×
24.06.2020
220.018.2a3a

Результат интеллектуальной деятельности: МИШЕНЬ ДЛЯ НАРАБОТКИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ И СПОСОБ ЕЕ ИЗГОТОВЛЕНИЯ

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Группа изобретений относится к области радиохимии. Мишень для наработки радиоактивных изотопов содержит цилиндрическую ампулу. Внутри ампулы размещены один или несколько фильтр-патронов для стартового материала. Фильтр-патрон содержит цилиндрический стакан с дном из пористого материала, пробку для закрывания стакана со сквозным отверстием, пробку. Имеется также способ изготовления мишени. Группа изобретений позволяет повысить безопасность при изготовлении мишеней для наработки радиоактивных изотопов. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано для наработки радиоизотопов в облучательных устройствах ядерных реакторов, в том числе в случаях радиоактивного стартового материала.

Существующие способы получения радиоактивных изотопов в подавляющем большинстве случаев предполагают облучение стартового материала, помещенного в герметичную оболочку из слабопоглощающего нейтроны материала (например, нержавеющая сталь, титан, цирконий, алюминий). Стартовый материал может находиться в виде таблеток, порошка или металлических стержней. В случае нерадиоактивных стартовых материалов его подготовка к облучению может проводиться любым из существующих способов, например, прессованием (таблетки), литьем (металлические изделия), засыпкой (порошок).

Известна мишень для получения радиоактивных изотопов, содержащая оболочку из алюминиевого сплава трубчатого сечения с размещенным внутри нее сердечником и герметизированной с помощью сварки. Сердечник представляет собой порошок, помещаемый внутрь оболочки путем засыпки через ее свободный торец ["Converting Targets and Processes for Fission-Produckt 99Mo From High - to Low - Enriched Uranium". G.F. Vandegrift, J.L. Snelgrove, S. Aase. RERTR Buenos Axis, Argentina, September 28-October 2, 1987, 470-486 (1994)]. При использовании радиоактивного стартового материала с высокой удельной активностью (например, 226Ra, 244Cm, 240Pu и т.п.) использование данной конструкции мишени приводит к необходимости использования опасной технологической операции -пересыпание высокоактивных порошков. При проведении данной операции с использованием дистанционных условий радиационно-защитного оборудования, как правило, происходит распыление (потеря) части порошка с образованием большого количества радиоактивных аэрозолей, которые загрязняют поверхность радиационно-защитного и технологического оборудования, а также внешнюю поверхность самой реакторной мишени.

Чтобы снизить пыление при загрузке радиоактивного стартового материала в мишень можно смешивать его с инертным нерадиоактивным носителем, например кварцевым порошком [Патент РФ 2192678, G21G 4/02]. Но данный способ все равно не устраняет образование аэрозолей при пересыпании порошков.

Способ подготовки стартового материала к облучению [Патент РФ 2170968, G21G 4/02] предполагает предварительное изготовление таблеток путем прессования. Обращение с таблетированными препаратами считается более безопасным, чем с радиоактивными порошками. Но данный способ все равно предполагает пересыпание радиоактивных порошков на этапе прессования (засыпка порошка в пресс-форму). Кроме того он требует оборудования для прессования, сложного в эксплуатации в дистанционных условиях.

Задачей данного технического решения является повышение безопасности при изготовлении мишеней для наработки радиоактивных изотопов.

Для решения данной задачи мишень для наработки радиоактивных изотопов, содержит цилиндрическую ампулу, внутри которой размещены один или несколько фильтр-патронов для стартового материала, причем фильтр-патрон содержит цилиндрический стакан с дном из пористого материала, пробку для закрывания стакана со сквозным отверстием, пробку.

Отверстие в пробке фильтр-патрона содержит вставку из пористого фильтрующего материала.

Фильтрующий элемент фильтр-патрон выполнен из пористого фильтрующего материала, в качестве которого используют нержавеющую сталь, титан, цирконий, кварцевое стекло или сплавы на основе алюминия.

Пробка фильтр-патрона имеет кольцевую проточку.

Ампула и пробка ампулы изготовлены из нержавеющей стали, титана, циркония или алюминия.

Способ изготовления реакторной мишени для получения радиоактивных изотопов заключающийся в том, что жестко скрепляют дно из пористого материала с цилиндрическим стаканом, фильтруют суспензию стартового материала в через фильтр-патрон, сушат, подвергают термической обработке, закупоривают фильтр - патрон пробкой, помещают в ампулу и герметизируют.

Наличие фильтр-патрона с пористым фильтрующим материалом повышает безопасность при изготовлении мишеней для наработки радиоактивных изотопов, что особенно важно при работе в радиационно-защитных камерах с использованием манипуляторов. Работа по изготовлению данной мишени не приводит к образованию радиоактивных аэрозолей и требует более простого аппаратного оформления.

Указанная конструкция реакторной мишени обеспечивает отсутствие загрязненности радиоактивными веществами наружных поверхностей внешней оболочки, что в свою очередь исключает возможность загрязнения дорогостоящего оборудования, используемого для герметизации реакторных мишеней.

Наличие в пробке фильтр-патрона отверстия позволяет выход газообразных продуктов, образующихся в стартовом материале, в свободный внутренний объем ампулы. Таким образом, если облучение в реакторе приводит к повышению избыточного давления внутри реакторной мишени, выход газообразных продуктов происходит при вскрытии внешней, а не внутренней оболочки. Наличие в пробке фильтрующего элемента отверстия предотвращает выход радиоактивных аэрозолей вместе с газообразными продуктами при вскрытии.

Заполнение внутренней оболочки стартовым радиоактивным материалом производится путем фильтрации суспензии под разряжением.

В предлагаемой конструкции герметизация внутренней оболочки не проводится, что позволяет механически извлечь пробку фильтр-патрона после облучения мишени.

После фильтрации высокоактивный стартовый материал внутри фильтр-патрона высушивают и прокаливают при необходимости. Фильтр-патрон закрывают пробкой и помещают внутрь внешней оболочки (ампулы). Ампулу закрывают пробкой и герметизируют сваркой.

Технический результат предлагаемого решения:

- уменьшение механических потерь стартового материала при изготовлении реакторной мишени путем использования фильтр-патрона в качестве фильтра при выделении стартового материала из суспензии, в качестве тигля при прокаливании стартового материала и в качестве внутренней оболочки мишени при облучении.

- повышение безопасности при изготовлении мишеней с использованием радиоактивных стартовых материалов за счет отсутствия операций, связанных с пересыпанием радиоактивных порошков, и приводящих к образованию большого количества радиоактивных аэрозолей.

- повышение безопасности при вскрытии облученных мишеней в случаях, когда облучение мишени связано с образованием газообразных веществ и повышением давления во внутреннем объеме мишени. При вскрытии таких мишеней давление падает на стадии вскрытия внешней оболочки, а безопасность обеспечивается путем надежного удержания радиоактивных порошков и аэрозолей фильтрующими элементами внутренней оболочки.

На прилагаемом рисунке мишень в разрезе

где: 1 - стартовый материал (радиоактивный порошок);

2 - корпус фильтр-патрона;

3 - дно фильтр-патрона из пористого фильтрующего материала;

4 - пробка фильтр-патрона;

5 - вставка в пробку из пористого фильтрующего материала;

6 - корпус ампулы;

7 - пробка ампулы.

Были изготовлены фильтр-патроны диаметром 7,4 мм, длиной 69 мм из нержавеющей стали. Через каждый фильтр патрон было пропущено по 200 мл суспензии содержащей 1,4 г кристаллов [Pb, Ra](NO3)2 в азотной кислоте с концентрацией 14 моль/л. После этого фильтр-патроны были высушены на воздухе и прокалены в трубчатой печи 4 ч при 700°С для образования метаплюмбата радия (используется патент РФ №2436179). Фильтр-патроны был закупорены пробками и размещены в изготовленных ампулах диаметром 8,8 мм и длиной 95 мм из нержавеющей стали. Ампулы были закрыты пробками и герметизированы аргонно-дуговой сваркой. По результатам испытаний данные реакторные мишени были признаны пригодными к облучению в экспериментальных каналах реактора СМ. Всего в рамках испытаний было успешно изготовлено и облучено 9 мишеней данной конструкции.


МИШЕНЬ ДЛЯ НАРАБОТКИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ И СПОСОБ ЕЕ ИЗГОТОВЛЕНИЯ
МИШЕНЬ ДЛЯ НАРАБОТКИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ И СПОСОБ ЕЕ ИЗГОТОВЛЕНИЯ
Источник поступления информации: Роспатент

Showing 1-3 of 3 items.
17.02.2018
№218.016.2b54

Способ обращения с радиоактивными растворами после дезактивации поверхностей защитного оборудования

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки радиоактивных отходов, и может быть использовано для целей безопасного и эффективного обращения с большим количеством жидких радиоактивных отходов различного уровня активности. Для этого радиоактивные...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002643362
Дата охранного документа: 01.02.2018
10.05.2018
№218.016.3bf1

Способ совместного определения массового содержания нептуния, америция и плутония в растворах спектрофотометрическим методом

Изобретение относится к ядерной технологии, в частности к аналитическому обеспечению процесса переработки облученного ядерного топлива, и раскрывает способ совместного спектрофотометрического определения нептуния, америция и плутония. Способ характеризуется тем, что упаривают аликвоту...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002647837
Дата охранного документа: 19.03.2018
18.05.2018
№218.016.5223

Способ совместного определения массового содержания урана и плутония в растворах кулонометрическим методом при постоянной силе тока

Использование: для определения массового содержания урана и плутония в растворах кулонометрическим методом. Сущность изобретения заключается в том, что при постоянной силе тока упаривают аликвоту раствора смешанного уран-плутониевого топлива до влажных солей, для определения плутония часть...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002653090
Дата охранного документа: 07.05.2018
Showing 1-7 of 7 items.
27.09.2013
№216.012.709f

Способ улавливания хлороводорода

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано для утилизации промышленных отходов, содержащих хлороводород. Для этого улавливают радиоактивный хлороводород, барботируя газы или пары, содержащие хлороводород, через раствор реагента, образующего с хлорид-ионами...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002494482
Дата охранного документа: 27.09.2013
10.02.2016
№216.014.c2cc

Способ разделения радионуклидов кадмия и серебра

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002574274
Дата охранного документа: 10.02.2016
20.02.2016
№216.014.ce91

Способ выделения препарата актиния ac из смеси th и th

Изобретение относится к технологии получения радиоактивных изотопов. Заявленный способ выделения препарата Ас из смеси Th и Th включает сорбцию смеси изотопов тория на сильноосновной анионообменной смоле с последующей очисткой раствора, содержащего Ас, от примесей, отделяют радиоактивные...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002575881
Дата охранного документа: 20.02.2016
20.02.2016
№216.014.e917

Способ выделения радионуклида кадмий-109

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в технологии получения радиоактивных изотопов и аналитической химии. Способ выделения радионуклида кадмий-109 раствора, содержащего радионуклиды кадмия и серебра, заключается в растворении облученного серебра в азотной...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002575886
Дата охранного документа: 20.02.2016
29.06.2019
№219.017.a14c

Способ регенерации радия из его сульфата

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в аналитической химии и в химической технологии, в частности для переработки отработанных радиоактивных источников излучения. Способ регенерации радия из его сульфата заключается в том, что растворяют сульфат радия в щелочном...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002441842
Дата охранного документа: 10.02.2012
14.05.2020
№220.018.1bf4

Способ выделения ni-63 из облученной мишени и очистки его от примесей

Изобретение относится к технологии выделения и очистки препарата радионуклида Ni и выделения и очистки никеля из промышленных отходов. Очистка целевого радионуклида от Fe, Co, Cr, Mn, Sb, Sc, Sn проводится осаждением указанных примесей при рН=5-6 после изотопного разбавления неактивным...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002720703
Дата охранного документа: 12.05.2020
12.06.2020
№220.018.2622

Способ получения селенида ванадия для активной части источника гамма-излучения

Изобретение относится к ядерной технике, преимущественно к области изготовления источников гамма-излучения, используемых в различных областях промышленности, например в гамма-дефектоскопии для проведения радиографического контроля. Задачей предлагаемого технического решения является сокращение...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002723292
Дата охранного документа: 09.06.2020
+ добавить свой РИД