Способ наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах

Изобретение относится к cпособу наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах. Способ предусматривает использование мишеней для наработки радиоизотопов, размещаемых в облучательной сборке между втулками, и прутков, выполненных с использованием замедляющего нейтроны материала, при этом облучательную сборку помещают в боковом экране ядерного реактора на быстрых нейтронах. Вокруг облучательной сборки располагают сборки, не содержащие ядерное топливо. Быстрые нейтроны пропускают в облучательной сборке через замедляющий нейтроны материал и далее замедленные нейтроны пропускают через облучаемый материал (мишени) в облучательной сборке. Наработка радиоизотопов производится одновременно в облучательной сборке и сборках, ее окружающих, в которых содержание стали не превышает 50%. Мишени облучательной сборки имеют сечение поглощения более 1 барн при энергии нейтронов менее 0,1 МэВ. Мишени сборок окружения облучательной сборки имеют сечение поглощения нейтронов ниже 1 барн при энергии нейтронов более 0,1 МэВ. Техническим результатом является упрощение обращения со сборками при дополнительном повышении процесса наработки радионуклидов за счет использования для наработки дополнительных радиоактивных изотопов с помощью быстрых нейтронов при одновременном сохранении функции устранения тепловых нейтронов объема реакторной установки, ранее предназначенного лишь для пассивного устранения тепловых нейтронов объема реакторной установки, ранее предназначенного лишь для пассивного устранения тепловых нейтронов, при сохранении безопасности работы реактора на быстрых нейтронах. 4 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при облучении различных материалов (мишеней) нейтронами для наработки радионуклидов.

Известен способ облучения мишеней нейтронами в ядерных реакторах на тепловых нейтронах (исследовательские ядерные реакторы, ВВЭР, РБМК и т.д.), заключающийся в том, что из облучаемого материала изготавливают мишень, помещают ее в специальной облучательной сборке (ОС), которую размещают в ячейках активной зоны ядерного реактора с заданным тепловым спектром нейтронов. При работе реактора мишени облучаются нейтронами и в них накапливаются радионуклиды до необходимой активности.

После извлечения ОС из ядерного реактора мишени разбирают в защитных от радиации камерах или боксах. Из них извлекают активный сердечник с радионуклидами. Затем активный сердечник размещают в защитной (защитные) герметичной оболочке. На завершающей стадии проводят контрольные операции для сдачи продукции - проверяют на герметичность, загрязненность радионуклидами поверхности, геометрические размеры, измерения активности.

Этот способ позволяет нарабатывать радионуклиды из мишеней со стартовыми материалами, хорошо поглощающими тепловые нейтроны с энергией ниже 0,68 эВ. Недостатками способа являются относительно невысокий поток нейтронов (как правило, ниже 5⋅1014 см-2с-1), небольшие объемы активной зоны ядерного реактора для размещения мишеней, сравнительно небольшое количество «лишних» нейтронов для наработки радионуклидов, что обусловлено небольшим запасом реактивности. Указанные недостатки обусловлены физическими характеристиками ядерных реакторов на тепловых нейтронах, в которых используется большое количество замедляющих нейтроны материалов, например, тяжелая или обычная вода, графит, бериллий.

Известен способ облучения мишеней нейтронами в ядерных реакторах на быстрых нейтронах, заключающийся в том, что облучение мишеней проводят в ОС, расположенных в активной зоне или боковом экране ядерного реактора на быстрых нейтронах. Наличие большого потока быстрых нейтронов (более 1⋅1015 см-2с-1) позволяет сократить время наработки радионуклидов. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах значительно больше места для размещения мишеней и «лишних» нейтронов, которые используются в боковом экране для наработки ядерного топлива-плутония.

Недостатком данного метода является невозможность наработки радионуклидов с необходимой активностью из материалов мишени, которые имеют низкие сечения захватов нейтронов с энергией выше 1 МэВ, присущей всем ядерным реакторам на быстрых нейтронах. Указанный недостаток обусловлен физическими характеристиками ядерных реакторов на быстрых нейтронах.

Известен способ облучения мишеней нейтронами в ядерных реакторах на быстрых нейтронах, заключающийся в том, что мишени размещают внутри специальных конструкций ловушечного типа с гидридом циркония стержней регулирования ядерных реакторов. В этих изделиях быстрые нейтроны взаимодействуют с водородом, снижают свою энергию до тепловой, сохраняя высокую плотность. Это позволяет повысить скорость захвата нейтронов на порядки по сравнению с быстрыми нейтронами и снизить время наработки радионуклидов до необходимой активности.

Недостатками данного метода являются небольшое количество мишеней, которые могут быть размещены внутри замедляющего элемента с гидридом циркония регулирующего стержня; изменение плотности и энергии нейтронов при работе реактора из-за перемещения регулирующего стержня в ядерном реакторе, что затрудняет проведение расчетов по накоплению радионуклидов; необходимость достижения максимального времени нахождения регулирующего стержня в ядерном реакторе, что может привести к существенному снижению скорости наработки радионуклидов из-за их радиационного распада.

Известен способ облучения мишеней нейтронами в ядерных реакторах на быстрых нейтронах, заключающийся в том, что мишени помещают в ОС, содержащую специальные элементы с поглощающими и замедляющими быстрые нейтроны материалами. Устройство окружено топливными сборками, содержащими материалы с ураном для наработки ядерного топлива - плутония. Для снижения скорости выгорания урана и большого радиационного повреждения топливных элементов из-за формирования теплового спектра нейтронов применяют поглощающие элементы, расположенные по периферии ОС. Это позволяет снизить или полностью исключить взаимодействие тепловых нейтронов с топливными сборками.

Преимуществами такого способа являются: формирование высокого потока нейтронов (выше 1⋅1015 см-2с-1) с низкой энергией; наличие большого количества ячеек в боковом экране ядерного реактора на быстрых нейтронах для размещения ОУ; практически отсутствие влияния ОС на физические характеристики активной зоны ядерного реактора; сохранение потоков нейтронов с известной энергией на необходимом для корректных расчетов в течение всего времени нахождения мишеней в реакторе. Это позволяет эффективно проводить наработку радионуклидов с использованием мишеней с низким сечением захватов нейтронов большой энергии.

В качестве недостатков рассматриваемого способа наработки радионуклидов в боковом экране ядерного реактора на быстрых нейтронах можно указать: наличие в ОС поглощающих элементов, что приводит к удорожанию изделия, уменьшение объема для размещения мишеней в ОС, снижение плотности потока нейтронов, риски радиационных повреждений топливных сборок, окружающих ОС. Указанные недостатки обусловлены конструкцией ОС и размещением ее между топливными сборками бокового экрана ядерного реактора на быстрых нейтронах.

Наиболее близким аналогом, совпадающим с изобретением по наибольшему количеству существенных признаков и принимаемым в качестве прототипа, является способ, раскрытый в патенте РФ №2076362, опубл. 27.03.1997 и заключающийся в том, что облучаемый материал размещают в облучательной сборке внутри замедлителя нейтронов и далее облучательные сборки размещают в боковом экране реактора на быстрых нейтронах. При этом облучательные сборки отделены от топливных сборок реактора стальными сборками.

При работе реактора на быстрых нейтронах поток быстрых нейтронов из топливных сборок проходит через стальные сборки, в которых спектр нейтронов смягчается, и затем смягченные нейтроны попадают в замедлитель нейтронов облучательной сборки, выполненный из водородосодержащего материала, в котором спектр нейтронов окончательно смягчается вплоть до тепловой области энергий нейтронов. Это приводит к увеличению вероятности поглощения замедленных нейтронов в стартовом материале мишени.

Замедленные нейтроны проходят через облучаемый материал и затем вновь через замедлитель, который выполнен в виде втулки из замедляющего нейтроны материала. При этом поток быстрых нейтронов в стальных сборках практически не ослабляется, поскольку для быстрых нейтронов сечение поглощения в стали мало и оно много меньше сечения рассеивания. Обязательными условиями данного способа является содержание в стальной сборке более 50% стали, наличие толщины слоя замедлителя не менее 0,5 длины свободного пробега нейтронов.

Недостатками этого способа являются:

1) Большое количество стали в стальной сборке (более 50%) и, как следствие, большой вес сборки и усложнение выполнения работ со стальными сборками;

2) Выполнение стальными сборками только одной функции по предварительному смягчению энергетического спектра нейтронов;

3) Занятие стальными сборками большого полезного объема в реакторе с образованием большого количества радиоактивных отходов в виде нарабатываемых в стали радионуклидов, требующих утилизации;

4) Ограниченность номенклатуры наработки радионуклидов с разными сечениями поглощения нейтронов, т.к. для этого используется одна облучательная сборка с заданными параметрами по энергетическим спектрам;

5) Сравнительно небольшой объем нарабатываемых радионуклидов, т.к. их наработка производится только в облучательной сборке.

Задачей изобретения является увеличение производительности наработки широкой номенклатуры радионуклидов (радиоактивных изотопов) в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с различным сечением захвата нейтронов в широкой энергетической области нейтронов с расширенной номенклатурой по снижению энергии быстрых нейтронов. Кроме того, задачами изобретения являются повышение эффективности процесса, снижение расходуемых для осуществления процесса материалов, упрощение обращения с элементами, участвующими в процессе, а также обеспечение возможности наработки дополнительных радионуклидов при сохранении безопасности работы реактора на быстрых нейтронах.

Задача изобретения решается с помощью способа наработки радиоактивных изотопов в боковом экране ядерного реактора на быстрых нейтронах, включающий в себя размещение мишеней по наработке радиоизотопов в облучательной сборке, содержащей замедляющие нейтроны материалы, и стальных сборках, окружающих облучательную сборку. В облучательной сборке кроме мишеней размещены втулки или блочки из материалов, замедляющих быстрые нейтроны до требуемых энергий, что обеспечивает эффективный захват замедленных до энергий ниже 0,1 МэВ нейтронов мишенями, имеющими сечение поглощения более 1 барн. Нейтроны с высокой энергией, не захваченные мишенями облучательной сборки, попадают в стальные сборки, где они поглощаются мишенями, имеющими сечение поглощения менее 1барн при энергии нейтронов более 0,1 МэВ.

Отличительными характеристиками изобретения являются следующие: наработка радиоизотопов производится одновременно в облучательной и стальных сборках, материал мишени облучательной сборки имеет сечение поглощения более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ; материал мишени стальных сборок имеет сечение поглощения менее 1 барн при энергии нейтронов выше 0,1 МэВ; необходимый энергетический спектр нейтронов в облучательном устройстве формируется использованием замедляющих материалов на основе водорода, углерода, бора-11 и других, а также их формой и геометрическими размерами; мишени стальных сборок выполнены из материалов, снижающих поток нейтронов и выгорание в топливных сборках при одновременной наработке радиоизотопов; при этом содержание стали в сборках, отделяющих облучательную сборку и топливные сборки, составляет менее 50%. Благодаря этому снижается масса стальных сборок, что, во-первых, упрощает обращение с ними, а во-вторых, уменьшает расход стали на изготовление стальных сборок, необходимых для осуществления процесса наработки радиоактивного изотопа. В то же время безопасность работы реактора на быстрых нейтронах обеспечивается за счет того, что для уменьшения (гашения) потока тепловых нейтронов из облучательной сборки, которые деструктивно воздействуют на топливные сборки, оказалось достаточным промежуточной сборки, не содержащей большой массы стали, так как тепловые нейтроны в полной мере замедляются и небольшим количеством стали, а также мишенями, находящемся внутри стальной сборки.

Стальная сборка может быть выполнена пустотелой и/или наполненной дополнительным мишенями, имеющим высокие сечения поглощения нейтронов в быстрой области энергии. Во втором случае помимо устранения тепловых нейтронов достигается дополнительное повышение эффективности процесса наработки радионуклидов, поскольку объем реакторной установки, ранее предназначенный лишь для пассивного устранения тепловых нейтронов, теперь используется для наработки дополнительных радиоактивных изотопов с помощью быстрых нейтронов при одновременном сохранении функции устранения тепловых нейтронов.

Облучаемый материал с сечением поглощения более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ в предпочтительном варианте представляет собой изотоп кобальт-60 (Со-59). Облучаемый материал с сечением поглощения ниже 1 барн при энергии нейтронов выше 0,1 МэВ в возможных вариантах реализации изобретения представляет собой любой из вариантов мишеней для наработки Sr - 89, Cu - 64, Cu - 67, Р - 32, P - 33, Sn - 117m, Y - 91, I - 131, Sm - 145 по различным ядерным реакциям. В качестве замедляющего нейтроны материала преимущественно используется гидрид иттрия (YtYx, где х=1,8-2,0) и гидрид циркония (ZrHx, где х=1,8-2,0). Возможно также использование и других замедляющих нейтроны материалов на основе углерода и стабильного изотопа бор-11 (В-11).

Втулка замедляющего материала облучательной сборки предпочтительно имеет стенки толщиной 10-20 мм. В преимущественном варианте внутри втулки размещен пруток, выполненный с использованием замедляющего нейтроны материала, диаметром 16-22 мм. В этом случае расстояние между внутренней поверхностью втулки и поверхностью прутка составляет не менее 4 мм, а замедленные нейтроны при реализации способа по изобретению после прохождения через облучаемый материал дополнительно пропускают через пруток и облучаемый материал с сечением поглощения более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ.

Задача изобретения также решается радиоактивным материалом, наработанный в соответствии со способом по любому из вышеописанных вариантов, и изделием, предназначенным для использования в медицинских целях и общепромышленного назначения, содержащим указанный радиоактивный материал.

Задача изобретения также решается ядерным реактором на быстрых нейтронах, в котором осуществляется способ по любому из вышеописанных вариантов.

Техническим результатом изобретения является увеличение производительности наработки в ядерных реакторах на быстрых нейтронах широкой номенклатуры радиоактивных изотопов с различным сечением захвата нейтронов в широкой энергетической области нейтронов, причем номенклатурой расширена как в сторону снижение энергии нейтронов, так и ее увеличения. Другими техническими результатами являются снижение массы сборок, повышение эффективности процесса, снижение расходуемых для осуществления процесса материалов, упрощение обращения с составными элементами реактора, участвующими в процессе, а также обеспечение возможности наработки дополнительных радионуклидов при сохранении безопасности работы реактора на быстрых нейтронах.

Настоящий способ реализуется в реакторе на быстрых нейтронах, который имеет корпус, в котором расположена активная зона 1 и боковой экран 2 (см. фиг.1). В активной зоне размещаются топливные сборки, предназначенные для создания потока быстрых нейтронов. В боковом экране реактора размещены топливные сборки для наработки плутония и уменьшения потока нейтронов, предотвращения его выхода за пределы реактора.

С целью реализации способа в соответствии с изобретением в боковой экран 2 устанавливаются облучательные сборки, которые на фиг. 1 обозначены буквой О. Облучательные сборки установлены среди топливных сборок, обозначенных буквой Т, и отделены от них промежуточными стальными сборками, обозначенными буквой С. Таким образом, для реализации изобретения сборки устанавливаются следующим образом: облучательная сборка устанавливается в боковом экране реактора, вокруг нее расположены стальные сборки, а вокруг стальных сборок устанавливаются топливные сборки.

Такая конфигурация обеспечивает между топливными и облучательной сборкой в любом направлении промежуток величиной не менее размера топливной и/или облучательной сборки в направлении, совпадающем с направлением длины промежутка (то есть в направлении, поперечном продольному направлению сборок). Как отмечалось, именно наличие такого промежутка обеспечивает безопасность работы реактора, так как тепловые нейтроны, выйдя из облучательной сборки, за время прохождения такого промежутка ослабляются или устраняются настолько, что в топливных сборках отсутствуют или пренебрежимо малы эффекты пережигания или неравномерного выгорания топлива.

Поскольку топливные сборки устанавливаются не только в боковом экране 2, представляющем собой множество сборок, установленных на периферии активной зоны 1, но и в активной зоне 1 (на фиг. 1 топливные сборки в активной зоне 1 не обозначены буквой Т), то изобретение также может быть осуществлено и при установке облучательных сборок в активной зоне. Однако в соответствии с изобретением предпочтительной является установка облучательных сборок в боковом экране, как это показано на фиг. 1, ввиду меньшего потока быстрых нейтронов и того, что в боковой зоне не требуется обеспечивать режим формирования потока быстрых нейтронов - в активной зоне это было бы осложнено необходимостью учета влияния облучательной сборки и промежуточных сборок, установленных вокруг облучательной сборки, которые в совокупности занимали бы достаточно большой объем.

Облучательная сборка представляет собой сборку, внутри которой размещена втулка, выполненная с использованием замедляющего нейтроны материала. В качестве замедляющего нейтроны материала могут применяться различные водородонасыщенные материалы. В преимущественном варианте использован гидрид циркония ZrHx, где х=1,8-2,0, который в наибольшей степени обеспечивает замедление нейтронов.

Поскольку облучательная сборка обычно является протяженной и имеет длину, превышающую ее поперечные размеры в несколько раз, то вдоль сборки может быть установлено несколько замедляющих втулок друг над другом или это может быть единая цельная втулка. Использование наборной втулки упрощает ее изготовление. Втулка устанавливается внутри относительно тонкостенной металлической оболочки.

Внутри втулки, выполненной с использованием замедляющего нейтроны материала, размещается облучаемый материал (мишень), взаимодействующий с тепловыми нейтронами. Для этого облучаемый материал преимущественно имеет сечение поглощения более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ. Таким материалом могут быть, в частности, кобальт, углерод, тулий, иридий. Мишень может быть выполнена в виде блочков, дисков или крупки (порошка), или стержней.

Стальные сборки выполнены пустотелыми с использованием менее 50% стали от всего объема/массы сборки. В ходе исследований способов наработки радионуклидов в ядерных реакторах на быстрых нейтронах было расчетно-экспериментальными методами показано, что для уменьшения (гашения) потока тепловых нейтронов из облучательной сборки, которые деструктивно воздействуют на топливные сборки, оказалось достаточным стальной (промежуточной сборки), не содержащей большой массы стали, так как тепловые нейтроны в полной мере замедляются и небольшим количеством стали, а также средой, находящейся внутри или около стальной сборки. Таким образом, облегченные стальные сборки обеспечивают безопасность работы реактора на быстрых нейтронах, при этом одновременно удается снизить их массу, что упрощает обращение с ними и уменьшает расход стали на изготовление стальных сборок, необходимых для осуществления процесса наработки радиоактивного изотопа.

Так как стальная сборка является пустотелой, она может быть заполнена дополнительными материалами для наработки радионуклидов. Ввиду того, что поток тепловых нейтронов в промежуточной сборке мал и снижается по мере прохождения от облучательной сборки в сторону тепловых сборок, предпочтительным является использование для облучения потока быстрых нейтронов, который имеет достаточно высокую величину для обеспечения эффективной наработки радиоактивных изотопов. Для этого в пустотелую промежуточную сборку может быть помещен дополнительный облучаемый материал (мишень) с сечением поглощения менее 1 барн при энергии нейтронов выше 0,1 МэВ. Это могут быть различные материалы для наработки, например Sr - 89, Cu - 64, Cu - 67, Р - 32, Р - 33, Sn - 117m, Y - 91, I - 131, Sm – 145, с использованием различных ядерных реакций. Такие мишени могут размещаться в стальной сборке в виде блочков, дисков или крупки (порошка), или стержней.

При таком выполнении и размещении сборок в реакторе на быстрых нейтронах выполняется следующий способ в соответствии с изобретением. После размещения мишени с сечением поглощения более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ в облучательной сборке внутри втулки, выполненной с использованием замедляющего нейтроны материала, облучательную сборку устанавливают в боковом экране активной зоны реактора. Через замедляющий нейтроны материал втулки в облучательной сборке пропускают быстрые нейтроны, которые частично замедляются до требуемых энергий.

Далее замедленные нейтроны пропускают в облучательной сборке через мишени. Во время этого процесса протекают ядерные реакции, в результате чего происходит наработка радиоактивного изотопа. Например, при первоначальном размещении в облучательной сборке кобальта Со-59 в ходе осуществления способа в соответствии с изобретением нарабатывается радионуклид кобальта Со-60.

Замедленные нейтроны, прошедшие в облучательной сборке через облучаемый материал (мишень), снова пропускают через замедляющий нейтроны материал. В результате тепловые нейтроны дополнительно замедляются так, что выйдя из облучательной сборки и пройдя через сборки, содержащие менее 50% стали и являющиеся пустотелыми и/или наполненными дополнительным облучаемым материалом (мишенями), имеющими сечения поглощения менее 1 барн при энергии нейтронов выше 0,1 МэВ, они ослабляются до такой степени, которая не приносит заметного вреда топливным сборкам.

Быстрые нейтроны, не замедлившиеся при прохождении замедляющей втулки или замедлившиеся в незначительной степени, практически не взаимодействуют с облучаемым материалом в облучательной сборке внутри втулки, однако вступают во взаимодействие с дополнительным облучаемым материалом, если тот расположен в пустотелых промежуточных сборках, так как он эффективно захватывает нейтроны с энергией выше 0,1 МэВ. Благодаря этому одновременно с наработкой радионуклидов на нейтронах с низкой энергией происходит наработка радионуклидов, получаемых облучением быстрыми нейтронами. При этом необходимо отметить, что ввиду размещения стальных сборок вокруг облучательной сборки, поток быстрых нейтронов одного направления принимает участие в наработке радионуклидов не менее чем в двух промежуточных сборках, расположенных до и после облучательной сборки по потоку.

В преимущественном варианте осуществления облучательной сборки, показанном на фиг. 2, втулка 5 имеет стенки толщиной 10-20 мм, а внутри втулки размещен пруток 6, выполненный с использованием замедляющего нейтроны материала, диаметром 16-22 мм. Расстояние между внутренней поверхностью втулки 5 и поверхностью прутка 6 составляет не менее 4 мм. Нижние значения толщины стенки и диаметра обеспечивают эффективное снижение энергии быстрых нейтронов, практически не снижая полный поток нейтронов. А верхние значения толщины стенки и диаметра обусловлены необходимостью размещения между замедляющими элементами мишеней для наработки радионуклидов. В качестве замедляющего нейтроны материала для прутка преимущественно использован тот же материал, то и для втулки, например гидрид циркония ZrHx, где х=1,8-2,0.

Расстояние между внутренней поверхностью кольцевого замедляющего элемента и наружной поверхностью центрального замедляющего элемента должно составлять не менее 4 мм, что обусловлено изменением размеров материалов и элементов изделия из-за радиационных повреждений, а также технологическими требованиями по загрузке и дистанционной выгрузке мишеней по наработке радионуклидов в защитных от радиации камерах. Как показано на фиг. 2, демонстрирующей разрез облучательной сборки в предпочтительном варианте, вокруг прутка 6, расположенного вдоль оси втулки 5, располагаются мишени 7, например, в форме втулок, дисков, шариков или стержней, имеющий сечение поглощения менее 1000 барн при энергии нейтронов ниже 1 кэВ.

В преимущественном варианте осуществления изобретения способ приобретает дополнительные шаги. В частности, замедленные нейтроны после прохождения через облучаемый материал дополнительно пропускают через пруток, в результате чего они дополнительно замедляются, и далее снова через облучаемый материал с сечением поглощения более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ. Необходимо отметить, что часть быстрых нейтронов, проходя через пруток, замедляется, увеличивая скорость ядерных реакций на материале мишени, в результате чего повышается эффективность облучения материала.

Соответственно способ в частном и предпочтительном варианте может выглядеть следующим образом. Облучательную сборку, внутри которой во втулке, выполненной с использованием замедляющего нейтроны материала, размещен облучаемый материал (мишень), помещают в боковой экран ядерного реактора на быстрых нейтронах. Через замедляющий нейтроны материал в облучательной сборке пропускают быстрые нейтроны, которые далее проходят через облучаемый материал облучательной сборке. После этого замедленные нейтроны дополнительно пропускают через пруток и снова через облучаемый материал в облучательной сборке, и затем нейтроны, вышедшие из облучаемого материала, проходят через замедляющий нейтроны материал.

Как уже отмечалось, основным преимуществом этого предпочтительного варианта реализации способа является то, что поток нейтронов замедляется в большей степени по сравнению с вариантом, когда в облучаемой сборке во втулке отсутствует замедляющий пруток. Благодаря этому дополнительно повышается безопасность реакторной установки. Далее нейтроны, вышедшие из облучательной сборки, пропускают через стальные сборки, содержащие менее 50% стали и являющиеся пустотелыми и/или наполненными дополнительным облучаемым материалом с сечением поглощения менее 1 барн при энергии нейтронов выше 0,1 МэВ.

В результате реализации способа по изобретению возможно получение радиоактивных материалов, которые могут применяться в изделиях, предназначенных для использования в медицинских и других целях. Например, при размещении в облучательной сборке в качестве облучаемого материала кобальта Со-59 удается нарабатывать кобальт Со-60 с удельной активностью 300 Ки/г, что выше возможностей аналогов в несколько раз. Достижение этого результата становится за счет того, что увеличена масса замедляющего материала в облучательном устройстве и поток нейтронов перед попаданием в облучательную сборку не ослабляется стальной сборкой, так как он содержит менее 50% стали.

В расширенном варианте описания настоящего способа он может включать в себя следующие шаги. Изготовление мишеней, размещение их в облучательной сборке специальной конструкции без поглощающих нейтроны материалы и стальных сборках. Помещение облучательной сборки в боковой экран ядерного реактора на быстрых нейтронах. Размещение вокруг облучательной сборки стальных сборок с мишенями. Облучение сборок до достижения требуемой активности мишеней. Извлечение сборок из ядерного реактора, транспортировка устройства в защитные от радиации камеры, разборка сборок с извлечением мишеней и изготовление из них радиационных источников с заданными характеристиками. Извлечение и замена сборок на новые могут производиться не одновременно в зависимости от номенклатуры нарабатываемых радиоизотопов.

Новыми существенными признаками по сравнению с прототипом являются наработка радиоизотопов одновременно в облучательном устройстве с замедляющими материалами и стальных сборках с малым содержанием (менее 50%) конструкционных материалов из стали, использование мишеней с широким диапазоном сечений поглощений нейтронов (0,01-1000 барн) различной энергии (от долей эВ до 5 МэВ), что привело к увеличению производительности, объема и номенклатуры нарабатываемых радиоизотопов. Кроме того, вместо извлеченных массивных конструкционных стальных элементов используются дополнительные мишени по наработке радиоактивных изотопов, имеющих высокие сечения поглощения нейтронов высокой энергии, а в облучательной сборке используются мишени с материалами, имеющими высокие сечения поглощения нейтронов с низким энергетическим спектром нейтронов. Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает новизной.

В технической (патентной) литературе описаны способы, включающие операции по использованию замедляющих элементов в ядерных реакторах на быстрых нейтронах, стальных сборок, позволяющих снизить энергию нейтронов и увеличить скорость их захвата мишенями для наработки радионуклидов требуемой активности. В данном случае предложены новые технические решения по конструкции стальных сборок, размещению в них дополнительных мишеней вместо извлеченных стальных элементов, условиям нахождения их в ядерном реакторе с извлечением и заменой стальных и облучательной сборок в зависимости от изменения номенклатуры нарабатываемых радионуклидов. Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает изобретательским уровнем.

1. Способ наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, включающий:

размещение мишени по наработке радиоизотопов в облучательной сборке, содержащей замедляющие нейтроны материалы,

помещение облучательной сборки в боковой экран активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах среди сборок, не содержащих ядерное топливо,

пропускание в облучательной сборке быстрых нейтронов через замедляющие нейтроны материалы,

пропускание в облучательной сборке замедленных нейтронов через мишени,

отличающийся тем, что

наработку радиоизотопов производят одновременно в облучательной и сборках (стальных), ее окружающих,

мишени по наработке радиоизотопов в облучательной сборке имеют сечение поглощения нейтронов более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ;

мишени по наработке радиоизотопов в сборках, окружающих облучательную сборку, имеют сечение поглощения нейтронов менее 1 барн при энергии нейтронов выше 0,1 МэВ, при этом содержание стали в сборке не превышает 50%.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве мишени облучательного устройства используют Со-59 в виде крупки или втулок.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что замедляющие нейтроны материалы выполнены в виде втулок толщиной стенки 10-20 мм, причем внутри втулки размещен пруток, выполненный с использованием замедляющего нейтроны материала, диаметром 16-22 мм, причем расстояние между внутренней поверхностью втулки и поверхностью прутка составляет не менее 4 мм, причем замедленные нейтроны после прохождения через облучаемый материал дополнительно пропускают через пруток и облучаемый материал с сечением поглощения менее 1000 барн при энергии нейтронов ниже 1000 эВ.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве замедляющего нейтроны материала использован гидрид циркония ZrHx, где х=1,8-2,0, гидрид иттрия YHx, где х=1,8-2,0, графит (С), соединения на его основе или карбид бора 11В4С, в котором обогащение по изотопу бор-11 превышает 97%.

5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве мишени сборок, окружающих облучательную сборку, используют Sr-89, Cu-64, Cu-67, Р-32, P-33, Sn-117m, Y-91, I-131, Sm-145.

6. Радиоактивный материал, наработанный в соответствии со способом по любому из пп. 1-5.

7. Изделие, предназначенное для использования в медицинских целях и общепромышленного применения, содержащее радиоактивный материал, наработанный в соответствии со способом по любому из пп. 1-5.

8. Ядерный реактор на быстрых нейтронах, в котором осуществляется способ по любому из пп. 1-5.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к генератору для получения стерильных радиоизотопов. Генератор содержит колонку с сорбентом и радиоизотопом, размещенную внутри радиационной защиты и корпуса генератора, иглу элюата, соединенную трубкой с колонкой, многоходовый кран снабжен ручкой переключения, воздушный фильтр.

Изобретение относится к радиоизотопным механо-электрическим генераторам с пьезоэлектрическим кантилевером. Устройство включает отдельно расположенный радиоизотопный источник постоянного напряжения в виде плоскопараллельного конденсатора, одна обкладка которого, закрепленная на первой металлической плате и содержащая пленку радиоактивного изотопа, является эмиттером, а вторая коллектором.

Изобретение относится к медицинской установке, предназначенной для выполнения инъекций пациентам элюирующего раствора, содержащего рубидий-82. Установка (1) содержит, в частности, средства (3) для вмещения генератора (G) стронция/рубидия, способного к выработке элюирующего раствора, который содержит указанный рубидий-82 и который способен загрязняться стронцием-82 и/или стронцием-85.

Изобретение относится к средствам производства радионуклидов. Изобретение предусматривает наличие в генераторе первого и второго радионуклидов одного и того же химического элемента: изотопы одного и того же химического элемента имеют сходные химические свойства и поэтому обычно не могут быть разделены традиционными химическими методами; в этом аспекте изобретение обеспечивает разделение.

Изобретение относится к способу выделения изотопа 63Ni из облученной металлической мишени для использования в автономных источниках питания, например, основанных на бетавольтаическом эффекте.

Изобретение относится к области физико-химического разделения радионуклидов, в частности к способу получения радионуклида стронция-82, и может быть использовано в ядерной медицине.

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ получения радионуклида 177Lu включает изготовление мишени, содержащей лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 176Lu, облучение нейтронами мишени, с последующим выделением целевого радионуклида 177Lu, полученного в результате реакции 176Lu(n, γ)177Lu .

Изобретение относится к технологии получения радиоактивных изотопов. Заявленный способ выделения препарата 225Ас из смеси 228Th и 229Th включает сорбцию смеси изотопов тория на сильноосновной анионообменной смоле с последующей очисткой раствора, содержащего 225Ас, от примесей, отделяют радиоактивные изотопы радия и свинца путем их осаждения.
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 cпособу наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах. Способ предусматривает использование мишеней для наработки радиоизотопов, размещаемых в облучательной сборке между втулками, и прутков, выполненных с использованием замедляющего нейтроны материала, при этом облучательную сборку помещают в боковом экране ядерного реактора на быстрых нейтронах. Вокруг облучательной сборки располагают сборки, не содержащие ядерное топливо. Быстрые нейтроны пропускают в облучательной сборке через замедляющий нейтроны материал и далее замедленные нейтроны пропускают через облучаемый материал в облучательной сборке. Наработка радиоизотопов производится одновременно в облучательной сборке и сборках, ее окружающих, в которых содержание стали не превышает 50. Мишени облучательной сборки имеют сечение поглощения более 1 барн при энергии нейтронов менее 0,1 МэВ. Мишени сборок окружения облучательной сборки имеют сечение поглощения нейтронов ниже 1 барн при энергии нейтронов более 0,1 МэВ. Техническим результатом является упрощение обращения со сборками при дополнительном повышении процесса наработки радионуклидов за счет использования для наработки дополнительных радиоактивных изотопов с помощью быстрых нейтронов при одновременном сохранении функции устранения тепловых нейтронов объема реакторной установки, ранее предназначенного лишь для пассивного устранения тепловых нейтронов объема реакторной установки, ранее предназначенного лишь для пассивного устранения тепловых нейтронов, при сохранении безопасности работы реактора на быстрых нейтронах. 4 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Наверх