Способ получения изотопов

Изобретение относится к области получения радиоактивных материалов, в частности к обработке облученного сырья, которое может быть использовано для производства закрытых источников ионизирующих излучений для радиационно-химических гамма-установок. Способ получения изотопов включает помещение герметичных капсул с облучаемым материалом в герметичные пеналы, заполненные инертным газом, облучение капсул с материалом в ядерном реакторе и извлечение их из пеналов, при этом на извлеченные капсулы наносят покрытие из эпоксидно-акриловой композиции, которая затем отверждается под действием ионизирующего излучения радиационно активированного материала, находящегося внутри капсул. Изобретение обеспечивает снижение уровня радиоактивного загрязнения капсул и технологического оборудования горячей камеры, а также снижение трудоемкости операций.

 

Заявляемое техническое решение относится к области получения радиоактивных материалов, в частности, касается обработки облученного сырья, которое может быть использовано для производства закрытых источников ионизирующих излучений для радиационно-химических гамма-установок.

В настоящее время в связи с увеличением спроса на закрытые источники ионизирующих излучений (ИИИ) для промышленных радиационно-химических гамма-установок, занимающихся радиационной обработкой материалов общепромышленного и медико-биологического назначения, некоторые атомные электростанции приступили к производству ИИИ из специальных облучательных сборок (В.И. Сытин, Ф.П. Тежков, Н.И. Нелотовская «Современное состояние методов получения и конструирования радиоизотопных источников ионизирующего излучения», обзор ВНИИНМ). Капсулы с облученным материалом, в ряде случаев, оказываются загрязненными радиоактивными продуктами в результате активно протекающих окислительных процессов, в условиях интенсивного облучения, исходящего от облученного материала (источника). Для удаления радиоактивной окисной пленки широко используют окислительно-восстановительные растворы. Самый современный метод химической дезактивации описан в патенте РФ №2196363, МКИ 7 G21F 9/00.

Ближайшим аналогом является способ получения изотопов облучением материала (например, кремния) в ядерном реакторе (патент РФ №2196363, МКИ 7 G21F 9/00) путем помещения его в герметичные капсулы, которые размещают в герметичных пеналах, заполненных инертным газом. После радиационного (нейтронного) активирования в атомном реакторе внутри капсул образуются изотопы. Из вскрытых пеналов извлекают капсулы, дезактивируют и отправляют заказчику для изготовления изотопных источников. В процессе облучения происходит не только накопление изотопов кобальта, но и активация металла, из которого выполнена облучаемая капсула. Это приводит к тому, что при последующих операциях в горячей камере при вскрытии пеналов и извлечению из них облученных капсул или транспортировке капсул в контейнерах в другие горячие камеры, где осуществляется их переработка и производство ИИИ, с поверхности капсул происходит осыпание продуктов коррозии металла капсул, что является причиной загрязнения оборудования. Таким образом, процесс образования продуктов коррозии металла интенсивно продолжается в течение всего времени, пока присутствует доступ кислорода к металлу капсулы, независимо от степени их дезактивации. Гальванические покрытия никелем и другими металлами не дают положительных результатов: все покрытия являются пористыми и при увлажнении позволяют ионам кобальта проникать на поверхность.

Недостатком ближайшего аналога является наличие радиоактивных продуктов коррозии на поверхности капсул с материалом после их извлечения из пеналов, что приводит к загрязнению окружающего пространства, технологического оборудования горячей камеры и оборудования для их транспортировки.

Задача, решаемая заявляемым изобретением, заключается в обеспечении радиационной безопасности капсул с материалом после радиационного активирования в ядерном реакторе.

Сущность настоящего изобретения состоит в том, что в способе получения изотопов путем помещения герметичных капсул с облучаемым материалом в герметичные пеналы, заполненные инертным газом, облучения капсул с материалом в ядерном реакторе и последующего их извлечения из пеналов предложено на извлеченные капсулы наносить покрытие из эпоксидно-акриловой композиции, которая затем отверждается под действием ионизирующего излучения радиационно активированного материала, находящегося внутри капсул.

Прочное неметаллическое радиационно-стойкое покрытие предотвращает осыпание радиационных окислов с наружной поверхности капсул. В качестве материала покрытия предложено использовать вещества, имеющие органосиликатную или кремнеорганическую основу, а также составы на основе указанных материалов, обладающие высокой температурной и радиационной стойкостью.

Нанесение покрытия осуществляют путем погружения капсул в емкость, заполненную эпоксидно-акриловой композицией. После выдержки капсул в указанной композиции в течение 10…15 минут - время необходимое для растворения воздушных пузырьков - капсулы извлекают, выдерживают на воздухе до полного отверждения и образования покрытия. Под действием ионизирующего излучения от радиационно активированного материала происходит отверждение (полимеризация) эпоксидно-акриловой композиции.

Применение предлагаемого технического решения позволяет существенно снизить уровень радиоактивного загрязнения капсул, а следовательно, и технологического оборудования горячей камеры, трудоемкости операций по первичной обработке капсул с радиационно активированным материалом.

Способ получения изотопов путем помещения герметичных капсул с облучаемым материалом в герметичные пеналы, заполненные инертным газом, облучения капсул с материалом в ядерном реакторе и последующего их извлечения из пеналов, отличающийся тем, что на извлеченные капсулы наносят покрытие из эпоксидно-акриловой композиции, которая затем отверждается под действием ионизирующего излучения радиационно активированного материала, находящегося внутри капсул.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов, а более конкретно к технологии получения радиоактивного изотопа никель-63, используемого в производстве бета-вольтаических источников тока.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов и может быть использовано для производства радионуклида 63Ni, являющегося основой для создания миниатюрных автономных источников электрической энергии с длительным сроком службы, работающих на бета-вольтаическом эффекте.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении источников ионизирующего излучения (ИИИ) медицинского назначения. Способ включает в себя заполнение капсулы источниками ионизирующего излучения.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении источников для медицинских целей. Источники ионизирующего излучения (ИИИ) в виде заготовок из кобальта диаметром 1 мм и длиной 1 мм, заранее складированные в открытом бункере, порционно транспортируются сепаратором через узел загрузки в капсулу.

Изобретение относится к средствам извлечения полученных в результате облучения целевых компонентов из мишени. В заявленном способе предусмотрено выполнение мишени (19) в виде цилиндра с центральным стержнем, позиционированным по центру цилиндра двумя пробками, герметизация мишени с двух сторон и заполненение кольцеобразного пространства целевыми компонентами.

Изобретение относится к средствам извлечения компонентов из облученной мишени. В заявленном способе мишень, выполненную в виде загерметизированного в оболочку плоского сепаратора, сначала подвергают поперечной разрезке путем отсечения конечных частей мишени, а затем производят двухстороннее вскрытие мишени по обеим её длинным сторонам.

Изобретение относится к способам и устройствам для производства изотопов внутри водных стержней ядерных топливных узлов. Способы включают выбор требуемой облучаемой мишени, основываясь на свойствах мишени, загрузку мишени в стержень-мишень, основываясь на свойствах облучаемых мишеней и топливного узла, экспонирование стержня-мишени потоку нейтронов и/или сбор произведенных изотопов из облучаемых мишеней из стержня-мишени.

Изобретение относится к источнику ионизирующего излучения. Заявленный источник излучения содержит вставку с радиоактивным веществом, расположенную в свинцовом корпусе (3).

Заявленное изобретение относится к приборам для генерации нейтронов при ядерном взаимодействии ускоренных дейтронов с мишенями, содержащими тяжелые изотопы водорода.

Изобретение относится к медицинской технике и может быть использовано при выполнении лучевой терапии злокачественных опухолей поджелудочной железы пучками адронов.

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в технологии получения радиоактивных изотопов и аналитической химии. Способ разделения радионуклидов кадмия и серебра включает растворение облученного серебра в азотной кислоте, упаривание раствора, растворение образовавшихся нитратов в аммиачном растворе, восстановление серебра до металла в аммиачной среде сернокислым гидроксиламином при рН более 6 и при мольном отношении сернокислого гидроксиламина к серебру более 1, отделение осадка металлического серебра от маточного раствора, содержащего кадмий-109 и осаждение из маточного раствора любого малорастворимого соединения кадмия. Изобретение обеспечивает эффективное разделение радионуклидов кадмия и серебра. 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к области получения короткоживущих радиоактивных фармацевтических препаратов в количествах порядка единичной дозы. Генератор биомаркеров включает в себя ускоритель частиц и систему микросинтеза радиоактивных фармацевтических препаратов. Микроускоритель генератора биомаркеров оптимизирован для производства радиоизотопов, полезных при синтезе радиоактивных фармацевтических препаратов в количествах порядка одной единичной дозы, обеспечивая значительно снижение размера, требований по мощности и веса по сравнению с традиционными радиационно-фармацевтическими циклотронами. Система микросинтеза радиоактивных фармацевтических препаратов в генераторе биомаркеров представляет собой систему химического синтеза малого объема, содержащую микрореактор и (или) микроструйный чип, и оптимизирована для синтеза радиоактивных фармацевтических препаратов в количествах порядка одной единичной дозы. Технический результат - снижение количества необходимого радиоизотопа и времени его переработки по сравнению с традиционными системами синтеза радиоактивных фармацевтических препаратов. 4 н. и 18 з.п. ф-лы, 10 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.

Изобретение относится к области физико-химического разделения радионуклидов, в частности к способу получения радионуклида стронция-82, и может быть использовано в ядерной медицине. Способ включает облучение ускоренным пучком протонов энергии 70 МэВ контейнера с мишенью из хлорида рубидия или металлического рубидия, испарение мишенного вещества в балластный объем в высоком вакууме при температуре 900-950°C, испарение оставшегося на внутренней поверхности контейнера радионуклида стронция-82 при температуре 1500-1900°C и одновременное высаживание его на охлаждаемый коллектор, с которого впоследствии он смывается раствором соляной или азотной кислоты. Изобретение обеспечивает упрощение получения радионуклида стронция-82 и высокий выход конечного продукта. 4 ил.

Изобретение относится к источнику нейтронного излучения, предназначенному для проведения геофизических исследований нефтяных, рудных и газовых месторождений нейтронными методами. В заявленном каскадном умножителе блока излучателя нейтронов каждый каскад состоит из высоковольтных диодов, высоковольтного пленочного конденсатора повышающей и высоковольтного пленочного конденсатора выравнивающей колонны и при этом дополнительно содержит две монтажные платы из нефольгированного стеклотекстолита с отверстиями, в которых зажаты металлические шарики в количестве 2М+2, где М=1, 2,…, причем на одной плате высоковольтные диоды в количестве 2М, где М=1, 2,…, соединены друг с другом последовательно паяным соединением на металлических шариках. На другой плате паяным соединением на металлических шариках последовательно соединены между собой высоковольтные пленочные конденсаторы повышающей колонны, а высоковольтные пленочные конденсаторы выравнивающей колонны, соединенные между собой на металлических шариках последовательно при помощи пайки, закреплены таким образом, чтобы в их полости оказались монтажные платы с высоковольтными пленочными конденсаторами повышающей колонны, запаянные на металлических шариках. Техническим результатом является упрощение монтажа каскадного умножителя и повышение прочности всей конструкции блока излучателя. 5 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для обеспечения контролируемого пуска реактора путем вывода реактора на рабочий уровень мощности после штатных и нештатных остановок. Рабочий источник нейтронов содержит оболочку с расположенными в ней активными элементами в виде изотопов сурьмы и бериллия, которые помещены в ампулу, выполненную в виде коаксиальной конструкции. При этом над или под ампулой располагается газосборник или два газосборника располагаются по одному над и под ампулой. Изобретение обеспечивает создание дополнительных барьеров безопасности между теплоносителем и материалами активной части источника нейтронов, повышение ресурса безаварийной работы источника нейтронов, его надежности и долговечности. 17 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к вакуумной нейтронной трубке и может быть использовано при разработке генераторов нейтронов для активационного анализа сплавов и соединений. Заявленная вакуумная нейтронная трубка содержит герметично запаянный изоляционный корпус (1), в котором размещены управляемый трехэлектродный источник ионов, анод (4) и катод (2) которого насыщены изотопом водорода, мишень (6, 7, 8), газопоглотитель (5), оснащена дополнительным идентичным управляемым трехэлектродным источником ионов и газопоглотителем. При этом мишенный электрод (6) содержит две симметричные мишени (7, 8), насыщенные одним или разными изотопами водорода, и расположен посередине корпуса, на торцах которого напротив накладных мишеней размещены управляемые трехэлектродные источники ионов. Техническим результатом является повышение ресурса работы при расширении функциональных и эксплуатационных возможностей вакуумной нейтронной трубки. 1 ил.

Изобретение относится к области получения радиоактивных материалов, в частности к обработке облученного сырья, которое может быть использовано для производства закрытых источников ионизирующих излучений для радиационно-химических гамма-установок. Способ получения изотопов включает помещение герметичных капсул с облучаемым материалом в герметичные пеналы, заполненные инертным газом, облучение капсул с материалом в ядерном реакторе и извлечение их из пеналов, при этом на извлеченные капсулы наносят покрытие из эпоксидно-акриловой композиции, которая затем отверждается под действием ионизирующего излучения радиационно активированного материала, находящегося внутри капсул. Изобретение обеспечивает снижение уровня радиоактивного загрязнения капсул и технологического оборудования горячей камеры, а также снижение трудоемкости операций.

Наверх