Сборка размножителя с первичным нейтронным источником

Авторы патента:


Сборка размножителя с первичным нейтронным источником
Сборка размножителя с первичным нейтронным источником
Сборка размножителя с первичным нейтронным источником
Сборка размножителя с первичным нейтронным источником
Сборка размножителя с первичным нейтронным источником

 


Владельцы патента RU 2576532:

ВЕСТИНГХАУС ЭЛЕКТРИК КОМПАНИ ЛЛС (US)

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.

 

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ, К КОТОРОЙ ОТНОСИТСЯ ИЗОБРЕТЕНИЕ

Настоящее изобретение предлагает способ и механизм для изготовления постоянного источника высокоэнергетических нейтронов, который, помимо умножения и эффективного преобразования радиоактивной энергии первичного запального изотопа, может также изменять свою мощность (интенсивность) посредством простых изменений физической схемы сборки размножителя. Полученный в результате нейтронный источник имеет множество практических применений, в том числе, но не ограничиваясь этим: запальный источник для ядерного реактора, неразрушающий анализ материалов, нейтронный активационный анализ, анализ влажности образцов, каротаж нефтяных скважин, консервативное лечение рака, обнаружение взрывчатых веществ, определение усталости металла, а также другие проводимые в режиме реального времени исследования химического состава и влагосодержания технологических потоков, такие как оптимизация сгорания на электростанциях и установках для обжига цемента.

ОПИСАНИЕ ПРЕДШЕСТВУЮЩЕГО УРОВНЯ ТЕХНИКИ

Как правило, требуется множество нейтронных источников (излучателей) для безопасного пуска активной зоны ядерного реактора. Запальные источники реактора, используемые для этой цели, называются терминами «первичные источники» и «вторичные источники». Первичные источники представляют собой автономные источники нейтронов, которые производят нейтроны без необходимости внешней энергии или облучения от самого реактора.

Вторичные запальные источники реакторов, как правило, изготавливают, используя первоначально нерадиоактивные запальные материалы, равномерно смешанные с бериллием. Материал вторичного запального источника (обычно сурьма) не обладает радиоактивностью для производства нейтронов. В результате вторичный источник не создает нейтронный источник до тех пор, пока запальный материал не облучают в ядерном реакторе. Вторичный источник производит нейтроны в результате взаимодействия высокоэнергетического гамма-излучения от радиоактивного распада запального материала с бериллием. Все типичные материалы для первичных запальных источников предшествующего уровня техники, которые использовали в сочетании с бериллием, представляют собой создающие мощное излучение альфа-частиц изотопы полония, радия, плутония, америция или кюрия. Единственный материал, который представляет собой практичный первичный источник для промышленного применения без использования добавки бериллия, представляет собой калифорний-252 или 252Cf.

Общие описания радиоизотопов, создающих «вторичный источник» в ядерных реакторах, представили Ransohoff и др. и Bodnarescu (патенты США № 3269915 и № 3396077 соответственно). Подробное описание использование «первичных источников» и общего применения нейтронных источников представили Impink-младший (патент США № 4208247, выданный в июне 1980 г., далее называется Impink), где предпочтительно плутоний-238 и бериллий инкапсулированы в сплаве, который препятствует передаче тепловых нейтронов, то есть, по существу, от «черных» до тепловых нейтронов, такой как чистый кадмий; сплав 65% серебра и кадмия или 80% серебра, 15% индия и кадмия.

Запальный нейтронный источник реактора используют для безопасного содействия инициированию ядерной цепной реакции в первоначальной активной зоне загрузки ядерных реакторов. Запальный источник реактора требуется для безопасного пуска первоначальной активной зоны, содержащей только свежее необлученное ядерный топливо, потому что общая плотность нейтронов из всех источников (например, самопроизвольное деление топлива, космическое излучение, фотонейтроны дейтерия) является недостаточной для надежного наблюдения за плотностью нейтронов в реакторе, чтобы обеспечивать безопасный пуск реактора. Низкие потоки нейтронов наблюдаются в ядерных реакторах с первоначальными активными зонами, в которых находится только имеющее среднюю радиоактивность топливо, или после продолжительных периодов остановки, в течение которых облученное топливо распадается, в результате чего восстанавливается собственный нейтронный источник реактора от вышеупомянутых механизмов. Постоянные первичные и вторичные запальные нейтронные источники реактора обеспечивают плотность нейтронов в активной зоне реактора, которая является достаточной для надежного измерения станционными приборами и, таким образом, предоставляет информацию о мощности и реакционной способности оператору реактора, чтобы обеспечивать безопасный пуск реактора, а также системе защиты реактора, чтобы препятствовать действиям оператора и останавливать пуск реактора, если обнаружена небезопасная ситуация. Без запускающих реактор нейтронных источников реактор мог бы пострадать от быстрого повышения мощности во время пуска, прежде чем система защиты реактора смогла бы вмешаться и прекратить пуск. Запальные источники, как правило, устанавливают в разделенные равными интервалами положения внутри активной зоны реактора на месте некоторых стержневых тепловыделяющих элементов или в устройствах внутри активной зоны реактора.

Помимо пуска ядерных реакторов, нейтронные источники находят многочисленные применения в других промышленных устройствах. Эти промышленные применения для нейтронных источников, как правило, включают в себя использование нейтронного источника для создания радиоизотопов вблизи источника, после чего измеряют уникальные характеристики ядерного распада радиоизотопа (радиоизотопов), образующихся в исследуемом процессе, и концентрации или составы измеряют способом, обычно называемым техническим термином «нейтронный активационный анализ». В результате промышленные применения включают в себя, но не ограничиваются этим: неразрушающий анализ материалов, нейтронный активационный анализ, анализ влажности образцов, каротаж нефтяных скважин, консервативное лечение рака, обнаружение взрывчатых веществ, определение усталости металла, а также другие проводимые в режиме реального времени исследования химического состава и влагосодержания технологических потоков, такие как оптимизация сгорания на электростанциях и установках для обжига цемента.

Дополнительно, Impink (в цитированном выше патенте) заявляет, что (на момент выдачи патента) нейтронные источники для промышленных реакторов находятся в активной зоне ядерного реактора и остаются в активной зоне в течение, по меньшей мере, одного полного технологического цикла. Источники занимают фиксированное положение. В реакторах источники вставлены в выбранные тепловыделяющие сборки, и они проходят в направляющие втулки тепловыделяющих сборок, предназначенные для создания структуры тепловыделяющих сборок и направления управляющих элементов в реактор. Источники также устанавливают в сборках вблизи периферии активной зоны, таким образом, чтобы они находились в пределах области измерительного и следящего оборудования вне корпуса реактора.

Согласно описанию в статье http://en.wikipedia.org.wiki/beryllium (от 07 июля 2010 г.), бериллий представляет собой светло-серый легкий, прочный, но хрупкий щелочноземельный металл. Его используют, в первую очередь, в неядерных применениях в качестве компонента, придающего твердость сплавам, таким как бериллиево-медный сплав.

Что касается структуры, очень низкая плотность (1,85 г/см3), высокая температура плавления (1287°C), высокая термическая устойчивость и низкий коэффициент теплового расширения делают бериллий во многих отношениях идеальным высокотемпературным материалом для аэрокосмических и ядерных применений. Промышленное использование металлического бериллия представляет собой технические проблемы вследствие токсичности (особенно при вдыхании) пыли, содержащей бериллий. Бериллий производит непосредственное разрушающее действие на ткани и может вызвать у чувствительных людей хроническое угрожающее жизни аллергическое заболевание, так называемый бериллиоз.

В ядерной области бериллий представляет собой чрезвычайно необычный элемент, по существу, потому что весь встречающийся в природе бериллий состоит из изотопа 9Be, который имеет очень низкую энергию связи (1,69 МэВ) для своего последнего нейтрона. Результат этой характерной особенности ядерной физики бериллия заключается в том, что при возбуждении излучением, энергия которого превышает приведенное выше пороговое значение, 9Be распадается, как показано ниже, высвобождая нейтрон и образуя более устойчивые атомы гелия или углерода.

Калифорний (элемент 98) представляет собой редкий и исключительно искусственный элемент, который синтезируют путем долгосрочного облучения других редких искусственных изотопов, таких как плутоний или кюрий, мощным потоком излучения в особых реакторах, специально предназначенных для получения изотопов высших актинидов. Калифорний (Cf) используют исключительно для таких применений, в которых он обладает преимуществом благодаря своим свойствам мощного нейтронного излучения. Изотоп 252Cf в настоящее время представляет собой изотоп калифорния, наиболее широко используемый для нейтронных источников, вследствие высокой мощности получаемых источников, производительности и относительно продолжительного периода полураспада. В настоящее время в мире существуют только два предприятия, которые синтезируют и выделяют Cf. В настоящее время приблизительно 90% его мирового производства, составляющего приблизительно 200 мг, обеспечивает высокопоточный реактор в национальной лаборатории Оук-Ридж (штат Теннесси). Получаемый в реакторе Cf сначала очищают в самом реакторе, отделяя Cf от всех других актинидов и продуктов деления, которые образуются при облучении мишени, посредством сложного радиохимического процесса, который осуществляют дистанционно в лабораторной защитной камере для исследования ядерного топлива после облучения. Процесс разделения завершается нанесением на подложку из инертного материала в форме проволоки, фольги или другой форме химического соединения 252Cf, полученного в процессе разделения, и помещением полученного в результате изделия в контейнер, который экранирует полученный материал с источником 252Cf, и, таким образом, можно извлекать материал из лабораторной защитной камеры. Высокая нейтронная мощность 252Cf делает необходимым для любого изготовления источника после отделения Cf от всех других актинидов и продуктов деления дистанционную работу в хорошо защищенном помещении для безопасности производственного персонала. В результате на практике можно использовать только простые производственные процессы для изготовления нейтронных источников с применением 252Cf. Даже с учетом процитированных выше патентов, по-видимому, отсутствуют логические основания для попыток какой-либо добавки к калифорнию в качестве нейтронного источника, поскольку он уже представляет собой наиболее мощный источник нейтронов в расчете на массу из всех доступных радиоизотопов.

Далее рассмотрим предшествующий уровень техники на фиг. 1, который представляет один вариант осуществления типичного теплового ядерного реактора, включающего в себя герметизированный корпус реактора 10, в котором находится ядерная активная зона 12, содержащая множество тепловыделяющих сборок 14 (представленных на фиг. 2A). Теплоноситель реактора, такой как теплоноситель, включающий в себя воду, поступает в корпус через впускные сопла 16, проходит вниз в кольцевой области между корпусом и опорной структурой активной зоны, поворачивается и движется вверх через перфорированную пластину 20 и через активную зону 12 и выходит через выпускные сопла 22.

Тепловыделяющая сборка 14 согласно предшествующему уровню техники, которая представлена на фиг. 2A, включает в себя множество стержневых тепловыделяющих элементов 24, содержащих ядерные топливные таблетки 26, установленных в связке. Сборка также включает в себя множество направляющих втулок 28, которые обеспечивают скелетную опору для сборки и которые предназначены для обратимой установки управляющих стержней 29 управляющих элементов 30, устанавливаемых выше и внутри активной зоны с помощью приспособлений, таких как электромагниты 32, которые движутся на валах 34 (фиг. 1), соединенных с возможностью съема с элементами 30 управления.

Нейтронный поток в активной зоне непрерывно отслеживается измерительными приборами, такими как нейтронные детекторы 36 (фиг. 1), которые расположены на возвышении, выровненном с возвышением активной зоны 12. Детекторы, расположенные вне корпуса, могут быть неподвижными или перемещаться в боковом направлении с помощью регулирующих штанг 38.

Направляющие втулки 28 тепловыделяющей сборки 14, помимо содержания управляющих стержней 29, которые представлены на фиг. 2A, предназначены для вмещения капсул нейтронных источников, представленных на фиг. 2B. Капсулы содержат источник 44, излучающий нейтроны.

Источник 44 включает в себя, в качестве основной массы, излучающий быстрые нейтроны материал, инкапсулированный и заключенный внутри оболочки 48. Предпочтительный материал источника для запальных источников предшествующего уровня техники представляет собой 252Cf вследствие сочетания факторов, включающих в себя мощность источника. Тем не менее, 252Cf в качестве материала источника является чрезвычайно дорогостоящим и поставляется только в ограниченных количествах; таким образом, очень важно сведение до минимума потребности в этих материалах. Оптимальный вариант материала для первичного источника представляет собой вариант, который сводит до минимума количество 252Cf, требуемое для выполнения заданной функции.

Кроме того, срок службы нейтронного источника определяется минимальной мощностью источника, который выполняет заданную функцию. Таким образом, одна из основных целей настоящего изобретения заключается в том, чтобы сделать более эффективным использование 252Cf путем уменьшения количества 252Cf, требуемого для источника, или продления срока службы данного количества 252Cf.

КРАТКОЕ ИЗЛОЖЕНИЕ СУЩНОСТИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Решение вышеупомянутых проблем и достижение целей обеспечивается комбинированием запального источника 252Cf и сборки бериллиевого размножителя таким образом, что основную энергию радиоактивного распада от запального источника 252Cf можно преобразовывать в нейтроны, используя бериллиевый размножитель («сборку размножителя»), и полученные в результате нейтроны можно затем размножать посредством реакции бериллия (n, 2n). Настоящее изобретение включает в себя сборку размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны, содержащим, по существу, запальный источник 252Cf, осажденный на подложку, которая представляет собой, по существу, фольгу и проволоку, и инкапсулированный и окруженный бериллиевым сегментом в качестве сегмента размножителя. Согласно конструкции предшествующего уровня техники, первичный источник использует только 3,1% актов распада 252Cf, которые представляют собой акты самопроизвольного деления. Остальные акты распада представляют собой распады с образованием высокоэнергетических альфа-частиц, энергия которых полностью экранируется оболочкой (48) источника, которая окружает источник 252Cf (44) согласно предшествующему уровню техники, как представлено на фиг. 2B. В предпочтительном варианте осуществления настоящего изобретения запальный источник представляет собой покрытую 252Cf проволоку или фольгу, помещенную в полость прошедшего простую механическую обработку бериллиевого размножителя. Предпочтительно бериллий содержится в двух частях, как представлено на фиг. 3A и 3B, для простоты вставки запального источника 68. Размеры бериллиевого размножителя имеют значение, поскольку энергия альфа-частиц и самопроизвольных продуктов деления должна поглощаться внутри бериллиевого размножителя. Вследствие большой массы и заряженной природы этих частиц количество бериллия, необходимого для поглощения энергии, оказывается значительно меньше, чем количество, необходимое для изготовления структурно соответствующего контейнера для сборки запального источника. Поглощение энергии образующихся из 252Cf альфа-частиц и самопроизвольных продуктов деления приводит приблизительно к девятикратному повышению мощности нейтронного источника на единицу массы запального материала 252Cf по сравнению с содержащими 252Cf первичными источниками согласно предшествующему уровню техники. Мощность нейтронного источника согласно настоящему изобретению можно также регулировать путем включения защитной оболочки, которую можно помещать между запальным источником 252Cf и бериллиевым размножителем. Эта защитная оболочка способна останавливать альфа-частицы и препятствовать попаданию альфа-частиц в бериллиевый размножитель.

Увеличение массы сборки размножителя приведет к дополнительному увеличению мощности нейтронного источника за счет усиления реакции бериллия (n, 2n) за счет нейтронов, получаемых непосредственно путем самопроизвольного деления 252Cf, а также за счет нейтронов, образующихся в бериллии в результате взаимодействий с высокоэнергетическими альфа-частицами и продуктами деления, образующимися при распаде 252Cf. Согласно предпочтительному варианту осуществления, сборка размножителя заключена внутри герметизированной капсулы источника, которая включает в себя приспособление для содержания в ней сборки размножителя, которое предпочтительно представляет собой пружину, и свободный объем для сбора газообразного гелия, который выделяется в реакции распада бериллия, без создания чрезмерного давления в капсуле источника. В размножителе согласно настоящему изобретению нейтроны, образующиеся непосредственно из 252Cf, и нейтроны, образующиеся за счет реакций альфа-частиц и продуктов деления со сборкой бериллиевого размножителя, дополнительно размножаются в реакции бериллия (n, 2n), прежде чем они выходят из сборки источника.

Основная новизна настоящего изобретения представляет собой комбинирование нейтронного источника 252Cf, уже имеющего высокую мощность, с гетерогенным бериллиевым размножителем для осуществления преобразования радиоактивной энергии 252Cf в нейтроны. В устройстве согласно настоящему изобретению требуется, чтобы запальный источник 252Cf был вставлен в сборку размножителя перед любым структурным инкапсулированием. Кроме того, требуется механическая обработка и изготовление деталей из металлического бериллия или оксидов бериллия. Наконец, все работы необходимо осуществлять дистанционно вследствие присутствия мощного нейтронного источника.

За счет совместного действия 252Cf и Be можно уменьшать массу 252Cf более чем в 8 раз от приблизительно 260 мкг до приблизительно 30 мкг в расчете на одну сборку размножителя вследствие размножения нейтронов путем возбуждения бериллия.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Преимущество, природа и дополнительные отличительные особенности настоящего изобретения станут более понятными из следующего описания, рассматриваемого в сочетании с сопровождающими чертежами, на которых:

фиг. 1 представляет вертикальную проекцию с частичным разрезом через корпус реактора в одном варианте осуществления типичного ядерного реактора согласно предшествующему уровню техники;

фиг. 2A представляет вид в перспективе тепловыделяющей сборки, содержащей вставленный в нее элемент управления согласно предшествующему уровню техники;

фиг. 2B представляет нейтронный источник, вставленный в тепловыделяющую сборку согласно предшествующему уровню техники;

фиг. 3A представляет вид поперечного сечения капсулы нейтронного источника, расположенной в трубчатой втулке реактора согласно настоящему изобретению;

фиг. 3B лучше всего иллюстрирует наиболее широкий вариант осуществления запального источника реактора согласно настоящему изобретению и представляет трехмерное изображение нейтронного источника, демонстрирующее 252Cf, проволоку и бериллиевые компоненты.

ОПИСАНИЕ ПРЕДПОЧТИТЕЛЬНЫХ ВАРИАНТОВ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Согласно настоящему изобретению, составляющий основную массу бериллий используется, чтобы вмещать/окружать/инкапсулировать малое количество 252Cf, как представлено на обсуждаемой ниже фиг. 3A. В сборке размножителя согласно настоящему изобретению используются только 252Cf и Be. Сборка размножителя состоит из покрытой 252Cf проволоки или фольги и Be. В описанном здесь предпочтительном варианте осуществления настоящего изобретения используются все из различных типов излучения от 252Cf таким образом, что они эффективно преобразуются в нейтроны. Даже несмотря на то, что 252Cf является очень мощным нейтронным источником, нейтроны образуются непосредственно только в результате 3,1% актов распада, которые представляют собой самопроизвольное деление, причем каждой акт деления производит в среднем 3,77 нейтронов. Согласно предшествующему уровню техники, нейтронные источники 252Cf производили остальные 96,9% радиоактивной энергии 252Cf в виде альфа-частиц, бесполезно рассеивающих эту энергию в форме тепла в источнике стандартной конструкции с оболочкой из нержавеющей стали.

Согласно предпочтительному варианту осуществления, в источнике не используют оболочку, которая также чрезвычайно эффективно экранирует энергию альфа-частиц и продуктов деления, но вместо этого используют проволоку без оболочки, как правило палладиевую, на которую осаждают 252Cf, извлеченный из реактора после отделения от разнообразных продуктов облучения. Вместо того, чтобы инкапсулировать проволоку в оболочку, ее инкапсулируют в простую сборку бериллиевого размножителя, которую затем непосредственно облучают альфа-частицами, продуктами деления, мгновенным гамма-излучением от деления и высокоэнергетическими нейтронами, которые образуются при реакции распада 252Cf. В результате мощность нейтронного источника в виде покрытой 252Cf проволоки без оболочки увеличивается приблизительно в 8-10 раз, создавая значительно более мощный или долговечный источник при таком же количестве 252Cf или уменьшая в 9 раз количество 252Cf, требуемого для источника такой же мощности. Вычисления показали, что для типичного запального первичного источника реактора мощностью 600 МБк согласно предшествующему уровню техники требуется приблизительно 260 мкг 252Cf, в то время как для источника с размножителем требуется только 29 мкг.

Далее рассмотрим фиг. 3A, которая представляет капсулу 60 первичного источника, содержащую запальный источник 252Cf, обозначенный номером 68, который нанесен на подложку в виде проволоки 69, и вмещающий/окружающий/инкапсулирующий бериллиевый сегмент 64, которые составляют сборку размножителя 62. Эта сборка размножителя 62 лучше проиллюстрирована на фиг. 3B. Сборка размножителя 62 может находить широкое и разнообразное применение на атомных электростанциях для каротажа нефтяных скважин и других целей.

Здесь сборка размножителя 62, состоящая из 252Cf, обозначенного номером 68 и нанесенного на подложку/поверхность 69, и окружающего Be, обозначенного номером 64, может находиться или вмещаться/заключаться в окружающей полой трубке/штанге 70. Концы капсулы первичного источника могут герметизироваться верхней концевой заглушкой 84 и нижней концевой заглушкой 84', и удерживающий элемент, причем наиболее простой представляет собой пружину 78, фиксирует вмещающую/заключенную внутри сборку размножителя 62 в положении вблизи или у нижней концевой заглушки 84'. Свободный объем внутри капсулы первичного источника, обозначенный номером 86, способен содержать газообразный гелий, выделяющийся непосредственно при альфа-распаде 252Cf, а также образующийся в реакциях распада бериллия.

Хотя конкретные варианты осуществления настоящего изобретения описаны подробно, специалисты в данной области техники смогут оценить, что можно разработать разнообразные модификации и альтернативы подробно описанных вариантов в свете общих положений настоящего описания. Соответственно, конкретные описанные варианты осуществления представляют собой исключительно иллюстрации и не ограничивают объем настоящего изобретения, которое должно в полной мере включать прилагаемую формулу изобретения, а также любые и все соответствующие эквиваленты.

1. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны, содержащая, по существу:
запальный источник (68) 252Cf,
подложку (69) из материала, состоящего, по существу, из фольги или проволоки, и
бериллиевый сегмент (64) в качестве сегмента размножителя, при этом запальный источник (68) 252Cf нанесен на материал подложки, бериллиевый сегмент (64) в качестве сегмента размножителя окружает и инкапсулирует запальный источник (68) 252Cf и материал подложки, а сборка размножителя размещена и герметизирована в полой трубке (70).

2. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 1, в которой бериллиевый сегмент (64) является механически обработанным бериллиевым сегментом, имеющим выемку, сформированную приблизительно в центре бериллиевого сегмента, и в которой размещен запальный источник (68) 252Cf.

3. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 1, в которой бериллиевый сегмент имеет размеры, необходимые для поглощения энергии, по существу, всех частиц распада альфа-частиц источника 252Cf, который преобразует энергию этих частиц в нейтроны.

4. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 3, в которой нейтроны, производимые непосредственно источником 252Cf, и нейтроны, производимые преобразованием альфа-частиц сборкой (62) размножителя, дополнительно размножаются реакциями бериллия (n, 2n) перед их излучением из сборки источника (68).

5. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 1, в которой материал подложки (69) представляет собой палладиевую фольгу или проволоку.

6. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 1, в которой полая трубка герметизирована верхней (84) и нижней (84′) концевыми заглушками, причем сборка размножителя (62) удерживается на месте у одной из концевых заглушек (84, 84′) посредством пружины (78).

7. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 6, в которой газообразный гелий, образующийся по реакции в нейтронном источнике, содержится в свободном объеме (86) внутри полой трубки (70).

8. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 6, в которой источник излучения нейтронов сконфигурирован для обеспечения постоянного источника нейтронов, достаточного для безопасного пуска ядерного реактора.

9. Сборка (62) размножителя с источником, излучающим быстрые нейтроны по п. 1, в которой защитная оболочка из материала, способного останавливать альфа-частицы, установлена между запальным источником 252Cf и бериллиевым сегментом, чтобы модулировать интенсивность нейтронного источника путем препятствования прохода альфа-частиц к бериллиевому сегменту.



 

Похожие патенты:

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.

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.

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.

Изобретение относится к способу получения изотопов для ядерной медицины. Способ включает облучение мишени нейтронами и выделение 177Lu из облученной мишени.

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.

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

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.

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 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