RU2769482C9 - 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
- RU2769482C9 RU2769482C9 RU2021130678A RU2021130678A RU2769482C9 RU 2769482 C9 RU2769482 C9 RU 2769482C9 RU 2021130678 A RU2021130678 A RU 2021130678A RU 2021130678 A RU2021130678 A RU 2021130678A RU 2769482 C9 RU2769482 C9 RU 2769482C9
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- isotope
- moderating
- production
- neutron
- irradiation device
- Prior art date
Links
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 32
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 34
- 239000007858 starting material Substances 0.000 claims abstract description 17
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims abstract description 11
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims abstract description 10
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 9
- LTPBRCUWZOMYOC-UHFFFAOYSA-N BeO Chemical compound O=[Be] LTPBRCUWZOMYOC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 6
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 claims abstract description 6
- 229910052987 metal hydride Inorganic materials 0.000 claims abstract description 6
- 150000004681 metal hydrides Chemical class 0.000 claims abstract description 6
- ZOXJGFHDIHLPTG-IGMARMGPSA-N boron-11 Chemical compound [11B] ZOXJGFHDIHLPTG-IGMARMGPSA-N 0.000 claims abstract description 5
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- 239000010439 graphite Substances 0.000 claims abstract description 5
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 5
- 230000000979 retarding Effects 0.000 claims abstract description 5
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 4
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium(0) Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 4
- -1 Be2C) Chemical compound 0.000 claims abstract description 3
- 241000216690 Gracula religiosa Species 0.000 claims abstract description 3
- RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N titanium Chemical compound [Ti] RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 3
- 239000010936 titanium Substances 0.000 claims abstract description 3
- 229910052719 titanium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 3
- VWQVUPCCIRVNHF-UHFFFAOYSA-N yttrium Chemical compound [Y] VWQVUPCCIRVNHF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 3
- 229910052727 yttrium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 3
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 3
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 3
- 229910000568 zirconium hydride Inorganic materials 0.000 claims description 8
- QSGNKXDSTRDWKA-UHFFFAOYSA-N zirconium dihydride Chemical compound [ZrH2] QSGNKXDSTRDWKA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 4
- 239000011253 protective coating Substances 0.000 claims description 4
- 239000008187 granular material Substances 0.000 claims description 3
- 238000000137 annealing Methods 0.000 claims 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 11
- 238000003825 pressing Methods 0.000 abstract description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 230000002285 radioactive Effects 0.000 description 9
- GUTLYIVDDKVIGB-OUBTZVSYSA-N Cobalt-60 Chemical compound [60Co] GUTLYIVDDKVIGB-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 6
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 6
- 229910052803 cobalt Inorganic materials 0.000 description 6
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 5
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 5
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 5
- 210000004544 DC2 Anatomy 0.000 description 4
- 230000002530 ischemic preconditioning Effects 0.000 description 4
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 3
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 3
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 description 3
- OSHLWINJTPLDKQ-UHFFFAOYSA-N hydride;yttrium(3+) Chemical compound [H-].[H-].[H-].[Y+3] OSHLWINJTPLDKQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000011068 load Methods 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 3
- 229910000047 yttrium hydride Inorganic materials 0.000 description 3
- MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N ZrO2 Chemical compound O=[Zr]=O MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 230000001678 irradiating Effects 0.000 description 2
- 238000004659 sterilization and disinfection Methods 0.000 description 2
- 238000002560 therapeutic procedure Methods 0.000 description 2
- 229910001928 zirconium oxide Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 description 1
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N Boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004484 Briquette Substances 0.000 description 1
- 102200052313 POLD1 G21C Human genes 0.000 description 1
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 1
- 201000011510 cancer Diseases 0.000 description 1
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 230000000249 desinfective Effects 0.000 description 1
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 1
- 238000002405 diagnostic procedure Methods 0.000 description 1
- 239000003814 drug Substances 0.000 description 1
- 238000010894 electron beam technology Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 235000013305 food Nutrition 0.000 description 1
- 230000005251 gamma ray Effects 0.000 description 1
- 239000008240 homogeneous mixture Substances 0.000 description 1
- 239000002440 industrial waste Substances 0.000 description 1
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 1
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral Effects 0.000 description 1
- 230000017363 positive regulation of growth Effects 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 238000002673 radiosurgery Methods 0.000 description 1
- 238000001959 radiotherapy Methods 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000001954 sterilising Effects 0.000 description 1
- 239000000725 suspension Substances 0.000 description 1
- 235000013311 vegetables Nutrition 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001868 water Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 1
Images
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 RU2769482C1 (ru) | 2022-04-01 |
| RU2769482C9 true RU2769482C9 (ru) | 2022-05-27 |
Family
ID=
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
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 | |
| RU2663222C2 (ru) | Устройство и способ получения источников гамма-излучения из обогащенного иридия | |
| 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 | |
| RU2769482C9 (ru) | Облучательное устройство для наработки изотопа со-60 в реакторе на быстрых нейтронах | |
| RU2769482C1 (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 | |
| CN114556491A (zh) | 模块化放射性同位素产生封装体和相关方法 | |
| Eidson | Comparison of physical chemical properties of powders and respirable aerosols of industrial mixed uranium and plutonium oxide fuels. Technical report | |
| Knauer et al. | Californium-252 production and neutron source fabrication | |
| RU2190269C1 (ru) | Ампула облучательного устройства ядерного реактора | |
| WO2023092810A1 (zh) | 强流电子直线加速器核素制备系统 | |
| 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 | |
| Li et al. | Characteristics of Irradiation Production of Radioisotope in an Ultra-High Flux Research Reactor | |
| Tikare | Property-process relationships in nuclear fuel fabrication | |
| Xu et al. | Study on producing radioisotopes based on fission or radiative capture method in a high flux reactor | |
| AU2015200445B2 (en) | Isotope production target | |
| Hung | Calculations of activation and radiation shielding of samples irradiated in Dalat reactor using ORIGEN2 and QAD-CGGP2 codes | |
| Yuldashev et al. | Operation of VVR-SM with 36% enrichment uranium-dioxide fuel | |
| Maucec | Design of epithermal neutron beam for clinical BNCT treatment at Slovenian TRIGA research reactor | |
| Brite | High Energy Impact Forming of Ceramic Fuels |