Способ получения источников гамма-излучения на основе радионуклида 74se для гамма-дефектоскопии

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к промышленной гамма-дефектоскопической аппаратуре. Способ получения источников гамма-излучения на основе радионуклида селен-75 для гамма-дефектоскопии заключается в герметизации заготовки активируемого сердечника из высокообогащенного (не менее 96%) селена-74 в ампулу, облучения полученной ампулы в атомном реакторе и последующей герметизации облученной ампулы в капсуле. Полнотелую монолитную заготовку облучаемого сердечника, выполненную с плотностью, соответствующей теоретической, помещают в полностью соответствующий ей дисциплинирующий объем. Крышку ампулы герметизируют лазерной сваркой с одновременным отводом тепла, а внешние поверхности ампулы подвергают напылению с последующими герметизацией и упрочнением металлом. У металла при облучении в реакторе образуются изотопы, имеющие энергию гамма-излучения меньше энергии гамма-излучения селена-75 с периодом полураспада менее 1 ч, толщина слоя покрытия которого обеспечит компенсацию избыточного давления, создающегося внутри герметичной ампулы при облучении, облучают в реакторном потоке тепловых нейтронов плотностью не менее 1015 Н/см2 в режиме, обеспечивающем достижение максимальной удельной активности селена-75 (не менее 1250 Ки/г), и герметизируют аргонодуговой сваркой в рабочей капсуле. Изобретение позволяет повысить разрешающую способность, сократить время контроля и улучшить чувствительность и расширить технологические возможности аппаратуры. 2 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к ядерной технике и преимущественно к области средств исследования материалов промышленных изделий без их разрушения, а именно к радиационным методам контроля качества макроструктуры широкой номенклатуры сварных соединений в диапазоне радиационных толщин от 5 до 30 мм по стали с использованием радиоизотопного излучателя на основе активируемого стабильного изотопа 74Se в промышленной гамма-дефектоскопической аппаратуре, технологические возможности которой (помимо энергетического спектра и активности) определяются расчетным методом, в том числе с учетом геометрических размеров активной части используемого излучателя, которые учитываются при разработке технологии и регламентации параметров геометрии контроля.

При разработке технологии радиографического метода контроля и определении геометрических параметров контроля регламентируемое значение геометрической нерезкости Uг, определяющее величину размытия краев изображения, находится в аналитической зависимости от радиационной толщины h объекта контроля, фокусного расстояния F и размеров активной части Ф источника излучения:

а регламентированная чувствительность метода контроля (W) при этом определена зависимостью:

W=2Uг.

Известен способ производства источника излучения с высокой удельной активностью (до 500 Ки/г), на основе радионуклида иридий-192 с периодом полураспада 74,5 суток, получаемого активацией заготовки из природного иридия в потоке тепловых нейтронов канала реактора с последующей герметизацией в рабочей капсуле сваркой в атмосфере инертного газа [2]. Фотоны энергетического спектра излучения источника на основе радионуклида иридий-192 характеризуется повышенной проникающей способностью характеристических жестких линий (~0,4-1,0 МэВ). При этом в диапазоне радиационных толщин от 5 до 30 мм из-за шумового вклада комптоновского рассеяния, образующегося при взаимодействии жестких линий спектра излучения радионуклида иридий-192 с веществом, данный излучатель не обеспечивает чувствительности метода контроля (до 1,0%), сопоставимой с чувствительностью, обеспечиваемой излучателем на основе радионуклида селен-75. Период полураспада источника излучения на основе радионуклида иридий-192 в 1,6 раза меньше, чем у излучателя на основе радионуклида селен-75. В связи с изложенным отсутствуют основополагающие методические предпосылки к использованию данного способа производства излучателей на основе радионуклида иридий-192 применительно к контролю особо ответственных изделий в диапазоне радиационных толщин от 5 до 30 мм по стали, в том числе в условиях радиационного фона.

Известны технологии производства источников гамма-излучения посредством активации в реакторе стартового продукта стабильного изотопа селен-74, предварительно помещенного в первичную ампулу и его трансформации в радиоактивный изотоп селен-75 при облучении в потоке тепловых нейтронов по реакции 74Se(n, γ)→75Se. Причем первичную ампулу с радиоактивным изотопом селен-75 помещают после облучения в прочную наружную капсулу, герметизирующую первичную капсулу. Также известно, что многократное повышение удельной активности источника с радионуклидом селен-75 достигается за счет увеличения концентрации содержания изотопа селен-74 в облучаемой ампуле [3, 4 и 5].

Известны источники излучения, полученные на основе природной смеси стабильных изотопов оксида селена с периодом полураспада 120 суток и низкой удельной активностью (~5 Ки/г) вследствие низкого содержания изотопа селен-74 (0,87%), что предопределяет большие размеры активной части излучателя [2], не обеспечивающие надлежащую геометрию, чувствительность и режимы метода контроля.

Известен также способ изготовления источников гамма-излучения для дефектоскопии посредством активации в нейтронном потоке обогащенного до 40% селена-74 в алюминиевой капсуле [6], который также не может быть применен вследствие недостаточной активности и увеличенных размеров активной части излучателя облучаемого источника, а сварной шов алюминиевой капсулы, полученный лазерной сваркой, не обеспечивает требований регламента температурных испытаний источника при аттестации на соответствие веществу особого вида.

Известен способ получения источника гамма-излучения на основе селена-75, который получают из природной смеси стабильных изотопов оксида селена методом фторирования газообразным фтором при температуре 100-350°С и атмосферном давлении по реакции 74Se+F274SeF6+1029 кДж/моль с регулировкой состава смеси в пределах 10-25% по фтору и последующим обогащением на каскаде газовых центрифуг по молекуле 74SeF6 до содержания изотопа селен-74 не менее 96%, а также конверсии гексафторида в стабильный изотоп селен-74 при температуре 250-270°С по реакции с газообразным аммиаком 2NH3+74SeF674Se+6HF+N2 и подачей очищенного аргона для предотвращения обратной реакции. Полученное стартовое сырье в виде высокообогащенного (не менее 96%) стабильного изотопа селен-74 превращают в заготовку для активации, для чего многократно запрессовывают до плотности не менее 3 г/см3 в первичную химически стойкую, например, титановую капсулу, которую герметизируют лазерной сваркой с применением средств теплоотвода, например медных втулок. Затем первичную капсулу помещают в теплоотводящую реакторную мишень и облучают в реакторном потоке тепловых нейтронов плотностью не менее 1015 Н/см2 с. После активации первичную капсулу помещают во вторую коррозионностойкую прочную капсулу, например, из нержавеющей стали и заваривают аргонодуговой сваркой [7].

Способ получения источника гамма-излучения на основе селена-75 с применением первичной титановой ампулы для герметичной упаковки стартового продукта в виде многократно прессованного порошка стабильного изотопа 74Se согласно действующему регламенту правил контроля [10, 11] по формальному признаку реализации не подлежит в связи с модификациями характеристического спектра излучения за счет активации в том числе материала первичной капсулы при ее облучении в реакторе с образованием помимо энергетического спектра радионуклида Se-75 дополнительных линий энергетического спектра дочернего продукта Sc-46 с энергией излучения Еγ=0,89-1,12 МэВ, дублирования и значительного увеличения фокального пятна излучателя при этом, геометрические параметры которого определяются габаритными размерами активированной первичной капсулы, что предопределяет увеличение размытия краев изображения и ухудшение чувствительности метода контроля за счет шумового вклада комптоновского рассеяния. Способ также характеризуется недостаточной плотностью прессованной заготовки активируемого сердечника в сравнении с теоретической и, соответственно, недостаточной абсолютной активностью полученного излучателя, а также нестабильностью геометрических параметров фокального пятна излучателя вследствие низкой температуры плавления прессованного стартового продукта (217°С) в сравнении с температурным режимом активации (до 500°С).

Наиболее близким по назначению, принятым за прототип, является способ изготовления источников гамма-излучения для дефектоскопии посредством активации в нейтронном потоке заключенной в герметичный объем первичной ампулы из ванадия, прессованной до плотности ~80% от теоретической, таблетки высокообогащенного селена-74, причем герметичный объем ампулы дополнен гарантированным объемом температурной компенсации, а герметизация первичной ампулы реализована в капсуле из легированной стали [8].

К недостаткам описанного технического решения следует отнести использование для активации в первичной ампуле из ванадия прессованной таблетки (сердечника) из сепарированного стартового сырья порошка стабильного изотопа Se-74, так как:

- прессованная таблетка активируемого сердечника из стартового сырья порошка стабильного изотопа Se-74 имеет меньшую удельную плотность в сравнении с монолитной, в связи с чем при одинаковых геометрических размерах располагает меньшим потенциалом для активации и соответственно величиной абсолютной активности, что критично для острофокусных излучателей с размерами активной части менее ⌀1,0×1,0 мм, что допустимо при контроле объектов общепромышленного назначения и недопустимо при контроле особо ответственных изделий первого контура АЭС в условиях радиационного фона;

- материал стартового сырья Se-74, относящийся к УI группе таблицы элементов Д.И.Менделеева, с температурой плавления 217°С в условиях рабочих температур активации (до 500°С) подвержен легкоплавким эвтектическим новообразованиям и образованию тугоплавких интерметаллидов VSe, V2Se3, VSe3 с материалом внутренней ампулы из ванадия [9], потере параметров, декларированных техническими регламентами производителя [10, 11, 12, 13], и в том числе геометрических форм и размеров активированного сердечника с увеличением размера фокального пятна излучателя, что предопределяет увеличение размытия краев изображения и ухудшение чувствительности метода контроля при этом;

- в процессе прессования порошкового стартового сырья Se-74 формируется пористая структура сердечника, содержащая воздушную компоненту, которая в условиях рабочих температур активации в реакторе вызывает окисление стартового сырья и провоцирует разгерметизацию первичной ампулы.

Технический результат, который может быть получен при использовании изобретения, заключается в повышении разрешающей способности и достоверности контроля, в сокращении времени контроля и улучшении чувствительности, а также расширении технологических возможностей аппаратуры, в том числе в условиях радиационного фона, за счет получения параметрического ряда острофокусных излучателей на основе радионуклида Se-75 с соответствующим характеристическим энергетическим спектром излучателя, повышении абсолютной активности за счет монолитности макроструктуры активируемого сердечника, обеспечении гарантированных размеров и формы активной части источника согласно техническому регламенту производителя при одновременном исключении возможности произвольного увеличения размеров фокального пятна излучателя в процессе активации.

Указанный технический результат достигается за счет того, что в способе получения источников гамма-излучения на основе радионуклида 75Se для гамма-дефектоскопии, включающим герметизацию заготовки активируемого сердечника из высокообогащенного (не менее 96%) селена-74 в ампулу, облучение полученной ампулы в атомном реакторе и последующую герметизацию облученной ампулы с селеном в капсуле из легированной стали, полнотелую монолитную заготовку облучаемого сердечника, например, в виде цилиндра, выполненную с плотностью, соответствующей теоретической (4,76 г/см3), например, литейным способом, помещают в полностью соответствующий ей дисциплинирующий объем цилиндрического гнезда неактивируемой в нейтронном потоке ампулы, плотно притертую крышку которой герметизируют лазерной сваркой с одновременным отводом тепла, а внешние поверхности полученной ампулы подвергают напылению с последующими герметизацией и упрочнением напыленного слоя гальваническим способом металлом, у которого при облучении в реакторе образуются изотопы, имеющие энергию гамма-излучения меньше энергии гамма-излучения селена-75 с периодом полураспада менее 1 ч, толщина слоя покрытия которого обеспечит компенсацию избыточного давления, создающегося внутри герметичной ампулы при облучении, облучают в реакторном потоке тепловых нейтронов плотностью не менее 10 Н/см2 режиме, обеспечивающем достижение максимальной удельной активности селена-75 (не менее 1250 Ки/г), и герметизируют аргонодуговой сваркой в рабочей капсуле из легированной стали, причем в описанном способе указанный технический результат получают и в том случае, когда в качестве материала первой ампулы используют термостойкий кварц, а в качестве упрочняющее-герметизирующего металла ванадий, а также и в том случае, когда гальваническое упрочняюще-герметизирующее покрытие металлом может быть многослойным.

Сущность изобретения можно пояснить на примере конкретного исполнения.

После анализа химической чистоты полученное стартовое сырье в виде высокообогащенного (не менее 96%) стабильного изотопа селен-74 превращают в заготовки для активации, для чего его расплавляют в инертной среде и помещают в заранее подогретые объемы цилиндрических гнезд неактивируемых в нейтронном потоке кварцевых ампул-изложниц, например, вакуумным методом с последующим остыванием, притиркой кварцевых крышек и герметизацией в воздушной среде посредством лазерной сварки с использованием средств теплоотвода для уменьшения температуры ампулы и монолитной заготовки из селена-74.

Для предотвращения возможности разгерметизации термостойких кварцевых ампул и компенсации избыточного внутреннего давления, создающегося при облучении в реакторе, внешние поверхности заваренных ампул подвергают напылению ванадием с последующей упрочняющей герметизацией гальваническим способом ванадием, толщина слоя покрытия которого обеспечивает необходимую прочностную компенсацию избыточного давления.

Компенсированные по прочности герметизированные активируемые ампулы с учетом минимизированного эффекта их взаимного влияния друг на друга по поглощению нейтронов помещают в соответствующие гнезда блока реакторной мишени, снабженного теплоотводящим элементом и устанавливают в оболочку мишени, омываемую в процессе облучения теплоносителем реактора. Для достижения требуемой активности ампулы облучают в канале реактора с высокой плотностью потока тепловых нейтронов до 1015 Н/см2·с, а по окончании кампании облучения активированные ампулы с радионуклидом селен-75 извлекают из реакторной мишени и помещают в рабочие капсулы из легированной стали и герметизируют аргоно-дуговой сваркой.

Для определения соответствия заявленного способа критериям изобретения был проведен поиск и анализ патентной и научной литературы, содержащей описание имеющих отношение к заявленному способу технических решений в рассматриваемой и смежных областях техники. Одновременно в рамках тематической разработки комплекса аппаратуры для гамма-дефектоскопического контроля сварных соединений «трубных досок» парогенераторов БН-800 исследовались параметры серийных источников излучения на основе радионуклида селен-75. Исследования показали, что размеры активированных сердечников стандартных излучателей, помещенных непосредственно в ампулу из ванадия ~ в 2 раза превышают параметры, декларированных техническими регламентами производителя [12, 13] с увеличением размера фокального пятна излучателя, что ухудшает чувствительность метода контроля. Исследования подтвердили также резкое ~ 3-кратное ухудшение защитных свойств аппаратуры при использовании стандартных излучателей, первично ампулированных в титановую оболочку и активированных в ней, причем в спектре указанного излучателя, помимо энергетического спектра радионуклида Se-75, обнаружены дополнительные линии энергетического спектра энергией излучения Еγ=0,89-1,12 МэВ. Таким образом, известные технологии производства изотопов на основе радионуклида селен-75 не позволяют обеспечить получение технического результата, указанного в заявленном способе.

Исходя из вышесказанного, можно сделать вывод о том, что предложенное техническое решение является новым и явным образом не следует из уровня техники, имеет изобретательский уровень, промышленно осуществимо и при использовании обеспечивает заявленный положительный технический эффект, то есть соответствует критериям изобретения.

Источники информации:

1. Румянцев С.В. и др. Справочник по радиационным методам неразрушающего контроля. М.: Энергоиздат. 1982, с.50.

2. Сытин В.П. и др. Радиоактивные источники ионизирующих излучений. М.: Энергоатомиздат, 1984, с.67.

3. Патент США N 3147225, кл. 252-301.1, 1964.

4. Патент США N 3234099, кл. 376-189, 1966.

5. Патент США N 3421001, кл. 250-106, 1969.

6. Каталог Источники альфа-, бета-, гамма- и нейтронного излучения. М.: ВО «Изотоп», 1980, с.53-54.

7. Патент РФ №2054718, G21G 4/04, приоритет 18.03.1993 г.

8. Патент РФ №2196364, G21G 4/04, приоритет 04.04.2001 г.

9. Фрейдин Б.М. и др. Материал для источника гамма-излучения на основе селенида ванадия. Тезисы докладов. Седьмая международная научно-техническая конференция, Москва, май 2010 г.

10. ГОСТ 20426-82 «Контроль неразрушающий. Методы дефектоскопии радиационные. Область применения».

11. ПНАЭ Г-7-017-89 «Унифицированная методика контроля основных материалов (полуфабрикатов) сварных соединений и наплавки оборудования и трубопроводов АЭУ. Радиографический контроль».

12. Источники гамма-излучения, закрытые на основе радионуклида Селен-75 для радиографии. Технические условия. ТУ 95 2338-92 (ЗН 226600000 ТУ).

13. Каталог «Радионуклидные источники и препараты», ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград, 1998 г.

1. Способ получения источников гамма-излучения на основе радионуклида селен-75 для гамма-дефектоскопии, включающий герметизацию заготовки активируемого сердечника из высокообогащенного (не менее 96%) селена-74 в ампулу, облучение полученной ампулы в атомном реакторе и последующую герметизацию облученной ампулы с селеном в капсуле из легированной стали, отличающийся тем, что полнотелую монолитную заготовку облучаемого сердечника, например, в виде цилиндра, выполненную с плотностью, соответствующей теоретической, например, литейным способом, помещают в полностью соответствующий ей дисциплинирующий объем цилиндрического гнезда неактивируемой в нейтронном потоке ампулы, крышку которой герметизируют лазерной сваркой с одновременным отводом тепла, а внешние поверхности полученной ампулы подвергают напылению с последующими герметизацией и упрочнением напыленного слоя гальваническим способом металлом, у которого при облучении в реакторе образуются изотопы, имеющие энергию гамма-излучения меньше энергии гамма-излучения селена-75 с периодом полураспада менее 1 ч, толщина слоя покрытия которого обеспечит компенсацию избыточного давления, создающегося внутри герметичной ампулы при облучении, облучают в реакторном потоке тепловых нейтронов плотностью не менее 1015 Н/см2 в режиме, обеспечивающем достижение максимальной удельной активности селена-75 (не менее 1250 Ки/г), и герметизируют аргонодуговой сваркой в рабочей капсуле.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве материала первой ампулы используют термостойкий кварц, а в качестве упрочняюще-герметизирующего металла - ванадий.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что гальваническое упрочняюще-герметизирующее покрытие металлом может быть многослойным.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной техники и радиохимии. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции ампулы облучательного устройства ядерного реактора, и предназначено для производства источников гамма-излучения.

Изобретение относится к области изготовления источников излучения, а именно к области изготовления источников позитронного излучения. .
Изобретение относится к области атомной техники. .

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано для изготовления радионуклидных источников. .

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в гамма-установках для радиационной обработки материалов. .
Изобретение относится к области медицины. .

Изобретение относится к области ядерной техники и представляет собой способ изготовления объёмных источников ионизирующего излучения с торцевой рабочей поверхностью, в частности источников гамма-излучения телетерапевтического назначения, используемых при лечении онкологических заболеваний.

Изобретение относится к области изготовления источников ионизирующего излучения. .

Изобретение относится к области технологии изготовления закрытых радионуклидных источников фотонного и бета-излучений

Изобретение относится к радиохимии и может быть использовано для получения радиофармпрепарата на основе радионуклида рений-188
Изобретение относится к области радиоактивных источников, в частности к радионуклидным источникам гамма-излучения, и может найти применение для радиационной гамма-дефектоскопии. Заявленный радионуклидный источник излучения для радиационной гамма-дефектоскопии включает герметичную капсулу из ванадия, содержащую в качестве излучающего вещества облученный сплав селен-ванадий, причем облученный сплав селен-ванадий дополнительно содержит, по меньшей мере, один редкоземельный элемент, выбранный из группы: лантан, церий, самарий, неодим и гадолиний, при следующем соотношении компонентов, мас.%: ванадий 13-20, редкоземельный элемент из группы: лантан, церий, неодим, самарий, гадолиний 0,01-0,1, селен остальное. Технический результат заключается в снижении интенсивности взаимодействия излучающего вещества на основе селена с ванадиевой капсулой, повышении выхода годного при изготовлении источника излучения, обеспечении целостности, устойчивости формы и стабильности излучения источника на основе гамма-радиоактивного изотопа селена. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к радиохимии. Способ получения стронция-82 включает выполнение следующих операций: облучение в потоке ускоренных заряженных частиц мишени, представляющей собой стальную оболочку, заполненную металлическим рубидием, вскрытие оболочки облученной мишени в среде газа, не взаимодействующего с металлическим рубидием, плавление облученного металлического рубидия в оболочке и подачу его расплава в химический реактор, подачу в химический реактор закиси азота порциями, по меньшей мере, до прекращения роста температуры в химическом реакторе при подаче свежей порции закиси азота, растворение в химическом реакторе образовавшихся взрывобезопасных и пожаробезопасных солей рубидия и находящегося в них стронция-82 1,5÷4,5 М раствором азотной кислоты, выделение стронция-82 из полученного раствора сорбцией. В частных случаях реализации способ включает: использование стронций-специфического сорбента 4,4′(5′)-ди(трет-бутилциклогексано)-18-краун-6, нанесенного на полимер полиакрилатной структуры, очистку раствора стронция-82 от следов краун-эфира на колонке с катионообменной смолой, корректировку объема и кислотности раствора стронция-82. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области коммунального хозяйства и может использоваться для сортировки твердых отходов, преимущественно бытового, промышленного и коммерческого контейнерного мусора. Заявленный способ сортировки отходов включает использование площадки выгрузки отходов полигона (1) в качестве дополнительного сортировочного модуля и буферной емкости для отходов. При этом в указанном процессе используется гидромеханическое фракционирование отходов. Техническим результатом является обеспечение возможности непрерывного осуществления процесса сортировки отходов, повышение эффективности и качества сортировки отходов, сокращение использования ручного труда и уменьшение габаритов оборудования для сортировки отходов. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области коммунального хозяйства и может использоваться для сортировки твердых отходов, преимущественно бытового, промышленного и коммерческого контейнерного мусора. Заявленная линия сортировки отходов включает площадку выгрузки отходов полигона (1), используемую в качестве дополнительного сортировочного модуля и буферной емкости для отходов. При этом в заявленном изобретении предусмотрено использование подземного модуля гидромеханического фракционирования отходов (8). Техническим результатом является обеспечение непрерывности процесса сортировки отходов, повышение эффективности и качества сортировки отходов, а также сокращение габаритов оборудования для сортировки. 7 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится способу переработки радиоактивного щелочного металла. Заявленный способ включат подачу газа-реагента в нижнюю камеру (6) химического реактора, заполнение верхней камеры (1) химического реактора газом-реагентом из нижней камеры (6) через газопроницаемую перегородку (2) и подачу радиоактивного расплавленного щелочного металла в верхнюю камеру (1) химического реактора. Далее осуществляют распыление расплавленного щелочного металла отбойником (7) струи щелочного металла в верхней части верхней камеры (1), взаимодействие в верхней камере (1) химического реактора распыленного щелочного металла и газа-реагента при постоянном поддерживании избыточного давления газа-реагента в верхней камере (1) с получением твердых продуктов переработки. Накопление твердых продуктов переработки предусмотрено в нижней части верхней камеры (1) с возможностью их извлечения. Техническим результатом является повышение производительности периодического способа переработки радиоактивного щелочного металла, отсутствие калиброванных забивающихся отверстий для подачи расплавленного щелочного металла, а также отсутствие циркуляции газа через химический реактор и уноса из него с газом радиоактивных частиц. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к химическому реактору для переработки радиоактивного щелочного металла. Заявленное устройство включает корпус реактора (5), полость которого разделена газопроницаемой перегородкой (2) на нижнюю камеру (8) и верхнюю камеру (1). При этом нижняя камера оснащена трубопроводом подачи в нее газа-реагента (14); верхняя камера оснащена трубопроводом подачи в нее расплавленного щелочного металла (15). Для охлаждения корпуса реактора в заявленном устройстве предусмотрена рубашка (11). Напротив трубопровода подачи расплавленного щелочного металла (15), в верхней части верхней камеры (1), с зазором от трубопровода установлен отбойник струи щелочного металла (9) и патрубок (10) с шибером (16). В частных случаях исполнения химического реактора под отбойником струи щелочного металла может быть установлена жалюзийная решетка (3) с изменяемым углом наклона ее жалюзи. Отбойник струи щелочного металла может быть оснащен электроприводом и может быть также соединен с генератором ультразвуковых колебаний. Шибер патрубка может быть оснащен электроприводом. Кроме того, в состав химического реактора могут входить запорный вентиль (4), манометр (6), напорный трубопровод (7) охлаждающей жидкости, сливной трубопровод (13) вытяжной вентиляции. Техническим результатом является возможность периодической переработки щелочного металла при исключении уноса радиоактивных частиц. 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к средствам получения источников ионизирующего излучения. Заявленный способ герметизации источника ионизирующего излучения (ИИИ) включает герметизацию ИИИ, помещенного в капсулу (19), загерметизированную аргонодуговой сваркой. В качестве ИИИ используется заготовка из кобальта, при этом капсула выполнена в виде стакана из нержавеющей стали (4). Герметизация капсулы производится герметичной крышкой (20) из нержавеющей стали, приваренной по окружности стыка капсулы и крышки. Аргонодуговая сварка производится неплавящимся электродом без присадок в среде защитного газа в радиационно-защитных «горячих» камерах. Заявленное устройство включает капсулу с ИИИ и устройство аргонодуговой сварки, закрепленное в сварочной головке (10), которая закреплена в механизме перемещения (6). Сварочная головка состоит из корпуса (11), устройства для подачи электричества (12), штуцера (13) для подвода защитного газа и сварочного сопла (14). Техническим результатом является возможность дистанционного использования способа и устройства герметизации источника ионизирующего излучения в радиационно-защитных «горячих» камерах. 2 н. и 5 з. п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к промышленной гамма-дефектоскопической аппаратуре

Наверх