Способ получения сердечника гамма-источника на основе радионуклидов европия

 

Использование: в ядерной технике при производстве радиоактивных источников. Сущность изобретения: в качестве исходного продукта для изготовления мишеней берут европий и изотопами ¹⁵¹Eu и ¹⁵³Eu с их природным содержанием в продукте. Переводят европий в оксиды, из которых изготавливают мишени, комплектуют ими поглощающие элементы и облучают их в составе органов регулирования ядерных реакторов до получения смеси ¹⁵²Eu и ¹⁵⁴Eu с суммарным массовым содержанием 2 - 18%. Способ позволяет снизить затраты на изготовление гамма-источника по сравнению с принятой технологией облучения мишеней в облучательном канале более чем в 2 раза.

Изобретение относится к технологии изготовления радиоактивных гамма-источников и предназначено для использования в стационарных и передвижных гамма-установках.

Известен способ изготовления гамма-источников типа "ГИК" на основе радионуклида ⁶⁰Со, включающий изготовление ампул, заполняемых дисками из металлического кобальта, облучение ампул в ядерном реакторе до требуемого накопления радионуклида ⁶⁰Со, извлечение ампул из реактора, разделку ампул в защитных камерах с извлечением дисков и загрузку их в герметичные оболочки с последующей аттестацией [1] Наиболее близким к предлагаемому является способ получения гамма-источника на основе радионуклида европия, заключающийся в изготовлении мишени, содержащей изотоп европия в соединении с кислородом, и облучение мишени в потоке нейтронов ядерного реактора [2] Недостатком данного способа является многооперационность получения гамма-источника. Он также, как и аналоги требует облучение мишеней в специальных ампулах, что может быть осуществлено в сравнительно больших масштабах только в технологических или исследовательских ядерных реакторах.

Оксид европия является наиболее стабильным соединением в воздушной и газовой атмосфере из всех соединений европия и имеет чрезвычайно высокую радиационную стойкость. При воздействии нейтронного потока образцы оксида европия сохраняют форму и целостность, характеризуются высокой размерной и структурной стабильностью вплоть до флюенсов 10²⁷ м^-2 и температуры облучения до 1400^оС. Образцы из оксида европия помещают внутри герметичных цилиндрических оболочек. Их геометрические размеры полностью соответствуют размерам поглощающих элементов органов регулирования ядерных реакторов. Изотопы европия имеют очень высокие сечения поглощения нейтронов (7700 и 450 бар для изотопов ¹⁵¹Eu и ¹⁵³Eu соответственно), поэтому облучение проводится в активных зонах ядерных реакторов в составе органов регулирования. Таким образом, облучаемая мишень выполняет функции поглощающего сердечника органов регулирования и в процессе их эксплуатации одновременно идет наработка радионуклидов европия ¹⁵²Eu и ¹⁵⁴Eu. Поэтому затраты на облучение и наработку изотопов ¹⁵²Eu и ¹⁵⁴Eu практически равны нулю.

Облучение производят до получения смеси радионуклидов ¹⁵²Eu и ¹⁵⁴Eu с суммарным массовым содержанием от 2 до 18% При получении смеси изотопов менее 2% активность гамма-источника мала (не превышает 10-20 Ки/г), что не позволяет их эффективно использовать в гамма-установках. Экспериментально было показано, что из-за высокого сечения поглощения нейтронов изотопами ¹⁵²Eu и ¹⁵⁴Eu (5500 и 1500 бар соответственно) их суммарное накопление редко превышает 18% так как одновременно идут процессы их накопления и перехода в другие изотопы европия ¹⁵³Eu и ¹⁵⁵Eu при захвате нейтронов. Активность смеси радионуклидов европия может достигать 150 Ки/г и более при периоде полураспада до 16 лет.

Нет необходимости разделения изотопов, так как их физические параметры сравнимы между собой.

Предложенный способ получения гамма-источников на основе радионуклидов европия включает следующие существенные признаки: 1. Использование в качестве исходного продукта изотопов ¹⁵¹Eu и ¹⁵³Eu с природным их содержанием в европии.

2. Изотопы европия применяются в соединении с кислородом, т.е. используется химически стабильное соединение оксид европия, характеризующееся высокой радиационной стойкостью.

3. Приготовленная для облучения мишень (образцы оксида европия) применяется в качестве поглощающего сердечника органов регулирования, т.е. наряду с накоплением радионуклидов европия производится регулирование поля нейтронного потока в активной зоне реактора. Таким образом, мишень становится не пассивным подвергаемым облучению элементом, а активным элементом работающего реактора ПЭЛ стержня СУЗ.

4. В процессе облучения получают смесь радионуклидов европия в количестве от 2 до 18% которая позволяет достичь удельной активности гамма-источника 150 Ки/г и более с периодом полураспада радионуклидов ¹⁵²Eu и ¹⁵⁴Eu 13 и 16 лет соответственно.

Только использование европия позволяет совместить операции облучения мишеней при производстве γ-источников с работой реактора, освободив при этом специально предназначенные для этого облучательные каналы.

П р и м е р. В печи с кислородной атмосферой нагрели порошок европия до 1550-1600^оС для получения оксида европия. Методом горячего прессования изготовили образцы оксида европия диаметром 7 мм и поместили их внутри герметичной оболочки из стали ОХ18Н10Т диаметром 8 мм и толщиной стенки 0,5 мм. Из полученных элементов (ПЭЛ) набрали пакет органа регулирования и поставили его на эксплуатацию в ядерный реактор БОР-60. После эксплуатации органа регулирования в течение 2-х лет извлекли его из реактора, произвели разделку в защитных камерах с извлечением отдельных поглощающих элементов-мишеней. Зачехловали ПЭЛ во вторичном чехле (контейнере) γ-источника на основе радионуклидов Eu, например, в трубке ⊘ 11 х 0,8 мм (ГИК-7). Провели их аттестацию. Активность составила 90 Ки/г, что позволяет использовать полученные гамма-источники в гамма-установках.

Основной положительный эффект предложенного способа получения гамма-источника на основе радионуклидов европия достигается за счет снижения трудозатрат на облучение мишеней в ядерном реакторе в составе органов регулирования.

Наработка радионуклидов производится непосредственно в активной зоне реактора в процессе выполнения основной функции органов регулирования по выравниванию нейтронных полей. Таким образом, составляющая облучения практически равна нулю, что более чем в 2 раза снижает стоимость гамма-источников.

Следует отметить, что все остальные известные гамма-источники (⁶⁰Со, ¹³⁷Cs, ²⁴Na и др.) не могут быть использованы в качестве поглощающего сердечника органов регулирования ядерных реакторов из-за низкой их эффективности по поглощению нейтронов, к тому же их наработку необходимо вести в специальных облучательных каналах и устройствах в специальных промышленных реакторах.

Формула изобретения

СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СЕРДЕЧНИКА ГАММА-ИСТОЧНИКА НА ОСНОВЕ РАДИОНУКЛИДОВ ЕВРОПИЯ, включающий изготовление образцов, содержащих изотопы европия в соединении с кислородом, и облучение их в потоке нейтронов ядерного реактора, отличающийся тем, что в качестве исходного продукта для изготовления образцов используют изотопы ¹⁵¹Eu и ¹⁵³Eu в их природном содержании, а облучение образцов проводят в составе поглощающего элемента органов регулирования ядерного реактора до получения смеси радионуклидов ¹⁵²Eu и ¹⁵⁴Eu с суммарным массовым содержанием 2 18%