SU442746A1 - Method of obtaining radiactive isotopes with short half-life period - Google Patents
Method of obtaining radiactive isotopes with short half-life periodInfo
- Publication number
- SU442746A1 SU442746A1 SU711640455A SU1640455A SU442746A1 SU 442746 A1 SU442746 A1 SU 442746A1 SU 711640455 A SU711640455 A SU 711640455A SU 1640455 A SU1640455 A SU 1640455A SU 442746 A1 SU442746 A1 SU 442746A1
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- isotopes
- short half
- neutron
- water
- radiactive
- Prior art date
Links
Landscapes
- Medicines That Contain Protein Lipid Enzymes And Other Medicines (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Description
1one
Изобретение может найти применение в тех отрасл х народного хоз йства , где дл решени р да технических задач используют меченые радиоактивные препараты.The invention can find application in those sectors of the national economy where labeled radioactive preparations are used to solve a number of technical problems.
Изобретение относитс к области нефтепромысловой геофизики и презназ .Начено дл получени радиоактивных изотопов с малым периодом полураспад непосредственно в услови х npoNSJCлово-геофизических предпри тий.The invention relates to the field of oilfield geophysics and preznaz. Started for the production of radioactive isotopes with a short half-life directly in the conditions of the npoNSJC word-geophysical enterprises.
Известны способы получени ргщиоактивных материалов в услови х геофизических предпри тий путем активации материала, размещенного в камере , жидкими радиоактивными изотопами (вг - 95, Fe - 59), приготовленными в дерных реакторах.Methods are known for producing prostate-sensitive materials under conditions of geophysical enterprises by activating the material placed in the chamber with liquid radioactive isotopes (br-95, Fe-59) prepared in nuclear reactors.
Однако радиоактивные изотопы Иг - 95, Fe - 59, облада высокой адсорбционной способностью, большим периодом полураспада и высокой удельной активностью, делают относительным проведение работ и загр зн ют объект исследовани на длительное врем Применение изотопов с малым периодом полураспада и невысокой удельной активностью нецелесообразно из-за больших потерь активности . However, radioactive isotopes Ig-95, Fe-59, which have a high adsorption capacity, a long half-life and high specific activity, make the work relative and contaminate the object of study for a long time. The use of isotopes with a short half-life and low specific activity is not advisable for large losses of activity.
изотопов в период их транспортировки и подготовки объекта к исследованию. Получение радиоактивных изотопов с малым периодом полураспада в услови производственных промыслово-геофизических предпри тий по обычной методике требует выпуска серии реакторов , что практически неосуществимо.isotopes during their transportation and preparation of the object for research. Production of radioactive isotopes with a short half-life under the conditions of industrial geophysical enterprises in accordance with the usual procedure requires the production of a series of reactors, which is practically impracticable.
Цель изобретени - повышение экспрессности и безопасности проведени геофизических исследований скважин.The purpose of the invention is to increase the speed and safety of conducting geophysical surveys of wells.
Это достигаетс тем, что по предлагаемому способу в качетсве облучаемого материала используют хорошо растворимый в воде порошкообразный материал, в состав которого вход т активируемый элемент и водород, при отсутствии других элементов с большим сечением захвата нейтронов, при этом объем и вес облучаетлого материала выбирают достаточными дл 1-3 длин пробега нейтронов, и после облучени материал раствор ют в воде и извлекают из активационной камеры.This is achieved by the fact that according to the proposed method, a highly soluble powder material is used in the quality of the material to be irradiated, which consists of an activated element and hydrogen, in the absence of other elements with a large neutron capture cross section, while the volume and weight of the irradiated material are sufficient for 1-3, the neutron mean free path, and after irradiation, the material is dissolved in water and removed from the activation chamber.
Предлагаемый способ позвол ет использовать в качестве источника облучени источники нейтронов, примен емые при радиоактивном каротаже скважин, дает возможность получени The proposed method allows the use of neutron sources used in the radioactive logging of wells as an irradiation source, which makes it possible to obtain
короткоживущих радиоактивных изотопов непосредственно на месте их применени .short-lived radioactive isotopes directly at the site of their use.
Получаемый при окончании процесса обучени материал имеет малую удельную радиоактивность (пор дка дл Na-24) при активности всей порции, достаточной дл исследовани скважины. Это обеспечивает полную безопасность обслуживающего персонала даже при непосредственном контакте с материалом.The material obtained at the end of the training process has a low specific radioactivity (of the order for Na-24) with the activity of the entire batch sufficient to study the well. This ensures complete safety of staff, even with direct contact with the material.
Сущность способа состоит в ис .пользовании в качествеоблучаемого материала порошкообразного вещества одновременно вл ющегос замедлителем быстрых нейтронов и не имеющего в составе элементов с большим .сечением захвата нейтронов (кроме водорода и активируемого элемента, сечение активации которого должно быть возкюжно большим) , а также хорошо растворимого в воде.The essence of the method consists in using a powdered substance as a radiation material at the same time as a moderator of fast neutrons and not having elements with a large cross section for neutron capture (except hydrogen and an activated element, the activation cross-section of which should be extremely large) and also highly soluble in water.
При получении радиоактивных изотопов Na-24 этим услови м удовлетвор ет натрий углекислый кислый.In the preparation of radioactive isotopes of Na-24, sodium carbonate acid satisfies these conditions.
Объем и вес одной порции облучаемого материала и егораспределение вокруг источника выбирают из требований максимсшьного использовани нейтронов, что имеет место при распложении материала в активационной камере вокруг источника в виде сферы радиусом пор дка нескольких длин (1-3) пробега нейтронов и окружении камеры водородосодержащим материалом .The volume and weight of one portion of the irradiated material and its distribution around the source is chosen from the requirements of maximum neutron use, which occurs when the material is spread in the activation chamber around the source as a sphere with a radius of several neutron paths and a surrounding environment of the hydrogen-containing material.
Оптимгшьное соотношение замедл ющих и поглощакэдих свойств материала может быт5 выбрано заполнением поройбго пространства в материале водой.The optimum ratio of the retarding and absorption properties of the material can be chosen5 by filling the porous space in the material with water.
Активность источника нейтронов (выход нейтронов в секунду) выбирают , исход из рекомендуемого количества радиоактивных атомов Элемента на одну порцию (Np) с учетом, чт их количествоThe activity of the neutron source (neutron yield per second) is chosen based on the recommended number of radioactive Element atoms per portion (Np), taking into account that their number is
11:,eleven:,
Np(l-eNp (l-e
где Л - посто нна распада;where L is the decay constant;
с - коэффициент исп :зльзовани . нейтронов (отношение числа нейтронов, поглседающихс aктивиpye вгми драми ко всеыу потоку нейтронов), равный 15-20% при использовании Ро-Ве источников нейтронов активностью 20-25 Ки и облучени NaHCOj,, смоченногхэ водой;c - coefficient of use: zlzovani. neutrons (the ratio of the number of neutrons that are overly active in vmmi drami to the entire neutron flux), equal to 15-20% when using Ro-We neutron sources with an activity of 20-25 Ci and irradiation of NaHCOj ,, wetted with water;
q - выход нейтронов в секунду;q is the neutron yield per second;
t - врем облучени .t is the time of irradiation.
На чертеже показана схема получени радиоактивных изотопов с малым периодом полураспада по предлагаемому способу.The drawing shows a scheme for producing radioactive isotopes with a short half-life of the proposed method.
Облучаемый материал помещают в активационную камеру 1, предварительно заполненную водой, радиус которой выбран равным 1-3 длинам пробега нейтронов в облучаемом материале . В центре активационной камеры устанавливают источник 2 нейтронов. Активационную камеру окружают водородсодержащим материалом 3 дл отражени нейтронов и защиты обслуживающего персонала. Облучение производ т в течение 1-3 периодов полурадпс1да активируемого элемента. После облучени материал извлекают из активационной камеры через канал 4 и раствор ют в воде с помощью циркул ционной системы, включающей резервуар 5 с водой, насос б, нагнетательную линию 7 и всасывающую линию 8. После растворени раствор закачиваетс в скважину.The irradiated material is placed in an activation chamber 1, pre-filled with water, the radius of which is chosen to be 1-3 neutron paths in the irradiated material. In the center of the activation chamber set the source of 2 neutrons. The activation chamber is surrounded by a hydrogen-containing material 3 to repel neutrons and protect the operating personnel. Irradiation is performed for 1-3 periods of half-life of the activated element. After irradiation, the material is removed from the activation chamber through channel 4 and dissolved in water using a circulation system including a water reservoir 5, a pump b, a discharge line 7 and a suction line 8. After dissolution, the solution is pumped into the well.
В услови х прО1 ыслово-геофизических предпри тий наилучшие результаты способ дает при получении радиоактивных изотопов Na-24 (период полураспада - 15 ч) при облучении соединени NaHCOj натрий углекислый кислый (питьева сода).Under conditions of a geophysical enterprise, the method gives the best results in obtaining radioactive isotopes Na-24 (half-life - 15 hours) when the compound NaHCOj is irradiated with sodium carbonate acid (baking soda).
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU711640455A SU442746A1 (en) | 1971-04-05 | 1971-04-05 | Method of obtaining radiactive isotopes with short half-life period |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU711640455A SU442746A1 (en) | 1971-04-05 | 1971-04-05 | Method of obtaining radiactive isotopes with short half-life period |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SU442746A1 true SU442746A1 (en) | 1979-09-25 |
Family
ID=20470645
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU711640455A SU442746A1 (en) | 1971-04-05 | 1971-04-05 | Method of obtaining radiactive isotopes with short half-life period |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
SU (1) | SU442746A1 (en) |
-
1971
- 1971-04-05 SU SU711640455A patent/SU442746A1/en active
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Lyon et al. | Neutron activation at 195 keV | |
Patterson | Homometric structures | |
GB697601A (en) | Improved method for generating power in a nuclear reactor | |
Doretti et al. | Natural radionuclides in the muds and waters used in thermal therapy in Abano Terme, Italy | |
SU442746A1 (en) | Method of obtaining radiactive isotopes with short half-life period | |
Hall et al. | Radioblological measurements with californium 252 | |
GB1180360A (en) | Radioactive Heat Source Suitable for use in a Cardiac Pacemaker | |
Nethaway et al. | New Isotopes: Er 172 and Tm 172 | |
US3787565A (en) | Method of producing a diagnostic preparation on the basis of an iron complex labelled with 99m tc | |
Caretto Jr et al. | Short-lived cerium isotopes from uranium fission | |
Grahame et al. | Preparation and Properties of Long-Lived Radio-Chlorine | |
GB1204300A (en) | Radioisotope heat source | |
Becking | Radiosterilization of nutrient media | |
Elgarhy et al. | Technetium-99m generator using saline solution | |
US3964984A (en) | Method of producing photochromic sodalite crystals | |
US3339072A (en) | Method of tracing iodine using i-129 | |
Hayashi et al. | ESR signals of zircon irradiated with thermal neutrons and γ-rays | |
GB614156A (en) | Apparatus for the production of energy by nuclear fission | |
Hours | APPLICATION OF RADIOACTIVITY TO SUBTERRANEAN HYDRAULIC ENGINEERING | |
Baybarz et al. | New Encapsulation Techniques for the Fabrication of Californium-252 Neutron Sources | |
Holzapfel et al. | Radiochemical reactions in the presence of quartz | |
CN115612868A (en) | Purification process for separating actinium 225 from thorium, actinium and radium | |
Hamaguchi et al. | Rapid separation of short-lived xenon nuclides from a uranium-fission products mixture by solvent extraction | |
Kott et al. | Experience in the manufacture of neutron source sealed by weld | |
Baerring | Electrodeposition of actinide and lanthanide elements |