RU38249U1 - Облучательная сборка - Google Patents

Облучательная сборка Download PDF

Info

Publication number
RU38249U1
RU38249U1 RU2003134433U RU2003134433U RU38249U1 RU 38249 U1 RU38249 U1 RU 38249U1 RU 2003134433 U RU2003134433 U RU 2003134433U RU 2003134433 U RU2003134433 U RU 2003134433U RU 38249 U1 RU38249 U1 RU 38249U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
silicon
foil
irradiation
irradiation assembly
container
Prior art date
Application number
RU2003134433U
Other languages
English (en)
Inventor
А.Н. Комов
Е.К. Горбунов
К.В. Григорьев
В.Г. Шевченко
С.А. Комов
Original Assignee
Комов Александр Николаевич
Горбунов Евгений Константинович
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Комов Александр Николаевич, Горбунов Евгений Константинович filed Critical Комов Александр Николаевич
Priority to RU2003134433U priority Critical patent/RU38249U1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU38249U1 publication Critical patent/RU38249U1/ru

Links

Landscapes

  • Particle Accelerators (AREA)
  • Crystals, And After-Treatments Of Crystals (AREA)

Description

ОБЛУЧАТЕЛЬНАЯ СБОРКА
Заявляемая полезная модель относится к области получения легированного кремния в процессе облучения в нейтронном поле канального ядерного реактора, применяемого в дальнейшем в электронной и электротехнической промышленности.
Радиационно-легированный кремний получают в процессе облучения ядер кремния -30 по реакции (п,7), преимущественно, на тепловых нейтронах в водоохлаждаемом канале реактора РБМК -1000 (Патент РФ № 2193609, Патент РФ № 2193610, Патент РФ № 2107957, Патент РФ № 2199688, Патент РФ № 2190269). В результате облучения нейтронами образуется кремний- 31, который, распадаясь, превращается в стабильный изотоп фосфор-31, являющийся легирующей примесью полупроводникового кремния. В результате облучения слитки кремния приобретают объемную и поверхностную радиоактивность. Объемная радиоактивность образована нестабильными изотопами Si, Р. Поверхностная радиоактивность обусловлена адсорбцией поверхностью кремния примесей радионуклидов Na, Сг, , Fe, Со и др. из воды охлаждающей сборку. На воздухе кремний покрывается сплошной пленкой оксида кремния. Оксид кремния придает поверхности повышенную сорбционную активность, вследствии которой на ней осаждаются и удерживаются различные радиоактивные загрязнения из окружающей среды. Кроме того, оксид кремния обладает гидрофобными свойствами, плохо смачивается водой и трудно растворим в растворах кислот, что затрудняет дезактивацию слитков кремния после облучения и выдержки (Патент РФ .№ 2199688).
МКИ: 7 G 21 С 23/00
Ближайшим аналогом заявляемой полезной модели является облучательная сборка по патенту РФ (Международная научно-техническая конференция «Исследование реактора: наука и технологии. Тезисы докладов ГНУ РФ НИИАР, г. Димитровград, 2001 г., с. 207). Облучательная сборка состоит из проточного контейнера и расположенных в нем стопкой монокристаллов любого облучаемого материала, например, кремния. Через контейнер снизу вверх пропускают воду от системы охлаждения. Корпус контейнера выполнен из алюминия, так как он незначительно ослабляет поток тепловых нейтронов и обладает сродством с кремнием.
Недостатком такой облучательной сборки является то, что на поверхности облучаемого кремния, по причинам указанным ранее, сорбируются радиоактивные загрязнения, а это усложняет дальнейпхую химическую отмывку (дезактивацию), делает ее более длительной и не всегда эффективной. Кроме того, в результате дезактивации образуется значительное количество жидких радиоактивных отходов, которые надо хранить и перерабатывать.
Задача, решаемая полезной моделью, заключается в снижении объема работ по дезактивации и в повышении качества облученного кремния.
Суш;ность полезной модели состоит в том, что в облучательной сборке для нейтронно - трансмутационного легирования кремния, состоящей из нескольких, расположенных стопкой внутри проточного
контейнера, монокристаллов кремния, предложено, каждый монокри-
сталл помещать в металлический пластичный изолирующий чехол. Кроме того, на внутренней стенке контейнера предложено разместить бериллиевую фольгу, чехол выполнить из одного или нескольких слоев фольги с суммарным содержанием примесей не более 10 г/г и толщиной 0,05 - 0,5 мм. Предлагается часть изолирующих слоев выполнить из
« %
алюминиевой фольги, или один из слоев можно выполнить из бериллиевой фольги. В качестве примесей может выступать фтор, бор, кальций, сера, хлор, железо, медь, серебро,- магний, алюминий, хром, марганец, никель. Важно, чтобы наведенная активность при наличии примесей совокупно не превышала 50 Бк/см .
Монокристалл кремния, помещенный в пластичный изолирующий чехол, снижает вероятность механических повреждений моноблока. Но, прежде всего, наличие чехла приводит к уменьшению массообмена между радиоактивно загрязненной водой и поверхностью кремния. Уменьшается набухание кремния, а следовательно, и его сорбирующая способность. Исключено эрозионное воздействие потока воды на поверхность кремния. Даже в отсутствии полной герметичности чехла из фольги этот процесс значительно замедляется. Для ослабления отрицательного воздействия быстрых нейтронов на процесс легирования кремния предлагается на внутренней стенке контейнера поместить бериллиевую фольгу. Выполнение чехла из многослойной фольги позволяет облегчить процесс изолирования, т.к. тонкой фольгой формировать чехол легче, чем толстой. В этом случае формируется подобие лабиринтного уплотнения. В случае применения одного слоя фольги, чехол может быть загерметизирован, например, лазерной сваркой. Предпочтительно использовать алюминиевую фольгу, имеющую низкую стоимость, а с физической точки зрения - достаточно высокую проницаемость для тепловых нейтронов, и технологичную в обращении. В качестве дополнительного барьера на пути быстрых нейтронов можно использовать бериллиевую фольгу.
На фиг. 1 представлен общий вид облучательной сборки. Он состоит из проточного контейнера 1 с отверстиями 2,3, внутри которого помещены монокристаллы кремния 4 установленные в стопки. Каждый монокристалл кремния 4 помещен (обернут) в пластичный изолирующий чехол 5, состоящий из слоев фольги. Дополнительно на внутренней стенке контейнера 1 (например, из алюминия) может размещаться бериллиевая фольга (на фиг. 1 не показана). Проточный контейнер закрыт крышкой 6.
Облучательную сборку размещают вертикально в зоне максимальной интенсивности радиоактивного излучения в канале реактора и вращают (привод на фиг. 1 не показан). Это позволяет выровнять величину облучения во всех монокристаллах по высоте слитка и диаметру.
Использование данной полезной модели снижает объем работ по дезактивации, сводя его к минимуму, что в итоге приводит к повышению качества облученного кремния.

Claims (5)

1. Облучательная сборка для нейтронно-трансмутационного легирования кремния, состоящая из нескольких расположенных стопкой внутри проточного контейнера монокристаллов кремния, отличающаяся тем, что каждый монокристалл помещен в металлический пластичный изолирующий чехол.
2. Облучательная сборка по п.1, отличающаяся тем, что на внутренней стенке контейнера размещена бериллиевая фольга.
3. Облучательная сборка по п.1, отличающаяся тем, что чехол выполнен из одного или нескольких слоев фольги с суммарным содержанием примесей не более 10-6 г/г и толщиной 0,05-0,5 мм.
4. Облучательная сборка по п.3, отличающаяся тем, что часть слоев выполнена из алюминиевой фольги.
5. Облучательная сборка по п.3, отличающаяся тем, что один из слоев выполнен из бериллиевой фольги.
Figure 00000001
RU2003134433U 2003-11-27 2003-11-27 Облучательная сборка RU38249U1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2003134433U RU38249U1 (ru) 2003-11-27 2003-11-27 Облучательная сборка

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2003134433U RU38249U1 (ru) 2003-11-27 2003-11-27 Облучательная сборка

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU38249U1 true RU38249U1 (ru) 2004-05-27

Family

ID=48233106

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2003134433U RU38249U1 (ru) 2003-11-27 2003-11-27 Облучательная сборка

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU38249U1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2724108C1 (ru) * 2019-08-20 2020-06-22 Акционерное общество "Государственный научный центр-Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Мишень для наработки радиоактивных изотопов и способ ее изготовления

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2724108C1 (ru) * 2019-08-20 2020-06-22 Акционерное общество "Государственный научный центр-Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Мишень для наработки радиоактивных изотопов и способ ее изготовления

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20220005625A1 (en) Apparatus for producing copper-67 radioisotope for medical applications
CN85108112A (zh) 降低核电站中放射性的方法
Song et al. Simultaneous removal of the radiotoxic nuclides Cs137 and I129 from aqueous solution
RU38249U1 (ru) Облучательная сборка
US4587232A (en) Inorganic adsorbent and process for production thereof
WO1996013038A1 (en) Target for use in the production of molybdenum-99
JP6082334B2 (ja) 汚染水貯水タンクからの放射線濃度を低減させる方法及び貯水タンク
Harris An investigation of fast neutron activation analysis for determination of oxygen in metals
Helal et al. Sorption of radiocobalt on pottery
Ahmad et al. Adsorption studies of radioactive cobalt on a minerals mixture
WO1996013039A1 (en) Process for production of molybdenum-99 and management of waste therefrom
US20220392659A1 (en) Process for the decontamination of radioactively contaminated materials
Ehst et al. Methods for producing Cu-67 radioisotope with use of a ceramic capsule for medical applications
JP2017144382A (ja) 金属イオンの電気化学的吸蔵除去方法
JP2003344586A (ja) 放射性廃棄物処分容器及び処分方法
Jégou et al. Effects of α and γ Radiolysis of Water on Alteration of the Spent UO2 Nuclear Fuel Matrix
Achour et al. Characterization Study of Algerian Bentonite Samples Using Nuclear Techniques Analysis for Environment Applications
RU2072573C1 (ru) Пенал для хранения отработавшего ядерного топлива в водном бассейне
Ro et al. Development of advanced spent fuel management process
JP2948332B2 (ja) 遮蔽容器
Kalinnikova et al. Encapsulation of oxygen and nitrogen by zeolites for their storage
JPS5950960B2 (ja) 放射能汚染金属の減容処理方法
Varga et al. A novel electrochemical method for the decontamination of cobalt radionuclides from the primary coolant of PWR-type nuclear reactors
RU2065212C1 (ru) Способ хранения отработавшего ядерного топлива в приреакторных бассейнах
Ohnuki I. 1 Environmental Behaviors of Radionuclides

Legal Events

Date Code Title Description
MM1K Utility model has become invalid (non-payment of fees)

Effective date: 20081128