Результат интеллектуальной деятельности: МИШЕНЬ ДЛЯ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА

Изобретение относится к ядерной технологии и предназначено для получения применяемых в медицине радиоактивных изотопов.

Известна мишень для получения радионуклидов [патент РФ №2393564, МПК G21G 1/02].

Известная мишень состоит из оболочки и помещенной в полость оболочки облучаемой интерметаллической композиции.

Облучаемый материал известной мишени, предназначенной для облучения потоком ускоренных заряженных частиц высокой интенсивности, изготавливают из интерметаллических композиций, содержащих металлическую сурьму: Ti-Sb, Al-Sb, Cu-Sb или Ni-Sb. При облучении сурьмы ускоренными протонами получают, в частности, медицинский радионуклид олово-117м. Интерметаллический материал мишени приваривают методом диффузионной сварки к охлаждаемой медной подложке или же заключают в оболочку из никеля, титана, ниобия или нержавеющей стали, охлаждаемую снаружи водой. Оболочку из титана покрывают снаружи металлическим никелем, чтобы избежать взаимодействия с водой во время облучения.

Недостатком известной мишени является сложность ее изготовления.

Наиболее близкой по технической сущности является мишень [Устройство для получения радионуклидов. Патент РФ №2122251, опубл. 21.11.1998, МПК⁶ G21G 1/00, 1/02], включающая облучаемый делящийся материал, заключенный в герметичную оболочку. Известная мишень используется для получения молибдена-99 и других радионуклидов облучением делящегося материала нейтронами в активной зоне атомного реактора.

Недостатки известной мишени:

- сложность приготовления топливной композиции как облучаемого материала;

- требования к герметичности и прочности известной мишени такие же высокие, как и к герметичности и прочности тепловыделяющих элементов активной зоны атомного реактора;

- для получения целевого радиоизотопа необходимо большое количество сложных операций. Основные из них следующие: загрузка изготовленной мишени в активную зону атомного реактора и выгрузка из нее облученной мишени с выполнением требований к ядерной безопасности атомного реактора; рубка извлеченной мишени на фрагменты, растворение облученной топливной композиции, выделение целевого радиоизотопа из полученной промывной жидкости, которая содержит все возможные радиоизотопы, как осколки деления;

- для использования известной мишени требуется сложное оборудование и выполнение трудоемких и радиационно опасных операций.

С целью устранения указанных недостатков в мишени для получения радиоизотопа, состоящей из оболочки и помещенного в полость оболочки облучаемого нейтронами материала, предлагается в полость оболочки поместить нерастворимый в промывной жидкости облучаемый материал с открытой пористостью, использовать промывную жидкость, способную растворять получаемый радиоизотоп, а оболочку мишени оснастить входным и выходным патрубками для подвода и отвода промывной жидкости.

В частных случаях исполнения мишени предлагается:

- облучаемый материал расположить в оболочке мишени между слоями фильтрующего материала;

- в качестве облучаемого материала использовать молибден-98, оксид молибдена-98 или нитрид молибдена-98;

- в качестве облучаемого материала использовать вольфрам-187, оксид вольфрама-187 или нитрид вольфрама-187;

- в качестве облучаемого материала использовать оксид иттрия-89;

- в качестве облучаемого материала использовать сульфат, содержащий серу-32;

- в качестве облучаемого материала использовать сульфат, содержащий серу-33;

- в качестве промывной жидкости использовать воду и водные растворы минеральных кислот или их солей, спирты, например, метиловый, этиловый или изопропиловый; эфиры, например, диметиловый или диэтиловый, кетоны, например ацетон или метилэтилкетон.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг. 1 представлено продольно-осевое сечение облучаемой мишени для получения радиоизотопа, состоящей из оболочки, оснащенной входным и выходным патрубками промывной жидкости, и помещенного в полость оболочки облучаемого нейтронами нерастворимого в промывной жидкости материала с открытой пористостью, которая обеспечивает проток промывной жидкости через облучаемый материал, на фиг. 2 - источник быстрых нейтронов, окруженный биологической защитой с окном для выхода пучка быстрых нейтронов; на фиг. 3 - замедлитель нейтронов, и на фиг. 4 - контур циркуляции промывной жидкости, в который включены облучаемая мишень и сорбционная колонка для сорбции целевого радиоизотопа.

На фиг. 1-4 приняты следующие обозначения: 1 - биологическая защита, 2 - входной патрубок промывной жидкости, 3 - выходной патрубок промывной жидкости, 4 - замедлитель нейтронов, 5 - источник быстрых нейтронов, 6 - окно для выхода пучка быстрых нейтронов, 7 - облучаемая мишень, 8 - облучаемый нейтронами материал с открытой пористостью, 9 - оболочка мишени, 10 - слой фильтрующего материала, 11 - сорбционная колонка.

Оболочка 9 мишени предназначена для локализации нерастворимого в промывной жидкости облучаемого нейтронами материала 8. Нерастворимый в промывной жидкости облучаемый материал 8 с открытой пористостью предназначен для взаимодействия ядер его атомов, находящихся на поверхностях пор, с нейтронами и выхода в промывную жидкость, прокачиваемую через поры образовавшихся атомов радиоизотопа за счет ядерной отдачи.

В качестве промывной жидкости используют жидкость, которая обладает способностью к растворению полученного радиоизотопа.

Входной 2 и выходной 3 патрубки промывной жидкости предназначены для подвода в оболочку промывной жидкости и отвода из нее промывной жидкости с находящимися в ней атомами радиоизотопа.

Частные случаи исполнения мишени.

Во-первых, облучаемый материал 8 расположен в оболочке 9 мишени между слоями фильтрующего материала 10.

Во-вторых, в качестве облучаемого материала 8 использован молибден-98, оксид молибдена-98 или нитрид молибдена-98, вольфрам-187, оксид вольфрама-187 или нитрид вольфрама-187, оксид иттрия-89, сульфат, содержащий серу-32, сульфат, содержащий серу-33.

В-третьих, в качестве промывной жидкости использованы вода и водные растворы минеральных кислот или их солей, спирты, например, метиловый, этиловый или изопропиловый; эфиры, например, диметиловый или диэтиловый, кетоны, например ацетон или метилэтилкетон.

Слой фильтрующего материала 10, находящийся на выходе промывной жидкости из облучаемого пористого материала 8, предназначен для очистки промывной жидкости от пылевых частиц облучаемого материала, выходящих в его поры. Слой фильтрующего материала 10, находящийся на входе промывной жидкости в облучаемый пористый материал 8, предназначен для очистки промывной жидкости после сорбционной колонки.

Молибден-98, оксид молибдена-98 или нитрид молибдена-98, используемые в качестве облучаемого материала, предназначены для облучения тепловыми нейтронами и получения в результате реакции n-γ молибдена-99.

Вольфрам-187, оксид вольфрама-187 или нитрид вольфрама-187, используемые в качестве облучаемого материала, предназначены для облучения тепловыми нейтронами и получения в результате реакции n-γ вольфрама-188.

Оксид иттрия-89, используемый в качестве облучаемого материала, предназначен для облучения быстрыми нейтронами и получения в результате n-р реакции стронция-89.

Сульфат, содержащий серу-32, используемый в качестве облучаемого материала, предназначен для облучения быстрыми нейтронами и получения в результате n-р реакции фосфора-32.

Сульфат, содержащий серу-33, используемый в качестве облучаемого материала, предназначен для облучения быстрыми нейтронами и получения в результате n-р реакции фосфора-33.

Мишень для получения радиоизотопа работает следующим образом.

Мишень 7 (фиг. 4) для получения радиоизотопа размещают в месте облучения потоком быстрых нейтронов перед окном 6 (фиг. 2) или потоком тепловых нейтронов за замедлителем 4 (фиг. 3) и включают ее в контур циркуляции промывной жидкости (фиг. 4), в который включена сорбционная колонка 11, предназначенная для сорбции радиоизотопа. Включают циркуляцию промывной жидкости и подают на мишень 7 поток быстрых или тепловых нейтронов через окно 6 в биологической защите 1, окружающей источник быстрых нейтронов 5. Ядра атомов облучаемого материала захватывают нейтроны и образуются атомы радиоизотопа. Избыток энергии атомы радиоизотопа излучают в виде или γ-квантов по реакции n-γ, или протонов по реакции n-р. Атомы радиоизотопа, образовавшиеся на поверхности пор, выходят в поры и уносятся промывной жидкостью в колонку 11 на сорбцию. Накопление радиоизотопа в сорбционной колонке 11 контролируют по его активности в сорбционной колонке 11. Накопление радиоизотопа в облучаемом материале 8 контролируют по активности радиоизотопа в мишени 7.

Пример конкретного исполнения мишени для получения радиоизотопа.

В качестве материала для оболочки 9, входного 2 и выходного 3 патрубков выбран пластикат толщиной 1 мм, в качестве облучаемого материала с открытой пористостью выбран гранулированный облучаемый материал с размером гранул 1 мм. В качестве фильтрующего материала 10 выбрана керамика с открытой пористостью. Для получения Мо-99 выбрана мишень диаметром 13,1 мм с высотой 20,7 мм.

Облучаемым материалом с открытой пористостью являются гранулы Мо-98. Мишень 7 (см. фиг. 4) для получения Мо-99 размещают в месте облучения потоком тепловых нейтронов за замедлителем 4 (фиг. 3) и включают ее в контур циркуляции промывной жидкости, в который включена сорбционная колонка 11, предназначенная для сорбции Мо-99. В качестве промывной жидкости выбрана азотная кислота с концентрацией 0,1 моль/л. Включают циркуляцию промывной жидкости и подают на мишень 7 поток тепловых нейтронов через окно 6 в биологической защите 1, окружающей источник быстрых нейтронов 5. Ядра атомов Мо-98 захватывают тепловые нейтроны и образуются атомы Мо-99. Избыток энергии атомы Мо-99 излучают в виде γ-квантов. Атомы Мо-99, образовавшиеся на поверхности пор, выходят в поры и уносятся промывной жидкостью в колонку 11 на сорбцию. Накопление Мо-99 в колонке 11 контролируют по его активности в колонке 11, накопление Мо-99 в облучаемом материале 8 контролируют по его активности в мишени 7.

Технический результат изобретения - удобство обслуживания мишени и упрощение процесса выделения целевого радиоизотопа.