RU2769482C1 - Облучательное устройство для наработки изотопа со-60 в реакторе на быстрых нейтронах - Google Patents
Облучательное устройство для наработки изотопа со-60 в реакторе на быстрых нейтронах Download PDFInfo
- Publication number
- RU2769482C1 RU2769482C1 RU2021130678A RU2021130678A RU2769482C1 RU 2769482 C1 RU2769482 C1 RU 2769482C1 RU 2021130678 A RU2021130678 A RU 2021130678A RU 2021130678 A RU2021130678 A RU 2021130678A RU 2769482 C1 RU2769482 C1 RU 2769482C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- isotope
- moderating
- production
- neutron
- irradiation device
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- 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
- G21G1/06—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 neutron irradiation
-
- 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)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- General Chemical & Material Sciences (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к облучательным устройствам. Облучательное устройство для наработки изотопа Со-60 в ядерном реакторе на быстрых нейтронах включает два замедляющих элемента с размещенной между ними мишенью из облучаемого материала для наработки изотопа. Один из замедляющих элементов либо каждый из них представляет собой матрицу из замедляющего нейтроны материала с гомогенно распределенными в ней частицами из стартового материала. В качестве замедляющих нейтроны материалов могут использоваться гидриды металлов на основе циркония (ZrHx, где x=1,8-2,0), иттрия (YHx, где x=1,8-2,0), титана (TiHx, где x=1,8-2,0) и материалы на основе углерода (графит), бериллия (Be, ВеО, Ве2С), изотопа бор-11 (11В4С). Замедляющий элемент получен прессованием. Способ изготовления замедляющего элемента облучательного устройства заключается в том, что стартовый материал для наработки изотопа в виде частиц перемешивают с замедляющим нейтроны материалом в виде порошка в объемном соотношении 1/20. Предварительно спрессованную полученную смесь помещают в пресс-форму, вакуумируют и осуществляют отжиг в температурном интервале 580-630°С. Затем повторно подвергают прессованию до заданной плотности заготовки. Достигается увеличение эффективности наработки радионуклидов. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил.
Description
I Область техники, к которой относится изобретение
Изобретение относится к ядерной технике, к облучательным устройствам, и может быть использовано для наработки радиоактивного изотопа Со-60 в ядерном реакторе на быстрых нейтронах.
II Предшествующий уровень техники
Кобальт-60 - один из наиболее востребованных гамма-излучателей. Источники на основе этого изотопа применяют для стерилизации пищевых продуктов, медицинских инструментов и материалов, стимуляции роста и повышения урожайности зерновых и овощных культур, обеззараживания и очистки промышленных отходов, гамма-дефектоскопии, лучевой терапии и радиохирургии. В настоящее время наблюдается высокий спрос на гамма-источники на основе изотопа кобальта-60 (Со-60) с удельной активностью выше 200 Ки/г, поскольку кобальт-60 высокой удельной активности активно используется в медицине, например, в установках «гамма-нож», используемых в области терапии рака. Наиболее распространенным способом получения изотопа кобальта-60 является облучение мишеней нейтронами в ядерных реакторах на тепловых нейтронах (исследовательские ядерные реакторы, ВВЭР, РБМК и т.д.).
Известно облучательное устройство ядерного реактора канального типа [патент RU 2218621 «Облучательное устройство ядерного реактора канального типа», МПК G21G 1/02, опубл. 10.12.2003], которое содержит подвеску с несущим основанием. На основании закреплены звенья, которые выполнены в виде цилиндров с двойными обечайками, расположенными концентрически относительно оси симметрии несущего основания. Звенья снабжены проставками, установленными между обечаек без зазора. Радиоактивируемый материал (мишень) помещен в виде столбиков между проставками. Обечайки и проставки выполнены из циркониевого сплава. Столбики радиоактивируемого материала могут формироваться из таблеток, пластин или полустержней. При работе реактора мишени облучаются нейтронами и в них накапливаются радионуклиды до необходимой активности. Недостатками данного технического решения являются относительно невысокий поток нейтронов и небольшие объемы активной зоны ядерного реактора для размещения мишеней. Указанные недостатки обусловлены физическими характеристиками ядерных реакторов на тепловых нейтронах, в которых используется большое количество замедляющих нейтроны материалов, например, тяжелая или обычная вода, графит, бериллий.
Известен способ наработки кобальта-60 в ядерном канальном реакторе [патент RU 2473992, МПК G21C 7/00 (2006.01), опубл. 27.01.2013]. Данное техническое решение касается регулирования скорости накопления изотопа Со-60 в дополнительных поглотителях с кобальтом и направлено на увеличение скорости накопления изотопа Со-60 в ядерном канальном ядерном реакторе. Задача, решаемая предлагаемым техническим решением, заключается в достижении во всех дополнительных поглотителях расчетных параметров активности Со-60 свыше 60 Ки/г.Наработка Со-60 в ядерном канальном реакторе осуществляют путем облучения дополнительных поглотителей с Со-59 и включает операции загрузки и выгрузки дополнительных поглотителей из технологических каналов. Предложено дополнительные поглотители с Со-59 первоначально загружать в технологические каналы периферийной зоны реактора, выдерживать в течение 300-600 эффективных суток, затем перегружать в технологические каналы центральной зоны реактора и выдерживать в течение 1550-1600 эффективных суток.
Технологическая и конструктивная особенность реакторов типа РБМК-1000 позволяет выполнять загрузку и выгрузку кобальтовых поглотителей на работающем реакторе в любой момент времени и облучать большой объем стартового материала Со-59 с обеспечением высокого уровня ядерной и радиационной безопасности.
Однако энергетический спектр нейтронов тепловых реакторов не позволяет нарабатывать Со-60 с удельной активностью радиоизотопа свыше 80 Ки/г, при этом процесс облучения кобальта длится 5 лет.
Наработка радиоизотопа Со-60 также возможна с использованием нейтронного генератора [Довбня А.Н. О наработке Со-60 на нейтронном генераторе / Научные ведомости. Серия Математика. Физика. - 2010. - №11(82). Вып. 19 - С. 62-68]. Удельная активность Со-60, наработанная с помощью генератора за время свыше 66 ч, составляет ~ 4 мКи/г.Полученная величина активности больше предельных доз, допускаемых для ряда диагностических и терапевтических процедур, но не достаточна для использования в установках типа «гамма-нож».
Для более эффективной наработки радиоизотопа с повышенной удельной активностью до 300 Ки/г целесообразно использовать реакторы на быстрых нейтронах, энергетический спектр которых позволяет создать необходимые условия и сократить срок наработки до 2,5 лет.
Известны экспериментальные конструкции облучательного устройства реактора БН-600, используемые для получения радиоактивного кобальта-60. В данных конструкциях стартовый материал в виде таблеток помещен в ампулы из нержавеющей стали длиной 210 мм и диаметральным размером 8,2×0,4 мм [В.В. Мальцев, А.И. Карпенко, И.А. Чернов, В.В. Головин. Белоярская АЭС им. И.В. Курчатова. «Опыт наработки Со-60 в БН-600», Атомная энергия, т. 86, выпуск 3, март 1999 г.]. Для наработки изотопа Со-60 в качестве стартового материала используют Со-59, который эффективно захватывает нейтроны с пониженной энергией - для чего требуются замедляющие элементы, например, из гидрида циркония или иттрия, которые позволяют снизить энергию быстрых нейтронов вплоть до тепловых.
Известен способ наработки радиоактивных изотопов в реакторе на быстрых нейтронах [патент RU 2076362 «Способ наработки радиоактивных изотопов в реакторе на быстрых нейтронах и ядерный реактор на быстрых нейтронах», МПК G21G 1/02, опубл. 27.03.1997], в котором облучательное устройство (облучательная сборка) содержит коаксиально расположенные кольцевой и цилиндрический замедляющие нейтроны элементы, между которыми размещены контейнеры со стартовым материалом (мишени). В качестве замедляющего нейтроны материала преимущественно используется гидрид иттрия и гидрид циркония. Возможно также использование и других замедляющих нейтроны материалов на основе углерода и стабильного изотопа бор-11 (В-11).
Раздельное размещение замедляющих элементов и мишени, в которой нарабатываются радионуклиды, снижает скорость протекания ядерных реакций и накопления радиоизотопов, т.к. через имеющиеся зазоры происходит экранировка и снижение плотности нейтронов.
Наиболее близким аналогом по решаемой задаче и достигаемому при использовании изобретения техническому результату, прототипом, является способ наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах [патент RU 2645718, МПК G21G 1/00 (2006.01), опубл. 28.02.2018]. Для увеличения скорости накопления радиоизотопов их наработка производится одновременно в облучательном устройстве и сборках, ее окружающих, в которых содержание стали не превышает 50%.
Известный способ предусматривает использование облучательных устройств в виде втулок с размещенными внутри прутками, выполненными с использованием замедляющего нейтроны материала, между которыми размещены мишени для наработки радиоизотопов. В качестве мишени облучательного устройства используют Со-59 в виде крупки или втулок. В качестве замедляющего нейтроны материала использован гидрид циркония, гидрид иттрия, графит, соединения на его основе или карбид бора, в котором обогащение по изотопу бор-11 превышает 97%. В качестве мишени сборок, окружающих облучательную сборку, используют Sr-89, Cu-64, Cu-67, Р-32, Р-33, Sn-117m, Y-91, I-131, Sm-145.
Недостатком известного технического решения является ограниченный объем нарабатываемого радиоактивного изотопа Со-60, так как ввиду отсутствия замедлителей в окружающих сборках, его наработка производится только в мишенях облучательного устройства. Кроме того, как и в предыдущем аналоге, раздельное размещение замедляющих элементов и мишени, в которой нарабатываются радионуклиды, снижает скорость протекания ядерных реакций и накопления радиоизотопов.
III Раскрытие изобретения
Задачей и достигаемым при использовании изобретения техническим результатом является увеличение эффективности наработки радионуклидов Со-60 в ядерном реакторе на быстрых нейтронах.
Технический результат достигается тем, что согласно изобретению, в облучательном устройстве для наработки радиоактивного изотопа Со-60 в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, включающем, по меньшей мере, два замедляющих элемента с размещенной между ними мишенью из облучаемого материала для наработки изотопа, один из замедляющих элементов либо каждый из них представляет собой матрицу из замедляющего нейтроны материала с гомогенно распределенными в ней частицами из стартового материала для наработки изотопа, объемное содержание которых составляет не более 20% от общего объема замедляющего нейтроны материала.
В качестве замедляющих нейтроны материалов может использоваться широкий круг материалов: гидриды металлов на основе циркония (ZrHx, где х = 1,8-2,0), иттрия (YHx, где х = 1,8-2,0), титана (TiHx, где х = 1,8-2,0) и материалы на основе углерода (графит), бериллия (Be, ВеО, Ве2С), изотопа бор-11 (11В4С).
На поверхности одного или каждого замедляющего элемента, выполненного из гидрида металлов, может быть нанесено защитное покрытие, удерживающее выход водорода при облучении в ядерном реакторе.
Как и в прототипе, замедляющие элементы облучательного устройство могут быть выполнены в виде втулок и размещенных внутри них прутков, между которыми расположены мишени. Но также могут иметь и другую форму, которая определяется геометрией каналов реактора, в которые устанавливаются облучающие устройства.
Согласно изобретению, замедляющий элемент получен прессованием исходных порошков замедляющего нейтроны материала и стартового материала. Заявленный способ заключается в том, что стартовый материал для наработки изотопа в виде частиц, перемешивают с замедляющим нейтроны материалом в виде порошка в объемном соотношении 1/20, предварительно спрессованную полученную смесь помещают в пресс-форму, вакуумируют и осуществляют отжиг в температурном интервале 580-630°С, а затем повторно подвергают прессованию до заданной плотности заготовки. В предпочтительных вариантах осуществления изобретения:
- частицы стартового материала для наработки изотопа представляют собой гранулы, размер которых не превышает 3 мм.
- в качестве замедляющего нейтроны материала в виде порошка используют гидрид циркония фракцией не более 0,4 мм.
Таким образом, заявлено облучательное устройство, в котором наработка радиоизотопов производится не только в мишенях облучательного устройства, но и в замедляющем элементе или элементах, которые по существу также представляют собой гомогенные мишени для наработки радиоизотопов, что способствует увеличению количества наработанных радионуклидов Со-60 в ядерном реакторе на быстрых нейтронах.
Нейтронно-физические расчеты показывают, что изменение общей массы замедляющего материала до 5-7% существенно не влияет на энергетический спектр нейтронов и позволяет сохранить высокую удельную активность нарабатываемого радионуклида. Этот факт позволил рассмотреть возможность повышения эффективности наработки радионуклидов в реакторе на быстрых нейтронах за счет размещения стартового материала в замедлителе, объемное содержание которого должно составлять не более 20% от общего объема замедляющего нейтроны материала (матрицы).
Облучательное устройство размещается в активной зоне или боковом экране ядерного реактора на быстрых нейтронах. При работе реактора в материале замедляющего элемента (замедлителя) при захвате нейтронов протекают ядерные реакции и накапливаются радионуклиды Со-60, которые извлекаются после остановки реактора и выгрузки устройств.
Сущность изобретения поясняется фигурами графических изображений.
На фиг. 1 схематично представлена заявляемая матрица (1) из замедляющего нейтроны материала с размещенными в ней частицами (2) стартового материала для наработки изотопа. В случае использования гидридов металлов в качестве материала, замедляющего нейтроны, предполагается нанесение на поверхности замедлителя защитного покрытия (3).
На фиг. 2 схематично представлено облучательное устройство с двумя замедляющими элементами, один из которых выполнен в виде втулки (4), а второй - в виде коаксиально расположенного прутка (5) из гомогенной смеси ZrH1,85+Co-59, между которыми размещены мишени (6) из стартового облучаемого материала для наработки изотопа. Поверхности замедляющих элементов защищены покрытием (3) из оксида циркония, а замедляющие элементы очехлованы стальной оболочкой (7).
IV Осуществление изобретения
Для подтверждения технологической возможности производства облучательного устройства с замедлителем на основе гомогенной матрицы были получены опытные образцы наружных и внутренних замедляющих элементов следующим образом.
Стартовый материал для наработки радиоизотопа Со-60 в виде гранул порошка Со-59 с размером частиц, не превышающим 3 мм, преимущественно d ~ h ~ 1 мм перемешивали с порошком гидрида циркония фракцией менее 0,4 мм (размер порошка гидрида циркония обусловлен его пирофорностью) в объемном соотношении 1/20.
Смесь предварительно спрессовывали в брикет, который помещали в специально подготовленную цилиндрическую стальную пресс-форму. Пресс-форму с материалом вакуумировали, герметизировали в вакуумной среде с использованием электроннолучевой сварки и проводили отжиг в температурном интервале 580-630°С. Далее проводили прессование заготовки с усилием 15 т/см2.
После механической обработки стальной оболочки получали заготовку цилиндрической формы с конечной плотностью 5,6±0,1 г/см3, которая составляла не менее 95% от теоретической.
Далее проводили механическую обработку замедляющих элементов в размер. Наружный элемент в виде втулки: внешний диаметр - 80 мм, внутренний диаметр - 47 мм, высота - 10 мм. Внутренний элемент в виде прутка: диаметр - 23,9 мм и высота - 10 мм.
На заключительном этапе гальваническим методом на поверхности изделия наносили защитное покрытие из оксида циркония толщиной от 5 до 15 мкм.
Путем набора изготовленных замедляющих элементов формировали столб замедлителя суммарной высотой до 1500 мм. Выполненный столб наружных и внутренних элементов помещали в стальные оболочки и заваривали в инертной среде.
Согласно расчетам, внедрение в состав внутреннего замедляющего элемента стартового материала Со-59 (размер частиц d ~ h ~ 1 мм) позволяет дополнительно нарабатывать:
- 5,0 об. % Со - прибавление 254,5 г Со (+21,5% от исходного количества Со);
- 7,4 об. % Со - прибавление 389,3 г Со (+32,9% от исходного количества Со);
- 10 об. % Со - прибавление 508,9 г Со (+43,0% от исходного количества Со).
Дополнительно стоит отметить, что изготовление замедляющего элемента по заявленной технологии позволяет повысить содержание водорода в замедляющих нейтроны блоках, т.к. по технологии получения и прессования порошков достижимым является С(Н)=1,98%. За счет применения гидрида циркония ZrH1,98 в центральный замедляющий элемент помещается дополнительно 6,4 ат. % водорода (геометрия остается без изменений). Это позволяет пропорционально повысить удельную активность радионуклида в 14 нарабатывающих элементах.
Claims (6)
1. Облучательное устройство для наработки изотопа Со-60 в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, включающее по меньшей мере два замедляющих элемента с размещенной между ними мишенью из облучаемого материала для наработки изотопа, отличающееся тем, что один из замедляющих элементов либо каждый из них представляет собой матрицу из замедляющего нейтроны материала с гомогенно распределенными в ней частицами из стартового материала для наработки изотопа, объемное содержание которых составляет не более 20% от общего объема замедляющего нейтроны материала.
2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что в качестве замедляющего нейтроны материала используют гидриды металлов на основе циркония (ZrHx, где х=1,8-2,0), иттрия (YHx, где х=1,8-2,0), титана (TiHx, где х=1,8-2,0) и материалы на основе углерода (графит), бериллия (Be, ВеО, Ве2С), изотопа бор-11 (11В4С).
3. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что на поверхности одного или каждого замедляющего элемента, выполненного из гидрида металлов, нанесено защитное покрытие, удерживающее выход водорода при облучении в ядерном реакторе.
4. Способ изготовления замедляющего элемента облучательного устройства по п. 1, заключающийся в том, что стартовый материал для наработки изотопа в виде частиц перемешивают с замедляющим нейтроны материалом в виде порошка в объемном соотношении 1/20, предварительно спрессованную полученную смесь помещают в пресс-форму, вакуумируют и осуществляют отжиг в температурном интервале 580-630°С, а затем повторно подвергают прессованию до получения заготовки заданной плотности.
5. Способ по п. 4, отличающийся тем, что частицы стартового материала для наработки изотопа представляют собой гранулы, размер которых не превышает 3 мм.
6. Способ по п. 4, отличающийся тем, что в качестве замедляющего нейтроны материала используют гидрид циркония в виде порошка фракцией не более 0,4 мм.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021130678A RU2769482C9 (ru) | 2021-10-20 | Облучательное устройство для наработки изотопа со-60 в реакторе на быстрых нейтронах |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021130678A RU2769482C9 (ru) | 2021-10-20 | Облучательное устройство для наработки изотопа со-60 в реакторе на быстрых нейтронах |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2769482C1 true RU2769482C1 (ru) | 2022-04-01 |
| RU2769482C9 RU2769482C9 (ru) | 2022-05-27 |
Family
ID=
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN116978495A (zh) * | 2023-07-25 | 2023-10-31 | 上海交通大学 | 基于分层靶件的稀缺同位素辐照生产能谱最优化方法 |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20070133731A1 (en) * | 2004-12-03 | 2007-06-14 | Fawcett Russell M | Method of producing isotopes in power nuclear reactors |
| RU2321906C1 (ru) * | 2006-08-03 | 2008-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом" | Облучательное устройство ядерного канального реактора для наработки изотопов кобальта |
| RU2473992C1 (ru) * | 2011-10-12 | 2013-01-27 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Способ наработки кобальта-60 в ядерном канальном реакторе |
| RU2606507C2 (ru) * | 2011-10-03 | 2017-01-10 | Трансатомик Пауэр Корпорэйшн | Ядерные реакторы и относящиеся к ним способы и устройства |
| RU2645718C2 (ru) * | 2016-06-10 | 2018-02-28 | Акционерное Общество "Наука И Инновации" | Способ наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах |
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20070133731A1 (en) * | 2004-12-03 | 2007-06-14 | Fawcett Russell M | Method of producing isotopes in power nuclear reactors |
| RU2321906C1 (ru) * | 2006-08-03 | 2008-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом" | Облучательное устройство ядерного канального реактора для наработки изотопов кобальта |
| RU2606507C2 (ru) * | 2011-10-03 | 2017-01-10 | Трансатомик Пауэр Корпорэйшн | Ядерные реакторы и относящиеся к ним способы и устройства |
| RU2473992C1 (ru) * | 2011-10-12 | 2013-01-27 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Способ наработки кобальта-60 в ядерном канальном реакторе |
| RU2645718C2 (ru) * | 2016-06-10 | 2018-02-28 | Акционерное Общество "Наука И Инновации" | Способ наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN116978495A (zh) * | 2023-07-25 | 2023-10-31 | 上海交通大学 | 基于分层靶件的稀缺同位素辐照生产能谱最优化方法 |
| CN116978495B (zh) * | 2023-07-25 | 2024-03-12 | 上海交通大学 | 基于分层靶件的稀缺同位素辐照生产能谱最优化方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2956944B1 (en) | Nuclear reactor target assemblies and methods for producing isotopes, modifying materials within target material, and/or characterizing material within a target material | |
| AU2011282744B2 (en) | Isotope production target | |
| EP1573749B1 (en) | System and method for radioactive waste destruction | |
| Mokhtari et al. | Neutronic feasibility study of using a multipurpose MNSR for BNCT, NR, and NAA | |
| CN112951472A (zh) | 在重水堆中生产钼-99同位素的含支撑棒的辐照靶件 | |
| JP6802284B2 (ja) | 高速中性子炉において放射性同位元素を生成する方法および当該方法を利用した高速中性子炉 | |
| RU2769482C1 (ru) | Облучательное устройство для наработки изотопа со-60 в реакторе на быстрых нейтронах | |
| RU2769482C9 (ru) | Облучательное устройство для наработки изотопа со-60 в реакторе на быстрых нейтронах | |
| JP5522427B2 (ja) | 長寿命核分裂生成物を短寿命核種へ変換する方法 | |
| JP2022553924A (ja) | モジュール式放射性同位体生成カプセルおよび関連方法 | |
| KR20180115486A (ko) | 중수로핵연료 중심 연료봉에의 Co-59 장입을 통한 Co-60 생산 방안 | |
| RU2190269C1 (ru) | Ампула облучательного устройства ядерного реактора | |
| WO2023092810A1 (zh) | 强流电子直线加速器核素制备系统 | |
| Knauer et al. | Californium-252 production and neutron source fabrication | |
| Bulavin et al. | About model experiments on production of medical radionuclides at the IBR-2 reactor | |
| US20110080986A1 (en) | Method of transmuting very long lived isotopes | |
| Xu et al. | Study on producing radioisotopes based on fission or radiative capture method in a high flux reactor | |
| Tikare | Property-process relationships in nuclear fuel fabrication | |
| Gryzinski et al. | Multipurpose epithermal neutron beam on new research station at MARIA research reactor in Swierk-Poland | |
| Talamo et al. | Modeling of the Yalina booster facility by the Monte Carlo code MONK | |
| Maucec | Design of epithermal neutron beam for clinical BNCT treatment at Slovenian TRIGA research reactor | |
| Hung | Calculations of activation and radiation shielding of samples irradiated in Dalat reactor using ORIGEN2 and QAD-CGGP2 codes | |
| Frankowski | HAZARDS EVALUATION FOR THE NEW REACTORS SITED AT NUCLEAR RESEARCH CENTRE" SWIERK" | |
| Yuldashev et al. | Operation of VVR-SM with 36% enrichment uranium-dioxide fuel | |
| Brite | High Energy Impact Forming of Ceramic Fuels |