Способ получения европия-155 для гамма-дефектоскопии


 


Владельцы патента RU 2431211:

Открытое акционерное общество "Научно-исследовательский институт технической физики и автоматизации" ОАО "НИИТФА" (RU)

Изобретение относится к ядерной физики, а точнее к производству изотопов для использования в качестве источника гамма-излучения в дефектоскопах при анализе материалов без их разрушения. Способ получения радиоизотопа европий-155 для использования в гамма-дефектоскопии при облучении ионизирующим излучением мишени с самарием-154. Облучение мишени проводят протонным пучком циклотрона. Изобретение направлено на повышение производительности и снижение материальных затрат за счет увеличения срока перезарядка гамма-дефектоскопа, а также позволяет накопить на мишени европий-155 в количестве, достаточном для получения источника излучения гамма-дефектоскопов.

 

Изобретение относится к области ядерной физики, а точнее к производству изотопов для использования в качестве источника гамма-излучения в дефектоскопах при анализе материалов без их разрушения.

Известны способы получения радиоактивных изотопов, например способ получения радиоизотопа тулия-170 [1]. Использование тулия-170 в гамма-дефектоскопии рассмотрено в работе [2]. Тулий-170 имеет период полураспада 128 суток. В связи с этим требуется частая перезарядка гамма-дефекоскопа, что обуславливает низкую производительность и значительные материальные затраты.

В тоже время источник на основе тулия-170 является единственным удовлетворительным источником для просвечивания легких сплавов, например, алюминия толщиной от 3 до 50 мм.

Тулий-170 возможно заменить на близкий ему по энергетическому спектру европий-155, период полураспада которого, примерно, 5 лет.

Известен способ получения европия-155 путем облучения в реакторе изотопа самария-154 [3] - прототип. Однако накоплению количества европия-155 в мишени необходимого и достаточного для промышленного использования в гамма-дефектоскопии препятствует превращение европия-155 в короткоживущий изотоп европий-156 в результате реакции захвата нейтрона, что приводит к «выгоранию», к исчезновению изотопа европия-155 практически сразу после его появления в мишени.

Технический результат, получаемый при реализации предлагаемого способа, заключается в повышении производительности и снижении материальных затрат за счет увеличения срока перезарядки гамма-дефектоскопа.

Указанный технический результат достигается за счет того, что в способе получения европия-155 для использования в гамма-дефектоскопии при облучении ионизирующим излучением мишени с самарием-154 облучение мишени проводят протонным пучком циклотрона. Изотоп самария-154 с обогащением 98,6% имеет химическую форму в виде оксида Sm2O3, плотность 7,54 г/см3. Образование европия-155 происходит по схеме:

Протоны могут поглощаться ядром мишени с зарядом Z и образовывать составные ядра с последующим испусканием гамма-квантов. Критическая энергия протона определяется кулоновским барьером ЕВ, который равен [4]:

ЕВ≈Z·А-1/3≈0,8·Z2/3 МэВ

При Z=63 имеем ЕВ=12,6 МэВ.

Удельная активность накопившегося радионуклида равна [1]:

А22·N01·(∩1/∩2-∩1)[ехр(-∩1·t)-ехр(-∩2·t),

где N01 - количество ядер исходного стабильного нуклида Sm-154 в одном грамме оксида Sm2O3; λ2 - константа распада образующего радионуклида Eu-155; Ф - плотность потока протонов; σ1 - сечение поглощения протона ядром Sm-154; σ2 - сечение поглощения протона ядром Eu-155; ∩1=Ф·σ1; ∩22+Ф·σ2.

Наработку радионуклида европий-155 можно производить на ускорителе протонов типа У-150 предприятии ЗАО «Циклотрон». Ускоритель работает в режиме ускорения протонов до энергии 20-23 МэВ. Средний ток внутреннего пучка при облучении мишеней достигает 1100 мкА [9].

Исходными данными для расчета удельной активности радионуклида являются: N01=3,37·1021 ядер Sm-154/г оксида, ∩1=1,53·10-8 с-1, λ2=0,44·10-8 с-1, ∩2=1,97·10-8 с-1. Удельная активность радионуклида европий-155 при облучении на ускорителе протонов мишени из самария-154 в течение t=1·107 c=100 суток достигнет величины А2=67 Ки/г.

Таким образом, полученных активностей радионуклида европий-155 оказывается вполне достаточно для получения удовлетворительной степени выявляемости дефектов и имеется возможность использования в дефектоскопии радионуклида европия-155 вместо тулия-170.

Источники информации

1. Левин В.И. Получение радиоактивных изотопов. М.: Атомиздат. 1972, стр. 216-217.

2. Румянцев С.В. Радиационная дефектоскопия. М.: Атомиздат. 1974, стр.120-121.

3. Промышленная радиография. Перевод с английского под редакцией А.С.Штань и В.И.Синицына. М.: Атомиздат, 1960.

4. Зингер С.Ф. «Действие пыли и радиации на космические корабли в межпланетном пространстве». В кн.: Радиационная опасность при космических полетах. М.: МИР, 1964, стр.195.

Способ получения радиоизотопа европий-155 для использования в гамма-дефектоскопии при облучении ионизирующим излучением мишени с самарием-154, отличающийся тем, что облучение мишени проводят протонным пучком циклотрона.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к получению радионуклида 230U для терапии онкологических заболеваний. .

Изобретение относится к области ядерной технологии и радиохимии, а именно получения и выделения радиоактивных изотопов для медицинских целей. .

Изобретение относится к области радиохимии. .
Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов, а именно к получению радионуклида палладий-103 на циклотроне с использованием пучка заряженных частиц.

Изобретение относится к области атомной техники. .

Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов на ускорителях заряженных частиц, в частности кобальта-57 и кадмия-109, на циклотроне с использованием внутреннего пучка протонов.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. .

Изобретение относится к радиационным методам обработки минералов с целью повышения их ювелирной ценности. .

Изобретение относится к технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины на ускорителях заряженных частиц

Изобретение относится к способу получения радиоизотопов для ядерной медицины на ускорителях заряженных частиц. Способ включает облучение мишени на ускорителе протонов и выделение 82Sr без носителя из облученной мишени. В качестве мишени берут изотоп 84Sr, мишень облучают пучком протонов, в процессе облучения в результате пороговой ядерной реакции 84Sr(р,3n)82Y в мишени нарабатывают и одновременно радиохимическим методом из мишени непрерывно извлекают 82Y, продукт распада которого, целевой радиоизотоп 82Sr (без носителя), далее выделяют радиохимическим методом. Техническим результатом является возможность производить 82Sr без носителя в области энергий протонов Ер≤30÷40 МэВ, возможность применения для производства 82Sr стандартных циклотронов с Ер≤30÷40 МэВ, возможность повысить интегральный выход 82Sr в схеме производства по реакции Rb(p,xn)82Sr на ускорителях с Ер=70÷100 МэВ для наработки 82Sr. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к способу получения изотопов для ядерной медицины. Способ включает облучение мишени нейтронами и выделение 177Lu из облученной мишени. В качестве мишени берут изотоп 176Yb, мишень облучают в потоке нейтронов ядерного реактора, в процессе облучения в результате ядерной реакции 176Yb(n,γ)177Yb в мишени нарабатывают 177Yb, продуктом распада которого целевой радиоизотоп 177Lu (без носителя) затем выделяют хроматографическим методом на ионообменной колонке. В качестве элюэнта для смыва 177Lu с колонки использовали 0.07 N раствор α-изомасляной кислоты. Очистку продукта от следов α-изомасляной кислоты осуществляли на второй ионообменной колонке. При этом элюат подкисляли до pH=1-2. 177Lu сорбировали на колонке, элюат с α-изомасляной кислотой направляли в отходы. Затем колонку промывали 100 мл дистиллированной воды, после чего элюировали 177Lu десятью миллилитрами 0.5 N HCl. Элюат упаривали досуха и смывали осадок HCl с pH=5.1. Техническим результатом является возможность производить радиоизотоп 177Lu без носителя в практически значимых количествах (десятки кюри) на стандартных исследовательских реакторах и применять для наработки, выделения и очистки радиоизотопа 177Lu отечественное сырье и химреактивы, а также обеспечение качества мечения при синтезе радиофармпрепаратов на основе 177Lu. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к способу получения 99mTc. Заявленный способ включает следующие стадии: получение раствора, содержащего 100Mo-молибдат-ионы; создание протонного луча с энергией, достаточной для того, чтобы при облучении 100Mo-молибдат-ионов индуцировать ядерную реакцию 100Mo(p,2n)99mTc; облучение раствора протонным лучом и индуцирование ядерной реакции 100Mo(p,2n)99mTc; применение метода экстрагирования для экстрагирования 99mTc из раствора. Кроме того, изобретение касается устройства для получения 99mTc, включающего раствор, содержащий 100Mo-молибдат-ионы; ускоритель для создания протонного луча с энергией, достаточной для того, чтобы при облучении 100Mo-молибдат-ионов индуцировать ядерную реакцию 100Mo(p,2n)99mTc, для облучения раствора и для индуцирования ядерной реакции 100Mo(p,2n)99mTc; секции экстрагирования для экстрагирования 99mTc из раствора. Техническим результатом является отсутствие необходимости в эксплуатации реакторов с высокообогащенным ураном для получения изотопов, в частности, для медицинской диагностики. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к средствам производства изотопов при помощи ускоренного пучка частиц. В заявленном способе ускоренный пучок частиц (11) направляют на первый исходный материал, содержащийся в мишенном блоке (15), в котором производят первый радиоактивный изотоп (19) посредством первой ядерной реакции. Таким образом пучок частиц затормаживают, далее пучок направляют на второй исходный материал, содержащийся в мишенном блоке (21), и производят второй радиоактивный изотоп (25) посредством второй ядерной реакции, при этом эффективное сечение для инициирования первой ядерной реакции показывает первый пик на первом энергетическом уровне частиц, эффективное сечение для инициирования второй ядерной реакции взаимодействием ускоренного пучка частиц со вторым исходным материалом показывает второй пик во втором энергетическом уровне частиц, имеющий значение ниже первого энергетического уровня частиц. Заявленное устройство содержит блок (13) ускорителя, первую мишень облучения с первым исходным материалом и расположенную за ней вторую мишень облучения со вторым исходным материалом. Техническим результатом является уменьшение потерь энергии на ускорение за счет возможности одноразового ускорения частиц, а также совмещение производства различных изотопов, требующего различных условий. 2 н. и 8 з.п. ф-лы, 1 табл., 3 ил.

Изобретение относится к способу получения содержащего 99mTc продукта реакции. В заявленном способе предусмотрено обеспечение подлежащей облучению мишени из металла 100Мо, облучение мишени из металла 100Мо пучком протонов с энергией для индуцирования ядерной реакции 100Мо(р,2n)99mTc, нагревание мишени из металла 100Мо до температуры свыше 300°С, извлечение возникающего 99mTc в мишени (15) из металла 100Мо в процессе экстракции сублимацией с помощью газа кислорода, который направляют над мишенью из металла 100Мо с образованием оксида технеция 99mTc. Устройство для получения содержащего 99mTc продукта реакции содержит мишень из металла 100Мо, ускорительный блок для создания пучка протонов, предназначенного для направления на мишень из металла 100Мо, так что при облучении мишени из металла 100Мо пучком протонов индуцируется ядерная реакция 100Мо(р,2n)99mTc, подвод газа для направления газа кислорода на облучаемую мишень из металла 100Мо для образования оксида технеция 99mTc, отвод газа для отведения сублимированного оксида технеция 99mTc. Техническим результатом является возможность получения технеция непосредственно на основе ядерной реакции, которая происходит за счет взаимодействия пучка протонов с атомами молибдена. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 10 ил.

Изобретение относится к источникам нейтронного излучения и может найти применение в ядерных реакторах. Излучающая нейтроны сборка изготовлена из основного бериллиевого компонента - размножителя нейтронов, в который инкапсулировано малое количество запального источника 252Cf. Сборка размножителя находится в полой трубке, имеющей концевые заглушки и удерживающую пружину. Технический результат - повышение выхода нейтронов из сборки размножителя. 8 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины на ускорителях заряженных частиц. Способ получения радиоизотопа стронций-82 (82Sr) по реакции Rb(p,xn)82Sr включает облучение мишени протонами, в качестве которой используют раствор или расплав одного или нескольких химических соединений рубидия или их взвесь в жидком носителе, и осуществление их циркуляции в замкнутом контуре через зону облучения протонами, нарабатывая в мишени по реакции 85Rb(p,4n)82Sr и(или) реакции 87Rb(p,6n)82Sr радиоизотоп 82Sr, и выделение 82Sr из облученной мишени после облучения или непосредственно во время облучения радиохимическим методом. Изобретение обеспечивает снижение взрывоопасности способа, расширение функциональности, возможность использования многоразового мишенного устройства, позволяющего исключить затраты на его изготовление и возможность автоматизации способа. 5 з.п. ф-лы, 3 ил., 9 табл.
Наверх