Способ изготовления источников на основе радионуклида, выбранного из группы щелочноземельных элементов


 


Владельцы патента RU 2454744:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" (RU)

Изобретение относится к области технологии изготовления закрытых радионуклидных источников фотонного и бета-излучений. Способ включает изготовление активной части источника из пористого керамического материала путем его пропитки ацетатом радиоактивного щелочноземельного элемента и перевода его в карбонат нагреванием. При этом на всех стадиях этого процесса отсутствует взаимодействие радиоактивного вещества с материалом матрицы. Способ позволяет изготавливать высоконадежные источники на основе радионуклидов Са45, Sr90, Ba133, Ra226 простым способом с малыми радиационными нагрузками на работающий персонал. 2 з.п. ф-лы, 2 пр.

 

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

Источники ионизирующего излучения, состоящие из керамической активной части, обладающие свойствами термической, радиационной и гидролитической устойчивости, являются наиболее безопасными с точки зрения потенциальной возможности загрязнения окружающей среды. В особенности это относится к источникам повышенной мощности, работающим в экстремальных условиях, увеличивающих риск аварийной разгерметизации капсулирующей оболочки.

Необходимость обеспечения безопасных условий труда на предприятиях-изготовителях такой продукции привела к постепенной замене традиционной порошковой технологии изготовления активных частей источников на технологию пропитки заранее изготовленной пористой матрицы радиоактивным раствором с последующим закреплением радионуклида в нерастворимой форме.

Практически к осуществлению этого процесса подходят двумя путями.

Первый путь - это использование материала матрицы в качестве одного из исходных компонентов в процессе перевода радиоактивного вещества в нерастворимую термически и радиационно стойкую форму. Так, в способе по патенту [GB 14425627, INTCL G21G 4/00, G21H 5/02, дата публикации 1976-02-18] предлагается изготавливать активную часть источников в виде пористых таблеток из апатитоподобной керамики, которая при ее пропитке галоидными солями щелочноземельных металлов химически фиксирует их по реакции:

где M - двухвалентный радионуклид, например Ca, Sr, Ba;

M' - двухвалентный нерадиоактивный металл;

X - галоген.

На конечной стадии процесса осуществляется сушка таблеток и термический обжиг.

Подобным образом используется материал матрицы активной части в способе по патенту [US 3093593, INTCL G21F 9/12, G21F 9/30, дата публикации 1963-11-06]. Для прочной фиксации радионуклидов, с целью их захоронения или изготовления источников, разработан метод и состав керамики со свойствами поверхностного термического остекловывания (глазурования). Соли радионуклидов, осажденные путем пропитывания и сушки в порах такой керамики при температуре 1200-1400°С за счет взаимодействия с компонентами матрицы, переходят в нерастворимую силикатную форму. Доведение закладной активности до требуемого значения достигается цикличностью процесса "пропитка-прокаливание". Но как показывает опыт, уже после первого цикла некоторые зоны матрицы становятся недоступными для дополнительного введения в них радиоактивного вещества.

Следствием этого является неравномерность выходящего потока фотонного и в особенности бета-излучения источников, изготовленных таким способом. Также известно, что фиксация радиоактивного вещества на поверхности матрицы значительно ниже, чем внутри, что объясняется ограниченной емкостью внешней поверхности.

Второй путь - это использование матрицы в качестве инертного каркаса-носителя, в порах которого пропитывающее радиоактивное вещество фиксируется путем химического превращения его в нерастворимую форму. Примером может служить способ по патенту [US 3664148, INTCL G21G 4/04, G21G 4/00, дата публикации 1968-01-16]. Матрица из пористого кремнезема последовательно пропитывается двумя растворами - сначала раствором, содержащим радиоактивный материал, а затем - переводящим его в нерастворимую форму. В качестве примера приводится перевод хлорида стронция в нерастворимый сульфат с помощью сульфата натрия или серной кислоты. Для дополнительной герметизации активной части используют ее поверхностное оплавление или металлизацию.

Очевидный недостаток этого способа следует из механизма его реализации. Процесс отверждения радиоактивного материала в порах матрицы развивается от периферии к центру по мере продвижения пропитывающего фиксирующего раствора и идет до тех пор, пока образовавшаяся нерастворимая соль не перекроет входы капиллярных каналов. Для щелочноземельных радионуклидов с невысокой удельной активностью вероятность такого события чрезвычайно высока, а следовательно, и высока вероятность оставления радиоактивного вещества в глубине матрицы в растворимой форме.

Данный способ можно рассматривать в качестве прототипа изобретения.

Задача предлагаемого изобретения заключается в создании способа надежной фиксации щелочноземельных радионуклидов в пористой керамической матрице, используемой при изготовлении источников.

Поставленная задача решатся тем, что в качестве радиоактивного материала, пропитывающего керамическую матрицу, используют ацетат радионуклида из группы щелочноземельных элементов.

Известно [Карякин Ю.В., Ангелов И.И. Чистые химические вещества. изд. 4-е пер. и доп. М., «Химия», 1974. 408 с, 66 рис.], что в результате термического разложения ацетатов щелочноземельных элементов получают их нерастворимые термически и радиационностойкие карбонаты, то есть выполняются все основные требования к химической форме активной части источника. Реакция протекает с образованием ацетона, который легко удаляется из пористой матрицы:

M(CH3COO)2=MCO3+(CH3)2CO↑,

где M - двухвалентный радионуклид, например Ca, Sr, Ba, Ra.

Процесс разложения ацетатов щелочноземельных элементов начинается уже при 150°С, а при 550°С он проходит быстро, одновременно по всей массе вещества и до конца. В указанном интервале температур практически не один из обычно используемых материалов матрицы (стеатитовая, алюмосиликатная, кордиеритовая керамика) не взаимодействует с тугоплавкими карбонатами. В то же время карбонаты легко растворяются в уксусной кислоте, что в случае необходимости допускает передел активной части без потери радиоактивного вещества, а также его изъятие из источников, выработавших установленный ресурс. При этом радиоактивное вещество не загрязняется конструкционным материалом матрицы и капсулы источника.

Пропитывание пористой матрицы насыщенным раствором соли радионуклида - практически одностадийный процесс, так как закупоривание каналов, в дальнейшем, препятствует существенной корректировке закладной активности источника. В случае щелочноземельных элементов их ацетатные соли, имеющие максимальное значение растворимости, позволяют добиться лучших результатов при изготовлении малогабаритных источников большой мощности.

Технический результат изобретения заключается в создании способа, позволяющего изготавливать высоконадежные источники на основе радионуклидов Ca45, Sr90, Ba133, Ra226 простым способом с малыми радиационными нагрузками на работающий персонал.

Пример 1

Активная часть представляет собой таблетку диаметром 4 мм и высотой 1,2 мм, изготовленную из пористой алюмосиликатной керамики плотности 1,6 г/см, открытая пористость - 55%, емкость таблетки по воде - 6 мкл, требуемая закладная активность - 20 мКи. При удельной активности препарата Ba133 9 мКи/г требуется 5,2 мкл насыщенного раствора его ацетата. Это количество отбирается дозатором и накапывается на пористую таблетку из алюмосиликатной керамики, которая высушивается и прокаливается при температуре 550°С в течение 1 часа до полного разложения ацетата бария и перехода его в карбонат. Готовую активную часть источника подвергают капсулированию.

Пример 2

Активная часть представляет собой таблетку диаметром 3 мм и высотой 1,5 мм, изготовленную из пористой стеатитовой керамики плотности 1,7 г/см, открытая пористость - 50%, емкость таблетки по воде - 4,2 мкл, требуемая закладная активность - 10 мКи. При удельной активности препарата Sr90 64 мКи/мг требуется 3,2 мкл насыщенного раствора его ацетата. Это количество отбирается дозатором и накапывается на пористую таблетку из стеатитовой керамики, которая высушивается и прокаливается при температуре 550°С в течение 1 часа до полного разложения ацетата стронция и перехода его в карбонат. Готовую активную часть источника подвергают капсулированию.

1. Способ изготовления источников на основе радионуклида, выбранного из группы щелочноземельных элементов, включающий изготовление активной части путем фиксации радионуклида в керамической матрице, перевод радионуклида в радиационно устойчивую нерастворимую форму и последующее капсулирование, отличающийся тем, что пористую керамическую матрицу пропитывают ацетатом радиоактивного щелочноземельного элемента и переводят его в карбонат нагреванием.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что нагревание матрицы осуществляют до температуры, превышающей температуру разложения ацетата, но ниже температуры взаимодействия образовавшегося карбоната с материалом матрицы.

3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что в качестве материала матрицы используют керамическое вещество, не вступающее во взаимодействие с ацетатами щелочноземельных металлов и продуктами их термического разложения.



 

Похожие патенты:

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

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 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 области изготовления двусторонних герметичных изотопных источников осколков деления на основе калифорния-252, применяемых в ядерно-физических экспериментах, основанных на время-пролетном методе. В заявленном изобретении для того, чтобы двусторонний источник осколков деления был герметичным и в то же время спектрометрическим, т.е. с энергетическим спектром осколков деления, в котором возможно выделить тяжелую и легкую группы, предусмотрено использование в качестве подложки (1) прозрачной для осколков деления (~0,15 мкм) пленки из окиси алюминия, на которую наносят активное пятно (2) из радиохимически чистого раствора калифорния-252. При этом полученный источник вначале упрочняют с обеих сторон тонкими слоями золота (3) толщиной 50-100 мкг/см2, а затем герметизируют слоями никеля (4). При этом энергетические спектры осколков деления, вылетающих с обеих сторон, идентичны. Техническим результатом является обеспечение возможности использования в экспериментах герметичного двустороннего спектрометрического источника источника, в том числе во время-пролетных экспериментах. 2н.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.
Наверх