизни аллергическое заболевание, так называемый бериллиоз.
В ядерной области бериллий представляет собой чрезвычайно необычный элемент, по существу, потому что весь встречающийся в природе бериллий состоит из изотопа 9Be, который имеет очень низкую энергию связи (1,69 МэВ) для своего последнего нейтрона. Результат этой характерной особенности ядерной физики бериллия заключается в том, что при возбуждении излучением, энергия которого превышает приведенное выше пороговое значение, 9Be распадается, как показано ниже, высвобождая нейтрон и образуя более устойчивые атомы гелия или углерода.
Калифорний (элемент 98) представляет собой редкий и исключительно искусственный элемент, который синтезируют путем долгосрочного облучения других редких искусственных изотопов, таких как плутоний или кюрий, мощным потоком излучения в особых реакторах, специально предназначенных для получения изотопов высших актинидов. Калифорний (Cf) используют исключительно для таких применений, в которых он обладает преимуществом благодаря своим свойствам мощного нейтронного излучения. Изотоп 252Cf в настоящее время представляет собой изотоп калифорния, наиболее широко используемый для нейтронных источников, вследствие высокой мощности получаемых источников, производительности и относительно продолжительного периода полураспада. В настоящее время в мире существуют только два предприятия, которые синтезируют и выделяют Cf. В настоящее время приблизительно 90% его мирового производства, составляющего приблизительно 200 мг, обеспечивает высокопоточный реактор в национальной лаборатории Оук-Ридж (штат Теннесси). Получаемый в реакторе Cf сначала очищают в самом реакторе, отделяя Cf от всех других актинидов и продуктов деления, которые образуются при облучении мишени, посредством сложного радиохимического процесса, который осуществляют дистанционно в лабораторной защитной камере для исследования ядерного топлива после облучения. Процесс разделения завершается нанесением на подложку из инертного материала в форме проволоки, фольги или другой форме химического соединения 252Cf, полученного в процессе разделения, и помещением полученного в результате изделия в контейнер, который экранирует полученный материал с источником 252Cf, и, таким образом, можно извлекать материал из лабораторной защитной камеры. Высокая нейтронная мощность 252Cf делает необходимым для любого изготовления источника после отделения Cf от всех других актинидов и продуктов деления дистанционную работу в хорошо защищенном помещении для безопасности производственного персонала. В результате на практике можно использовать только простые производственные процессы для изготовления нейтронных источников с применением 252Cf. Даже с учетом процитированных выше патентов, по-видимому, отсутствуют логические основания для попыток какой-либо добавки к калифорнию в качестве нейтронного источника, поскольку он уже представляет собой наиболее мощный источник нейтронов в расчете на массу из всех доступных радиоизотопов.
Далее рассмотрим предшествующий уровень техники на фиг. 1, который представляет один вариант осуществления типичного теплового ядерного реактора, включающего в себя герметизированный корпус реактора 10, в котором находится ядерная активная зона 12, содержащая множество тепловыделяющих сборок 14 (представленных на фиг. 2A). Теплоноситель реактора, такой как теплоноситель, включающий в себя воду, поступает в корпус через впускные сопла 16, проходит вниз в кольцевой области между корпусом и опорной структурой активной зоны, поворачивается и движется вверх через перфорированную пластину 20 и через активную зону 12 и выходит через выпускные сопла 22.
Тепловыделяющая сборка 14 согласно предшествующему уровню техники, которая представлена на фиг. 2A, включает в себя множество стержневых тепловыделяющих элементов 24, содержащих ядерные топливные таблетки 26, установленных в связке. Сборка также включает в себя множество направляющих втулок 28, которые обеспечивают скелетную опору для сборки и которые предназначены для обратимой установки управляющих стержней 29 управляющих элементов 30, устанавливаемых выше и внутри активной зоны с помощью приспособлений, таких как электромагниты 32, которые движутся на валах 34 (фиг. 1), соединенных с возможностью съема с элементами 30 управления.
Нейтронный поток в активной зоне непрерывно отслеживается измерительными приборами, такими как нейтронные детекторы 36 (фиг. 1), которые расположены на возвышении, выровненном с возвышением активной зоны 12. Детекторы, расположенные вне корпуса, могут быть неподвижными или перемещаться в боковом направлении с помощью регулирующих штанг 38.
Направляющие втулки 28 тепловыделяющей сборки 14, помимо содержания управляющих стержней 29, которые представлены на фиг. 2A, предназначены для вмещения капсул нейтронных источников, представленных на фиг. 2B. Капсулы содержат источник 44, излучающий нейтроны.
Источник 44 включает в себя, в качестве основной массы, излучающий быстрые нейтроны материал, инкапсулированный и заключенный внутри оболочки 48. Предпочтительный материал источника для запальных источников предшествующего уровня техники представляет собой 252Cf вследствие сочетания факторов, включающих в себя мощность источника. Тем не менее, 252Cf в качестве материала источника является чрезвычайно дорогостоящим и поставляется только в ограниченных количествах; таким образом, очень важно сведение до минимума потребности в этих материалах. Оптимальный вариант материала для первичного источника представляет собой вариант, который сводит до минимума количество 252Cf, требуемое для выполнения заданной функции.
Кроме того, срок службы нейтронного источника определяется минимальной мощностью источника, который выполняет заданную функцию. Таким образом, одна из основных целей настоящего изобретения заключается в том, чтобы сделать более эффективным использование 252Cf путем уменьшения количества 252Cf, требуемого для источника, или продления срока службы данного количества 252Cf.
КРАТКОЕ ИЗЛОЖЕНИЕ СУЩНОСТИ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Решение вышеупомянутых проблем и достижение целей обеспечивается комбинированием запального источника 252Cf и сборки бериллиевого размножителя таким образом, что основную энергию радиоактивного распада от запального источника 252Cf можно преобразовывать в нейтроны, используя бериллиевый размножитель («сборку размножителя»), и полученные в результате нейтроны можно затем размножать посредством реакции бериллия (n, 2n). Настоящее изобретение включает в себя сборку размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны, содержащим, по существу, запальный источник 252Cf, осажденный на подложку, которая представляет собой, по существу, фольгу и проволоку, и инкапсулированный и окруженный бериллиевым сегментом в качестве сегмента размножителя. Согласно конструкции предшествующего уровня техники, первичный источник использует только 3,1% актов распада 252Cf, которые представляют собой акты самопроизвольного деления. Остальные акты распада представляют собой распады с образованием высокоэнергетических альфа-частиц, энергия которых полностью экранируется оболочкой (48) источника, которая окружает источник 252Cf (44) согласно предшествующему уровню техники, как представлено на фиг. 2B. В предпочтительном варианте осуществления настоящего изобретения запальный источник представляет собой покрытую 252Cf проволоку или фольгу, помещенную в полость прошедшего простую механическую обработку бериллиевого размножителя. Предпочтительно бериллий содержится в двух частях, как представлено на фиг. 3A и 3B, для простоты вставки запального источника 68. Размеры бериллиевого размножителя имеют значение, поскольку энергия альфа-частиц и самопроизвольных продуктов деления должна поглощаться внутри бериллиевого размножителя. Вследствие большой массы и заряженной природы этих частиц количество бериллия, необходимого для поглощения энергии, оказывается значительно меньше, чем количество, необходимое для изготовления структурно соответствующего контейнера для сборки запального источника. Поглощение энергии образующихся из 252Cf альфа-частиц и самопроизвольных продуктов деления приводит приблизительно к девятикратному повышению мощности нейтронного источника на единицу массы запального материала 252Cf по сравнению с содержащими 252Cf первичными источниками согласно предшествующему уровню техники. Мощность нейтронного источника согласно настоящему изобретению можно также регулировать путем включения защитной оболочки, которую можно помещать между запальным источником 252Cf и бериллиевым размножителем. Эта защитная оболочка способна останавливать альфа-частицы и препятствовать попаданию альфа-частиц в бериллиевый размножитель.
Увеличение массы сборки размножителя приведет к дополнительному увеличению мощности нейтронного источника за счет усиления реакции бериллия (n, 2n) за счет нейтронов, получаемых непосредственно путем самопроизвольного деления 252Cf, а также за счет нейтронов, образующихся в бериллии в результате взаимодействий с высокоэнергетическими альфа-частицами и продуктами деления, образующимися при распаде 252Cf. Согласно предпочтительному варианту осуществления, сборка размножителя заключена внутри герметизированной капсулы источника, которая включает в себя приспособление для содержания в ней сборки размножителя, которое предпочтительно представляет собой пружину, и свободный объем для сбора газообразного гелия, который выделяется в реакции распада бериллия, без создания чрезмерного давления в капсуле источника. В размножителе согласно настоящему изобретению нейтроны, образующиеся непосредственно из 252Cf, и нейтроны, образующиеся за счет реакций альфа-частиц и продуктов деления со сборкой бериллиевого размножителя, дополнительно размножаются в реакции бериллия (n, 2n), прежде чем они выходят из сборки источника.
Основная новизна настоящего изобретения представляет собой комбинирование нейтронного источника 252Cf, уже имеющего высокую мощность, с гетерогенным бериллиевым размножителем для осуществления преобразования радиоактивной энергии 252Cf в нейтроны. В устройстве согласно настоящему изобретению требуется, чтобы запальный источник 252Cf был вставлен в сборку размножителя перед любым структурным инкапсулированием. Кроме того, требуется механическая обработка и изготовление деталей из металлического бериллия или оксидов бериллия. Наконец, все работы необходимо осуществлять дистанционно вследствие присутствия мощного нейтронного источника.
За счет совместного действия 252Cf и Be можно уменьшать массу 252Cf более чем в 8 раз от приблизительно 260 мкг до приблизительно 30 мкг в расчете на одну сборку размножителя вследствие размножения нейтронов путем возбуждения бериллия.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ
Преимущество, природа и дополнительные отличительные особенности настоящего изобретения станут более понятными из следующего описания, рассматриваемого в сочетании с сопровождающими чертежами, на которых:
фиг. 1 представляет вертикальную проекцию с частичным разрезом через корпус реактора в одном варианте осуществления типичного ядерного реактора согласно предшествующему уровню техники;
фиг. 2A представляет вид в перспективе тепловыделяющей сборки, содержащей вставленный в нее элемент управления согласно предшествующему уровню техники;
фиг. 2B представляет нейтронный источник, вставленный в тепловыделяющую сборку согласно предшествующему уровню техники;
фиг. 3A представляет вид поперечного сечения капсулы нейтронного источника, расположенной в трубчатой втулке реактора согласно настоящему изобретению;
фиг. 3B лучше всего иллюстрирует наиболее широкий вариант осуществления запального источника реактора согласно настоящему изобретению и представляет трехмерное изображение нейтронного источника, демонстрирующее 252Cf, проволоку и бериллиевые компоненты.
ОПИСАНИЕ ПРЕДПОЧТИТЕЛЬНЫХ ВАРИАНТОВ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ
Согласно настоящему изобретению, составляющий основную массу бериллий используется, чтобы вмещать/окружать/инкапсулировать малое количество 252Cf, как представлено на обсуждаемой ниже фиг. 3A. В сборке размножителя согласно настоящему изобретению используются только 252Cf и Be. Сборка размножителя состоит из покрытой 252Cf проволоки или фольги и Be. В описанном здесь предпочтительном варианте осуществления настоящего изобретения используются все из различных типов излучения от 252Cf таким образом, что они эффективно преобразуются в нейтроны. Даже несмотря на то, что 252Cf является очень мощным нейтронным источником, нейтроны образуются непосредственно только в результате 3,1% актов распада, которые представляют собой самопроизвольное деление, причем каждой акт деления производит в среднем 3,77 нейтронов. Согласно предшествующему уровню техники, нейтронные источники 252Cf производили остальные 96,9% радиоактивной энергии 252Cf в виде альфа-частиц, бесполезно рассеивающих эту энергию в форме тепла в источнике стандартной конструкции с оболочкой из нержавеющей стали.
Согласно предпочтительному варианту осуществления, в источнике не используют оболочку, которая также чрезвычайно эффективно экранирует энергию альфа-частиц и продуктов деления, но вместо этого используют проволоку без оболочки, как правило палладиевую, на которую осаждают 252Cf, извлеченный из реактора после отделения от разнообразных продуктов облучения. Вместо того, чтобы инкапсулировать проволоку в оболочку, ее инкапсулируют в простую сборку бериллиевого размножителя, которую затем непосредственно облучают альфа-частицами, продуктами деления, мгновенным гамма-излучением от деления и высокоэнергетическими нейтронами, которые образуются при реакции распада 252Cf. В результате мощность нейтронного источника в виде покрытой 252Cf проволоки без оболочки увеличивается приблизительно в 8-10 раз, создавая значительно более мощный или долговечный источник при таком же количестве 252Cf или уменьшая в 9 раз количество 252Cf, требуемого для источника такой же мощности. Вычисления показали, что для типичного запального первичного источника реактора мощностью 600 МБк согласно предшествующему уровню техники требуется приблизительно 260 мкг 252Cf, в то время как для источника с размножителем требуется только 29 мкг.
Далее рассмотрим фиг. 3A, которая представляет капсулу 60 первичного источника, содержащую запальный источник 252Cf, обозначенный номером 68, который нанесен на подложку в виде проволоки 69, и вмещающий/окружающий/инкапсулирующий бериллиевый сегмент 64, которые составляют сборку размножителя 62. Эта сборка размножителя 62 лучше проиллюстрирована на фиг. 3B. Сборка размножителя 62 может находить широкое и разнообразное применение на атомных электростанциях для каротажа нефтяных скважин и других целей.
Здесь сборка размножителя 62, состоящая из 252Cf, обозначенного номером 68 и нанесенного на подложку/поверхность 69, и окружающего Be, обозначенного номером 64, может находиться или вмещаться/заключаться в окружающей полой трубке/штанге 70. Концы капсулы первичного источника могут герметизироваться верхней концевой заглушкой 84 и нижней концевой заглушкой 84', и удерживающий элемент, причем наиболее простой представляет собой пружину 78, фиксирует вмещающую/заключенную внутри сборку размножителя 62 в положении вблизи или у нижней концевой заглушки 84'. Свободный объем внутри капсулы первичного источника, обозначенный номером 86, способен содержать газообразный гелий, выделяющийся непосредственно при альфа-распаде 252Cf, а также образующийся в реакциях распада бериллия.
Хотя конкретные варианты осуществления настоящего изобретения описаны подробно, специалисты в данной области техники смогут оценить, что можно разработать разнообразные модификации и альтернативы подробно описанных вариантов в свете общих положений настоящего описания. Соответственно, конкретные описанные варианты осуществления представляют собой исключительно иллюстрации и не ограничивают объем настоящего изобретения, которое должно в полной мере включать прилагаемую формулу изобретения, а также любые и все соответствующие эквиваленты.
Claims (9)
1. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны, содержащая, по существу:
запальный источник (68) 252Cf,
подложку (69) из материала, состоящего, по существу, из фольги или проволоки, и
бериллиевый сегмент (64) в качестве сегмента размножителя, при этом запальный источник (68) 252Cf нанесен на материал подложки, бериллиевый сегмент (64) в качестве сегмента размножителя окружает и инкапсулирует запальный источник (68) 252Cf и материал подложки, а сборка размножителя размещена и герметизирована в полой трубке (70).
запальный источник (68) 252Cf,
подложку (69) из материала, состоящего, по существу, из фольги или проволоки, и
бериллиевый сегмент (64) в качестве сегмента размножителя, при этом запальный источник (68) 252Cf нанесен на материал подложки, бериллиевый сегмент (64) в качестве сегмента размножителя окружает и инкапсулирует запальный источник (68) 252Cf и материал подложки, а сборка размножителя размещена и герметизирована в полой трубке (70).
2. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 1, в которой бериллиевый сегмент (64) является механически обработанным бериллиевым сегментом, имеющим выемку, сформированную приблизительно в центре бериллиевого сегмента, и в которой размещен запальный источник (68) 252Cf.
3. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 1, в которой бериллиевый сегмент имеет размеры, необходимые для поглощения энергии, по существу, всех частиц распада альфа-частиц источника 252Cf, который преобразует энергию этих частиц в нейтроны.
4. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 3, в которой нейтроны, производимые непосредственно источником 252Cf, и нейтроны, производимые преобразованием альфа-частиц сборкой (62) размножителя, дополнительно размножаются реакциями бериллия (n, 2n) перед их излучением из сборки источника (68).
5. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 1, в которой материал подложки (69) представляет собой палладиевую фольгу или проволоку.
6. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 1, в которой полая трубка герметизирована верхней (84) и нижней (84′) концевыми заглушками, причем сборка размножителя (62) удерживается на месте у одной из концевых заглушек (84, 84′) посредством пружины (78).
7. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 6, в которой газообразный гелий, образующийся по реакции в нейтронном источнике, содержится в свободном объеме (86) внутри полой трубки (70).
8. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 6, в которой источник излучения нейтронов сконфигурирован для обеспечения постоянного источника нейтронов, достаточного для безопасного пуска ядерного реактора.
9. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 1, в которой защитная оболочка из материала, способного останавливать альфа-частицы, установлена между запальным источником 252Cf и бериллиевым сегментом, чтобы модулировать интенсивность нейтронного источника путем препятствования прохода альфа-частиц к бериллиевому сегменту.
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US12/899,596 US8873694B2 (en) | 2010-10-07 | 2010-10-07 | Primary neutron source multiplier assembly |
| US12/899,596 | 2010-10-07 | ||
| PCT/US2011/053196 WO2012047568A1 (en) | 2010-10-07 | 2011-09-26 | Primary neutron source multiplier assembly |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2013120520A RU2013120520A (ru) | 2014-11-20 |
| RU2576532C2 true RU2576532C2 (ru) | 2016-03-10 |
Family
ID=45925123
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2013120520/07A RU2576532C2 (ru) | 2010-10-07 | 2011-09-26 | Сборка размножителя с первичным нейтронным источником |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US8873694B2 (ru) |
| EP (1) | EP2625696B1 (ru) |
| JP (1) | JP5789352B2 (ru) |
| KR (1) | KR101752524B1 (ru) |
| CN (1) | CN103155048B (ru) |
| ES (1) | ES2668884T3 (ru) |
| RU (1) | RU2576532C2 (ru) |
| WO (1) | WO2012047568A1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU200719U1 (ru) * | 2020-03-04 | 2020-11-09 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Устройство для измерения физико-механических характеристик элементов активной зоны ядерного реактора |
Families Citing this family (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103345947B (zh) * | 2013-07-10 | 2016-01-20 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 利用二次中子源进行核反应堆点火的方法 |
| US10466367B1 (en) | 2013-12-26 | 2019-11-05 | Nuscale Power, Llc | Neutron path enhancement |
| KR101530227B1 (ko) * | 2013-12-30 | 2015-06-22 | 한국원자력연구원 | Ｆｍ 반응도 조절 장치 |
| KR101522719B1 (ko) * | 2014-03-14 | 2015-05-27 | 한국원자력기술 주식회사 | 가압경수로용 중성자선원 집합체 |
| RU2602899C2 (ru) * | 2014-12-19 | 2016-11-20 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Рабочий источник нейтронов |
| KR101704658B1 (ko) * | 2015-03-25 | 2017-02-08 | 세종대학교산학협력단 | 자발핵분열 중성자원을 이용한 소형 모듈화 원자로 노심 및 이를 포함하는 원자로 |
| US10026515B2 (en) | 2015-05-06 | 2018-07-17 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Generating isotopes in an irradiation target holder installed in a nuclear reactor startup source holder position |
| CN108335776B (zh) * | 2018-01-26 | 2019-06-11 | 吉林大学 | 一种可销毁的镅铍中子源 |
| US10580543B2 (en) * | 2018-05-01 | 2020-03-03 | Qsa Global, Inc. | Neutron sealed source |
| JP7074615B2 (ja) * | 2018-08-27 | 2022-05-24 | 株式会社東芝 | 中性子供給装置および中性子供給方法 |
| TWI769552B (zh) * | 2019-10-14 | 2022-07-01 | 美商西屋電器公司 | 模組化放射線同位素生產囊室及其相關方法 |
| CN112420235A (zh) * | 2020-10-26 | 2021-02-26 | 南京即衡科技发展有限公司 | 一种可组合可控Am-Be中子源装置 |
| CN112863710B (zh) * | 2021-01-15 | 2022-03-25 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用于棒束型快堆燃料元件的辐照试验装置 |
| CN113689962B (zh) * | 2021-08-25 | 2024-05-17 | 辽宁红沿河核电有限公司 | 一种用于核电站首循环启动的二次中子源供应方法 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2879216A (en) * | 1954-02-05 | 1959-03-24 | Jr Henry Hurwitz | Neutronic reactor |
| RU2235377C2 (ru) * | 2002-07-10 | 2004-08-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие Государственный научный центр РФ - научно-исследовательский институт атомных реакторов | Источник нейтронов на основе калифорния-252 для контроля работы атомного реактора |
| WO2009135163A2 (en) * | 2008-05-02 | 2009-11-05 | Phoenix Nuclear Labs Llc | Device and method for producing medical isotopes |
Family Cites Families (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3269915A (en) | 1963-07-05 | 1966-08-30 | Neutron Products Inc | Neutron irradiation process for producing radioisotopes wherein target isotope is shielded from thermal neutrons |
| BE638862A (ru) | 1963-10-18 | |||
| US3787321A (en) * | 1971-07-01 | 1974-01-22 | Atomic Energy Commission | Californium-palladium metal neutron source material |
| US3800150A (en) * | 1972-05-09 | 1974-03-26 | Mobil Oil Corp | Method and apparatus for radioactive well logging employing partially overlapping time windows for detection of radiation |
| JPS5263588A (en) * | 1975-11-19 | 1977-05-26 | Hitachi Ltd | Neutraon source for nuclear reactor |
| US4208247A (en) * | 1977-08-15 | 1980-06-17 | Westinghouse Electric Corp. | Neutron source |
| US4588547A (en) | 1983-10-07 | 1986-05-13 | Westinghouse Electric Corp. | Method and apparatus for determining the nearness to criticality of a nuclear reactor |
| US4820478A (en) * | 1986-01-07 | 1989-04-11 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor control rod with uniformly changeable axial worth |
| US4961767A (en) | 1987-05-20 | 1990-10-09 | Corning Incorporated | Method for producing ultra-high purity, optical quality, glass articles |
| DE69119156T2 (de) | 1990-08-03 | 1997-01-09 | Toshiba Kawasaki Kk | Die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichender Reaktorkern, die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichender Brennstab und die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichendes Brennstabbündel |
| PL185508B1 (pl) | 1997-06-19 | 2003-05-30 | Europ Org For Nuclear Research | Sposób napromieniania materiału strumieniem neutronów oraz sposób wytwarzania użytecznego izotopu i sposób transmutacji przynajmniej jednego długożyciowego izotopu z odpadów promieniotwórczych z wykorzystaniem sposobu napromieniania materiału strumieniem neutronów |
| US6577697B2 (en) * | 1997-07-09 | 2003-06-10 | Southwest Research Institute | Field analysis of geological samples using delayed neutron activation analysis |
| CN2442365Y (zh) * | 2000-08-24 | 2001-08-08 | 邓玉福 | 长寿命密封中子源 |
| JP2002257996A (ja) * | 2001-03-06 | 2002-09-11 | Hitachi Ltd | 中性子発生装置 |
| JP5263588B2 (ja) | 2008-08-07 | 2013-08-14 | アース製薬株式会社 | 加熱蒸散システムおよびそれを用いた蒸散方法 |
| CN101562058B (zh) * | 2009-05-15 | 2011-08-17 | 北京树诚科技发展有限公司 | 一种放射性同位素中子源制备方法 |
-
2010
- 2010-10-07 US US12/899,596 patent/US8873694B2/en active Active
-
2011
- 2011-09-26 RU RU2013120520/07A patent/RU2576532C2/ru active
- 2011-09-26 EP EP11831234.7A patent/EP2625696B1/en active Active
- 2011-09-26 JP JP2013532831A patent/JP5789352B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 2011-09-26 WO PCT/US2011/053196 patent/WO2012047568A1/en active Application Filing
- 2011-09-26 ES ES11831234.7T patent/ES2668884T3/es active Active
- 2011-09-26 CN CN201180048064.3A patent/CN103155048B/zh active Active
- 2011-09-26 KR KR1020137007204A patent/KR101752524B1/ko active IP Right Grant
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2879216A (en) * | 1954-02-05 | 1959-03-24 | Jr Henry Hurwitz | Neutronic reactor |
| RU2235377C2 (ru) * | 2002-07-10 | 2004-08-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие Государственный научный центр РФ - научно-исследовательский институт атомных реакторов | Источник нейтронов на основе калифорния-252 для контроля работы атомного реактора |
| WO2009135163A2 (en) * | 2008-05-02 | 2009-11-05 | Phoenix Nuclear Labs Llc | Device and method for producing medical isotopes |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU200719U1 (ru) * | 2020-03-04 | 2020-11-09 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Устройство для измерения физико-механических характеристик элементов активной зоны ядерного реактора |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2013543590A (ja) | 2013-12-05 |
| EP2625696B1 (en) | 2018-03-07 |
| US20120087454A1 (en) | 2012-04-12 |
| CN103155048B (zh) | 2016-08-17 |
| EP2625696A4 (en) | 2017-03-29 |
| JP5789352B2 (ja) | 2015-10-07 |
| ES2668884T3 (es) | 2018-05-22 |
| CN103155048A (zh) | 2013-06-12 |
| US8873694B2 (en) | 2014-10-28 |
| WO2012047568A1 (en) | 2012-04-12 |
| EP2625696A1 (en) | 2013-08-14 |
| RU2013120520A (ru) | 2014-11-20 |
| KR101752524B1 (ko) | 2017-06-29 |
| KR20130119420A (ko) | 2013-10-31 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2576532C2 (ru) | Сборка размножителя с первичным нейтронным источником | |
| US6738446B2 (en) | System and method for radioactive waste destruction | |
| PL185508B1 (pl) | Sposób napromieniania materiału strumieniem neutronów oraz sposób wytwarzania użytecznego izotopu i sposób transmutacji przynajmniej jednego długożyciowego izotopu z odpadów promieniotwórczych z wykorzystaniem sposobu napromieniania materiału strumieniem neutronów | |
| RU2490737C1 (ru) | Способ получения радиоизотопа молибден-99 | |
| JP2001264487A (ja) | 核分裂性物質および非核分裂性物質の核変換装置 | |
| US20150380119A1 (en) | Method and apparatus for synthesizing radioactive technetium-99m-containing substance | |
| Nakamura et al. | Thermal-neutron capture cross section and resonance integral of americium-241 | |
| US7804077B2 (en) | Passive actinide self-burner | |
| JP2022062962A (ja) | アクチニウム２２５の生成方法 | |
| Hinderer | Radioisotopic impurities in promethium-147 produced at the ORNL high flux isotope reactor | |
| Shamanin et al. | Conceptual Approach to Handling Irradiated Nuclear Fuel in Storage Systems | |
| Omeir et al. | Evaluation of Iodine Transmutation Rate in the High Flux Reactor BR-2 | |
| Tanabe | Sources of Energetic Quanta (EQ)(Radiation Sources) | |
| AU2022294893A1 (en) | Fuel fabrication process for radioisotope thermoelectric generators | |
| RU37870U1 (ru) | Облучательное устройство для наработки радиоактивных изотопов в отражателе быстрого реактора | |
| Chernitskiy et al. | Minor actinides burning in a stellarator-mirror fusion-fission hybrid | |
| Reinig et al. | CALIFORNIUM-252: A NEW NEUTRON SOURCE FOR ACTIVATION ANALYSIS¹ | |
| Gilberti et al. | Evaluation of the transmutation of transuranic using neutrons spectrum from the spallation reaction | |
| Freiwald | Nuclear Terms: a glossary | |
| Carpi | Nuclear Chemistry | |
| JP2019215166A (ja) | プルトニウム同位体の分離方法 | |
| Lyman | Nuclear Terms: A Glossary | |
| Kochurov et al. | A possibility for 300$ PB_ {q}^{51} Cr $ based neutrino source production in Russian Heavy Water Reactor L-2 | |
| JPH0611585A (ja) | 燃料棒 | |
| Worley et al. | Appendices 1. Glossary of terms |