RU2779257C2 - Radiation source for non-destructive testing, and method and device for its production - Google Patents
Radiation source for non-destructive testing, and method and device for its production Download PDFInfo
- Publication number
- RU2779257C2 RU2779257C2 RU2020141411A RU2020141411A RU2779257C2 RU 2779257 C2 RU2779257 C2 RU 2779257C2 RU 2020141411 A RU2020141411 A RU 2020141411A RU 2020141411 A RU2020141411 A RU 2020141411A RU 2779257 C2 RU2779257 C2 RU 2779257C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- irradiation
- radiation source
- target
- destructive testing
- iridium
- Prior art date
Links
- 238000009659 non-destructive testing Methods 0.000 title claims abstract description 18
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 14
- 239000002775 capsule Substances 0.000 claims abstract description 31
- GKOZUEZYRPOHIO-UHFFFAOYSA-N iridium Chemical compound [Ir] GKOZUEZYRPOHIO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 15
- 229910052741 iridium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 15
- GKOZUEZYRPOHIO-BJUDXGSMSA-N iridium-191 Chemical compound [191Ir] GKOZUEZYRPOHIO-BJUDXGSMSA-N 0.000 claims abstract description 4
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 13
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 5
- 239000000969 carrier Substances 0.000 abstract 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 abstract 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 abstract 1
- 238000004064 recycling Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000004005 microsphere Substances 0.000 description 14
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 10
- 230000002285 radioactive Effects 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 238000009987 spinning Methods 0.000 description 2
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N Cesium Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052775 Thulium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052769 Ytterbium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminum Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003708 ampul Substances 0.000 description 1
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 1
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052803 cobalt Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 description 1
- 239000004020 conductor Substances 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- GKOZUEZYRPOHIO-IGMARMGPSA-N iridium-192 Chemical compound [192Ir] GKOZUEZYRPOHIO-IGMARMGPSA-N 0.000 description 1
- 230000001678 irradiating Effects 0.000 description 1
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- BUGBHKTXTAQXES-UHFFFAOYSA-N selenium Chemical compound [Se] BUGBHKTXTAQXES-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052711 selenium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011669 selenium Substances 0.000 description 1
- FRNOGLGSGLTDKL-UHFFFAOYSA-N thulium Chemical compound [Tm] FRNOGLGSGLTDKL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000007514 turning Methods 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- NAWDYIZEMPQZHO-UHFFFAOYSA-N ytterbium Chemical compound [Yb] NAWDYIZEMPQZHO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Abstract
Description
ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ, К КОТОРОЙ ОТНОСИТСЯ ИЗОБРЕТЕНИЕFIELD OF TECHNOLOGY TO WHICH THE INVENTION RELATES
[0001] Настоящее изобретение относится к источнику излучения для неразрушающего контроля, и способу и устройству для его производства. В частности, настоящее изобретение относится к источнику излучения для неразрушающего контроля, который позволяет получать изображение, имеющее высокое геометрическое разрешение, посредством неразрушающего контроля, и который позволяет обеспечивать однородность интенсивности источника от мишени к мишени и легко регенерируется, и способу и устройству для его производства.[0001] The present invention relates to a radiation source for non-destructive testing, and a method and apparatus for its production. In particular, the present invention relates to a non-destructive testing radiation source that can obtain an image having a high geometric resolution through non-destructive testing, and that can ensure source intensity uniformity from target to target and is easily regenerated, and a method and apparatus for producing the same.
УРОВЕНЬ ТЕХНИКИBACKGROUND OF THE INVENTION
[0002] В выложенной патентной заявке Японии 2010-127825 описан метод производства источников излучения для неразрушающего контроля (далее могут именоваться просто источниками излучения) с использованием ядерного реактора.[0002] Japanese Patent Application Laid-Open No. 2010-127825 describes a method for producing non-destructive testing radiation sources (hereinafter, simply referred to as radiation sources) using a nuclear reactor.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ SUMMARY OF THE INVENTION
Технические проблемы, подлежащие решению Technical problems to be solved
[0003] Однако, поскольку от трех до четырех дискообразных мишеней, имеющих, например, диаметр 1,5 мм × толщина 0,2 мм, традиционно уложены в стопку для формирования цилиндрического источника излучения, излучение, испускаемое с верхней и нижней поверхностей и боковой поверхности источника излучения, было анизотропным. Кроме того, существуют такие проблемы, как неоднородная интенсивность источника от мишени к мишени, низкое геометрическое разрешение изображения неразрушающего контроля (например, изображения), трудность в установлении назначенной интенсивности источника в ходе переизлучения вследствие изменений в интенсивности источника от мишени к мишени и недостаточной пригодности мишени к переработке.[0003] However, since three to four disc-shaped targets having, for example, a diameter of 1.5 mm × a thickness of 0.2 mm are traditionally stacked to form a cylindrical radiation source, the radiation emitted from the top and bottom surfaces and the side surface radiation source was anisotropic. In addition, there are problems such as non-uniform source intensity from target to target, low geometric resolution of the non-destructive testing image (e.g. images), difficulty in establishing the assigned source intensity during re-emission due to changes in source intensity from target to target, and insufficient target suitability. to processing.
[0004] Настоящее изобретение призвано решать вышеупомянутые традиционные проблемы, и его задача состоит в обеспечении источника излучения для неразрушающего контроля, который обеспечивает изображение неразрушающего контроля, имеющее высокое геометрическое разрешение и не имеет анизотропии источника излучения, однородную интенсивность источника от мишени к мишени и высокую пригодность мишени к переработке, и способ и устройство для его производства.[0004] The present invention is intended to solve the aforementioned conventional problems, and its object is to provide a non-destructive testing radiation source that provides a non-destructive testing image having high geometric resolution and no radiation source anisotropy, uniform source intensity from target to target, and high usability. target for processing, and a method and device for its production.
Средство для решения проблемTroubleshooter
[0005] Настоящее изобретение решает вышеупомянутые проблемы путем формирования мишени для облучения источника излучения для неразрушающего контроля в виде малой сферы диаметром примерно от 0,5 до 1,5 мм.[0005] The present invention solves the above problems by forming a target for irradiating a radiation source for non-destructive testing in the form of a small sphere with a diameter of about 0.5 to 1.5 mm.
[0006] Сферическая мишень для облучения может состоять из металлического иридия, содержащего природный или обогащенный иридий-191.[0006] The spherical target for irradiation may be composed of metallic iridium containing natural or enriched iridium-191.
[0007] Настоящее изобретение также решает вышеупомянутые проблемы посредством способа производства источника излучения для неразрушающего контроля, включающего в себя изготовление сферической мишени для облучения, размещение сферической мишени для облучения во вращающейся капсуле и вращение крыльчатки аксиального потока нисходящим потоком первичного теплоносителя реактора, благодаря чему вращающаяся капсула вращается.[0007] The present invention also solves the above problems by a method for producing a radiation source for non-destructive testing, including manufacturing a spherical irradiation target, placing the spherical irradiation target in a rotating capsule, and rotating the axial flow impeller with the downward flow of the primary reactor coolant, whereby the rotating capsule rotates.
[0008] В данном случае, сферическая мишень для облучения может изготавливаться капанием расплавленного иридия в жидкость.[0008] In this case, a spherical target for irradiation can be made by dropping molten iridium into a liquid.
[0009] Альтернативно, сферическая мишень для облучения может изготавливаться механической обработкой.[0009] Alternatively, the spherical target for irradiation may be machined.
[0010] Множество сферических мишеней для облучения может загружаться во вращающую капсулу в несколько слоев.[0010] A plurality of spherical targets for irradiation can be loaded into a rotating capsule in several layers.
[0011] Настоящее изобретение также решает вышеупомянутые проблемы посредством устройства для производства источника излучения для неразрушающего контроля, включающего в себя вращающуюся капсулу, где располагается сферическая мишень для облучения, и крыльчатку аксиального потока, которая вращается нисходящим потоком первичного теплоносителя реактора, причем вращающаяся капсула приводится во вращательное движение крыльчаткой аксиального потока.[0011] The present invention also solves the aforementioned problems by an apparatus for manufacturing a radiation source for non-destructive testing, including a rotating capsule housing a spherical target for irradiation, and an axial flow impeller that is rotated by the downward flow of the primary reactor coolant, and the rotating capsule is driven in rotational movement of the axial flow impeller.
Положительные результаты изобретенияPositive results of the invention
[0012] Согласно настоящему изобретению, мишень для облучения в форме малой сферы может повышать геометрическое разрешение изображения неразрушающего контроля по сравнению с дискообразной формой. Кроме того, можно устранить анизотропию источника излучения. Кроме того, чем меньше изменения в интенсивности источника, тем выше пригодность к повторному использованию мишени, что позволяет экономно использовать редкие ресурсы для снижения затрат на материал. Однородные источники излучения для неразрушающего контроля можно эффективно изготавливать для повышенной эффективности затрат. Источники излучения можно легко изготавливать с низкими затратами, поскольку капсула вращается за счет использования нисходящего потока первичного теплоносителя реактора без вращения капсулы двигателем, приводимым в действие внешним источником питания. Эти и другие признаки новизны и преимущества настоящего изобретения явствуют из нижеследующего подробного описания предпочтительных вариантов осуществления.[0012] According to the present invention, a small sphere-shaped irradiation target can improve the geometric resolution of an NDT image compared to a disk-shaped one. In addition, the anisotropy of the radiation source can be eliminated. In addition, the smaller the change in source intensity, the higher the reusability of the target, which makes it possible to economically use scarce resources to reduce material costs. Homogeneous radiation sources for non-destructive testing can be efficiently manufactured for increased cost efficiency. Radiation sources can be easily manufactured at low cost because the capsule is rotated by using the downward flow of the reactor's primary coolant without the capsule being rotated by a motor driven by an external power source. These and other features of the novelty and advantages of the present invention will appear from the following detailed description of the preferred embodiments.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙBRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS
[0013] Фиг. 1 - схема, демонстрирующая первую половину процедуры выработки иридия 192 (192Ir) согласно варианту осуществления настоящего изобретения;[0013] FIG. 1 is a diagram showing the first half of the 192 ( 192 Ir) iridium production procedure according to an embodiment of the present invention;
фиг. 2 - схема, демонстрирующая вторую ее половину;fig. 2 is a diagram showing its second half;
фиг. 3 - диаграмма, демонстрирующая радиоактивность иридиевых мишеней, полученных обогащением иридия-191 (191Ir) для описания принципа настоящего изобретения;fig. 3 is a diagram showing the radioactivity of iridium targets obtained by enriching iridium-191 ( 191 Ir) to describe the principle of the present invention;
фиг. 4A - схема, демонстрирующая эффект (эффект самоэкранирования) сечения реакции 191Ir с той же целью;fig. 4A is a diagram showing the effect (self-shielding effect) of the 191 Ir reaction cross section for the same purpose;
фиг. 4B - диаграмма, демонстрирующая скорость генерации 192Ir во внешних сферах с той же целью;fig. 4B is a diagram showing the rate of generation of 192 Ir in outer spheres for the same purpose;
фиг. 4C - диаграмма, демонстрирующая скорость генерации 192Ir во внутренних сферах с той же целью;fig. 4C is a diagram showing the rate of generation of 192 Ir in inner spheres for the same purpose;
фиг. 5 - диаграмма, демонстрирующая результат оценивания ротатабельности вращающейся капсулы посредством первичного теплоносителя реактора с той же целью; иfig. 5 is a diagram showing the result of evaluating the rotatability of a rotating capsule by means of a reactor primary coolant for the same purpose; and
фиг. 6 - схема, демонстрирующая вид в разрезе вращающейся капсулы для выработки 192Ir, пригодной в вышеприведенном варианте осуществления.fig. 6 is a diagram showing a sectional view of a rotating 192 Ir generation capsule useful in the above embodiment.
ОПИСАНИЕ ВАРИАНТОВ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯDESCRIPTION OF EMBODIMENTS
[0014] Вариант осуществления настоящего изобретения будет подробно описан ниже со ссылкой на чертежи. Следует отметить, что настоящее изобретение не ограничивается описанием следующего варианта осуществления или практических примеров. Компоненты следующего варианта осуществления и практических примеров включают в себя те, которые легко могут предложить специалисты в данной области техники, по существу идентичные и находящиеся в так называемом диапазоне эквивалентности. Компоненты, раскрытые в следующем варианте осуществления и практических примерах, могут при необходимости объединяться и могут при необходимости выборочно использоваться.[0014] An embodiment of the present invention will be described in detail below with reference to the drawings. It should be noted that the present invention is not limited to the description of the following embodiment or practical examples. The components of the following embodiment and practical examples include those that are readily available to those skilled in the art that are substantially identical and within the so-called equivalence range. The components disclosed in the following embodiment and practical examples may be combined as needed and may be selectively used as needed.
[0015] Фиг. 1 схематически демонстрирует первую половину процедуры выработки 192Ir согласно варианту осуществления настоящего изобретения.[0015] FIG. 1 schematically shows the first half of the 192 Ir generation procedure according to an embodiment of the present invention.
[0016] Как показано на этапах A и B на фиг. 1, иридиевые (Ir) микросферы 12 диаметром 1 мм, с допуском по диаметру ±0,02 мм и массой 12 мг и т.д. изготавливаются, например, из металлического иридия (Ir) 10, состоящего из обогащенного иридия (Ir), который является, например, 191Ir, обогащенным до 80%.[0016] As shown in steps A and B in FIG. 1, iridium (Ir)
[0017] В производстве используется метод плавления металлического иридия. Ir микросферы 12 могут изготавливаться капанием расплавленного иридия в жидкость (например, воду).[0017] The production uses a method of melting metallic iridium. Ir
[0018] Альтернативно, Ir микросферы 12 могут изготавливаться механической обработкой с использованием чистового точения в качестве метода механической обработки.[0018] Alternatively, the Ir
[0019] Затем, как показано на этапе C на фиг. 1, 28 Ir микросфер 12 загружаются слоями с надлежащим разнесением, например, на 2 мм вдоль внутренней периферии диаметром 20 мм цилиндрического алюминиевого теплопровода 14, имеющего диаметр, например, 25 мм. Как показано на этапе D на фиг. 1, например, восемь таких слоев загружаются путем укладки в стопку вертикально на надлежащих расстояниях с обеспечением, например, всего приблизительно 220 мишеней для облучения.[0019] Then, as shown in step C in FIG. 1, 28
[0020] Затем, как показано на этапе E на фиг. 1, восемь слоев теплопроводов 14, загруженных Ir микросферами 12, которые являются мишенями для облучения, запечатываются во вращающейся капсуле 20 (также именуемой ампулой облучения). Как показано на этапе F на фиг. 1 (= этап A на фиг. 2), вращающаяся капсула 20 вставляется в реактор 40 и облучается нейтронами, вращаясь нисходящим потоком первичного теплоносителя реактора. Причина, по которой вращающаяся капсула 20 не закреплена, но вращается, состоит в необходимости однородного нейтронного облучения. В настоящем варианте осуществления используется нисходящий поток первичного теплоносителя реактора, что избавляет от необходимости в электрическом двигателе для вращения, внешнем источнике питания, соединительном кабеле между ними и т.п., что позволяет снизить затраты. Кроме того, монтажные операции осуществляются просто и легко, поскольку бескабельная вращающаяся капсула 20 просто помещается в канал первичного теплоносителя реактора.[0020] Then, as shown in step E in FIG. 1, eight layers of
[0021] Затем, как показано на этапе B на фиг. 2, облученная вращающаяся капсула 20A, извлеченная из реактора 40, разбирается. Как показано на этапе C на фиг. 2, извлекаются облученные теплопроводы 14A, включающие в себя облученные Ir микросферы 12A. Затем, как показано на этапе D на фиг. 2, извлекаются приблизительно 220 облученных Ir микросфер 12A. Затем, как показано на этапе E на фиг. 2, каждая из облученных Ir микросфер 12A загружается в контейнер 50. Как показано на этапе F на фиг. 2, контейнер 50 измеряется и проверяется на предмет заранее определенной дозы γ-излучения (например, 13 Ки). Как показано на этапе G на фиг. 2, контейнер 50 запечатываетсяя. Как показано на этапе H на фиг. 2, запечатанные контейнеры 50A транспортируются в транспортировочном контейнере 52.[0021] Then, as shown in step B in FIG. 2, the irradiated
[0022] На фиг. 3 показана радиоактивность Ir мишеней, содержащих обогащенный 191Ir согласно настоящему изобретению.[0022] FIG. 3 shows the Ir radioactivity of targets containing enriched 191 Ir according to the present invention.
[0023] Для выработки 192Ir, требуется плотность потока тепловых нейтронов приблизительно от 1 до 2 × 1014 (1/см2) независимо от необходимости обогащать 191Ir. Например, в случае транспортировки раз в два месяца, время облучения может составлять 40 дней.[0023] To generate 192 Ir, a thermal neutron flux density of approximately 1 to 2×10 14 (1/cm 2 ) is required, regardless of the need to enrich 191 Ir. For example, in the case of transport once every two months, the exposure time can be 40 days.
[0024] Затем, на фиг. 4 показан результат контроля эффекта (эффекта самоэкранирования) сечения реакции 191Ir также согласно настоящему изобретению.[0024] Then, in FIG. 4 shows the result of monitoring the effect (self-shielding effect) of the 191 Ir reaction cross section also according to the present invention.
[0025] Сечение реакции Ir с нейтронами больше, чем для урана, и Ir микросферы в нейтронах передней секции (самоэкранирование). Предположим, что, как показано слева на фиг. 4A, нейтроны поступают в одном направлении (в схеме, слева), и Ir микросферы располагаются на внутренней окружности и внешней окружности, как показано на виде в разрезе, показанном справа на фиг. 4A. В таком случае, объем генерации 192Ir неоднороден, как показано на фиг. 4B (скорость генерации 192Ir во внешних сферах) и фиг. 4C (скорость генерации 192Ir во внутренних сферах). Вращение делает объем генерации однородным, поскольку Ir микросферы облучаются нейтронами во всех направлениях. Заметим, что Ir микросферы желательно загружать только на внешней окружности, поскольку объем генерации различается между внутренней окружностью и внешней окружностью.[0025] The cross section for the reaction of Ir with neutrons is greater than for uranium, and Ir microspheres in front section neutrons (self-shielding). Let us assume that, as shown on the left in Fig. 4A, neutrons arrive in one direction (in the diagram, left), and Ir microspheres are arranged on the inner circle and the outer circle, as shown in the sectional view shown on the right in FIG. 4A. In such a case, the amount of generation of 192 Ir is non-uniform, as shown in FIG. 4B ( 192 Ir generation rate in outer spheres) and FIG. 4C (rate of generation of 192 Ir in the inner spheres). The rotation makes the generation volume uniform, since the Ir microspheres are irradiated with neutrons in all directions. Note that it is desirable to load the Ir microspheres only on the outer circumference, since the generation volume differs between the inner circumference and the outer circumference.
[0026] Кроме того, на фиг. 5 показан результат оценивания ротатабельности вращающейся капсулы первичным теплоносителем реактора также согласно настоящему изобретению.[0026] In addition, in FIG. 5 shows the result of evaluating the rotatability of a rotating capsule with a reactor primary coolant, also according to the present invention.
[0027] Поскольку скорость потока на участке зазора в 1000 или более раз больше скорости вращения, поток на поверхности цилиндрического контейнера проходит через участок зазора без вращения. Поэтому необходим механизм для преобразования аксиального потока в вихревой поток. Таким образом, в этой системе, избыточная аксиальная сила, как показано на фиг. 5, возникает вследствие потери потока, сталкивающегося с цилиндрическим контейнером, и потери, возникающей на участке зазора. В таком случае оказывается, что для вращения цилиндрического контейнера необходимо применять упорный подшипник, выдерживающий аксиальную силу (аксиальную нагрузку приблизительно 50 Н или более для зазора 7 мм).[0027] Since the flow velocity in the gap portion is 1000 or more times the rotational speed, the flow on the surface of the cylindrical container passes through the gap portion without rotation. Therefore, a mechanism is needed to convert the axial flow into a vortex flow. Thus, in this system, the excess axial force, as shown in FIG. 5 occurs due to the loss of flow impinging on the cylindrical container and the loss occurring at the gap portion. In such a case, it turns out that in order to rotate the cylindrical container, it is necessary to use a thrust bearing that can withstand an axial force (an axial load of approximately 50 N or more for a gap of 7 mm).
[0028] На фиг. 6 показано состояние, в котором вращающаяся капсула для выработки 192Ir вставляется в канал для первичного теплоносителя, проходящий вертикально внутри реактора 40.[0028] In FIG. 6 shows a state in which the 192 Ir generation rotating capsule is inserted into a primary coolant passage vertically extending inside the
[0029] Внутренняя капсула 30, выполненная, например, из A5052, где находится вращающаяся капсула 20, располагается во внешней трубе 22, выполненной, например, из A6063. Затем внутренняя капсула 30 вставляется в канал первичного теплоносителя реактора. Ось внутренней капсулы 30 поддерживается с возможностью вращения во внешней трубе 22 сверху и снизу подшипниками 26, выполненными, например, из SUS304, и держателями 24 подшипников, выполненными, например, из A5052. Ось дополнительно снабжена крыльчаткой 32 аксиального потока, аналогично выполненной из A5052. В схеме, ссылочная позиция 34 обозначает сетку, выполненную, например, из SUS304, и ссылочная позиция 36 обозначает держатель сетки, выполненный, например, из A5052. Таким образом, крыльчатка 32 аксиального потока вращается нисходящим потоком первичного теплоносителя реактора, благодаря чему внутренняя капсула 30 и вращающаяся капсула 20 в ней также вращаются.[0029] The inner capsule 30, made of, for example, A5052, where the
[0030] Вышеупомянутый источник излучения имеет дозу, например, 13 Ки ввиду того, что назначенная величина радиоактивности после выгрузки из реактора равна 10 Ки. Однако ввиду потребности в будущем может изготавливаться источник излучения 39 Ки, т.е. в 1,3 раза превышающего 30 Ки.[0030] The above radiation source has a dose of, for example, 13 Ci due to the fact that the assigned amount of radioactivity after unloading from the reactor is 10 Ci. However, due to the need in the future, a 39 Ci radiation source can be manufactured, i.e. 1.3 times greater than 30 Ci.
[0031] В вышеприведенном варианте осуществления радиоактивный изотоп описан как иридий Ir-192. Однако тип радиоактивного изотопа не ограничивается этим, и можно использовать другие радиоактивные изотопы, например, кобальт Co-60, цезий Cs-127, иттербий Yb-169, селен Se-75 и тулий Tm-170. Размер и количество слоев теплопровода 14, количество микросфер и пр. также не ограничиваются вышеупомянутым вариантом осуществления.[0031] In the above embodiment, the radioactive isotope is described as iridium Ir-192. However, the type of radioactive isotope is not limited to this, and other radioactive isotopes such as cobalt Co-60, cesium Cs-127, ytterbium Yb-169, selenium Se-75 and thulium Tm-170 can be used. The size and number of layers of the
ПЕРЕЧЕНЬ ССЫЛОЧНЫХ ПОЗИЦИЙLIST OF REFERENCES
[0032] [0032]
10 … металлический иридий (Ir) 10 ... metallic iridium (Ir)
12, 12A … иридиевая (Ir) микросфера12, 12A … iridium (Ir) microsphere
14, 14A … теплопровод14, 14A … heat pipe
20 … вращающаяся капсула20 ... rotating capsule
30 … внутренняя капсула30 … inner capsule
32 … крыльчатка аксиального потока32 … axial flow impeller
40 … ядерный реактор40 ... nuclear reactor
50, 50A … контейнер50, 50A … container
52 … транспортировочный контейнер52 ... shipping container
Claims (5)
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2020141411A RU2020141411A (en) | 2022-06-17 |
RU2779257C2 true RU2779257C2 (en) | 2022-09-05 |
Family
ID=
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2004109716A2 (en) * | 2003-06-06 | 2004-12-16 | Nrg | Method for producing a gamma radiation source |
RU2663222C2 (en) * | 2014-05-13 | 2018-08-02 | КьюЭсЭй ГЛОБАЛ ИНК. | Device and method of obtaining sources of gamma-radiation from enriched iridium |
RU2719322C1 (en) * | 2016-05-24 | 2020-04-17 | КьюЭсЭй ГЛОБАЛ ИНК. | Low-density spherical irridium source |
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2004109716A2 (en) * | 2003-06-06 | 2004-12-16 | Nrg | Method for producing a gamma radiation source |
RU2663222C2 (en) * | 2014-05-13 | 2018-08-02 | КьюЭсЭй ГЛОБАЛ ИНК. | Device and method of obtaining sources of gamma-radiation from enriched iridium |
RU2719322C1 (en) * | 2016-05-24 | 2020-04-17 | КьюЭсЭй ГЛОБАЛ ИНК. | Low-density spherical irridium source |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US9443629B2 (en) | Techniques for on-demand production of medical isotopes such as Mo-99/Tc-99m and radioactive iodine isotopes including I-131 | |
US6738446B2 (en) | System and method for radioactive waste destruction | |
Weale et al. | Measurements of the reaction rate distribution produced by a source of 14 MeV neutrons at the centre of a uranium metal pile | |
US11067517B2 (en) | Neutron radiography method and apparatus for the implementation thereof | |
Chankow | Neutron radiography | |
RU2779257C2 (en) | Radiation source for non-destructive testing, and method and device for its production | |
US11508491B2 (en) | Radiation source for nondestructive inspection, and method and apparatus for manufacturing same | |
JP6914544B2 (en) | Manufacturing method and equipment of radioactive source for non-destructive inspection | |
EP4016551A1 (en) | Radiation source for nondestructive testing, production method and apparatus therefore | |
Spowart | Neutron radiography | |
Singh et al. | Non destructive evaluation of irradiated nuclear fuel pins at cirus research reactor by neutron radiography | |
US20220406485A1 (en) | Fuel fabrication process for radioisotope thermoelectric generators | |
Stogov et al. | Experimental Determination of the Effective Resonance Absorption Integrals of 238 U and 158 Gd in Urania–Gadolinia Rods | |
US7655935B1 (en) | Plutonium radiation surrogate | |
Shaaban | Conceptual design of a thermal neutron radiography facility in the cyclotron 30 LC using the MCNPX cod | |
Bramblett et al. | Nuclear fuel pin scanner | |
Ricci | New system for activation analysis with thick-target, 110-MeV electron bremsstrahlung | |
Hammer et al. | The neutron radiography facility at the Saphir research reactor | |
Sommer | Materials performance experience at spallation neutron sources | |
Vorogushin et al. | Accelerators for Non-destructive Inspection of the Nuclear Reactor Equipment | |
Palmer et al. | Non-destructive evaluation series | |
Preston et al. | DOSIMETRY AND PROTECTION PROBLEMS IN THE MANUFACTURE OF FUELS CONTAINING HIGH IRRADIATION PLUTONIUM. | |
Chasman | LONGITUDINAL POLARIZATION OF ELECTRONS FROM Pm $ sup 147$.(thesis) | |
Green et al. | New Low Energy Photon Sources for Industrial Utilization | |
Wada et al. | Neutron and Gamma Simultaneous Radiography Using a 2 5 2 Cf Isotopic Neutron Source |