RU37870U1

RU37870U1 - IRRADIATION DEVICE FOR OPERATION OF RADIOACTIVE ISOTOPES IN A RAPID REACTOR REFLECTOR

Info

Publication number: RU37870U1
Application number: RU2004101490/20U
Authority: RU
Inventors: Ю.А. Казанский (RU); Ю.А. Казанский; А.Л. Кочетков (RU); А.Л. Кочетков; В.А. Левченко (RU); В.А. Левченко; И.П. Матвеенко (RU); И.П. Матвеенко
Original assignee: ООО ЭНИМЦ "Моделирующие системы"
Priority date: 2004-01-23
Filing date: 2004-01-23
Publication date: 2004-05-10

Description

Облучательное устройство для наработки радиоактивных изотопов в отражателеIrradiation device for producing radioactive isotopes in a reflector

Полезная модель относится к области ядерной техники и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах для наработки радиоактивных изотопов, в частности америция-242т.The utility model relates to the field of nuclear engineering and can be used in fast-neutron nuclear reactors for producing radioactive isotopes, in particular americium-242t.

Интерес к америцию-242т обусловлен очень маленькой критмассой этого изотопа (для реакторов с тепловым спектром - всего несколько десятков граммов), что позволяет создать компактный ядерный реактор на этом изотопе, который может использоваться как источник нейтронов, в частности, в нейтронозахватной терапии.The interest in americium-242t is due to the very small critical mass of this isotope (for reactors with a thermal spectrum - only a few tens of grams), which makes it possible to create a compact nuclear reactor based on this isotope, which can be used as a neutron source, in particular, in neutron capture therapy.

Известно устройство наработки ядер америция-242т () в отражателе реактора на быстрых нейтронах / Y. Ronen, М. Aboudy, D. Regev Breeding of 242m Am in Fast Reactor. Proceedings of the Conference of the Nuclear Societies in Israel. May 22-23, 2002.Haifa, Israel/. В известном устройстве в отражатель быстрого реактора вместо обычных соединений урана загружается примерно 10000 кг двуокиси америция-241 () и в результате радиационного захвата нейтронов ядрами америция-241 () образуются ядра Ат.A device for producing nuclei of americium-242t () in the reflector of a fast neutron reactor is known / Y. Ronen, M. Aboudy, D. Regev Breeding of 242m Am in Fast Reactor. Proceedings of the Conference of the Nuclear Societies in Israel. May 22-23, 2002. Haifa, Israel /. In the known device, instead of the usual uranium compounds, about 10,000 kg of americium-241 () dioxide are loaded into the reflector of a fast reactor, and At nuclei are formed as a result of radiation capture of neutrons by americium-241 () nuclei.

Недостатком известного устройства является очень маленькая эффективность наработки ядер (за 180 дней работы реактора, примерно, 0.07% от количества ядер стартового материала). Вторым недостатком является малая концентрация этого изотопа в облученном америции и, как следствие, высокая стоимость нарабатываемого материала, в которую входят в качестве основных составляющих стоимость стартового материала, стоимость обогащения облученного материала до нужных концентраций по и стоимость природоохранных мероприятий. Нричем решить эту проблему путем увеличения времени облучения стартового материала нельзя, т.к., во-первых, параллельно с наработкой идет процесс выгорания Ат и, во-вторых, с увеличением времени облучения стартового материала существенно повышается остаточное энерговыделение облученного материала, что делает практически невозможной его переработку с целью обогащения в промышленных условиях без дополнительной временной выдержки облученного америция.A disadvantage of the known device is the very low efficiency of nuclear production (for 180 days of reactor operation, approximately 0.07% of the number of nuclei of starting material). The second disadvantage is the low concentration of this isotope in irradiated america and, as a consequence, the high cost of the material produced, which includes the cost of the starting material, the cost of enriching the irradiated material to the desired concentrations and the cost of environmental protection as the main components. There is no way to solve this problem by increasing the time of irradiation of the starting material, because, firstly, at the same time, the burnout of At occurs and, secondly, with an increase in the time of irradiation of the starting material, the residual energy release of the irradiated material significantly increases, which makes it practically it is impossible to process it for enrichment in an industrial environment without additional temporary exposure of irradiated americium.

быстрого реактораfast reactor

МПК02Ш1/02 Известно облучательное устройство для наработки радиоактивных изотопов вMPK02Sh1 / 02 A known irradiation device for producing radioactive isotopes in

отражателе реактора на быстрых нейтронах / Патент РФ № 2076362 «Способ наработки радиоактивных изотопов в реакторе на быстрых нейтронах и ядерный реактор на быстрых нейтронах. МПК G21G1/02/, выбранное в качестве прототипа. Это облучательное устройство имеет внешние геометрические размеры тепловыделяющей сборки (ТВС) быстрого реактора и снабжено замедлителем нейтронов и, по крайней мере, одним каналом для протока теплоносителя, а также мишенью из стартового материала, размещенной внутри замедлителя нейтронов.reflector of a fast neutron reactor / RF Patent No. 2076362 “Method for producing radioactive isotopes in a fast neutron reactor and a fast fast neutron nuclear reactor. IPC G21G1 / 02 /, selected as a prototype. This irradiating device has the external geometric dimensions of the fuel assembly (FA) of the fast reactor and is equipped with a neutron moderator and at least one channel for the coolant flow, as well as a target from the starting material placed inside the neutron moderator.

Недостаток известного облучательного устройства состоит в том, что по мере наработки происходит интенсивное выгорание наработанного , обусловленное очень большим сечением деления тепловыми нейтронами, что делает практически невозможной промышленную наработку .A disadvantage of the known irradiation device is that as the operating time occurs, the burned-out occurs intensively due to the very large cross section for fission by thermal neutrons, which makes industrial production practically impossible.

Решаемая предлагаемой полезной моделью техническая задача состояла в том, чтобы создать облучательное устройство для эффективной наработки в промышленных масштабах с минимальными материальными и финансовыми затратами.The technical problem being solved by the proposed utility model was to create an irradiation device for efficient production on an industrial scale with minimal material and financial costs.

Сушность полезной модели состоит в том, что облучательное устройство для наработки радиоактивных изотопов в отражателе быстрого реактора включает, по крайней мере, одну облучательную сборку, снабженную замедлителем нейтронов с, по крайней мере, одним каналом для протока теплоносителя, а также снабженную мишенью из стартового материала, которая размещена внутри замедлителя нейтронов. Отличие облучательного устройства в том, что мишень из стартового материала размешена внутри фильтра, выполненного из поглошающего тепловые нейтроны материала.The usefulness of the utility model consists in the fact that an irradiating device for producing radioactive isotopes in a reflector of a fast reactor includes at least one irradiation assembly equipped with a neutron moderator with at least one channel for the coolant flow and also equipped with a target from the starting material which is placed inside the neutron moderator. The difference between the irradiation device is that the target from the starting material is placed inside a filter made of material that absorbs thermal neutrons.

Причем, в частном случае, в качестве стартового материала может быть использован материал, содержащий ядра америция-241.Moreover, in the particular case, as a starting material, a material containing americium-241 nuclei can be used.

Кроме того, масса ядер америция-241 в мишени не превышает 110г.In addition, the mass of americium-241 nuclei in the target does not exceed 110 g.

В частности замедлитель нейтронов может быть выполнен из материала, содержащего ядра бериллия, в частности, в качестве такого материала может быть использована окись бериллия.In particular, the neutron moderator can be made of a material containing beryllium nuclei, in particular, beryllium oxide can be used as such a material.

В частности, замедлитель нейтронов может быть выполнен из карбида бора, обогащенного по изотопу бор-11, при этом обогащение может составлять не менее 99%.In particular, the neutron moderator can be made of boron carbide enriched in the boron-11 isotope, while enrichment can be at least 99%.

В частности, замедлитель нейтронов может быть выполнен из гидрида металла.In particular, the neutron moderator can be made of metal hydride.

В частности фильтр может быть выполнен из гадолиния, который может быть обогащенным по изотопу гадолиний-157, причем обогащение может составлять величину не менее 70%.In particular, the filter can be made of gadolinium, which can be enriched in the isotope gadolinium-157, and the enrichment can be at least 70%.

2 в частности, фильтр может быть выполнен из кадмия.2 in particular, the filter may be made of cadmium.

В частности толщина фильтра находится в пределах от 0.005 до 0.12 см.In particular, the thickness of the filter ranges from 0.005 to 0.12 cm.

Кроме того, толщина замедлителя нейтронов между внешней боковой поверхностью облучательной сборки и внещней боковой поверхностью фильтра находится в пределах от 1.5 до 4.7 см.In addition, the thickness of the neutron moderator between the outer lateral surface of the irradiation assembly and the outer lateral surface of the filter is in the range from 1.5 to 4.7 cm.

Техническим результатом использования данной полезной модели является повышение эффективности наработки ядер , при которой возможна наработка до 50 грамм из 1 кг примерно за одну микрокомпанию реактора БН-600 (160180 эффективных суток). Или же при облучении стартового материала в течении двух трех микрокомпаний можно довести содержание в изотопном составе Am до 1314% и при этом остаточное тепловыделение облученного материала мишени позволит работать с ним на штатном технологическом оборудовании после временной вьщержки, характерного для облученных ТВС быстрого реактора.The technical result of using this utility model is to increase the efficiency of nuclear production, in which it is possible to produce up to 50 grams of 1 kg in about one microcompany of the BN-600 reactor (160 180 effective days). Or, by irradiating the starting material for two three micro-companies, it is possible to increase the content of Am in the isotopic composition to 1314% and at the same time, the residual heat emission of the irradiated target material will allow working with it on standard equipment after a temporary delay typical of irradiated fuel assemblies of a fast reactor.

Достижение технического результата стало возможным благодаря тому, что совокупность существенных признаков полезной модели обеспечивает формирование специального спектра эпитепловых нейтронов из спектра нейтронов, характерного для отражателя быстрого реактора, что позволяет нарабатывать со скоростью значительно большей по сравнению со скоростью его выгорания.The achievement of the technical result became possible due to the fact that the combination of essential features of the utility model provides the formation of a special spectrum of epithermal neutrons from the neutron spectrum characteristic of the reflector of a fast reactor, which makes it possible to produce at a speed significantly higher than its burnout rate.

На фиг.1 приведена схема картограммы загрузки быстрого реактора, на которой схематично показаны активная зона-1, отражатель-2 реактора, ТВС первого ряда отражателя-3, облучательная сборка-4.Figure 1 shows a diagram of a cartogram loading a fast reactor, which schematically shows the active zone-1, reflector-2 reactor, fuel assemblies of the first row of reflector-3, irradiation assembly-4.

На фиг.2 приведена схема поперечного разреза облучательной сборки-4 с замедлителем-5 нейтронов, с каналом-6 для прохождения теплоносителя, во внутренней области которого размещен контейнер с мишенью-7 из стартового материала, который в свою очередь размещен внутри фильтра-8, поглощающего тепловые нейтроны.Figure 2 shows a cross-sectional diagram of an irradiation assembly-4 with a neutron moderator-5, with a channel-6 for passage of a coolant, in the inner region of which a container with a target-7 from a starting material is placed, which in turn is located inside the filter-8, absorbing thermal neutrons.

На фиг.З приведены графики наработки в облучательных сборках с различными типами замедлителя нейтронов и поглотителя тепловых нейтронов в зависимости от времени облучения. Кривая 9 соответствует облучательной сборке с карбидом бора в качестве замедлителя нейтронов и в качестве поглотителя тепловых нейтронов; кривая 10 соответственно с гидридом циркония (ZrH2) и кривая 11 соответственно с карбидом бора и гадолинием естественного изотопного состава; кривая 12 соответственно с карбидом бора и кадмием.Figure 3 shows the operating time graphs in irradiation assemblies with various types of neutron moderator and thermal neutron absorber, depending on the exposure time. Curve 9 corresponds to an irradiation assembly with boron carbide as a neutron moderator and as a thermal neutron absorber; curve 10, respectively, with zirconium hydride (ZrH2) and curve 11, respectively, with boron carbide and gadolinium of natural isotopic composition; curve 12, respectively, with boron carbide and cadmium.

3 нейтронов в зависимости от времени облучения. Кривая 13 соответствует3 neutrons depending on the exposure time. Curve 13 corresponds

облучательной сборке с карбидом бора в качестве замедлителя нейтронов и в качестве поглотителя тепловых нейтронов; кривая 14 соответственно с гидридом циркония и Gd; кривая 15 соответственно с карбидом бора и гадолинием естественного изотопного состава; кривая 16 соответственно с карбидом бора и кадмием. На фиг.5 приведены графики остаточного энерговьщеления ТВС, отработавшей в зоне среднего обогащения реактора БН-600, и облучательной сборки после облучения в зависимости от времени выдержки. Кривая 17 соответствует ТВС, а кривая 18 облучательной сборке с замедлителем нейтронов из В4С и поглотителем нейтронов изirradiation assembly with boron carbide as a neutron moderator and as a thermal neutron absorber; curve 14, respectively, with zirconium hydride and Gd; curve 15, respectively, with boron carbide and gadolinium of natural isotopic composition; curve 16, respectively, with boron carbide and cadmium. Figure 5 shows graphs of the residual energy deposition of fuel assemblies spent in the secondary enrichment zone of the BN-600 reactor and the irradiation assembly after irradiation, depending on the exposure time. Curve 17 corresponds to the fuel assembly, and curve 18 to the irradiation assembly with a neutron moderator from B4C and a neutron absorber from

Облучательная сборка-4 имеет внешние геометрические размеры ТВС отражателя быстрого реактора, внутри которой размещен замедлитель-5 нейтронов. Внутри замедлителя-5 нейтронов выполнен канал-6 для прохождения теплоносителя. В пространстве между оболочкой облучательной сборки и замедлителем нейтронов может располагаться дополнительный канал для прохождения теплоносителя. В канале-6 размешен контейнер с мищенью-7 из стартового материала. Контейнер помещен в фильтр из материала, поглощающего тепловые нейтроны.The irradiation assembly-4 has the external geometric dimensions of the fuel assembly of the fast reactor reflector, inside which a neutron moderator-5 is placed. Inside the neutron moderator-5, channel-6 is made for the passage of the coolant. In the space between the shell of the irradiation assembly and the neutron moderator, an additional channel for the passage of the coolant can be located. In the channel-6 a container with a dishwasher-7 from the starting material is placed. The container is placed in the filter from a material that absorbs thermal neutrons.

Устройство работает следующим образом. В реакторе на быстрых нейтронах среди штатных ТВС второго ряда отражателя-2 размещают облучательные сборки-4. При работе реактора, нейтроны с характерным для ТВС второго ряда отражателя реактора энергетическим спектром, попадают в облучательную сборку-4, замедляются в слое замедлителя-5, проходят через фильтр-8, поглощающий тепловые нейтроны, и попадают в мишень-У, где захватываются ядрами стартового материала, в частности ядрами , с испусканием гамма кванта, в результате чего образуются ядра Am.The device operates as follows. In a fast neutron reactor, among the standard fuel assemblies of the second row of reflector-2, irradiation assemblies-4 are placed. During the operation of the reactor, neutrons with the energy spectrum characteristic of the FA of the second row of the reactor reflector fall into the irradiation assembly-4, slow down in the moderator-5 layer, pass through filter-8 absorbing thermal neutrons, and fall into the target-U, where they are captured by nuclei starting material, in particular nuclei, with the emission of a gamma quantum, as a result of which nuclei Am.

В качестве замедлителя нейтронов могут использоваться: бериллий; окись бериллия; карбид бора, с природным изотопным составом бора, а также с бором, обогащенным по изотопу бор-11, причем обогащение по бору-11 может быть не менее 99%; гидриды металлов, например гидрид циркония. Толщина слоя замедлителя нейтронов может колебаться от 1.5 до 4.7 см.As a neutron moderator can be used: beryllium; beryllium oxide; boron carbide, with a natural isotopic composition of boron, as well as with boron enriched in boron-11 isotope, and enrichment in boron-11 can be at least 99%; metal hydrides, for example zirconium hydride. The thickness of the neutron moderator layer can range from 1.5 to 4.7 cm.

В качестве материала, поглощающего тепловые нейтроны, могут использоваться: гадолиний естественного изотопного состава и обогащенный по изотопу гадолиний-157, причем обогащение по гадолинию-157 может превышать 70%; кадмий. Толщина фильтра может колебаться от 0.005 см до 1.2 см.As a material that absorbs thermal neutrons, the following can be used: gadolinium of natural isotopic composition and gadolinium-157 enriched in the isotope, and gadolinium-157 enrichment can exceed 70%; cadmium. Filter thickness can range from 0.005 cm to 1.2 cm.

4 В качестве стартового материала может использоваться Ат2Оз или АтО2,4 At2Oz or AtO2 can be used as starting material,

разбавленные инертным материалом. Количество америция-241 в одной облучательной сборке, как правило, не должно превышать 110г.diluted with inert material. The amount of americium-241 in one irradiation assembly, as a rule, should not exceed 110 g.

В случаях, когда необходимо разместить облучательную сборку в первом ряду ТВС отражателя или минимизировать искажение нейтронного поля активной зоны реактора вблизи облучательной сборки, в пространстве между корпусом облучательной сборки и замедлителем нейтронов размещают дополнительно поглотитель тепловых нейтронов. Дополнительный поглотитель нейтронов практически не влияет на проникновение реакторного спектра нейтронов внутрь облучательной сборки, но поглощает нейтроны, замедлившиеся в замедлителе облучательной сборки и выходящие из нее.In cases where it is necessary to place the irradiation assembly in the first row of the reflector fuel assembly or to minimize the neutron field distortion of the reactor core near the irradiation assembly, an additional thermal neutron absorber is placed in the space between the irradiation assembly housing and the neutron moderator. An additional neutron absorber practically does not affect the penetration of the reactor neutron spectrum into the irradiation assembly, but absorbs neutrons that have slowed down and exit the irradiation assembly.

В случаях, когда необходимо оптимизировать нейтронное поле облучательной сборки, размещенной во втором ряду ТВС отражателя, ее окружают сборками аналогичными облучательной, в которых может отсутствовать стартовый материал.In cases where it is necessary to optimize the neutron field of an irradiation assembly located in the second row of a reflector fuel assembly, it is surrounded by assemblies similar to irradiation, in which starting material may be absent.

Промышленная применимость полезной модели подтверждается результатами модельно-расчетных исследований. Как показывают модельно-расчетные исследования на примере реактора на быстрых нейтронах БН-600, применение предложенного изобретения позволяет в этом реакторе организовать наработку , в количестве сотен грамм за одну - две микрокомпании при высоком содержании (более 10%) требуемого изотопа в америции.The industrial applicability of the utility model is confirmed by the results of model-computational studies. As model and computational studies show on the example of the BN-600 fast neutron reactor, the application of the proposed invention allows one to organize the operating time in this reactor in the amount of hundreds of grams per one or two micro-companies with a high content (more than 10%) of the required isotope in America.

В качестве базы для расчетной модели была принята модель реактора БН-600 в среднестационарном состоянии. На ее основе были выполнены расчеты с облучательным устройством (ОУ), которое размещалось во втором ряду боковой зоны воспроизводства.The model of the BN-600 reactor in the mid-stationary state was adopted as the basis for the calculation model. Based on it, calculations were performed with an irradiation device (OS), which was located in the second row of the lateral reproduction zone.

Расчеты нейтронно-физических характеристик выполнялись по программе TRIGEX / Серегин А.С., Кислицына Т.С. Аннотация комплекса программ TRIGEXCONSYST-BHAB-90// Препринт ФЭИ - 2655. 1997/ в 26-групповом приближении с учетом выгорания только в зонах ОУ. Так как в расчетах по TRIGEX используется упрощенная версия выгорания, то отдельно использовалась программа CARE / Кочетков А.Л. Программа CARE - расчет изотопной кинетики, радиационных и экологических характеристик ядерного топлива при его облучении и выдержкеУ/Препринт ФЭИ 2431. 1995/ (ORIGEN-S / O.W.Hermann. R.M.Westfall. ORIGEN-S: SCALE system module to calculate fuel depletion, actinide transmutation, fission product buldup and decay, and Association source terms// NUREG/CR-0200. Revision 4. Vol.2. Section F7. 1995/). ПорядокThe neutron-physical characteristics were calculated using the TRIGEX program / Seregin A.S., Kislitsyna T.S. Annotation of the TRIGEXCONSYST-BHAB-90 software package // Preprint FEI - 2655. 1997 / in the 26-group approximation taking into account burnup only in the OS zones. Since the TRIGEX calculations use a simplified version of burnout, the CARE program / A. Kochetkov was used separately. CARE program - calculation of isotope kinetics, radiation and environmental characteristics of nuclear fuel during its exposure and exposure U / Preprint FEI 2431. 1995 / (ORIGEN-S / OWHermann. RMWestfall. ORIGEN-S: SCALE system module to calculate fuel depletion, actinide transmutation , fission product buldup and decay, and Association source terms // NUREG / CR-0200. Revision 4. Vol.2. Section F7. 1995 /). Order

5 5

расчетов был таким: TRIGEX - CARE - ....CARE. Из расчетов TRIGEX 26группоБые потоки и блокированные сечения подавались в CARE, где вычислялись новые концентрации актинидов для очередного временного шага, которые, вновь подавались в TRIGEX. Для тех изотопов, которые не блокируются, одногрупповые сечения получались усреднением 26-групповых потоков на данных библиотеки ABBN-93 / Мантуров Г.Н., Николаев М.Н.. Цибуля A.M. Система групповых констант БНАБ-93. Часть 1. Ядерные константы для расчета нейтронных и фотонных полей излучения.// Вопросы Атомной Науки и Техники. Сер. Ядерные константы, выпуск 1. 1996/.The calculation was as follows: TRIGEX - CARE - .... CARE. From the TRIGEX calculations, 26 group flows and blocked sections were fed to CARE, where new actinide concentrations for the next time step were calculated, which were again fed to TRIGEX. For those isotopes that are not blocked, single-group cross sections were obtained by averaging 26-group flows on the data of the ABBN-93 library / Manturov G.N., Nikolaev M.N. Tsibulya A.M. The system of group constants BNAB-93. Part 1. Nuclear constants for calculating neutron and photon radiation fields. // Questions of Atomic Science and Technology. Ser. Nuclear Constants, Issue 1. 1996 /.

Результаты модельных исследований приведены на фигурах 3-5. Из них следует:The results of model studies are shown in figures 3-5. From them follows:

1.ZrH2, как замедляющий материал, по сравнению с В4С сильно съедает нейтронный поток в области мишени и при этом требуется больше времени облучения для достижения оптимальной наработки Аш;1.ZrH2, as a moderating material, compared to B4C strongly eats up the neutron flux in the target region and, moreover, it takes more time to irradiate to achieve the optimal operating time Al;

2.Cd проигрывает Gd, как фильтр тепловой группы. Он замедляет не только тепловую группу, но и надтепловые группы, что уменьшает наработку . Наилучший из изотопов гадолиния Gd;2.Cd plays Gd like a heat group filter. It slows down not only the thermal group, but also the epithermal groups, which reduces the operating time. The best of the isotopes of gadolinium Gd;

3.Во втором ряду внутренней зоны воспроизводства, используя ОУ с замедлителем из ZrH.2 и В4С и фильтром из , возможны наработка 20-30 грамм из 1 кг АШ. При этом содержание в изотопном составе Am будет 13 - 14%.3. In the second row of the inner reproduction zone, using an op-amp with a moderator from ZrH.2 and В4С and a filter from, it is possible to produce 20-30 grams of 1 kg of AS. The content in the isotopic composition of Am will be 13 - 14%.

4.При размещении в мишени стартового вещества не более 1 Юг в пересчете на изотоп Аш, остаточное энерговьщеление облученной мишени не превышает остаточное энерговыделение отработавшей ТВС зоны среднего обогащения.4. When the starting substance is placed in the target no more than 1 South in terms of the Al isotope, the residual energy release of the irradiated target does not exceed the residual energy release of the spent fuel assembly of the secondary enrichment zone.

Claims

1. An irradiating device for producing radioactive isotopes in a reflector of a fast reactor, comprising at least one irradiation assembly equipped with a neutron moderator with at least one channel for the coolant flow and a target from the starting material placed inside the neutron moderator, characterized in that the target of the starting material is placed inside the filter made of absorbing thermal neutrons of the material.

2. The irradiating device according to claim 1, characterized in that as the starting material used is a material containing americium-241 nuclei.

3. The irradiation device according to claim 2, characterized in that the mass of americium-241 nuclei in the target does not exceed 110 g.

4. The irradiation device according to claim 1, characterized in that the neutron moderator is made of a material containing beryllium nuclei.

5. The irradiation device according to claim 4, characterized in that beryllium oxide is used as the material containing beryllium nuclei.

6. The irradiation device according to claim 1, characterized in that the neutron moderator is made of boron carbide enriched in the boron-11 isotope.

7. The irradiation device according to claim 6, characterized in that the enrichment of boron by boron-11 isotope is at least 99%.

8. The irradiation device according to claim 1, characterized in that the neutron moderator is made of metal hydride.

9. The irradiation device according to claim 1, characterized in that the filter is made of gadolinium.

10. The irradiation device according to claim 9, characterized in that the gadolinium is enriched in the isotope gadolinium-157.

11. The irradiation device of claim 10, wherein the gadolinium-157 isotope enrichment is at least 70%.

12. The irradiation device according to claim 1, characterized in that the filter is made of cadmium.

13. The irradiation device according to claim 1, characterized in that the thickness of the neutron moderator is in the range from 1.5 to 4.7 cm

14. The irradiation device according to claim 1, characterized in that the thickness of the filter is in the range from 0.005 to 0.12 cm