RU93175U1 - IRREGULAR ASSEMBLY FOR PRODUCING RADIOACTIVE MEDICAL ISOTOPES IN AN ATOMIC CHANNEL REACTOR - Google Patents
IRREGULAR ASSEMBLY FOR PRODUCING RADIOACTIVE MEDICAL ISOTOPES IN AN ATOMIC CHANNEL REACTOR Download PDFInfo
- Publication number
- RU93175U1 RU93175U1 RU2009142485/22U RU2009142485U RU93175U1 RU 93175 U1 RU93175 U1 RU 93175U1 RU 2009142485/22 U RU2009142485/22 U RU 2009142485/22U RU 2009142485 U RU2009142485 U RU 2009142485U RU 93175 U1 RU93175 U1 RU 93175U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- targets
- container
- irradiation
- channel reactor
- gap
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Particle Accelerators (AREA)
Abstract
Облучательная сборка для получения радиоактивных медицинских изотопов в атомном канальном реакторе, состоящая из нескольких мишеней, размещенных тандемно внутри проточного контейнера с подвеской, отличающаяся тем, что мишени снабжены индивидуальными подвесками и образованы стаканами, установленными концентрично с зазором, а облучаемый материал помещен в этот зазор, при этом сами мишени внутри проточного контейнера размещены в защитном герметичном контейнере, снабженном гофром и предохранительным клапаном. An irradiation assembly for producing radioactive medical isotopes in an atomic channel reactor, consisting of several targets placed in tandem inside a flow-through container with a suspension, characterized in that the targets are equipped with individual suspensions and are formed by glasses installed concentrically with a gap, and the irradiated material is placed in this gap, the targets themselves inside the flow-through container are placed in a protective sealed container equipped with a corrugation and a safety valve.
Description
Полезная модель относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкций облучательных устройств ядерных канальных реакторов и может быть использована для облучения мишеней с ураном или другим веществом для получения радиоактивных изотопов, применяемых при изготовлении радиофармпрепаратов для диагностики и терапии в медицине.The utility model relates to the field of nuclear energy, and relates, in particular, to the design of irradiation devices for nuclear channel reactors and can be used to irradiate targets with uranium or another substance to produce radioactive isotopes used in the manufacture of radiopharmaceuticals for diagnosis and therapy in medicine.
В настоящее время широко используются радиоактивные источники, полученные в процессе облучения исходных материалов в ускорителях (Вестник Radentcy-Euroasia №1 (7). М.Д993) и ядерных реакторах (В.А.Цыканов, Б.В.Самсонов «Техника облучения в реакторах с высоким нейтронным потоком. М., Атомиздат, 1993.). Известны также экспериментальные конструкции звеньев облучательных устройств реактора БН-600, используемые для получения радиоактивного кобальта-60. В данных конструкциях стартовый материал в виде таблеток помещен в ампулы из нержавеющей стали (В.В.Мальцев, А.И.Карпенко, И.А.Лернов, В.В.Головин «Опыт наработки радионуклида Со-60 в быстром натриевом реакторе БН-600 большой мощности». - Конверсия в машиностроении, №3, 2000. Известно также облучательное устройство ядерного канального реактора в виде стержня дополнительного поглотителя (патент №2107957, МКИ G21С 7/10). Поглотитель нейтронов содержит несущий элемент, на котором закреплены звенья (мишени) с ампулами, полностью заполненные таблетками кобальта-59 с покрытием из нитрида титана, соприкасающимися основаниями. Ампулы зафиксированы от выпадения стопорными пружинами. В материлах Международной научно-технической конференции «Использование реактора: наука и технология». Тезисы докладов ГНЦ РФ НИИАИР, Димитровград, 2001, с.207. описана облучательная сборка, состоящая из проточного контейнера и расположенных в нем стопкой монокристаллов любого облучаемого материала. Через контейнер снизу вверх пропускают воду от системы охлаждения. Корпус контейнера выполнен из алюминия, так как он незначительно ослабляет поток тепловых нейтронов.Currently, radioactive sources obtained during the irradiation of starting materials in accelerators (Bulletin Radentcy-Euroasia No. 1 (7). M.D993) and nuclear reactors (V.A. Tsykanov, B.V. Samsonov “Irradiation Technique in high neutron flux reactors. M., Atomizdat, 1993.). Also known are the experimental designs of the links of the irradiation devices of the BN-600 reactor used to produce radioactive cobalt-60. In these designs, the starting material in the form of tablets is placed in stainless steel ampoules (V.V. Maltsev, A.I. Karpenko, I.A. Lernov, V.V. Golovin “Experience in the production of Co-60 radionuclide in a fast sodium reactor BN -600 high power. "- Conversion in mechanical engineering, No. 3, 2000. Also known is the irradiating device of a nuclear channel reactor in the form of an additional absorber rod (patent No. 2107957, MKI G21C 7/10). The neutron absorber contains a supporting element on which the links are fixed (targets) with ampoules completely filled with coba tablets ice-59 coated with titanium nitride, in contact with the base. Ampoules were fixed from falling out by stop springs. In the materials of the International scientific and technical conference "Use of the reactor: science and technology. Abstracts of the SSC RF NIIIAIR, Dimitrovgrad, 2001, p.207. described irradiation assembly, consisting of a flowing container and a stack of single crystals of any irradiated material located in it. Water from the cooling system is passed through the container from the bottom up. The container body is made of aluminum, as it slightly weakens the flow of thermal neutrons.
Ближайшим аналогом заявляемой полезной модели является конструкция облучательной сборки, представленной в патенте на полезную модель РФ №38249. Сборка состоит из нескольких, расположенных стопкой внутри проточного контейнера мишеней с облучаемым материалом. В данном патенте мишень состоит из облучаемого материала, покрытого несколькими слоями фольгированного металла, например, алюминиевой фольги (мягкий корпус). Облучательная сборка снабжена узлом подвески для ее транспортирования.The closest analogue of the claimed utility model is the design of the irradiation assembly presented in the patent for utility model of the Russian Federation No. 38249. The assembly consists of several targets arranged in a stack inside the flow container with irradiated material. In this patent, the target consists of an irradiated material coated with several layers of foil metal, for example, aluminum foil (soft shell). The irradiation assembly is equipped with a suspension unit for its transportation.
Недостатками ближайшего аналога являются:The disadvantages of the closest analogue are:
невозможность прямого использования облучаемого материала для производства радиоактивных источников из-за значительного поверхностного загрязнения, так как использование мягкого корпуса из фольги не гарантирует от проникновения радиоактивного теплоносителя к облучаемому материалу;the impossibility of direct use of the irradiated material for the production of radioactive sources due to significant surface contamination, since the use of a soft foil casing does not guarantee against the penetration of the radioactive coolant to the irradiated material;
возможность загрязнения теплоносителя реактора радионуклидами, которые образуются при облучении мишени потоком нейтронов;the possibility of contamination of the reactor coolant with radionuclides that are formed when the target is irradiated with a neutron flux;
сложность сборки, разборки и транспортировки облучательного устройства.the complexity of the assembly, disassembly and transportation of the irradiation device.
Задача, решаемая полезной моделью, состоит:The problem solved by the utility model is:
в обеспечении непосредственного использования облучаемого материала для производства закрытых радионуклидных источников и исключения риска выхода радионуклидов в теплоноситель реактора;in ensuring the direct use of the irradiated material for the production of sealed radionuclide sources and eliminating the risk of radionuclides entering the reactor coolant;
в ускорении и облегчении процесса сборки, разборки, транспортировки облучательного устройства;in accelerating and facilitating the assembly, disassembly, transportation of the irradiation device;
в облегчении процесса разборки и транспортировки облучаемой мишени.in facilitating the process of disassembling and transporting the irradiated target.
Сущность заявляемой полезной модели состоит в том, что в облучательной сборке для получения радиоактивных медицинских изотопов в атомном канальном реакторе, состоящей из нескольких мишеней, размещенных тандемно внутри проточного контейнера с подвеской, предложено мишени снабдить индивидуальными подвесками и образовать их из стаканов, установленных концентрично с зазором, а облучаемый материал поместиь в этот зазор, при этом сами мишени внутри проточного контейнера разместить в защитном герметичном контейнере, снабженном гофром и предохранительным клапаном.The essence of the claimed utility model consists in the fact that in the irradiation assembly for producing radioactive medical isotopes in an atomic channel reactor consisting of several targets placed in tandem inside a flowing container with a suspension, it is proposed to provide the targets with individual pendants and form them from glasses installed concentrically with a gap and place the irradiated material in this gap, while the targets themselves inside the flowing container should be placed in a protective airtight container equipped with a corrugation, etc. dohranitelnym valve.
Данная конструкция облучательной сборки значительно превосходит ту, которая представлена в ближайшем аналоге по радиационной безопасности, так как в нее введена дополнительная защита - защитный контейнер, который исключает попадание радиоактивных продуктов в контур охлаждения реактора при нарушении герметичности мишеней. Облучаемый материал находится в более однородном температурном поле, так как на защитном контейнере происходит выравнивание температуры воды за счет его высокой теплопроводности. Повышение температуры и давления внутри защитного контейнера не вызывает его разрушения и загрязнения контура охлаждения реактора, так как контейнер снабжен гофром, удлинение которого приводит к увеличению свободного объема. Если увеличение свободного объема окажется недостаточным, срабатывает предохранительный клапан. Так как вышележащие мишени опираются на подвески нижележащих мишеней, значительно снижается экранирование нейтронного потока, падающего на мишени. Выполнение мишени в виде двух стаканов различного диаметра, размещенных концентрично друг другу, упрощает снаряжение мишени и извлечение облучаемого материала из нее. Такая конструкция мишени исключает просыпание облученного материала при ее разборке, так как наружный стакан при этом выполняет роль поддона, куда собираются опавшие частички облученного материала, что исключает необходимость химической дезактивации.This design of the irradiation assembly is significantly superior to that presented in the closest analogue for radiation safety, since it introduced additional protection - a protective container, which eliminates the ingress of radioactive products into the cooling circuit of the reactor if the integrity of the targets is violated. The irradiated material is in a more uniform temperature field, since the temperature of the water is equalized on the protective container due to its high thermal conductivity. The increase in temperature and pressure inside the protective container does not cause its destruction and contamination of the reactor cooling circuit, since the container is equipped with a corrugation, the extension of which leads to an increase in free volume. If the increase in free volume is insufficient, the safety valve is activated. Since the overlying targets rely on the suspensions of the underlying targets, the screening of the neutron flux incident on the targets is significantly reduced. The execution of the target in the form of two glasses of different diameters placed concentrically to each other, simplifies the equipment of the target and the extraction of the irradiated material from it. This design of the target eliminates the spillage of the irradiated material during disassembly, since the outer cup acts as a tray where fallen particles of the irradiated material are collected, which eliminates the need for chemical decontamination.
Графический материал, поясняющий сущность полезной модели, представлен на фиг.1, 2, где на фиг.1 дано сечение облучательной сборки, а на фиг.2 изображена конструкция мишени. Облучательная сборка (фиг.1) включает защитный контейнер 1, предназначенный для загрузки в него облучательных мишеней 2. Контейнер защитный 1, заполненный мишенями 2, помещают в облучательный контейнер 3, который выполнен в виде трубы. В нижней части облучательного контейнера 3 закреплен направляющий конус 4 с отверстиями 5 для прохода охлаждающей воды. В верхней части облучательного контейнера 3 расположен захват 6 узла подвески 7, который подсоединяется к крюку крана (на фиг.1, 2 не показан). На стенке облучательного контейнера 3 выполнены отверстия 8 для поступления охлаждающей воды. Защитный контейнер в верхней части снабжен гофром 9 и закрыт герметично крышкой 10, в которой установлен предохранительный клапан 11. Защитный контейнер 1 центрируется в облучательном контейнере 3 посредством центраторов 12. Мишень (фиг.1, 2) состоит из стаканов 13, 14 разных диаметров, установленных концентрично. Зазор между боковыми стенками стаканов заполнен облучаемым материалом 15, например, окисью урана. Торец мишени закрыт крышкой 16, с приваренным узлом подвески мишени 17, посредством которого с помощью крана производится загрузка и выгрузка мишени. После облучения мишеней до необходимого флюенса в облучательном канале контейнер облучательный 3 извлекают из облучательного канала реактора и помещают в бассейн выдержки, снимают подвеску 7 с захватом 6, а затем герметизирующую крышку защитного контейнера 1. Затем извлекают мишени 2 и загружают их в транспортный контейнер. Транспортный контейнер направляют на переработку мишеней 2 для извлечения облучаемого материала 15.Graphic material explaining the essence of the utility model is shown in FIGS. 1, 2, where Fig. 1 is a sectional view of an irradiation assembly, and Fig. 2 shows a target structure. The irradiation assembly (FIG. 1) includes a protective container 1 intended for loading irradiation targets 2. A protective container 1 filled with targets 2 is placed in the irradiation container 3, which is made in the form of a tube. In the lower part of the irradiation container 3, a guide cone 4 is fixed with holes 5 for the passage of cooling water. In the upper part of the irradiation container 3 there is a gripper 6 of the suspension unit 7, which is connected to the crane hook (not shown in FIGS. 1, 2). On the wall of the irradiation container 3, holes 8 are made for the intake of cooling water. The protective container in the upper part is equipped with a corrugation 9 and is closed hermetically by a lid 10 in which the safety valve 11 is installed. The protective container 1 is centered in the irradiation container 3 by means of centralizers 12. The target (FIGS. 1, 2) consists of glasses 13, 14 of different diameters, set concentrically. The gap between the side walls of the glasses is filled with irradiated material 15, for example, uranium oxide. The end face of the target is closed by a lid 16, with a welded node of the suspension of the target 17, through which the target is loaded and unloaded with a crane. After irradiating the targets to the desired fluence in the irradiation channel, the irradiation container 3 is removed from the irradiation channel of the reactor and placed in the holding pool, the suspension 7 is removed with a grip 6, and then the sealing cover of the protective container 1. Then the targets 2 are removed and loaded into the transport container. The transport container is sent for processing targets 2 to extract the irradiated material 15.
Предложенное техническое решение позволяет напрямую использовать извлеченный из мишеней облученный материал в качестве готовых радиоактивных источников, исключить риск выхода радионуклидов в теплоноситель реактора, увеличить степень безопасности при обращении с радиоактивными материалами, надежно фиксировать мишень с облученным материалом при выполнении транспортно-технологических операций.The proposed technical solution makes it possible to directly use the irradiated material extracted from the targets as ready-made radioactive sources, eliminate the risk of radionuclides entering the reactor coolant, increase the degree of safety when handling radioactive materials, and reliably fix the target with the irradiated material during transport and technological operations.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2009142485/22U RU93175U1 (en) | 2009-11-17 | 2009-11-17 | IRREGULAR ASSEMBLY FOR PRODUCING RADIOACTIVE MEDICAL ISOTOPES IN AN ATOMIC CHANNEL REACTOR |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2009142485/22U RU93175U1 (en) | 2009-11-17 | 2009-11-17 | IRREGULAR ASSEMBLY FOR PRODUCING RADIOACTIVE MEDICAL ISOTOPES IN AN ATOMIC CHANNEL REACTOR |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU93175U1 true RU93175U1 (en) | 2010-04-20 |
Family
ID=46275532
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2009142485/22U RU93175U1 (en) | 2009-11-17 | 2009-11-17 | IRREGULAR ASSEMBLY FOR PRODUCING RADIOACTIVE MEDICAL ISOTOPES IN AN ATOMIC CHANNEL REACTOR |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU93175U1 (en) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107464597A (en) * | 2017-08-30 | 2017-12-12 | 中广核研究院有限公司 | Hot industry cobalt source anti-leak encapsulating structure and packaging technology |
RU2724108C1 (en) * | 2019-08-20 | 2020-06-22 | Акционерное общество "Государственный научный центр-Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Target for radioactive isotopes production and method of manufacturing thereof |
-
2009
- 2009-11-17 RU RU2009142485/22U patent/RU93175U1/en active
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107464597A (en) * | 2017-08-30 | 2017-12-12 | 中广核研究院有限公司 | Hot industry cobalt source anti-leak encapsulating structure and packaging technology |
RU2724108C1 (en) * | 2019-08-20 | 2020-06-22 | Акционерное общество "Государственный научный центр-Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Target for radioactive isotopes production and method of manufacturing thereof |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN109300562B (en) | Inverted tooling of radioactive source and application method of inverted tooling | |
KR20130096246A (en) | Isotope production target | |
KR102362279B1 (en) | System for the irradiation of a target material | |
RU93175U1 (en) | IRREGULAR ASSEMBLY FOR PRODUCING RADIOACTIVE MEDICAL ISOTOPES IN AN ATOMIC CHANNEL REACTOR | |
CN104282351A (en) | Special dry storage container for spent nuclear fuel | |
CN204257224U (en) | For cobalt-60 radioactive source of gamma knife radiotherapy system | |
JP2023123623A (en) | Double standard fuel canister system | |
US20120219100A1 (en) | Iodine-125 production system and method | |
TWI769552B (en) | Modular radioisotope production capsules and related method | |
Boldyrev et al. | The Russian ARGUS solution reactor HEU-LEU conversion: LEU fuel preparation, loading and first criticality | |
JP5403605B2 (en) | Radiation irradiation equipment | |
CN207731139U (en) | It is prepared for reactor125The intermittent cyclic circuit automation control device of I | |
CN207474086U (en) | A kind of car-mounted device of storage of radioactive material | |
Bakshi et al. | Attenuation of gamma radiation using clearview radiation ShieldingTM in nuclear power plants, hospitals and radiopharmacies | |
CN210575145U (en) | Irradiation device for I-125 irradiation production | |
RU2630259C2 (en) | Complex of nuclear solvent reactors | |
CN107622807A (en) | It is a kind of to produce radioisotopic device and method with phot-neutron source | |
CN211980225U (en) | Reactor core thermocouple storage container | |
US9330800B2 (en) | Dry phase reactor for generating medical isotopes | |
RU2321906C1 (en) | Pressure-tube reactor irradiating device for producing cobalt isotopes | |
Dikiy et al. | The fundamentals of 99mTc production cycle at electron accelerator | |
RU2649080C9 (en) | Method and device for control of sealing capacity of capsule using source of ionizing radiation | |
CN213642866U (en) | High specific activity cobalt-60 radioactive source for gyro rotary type radiosurgery treatment system | |
Abolaban | Design of A Fuel Storage Cask Using Cygas Code for Multi Layered Shielding Analysis | |
CN206991784U (en) | A kind of neutron holding vessel |