Способ изготовления источника @ -излучения

 

СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ИСТОЧ НИКА у -ИЗЛУЧЕНИЯ, включающий сорбцию радионуклида цезия на графите из расплава теплоносителя .ядерного реактора, отличающийся тем, что, с целью.увеличения активности источника, используют графит пиролитического типа, а сорбцию радионуклида ведут из газообразной фазы, причем осуществляют ее при нагревании графита до 400-500с.

СОЮЗ СОВЕТСНИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕ ОНИ Х (ЕС(ЪБЛИН

МЮ 621а

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Н АВТОРСНОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ

f,a

ГОСУДИСТВЕННЫЙ НОМИТЕТ CCCP

IlO ДЕЛАМ ИЗОБРЕТЕНИЙ И ОТНРЫТИЙ (21) 3246395/18-, 25 (22) 17.12.80 (46) 23. 12. 83. Бюл. Р 47 (72) И.Г.Гвердцители, А.Г.Каландаришвили и В.A.Кучухидзе .(53) 621 . 039. 555 (088 .8) (56) 1.Авторское свидетельство СССР

Ф 643026, кл. Q 21 5 4/00, 1977.

2.Авторское свидетельство СССР

М 667060, кл. G 21 С 4/04, 1975 (прототип).

10 сп (54) (5? ) СПОСОБ ИЗГ010ИЛЕНИЯ ИСТОЧ

НИКА )(-ИЗЛУЧЕНИЯ, включающий сорбцию радионуклида цезия на графите иэ расплава теплоносителя, ядерного реактора, о тличающийся тем, что, с целью увеличения активности источника, используют графит пиролитического типа, а сорбцию радионуклида ведут иэ газообразной фазы, причем осуществляют ее при нагревании графита до 400-500 С.

1012714

ВНИИПИ Заказ 10645/7 Тираж 427 Подписное

Фили ал ППП Патент, г. ужгород, ул. Проектная, Изобретение относится к ядерной технологии, преимущественно к способам изготовления радиоиэотопных источников ионизирующих излучений.

Известен способ изготовления радиоизотопных истбчников ионизирующих излучений (lj путем сорбции

Радионуклидов íà rðàíóëèðoâàííoì цеолите и оплавления радиоактивной смеси. Перед сорбцией радионуклидов в цеолит вводят окислы метабората свинца или йх сочетания до весового соотношения 1:0,125 — 1:1 и ведут оплавление радиоактивной смеси при

1000-1200 C н течение 5-15 мин, К недостаткам известного способа изготовления радиоизотопных источ-, ников ионизирующих излучений отно— сятся технологическая трудность осуществления способа (нысокая .температура, ввод в процессе изготовления источника дополнительных реактивов) и неноэможность контроля качества сорбированного радионуклида.

Паиболее близким техническим решением к изобрете нию является способ изготовления источника / -излучения, включающий сорбцию радионуклида цезия на графите из расплава натриевого теплоносителя ядерного реактора {2) . При изготонлении источника графит берут в виде крошки.

Недостатками этого способа изготовления являются невысокая активность получения источника и невозможность контроля количества радионуклида н матрице н процессе изготовления источника.

Цель изоберетения — увеличение активности источника.

Эта цель достигaeтся тем, что при изготовлении источника / -излучения способом, вклк>чающим сорбцию радионуклида цезия на графите из расплава теплоносителя ядерного реактора, используют графит пиролитичеСкого типа, а сорбцию радионуклида ведут из газообразной фазы, причем осуществляют ее при нагревании графита до 400 †5 С.

На чертеже приведены экспериментальные кривые изостерсорбции при !

Разных температурах графитового блока.

Способ изготовления источника

-излучения осуществляется следующим образом.

В отсек, соединенный через трубку с герметичным объемом, который содержит гранулированное (d =- 3-;5 мм) отработанное ядерное топливо, помещают анизотропный пиролитический графит. Объем снабжен нагревателями, с помощью которых нагревают топливо в объеме до 800 С и графитоный блок о в отсеке соо тве тс тве н но до темпе ратуры 500 С. При нагреве атомы цео эия-137, сбдержащиеся н отработанном топлине, диффундируют из него, испаряются, попадают че ре з соединительную трубку в отсек и интеркалируются в графит, нызывая его расширение вдоль С-оси. Измеряя это расширение, можно судить о количестве внедрившегося изотопа цезия-137.

Расшире ние в процессе интеркаля— ции атомов цезия-137 н графитовой матрице прямо пропорционально загрузке: < „>(95

Г, 15 где Оо и 0 — длина графитового бло— ка вдоль С-оси до и после интеркаляции соответственно;

m и п

cs

По достижении нужной загрузки выключают нагреватели и герметизируют отсек, например, перекусыванием coe—

25 динительной трубки, Таким образом, отсек представляет готовый источник

-излучения.

После выгрузки отработанного топлива из реактора в объеме инертного газа или н вакууме герметизируют отсек с графитовым блокрм.

Температура графитового блока

400-:500ОC выбрана из соображения, что в этом температурном интервале происходит максимальное внедрение цезия до фазового состава CbCs которому соотнетствует максимальная емкость соединения по g -активному

1 сн ингредиенту (цезию), равная п гр

40 1,27 г. (т.е. 1 грамм графита адсорбирует 1,27 грамм цезия) . Ца черте— же показаны экспериментальные кривые изостер сорбции, снятые при разных температурах графитового блока.

45 Из чертежа видно, что для фиксированного давления цезия при температуре графитового блока 400-500 С получается соединение с максимальной загрузкой це зия, при понышении температуры графитового блока выше

500 С емкость источника уменьшается, о а уменьшение температуры ниже 400 С приводит к появлению жидкометаллической фазы.

Для полного выпаРивания цезия из топлива его нагревают до 700-800 С.

Предлагаемый способ изготовления источника 1 -излучения позволяет увеличить активность источника радиоактивного излучения и дает возможность контролировать количество радионуклидов в процессе изготовления источника.