Преобразование химических элементов; источники радиоактивности – G21G

Заявленное изобретение относится к средствам сублимационной очистки соли молибдена-99, и может найти применение в технологии очистки ⁹⁹Мо, например, для ядерной медицины, от всех активных и неактивных примесей с использованием процесса сублимации с помощью лазерного излучения. В заявленном способе на соль молибдена, содержащую широкий спектр примесей, как радиоактивных так и не радиоактивных, нанесенную на подложку из термостойкого материала за счет упаривания исходного раствора, действует лазерное излучение с частотой от 40 до 50 кГц, длительностью импульса 4 нс, скоростью от 1000 до 2000 мм/с и мощностью от 1 до 100% от максимальной мощности лазерной установки. Устройство для осуществления способа сублимационной очистки соли молибдена-99 от сопутствующих радиоактивных и химических примесей состоит из подложки, изготовленной из термостойкого материала, разделительного кольца из металла с высотой бортика от 0,1 до 1,0 мм, покрывающего стекла, выполняющего роль съемного холодильника. Техническим резльтатом является сокращение времени, затрачиваемого на очистку молибдена-99. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к источнику ионов. Устройство включает в себя камеру, расположенную вокруг продольной оси и содержащую газ, систему магнитного удержания, предназначенную для создания магнитного поля в области удержания в камере, возбудитель электронно-циклотронного резонанса, который создает переменное во времени электрическое поле, которое возбуждает циклотронное движение электронов, находящихся в области удержания, причем возбужденные электроны взаимодействуют с газом, образуя удерживаемую плазму. В ходе эксплуатации система магнитного удержания удерживает плазму в области удержания. Техническим результатом является возможность многократных ионизирующих взаимодействий с возбужденными электронами для части атомов в плазме с возможностью образования многократно ионизированных ионов, имеющих выбранное конечное состояние ионизации. 2 н. и 82 з.п. ф-лы, 1 табл., 17 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к получению стабильных изотопов с использованием пучков нейтронов, и может быть использовано в электронной промышленности при производстве полупроводниковых кремниевых структур с применением технологий ионной имплантации, а также в ядерной технике при создании замедляющих нейтроны элементов. В заявленном способе изготавливают стартовую мишень из вещества, содержащего смесь изотопов бор-10 и бор-11, облучают мишень потоком нейтронов до требуемого или полного выгорания изотопа бор-10 и извлекают из вещества изотоп ¹¹В. Техническим результатом является возможность получения бора и его соединений с высоким, более 99,9%, обогащением по изотопу ¹¹В и высокой степенью очистки от примесей. 4 з.п. ф-лы.

Заявленное изобретение относится к приборам для генерации нейтронов при ядерном взаимодействии ускоренных дейтронов с мишенями, содержащими тяжелые изотопы водорода. Заявленное устройство содержит вакуумную ускорительную трубку с анодом и катодом с мишенью, расположенной на его внутренней поверхности, генератор импульсных напряжений, включающий высоковольтный трансформатор, высоковольтная обмотка которого соединена с катодом ускорительной трубки, а низковольтная обмотка - с накопительной емкостью через разрядник. При этом анод ускорительной трубки выполнен в виде двух встречных симметрично расположенных стержней, на торцах которых размещены насадки из металла, насыщенного дейтерием, один из стержней соединен с первичной обмоткой высоковольтного трансформатора, а второй заземлен, при этом катод с мишенью выполнены в виде цилиндра, симметрично охватывающего анод. Технический результат заключается в увеличении энергетического кпд генерации нейтронов и уменьшении габаритов устройства. 1 ил.

Изобретение относится к радиохимии. Способ получения стронция-82 включает выполнение следующих операций: облучение в потоке ускоренных заряженных частиц мишени, представляющей собой стальную оболочку, заполненную металлическим рубидием, вскрытие оболочки облученной мишени в среде газа, не взаимодействующего с металлическим рубидием, плавление облученного металлического рубидия в оболочке и подачу его расплава в химический реактор, подачу в химический реактор закиси азота порциями, по меньшей мере, до прекращения роста температуры в химическом реакторе при подаче свежей порции закиси азота, растворение в химическом реакторе образовавшихся взрывобезопасных и пожаробезопасных солей рубидия и находящегося в них стронция-82 1,5÷4,5 М раствором азотной кислоты, выделение стронция-82 из полученного раствора сорбцией. В частных случаях реализации способ включает: использование стронций-специфического сорбента 4,4 (5 )-ди(трет-бутилциклогексано)-18-краун-6, нанесенного на полимер полиакрилатной структуры, очистку раствора стронция-82 от следов краун-эфира на колонке с катионообменной смолой, корректировку объема и кислотности раствора стронция-82. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к технологии нейтронно-трансмутационного легирования (НТЛ) кремния тепловыми нейтронами, широко применяемого в технологии изготовления приборов электронной и электротехнической промышленности. Способ нейтронного легирования вещества включает замедление быстрых нейтронов источника веществом замедлителя, формирование потока тепловых нейтронов в выделенную область и облучение тепловыми нейтронами легируемого вещества, при этом быстрые нейтроны источника в процессе замедления сепарируют по углам их распространения, выделяют их потоки, двигающиеся в выделенном структурой вещества замедлителя направлении, суммируют выделенные структурой потоки, формируют в виде узкой полосы и направляют на легируемое вещество, которое управляемо перемещают в области фокуса потоков нейтронов. Техническим результатом изобретения является рост производительности процесса легирования и формирование областей с повышенной степенью легирования в заданных участках легируемого вещества. 2 н. и 3 з.п.ф-лы, 3 ил., 3 пр.

Изобретение относится к области атомной техники, а именно к конструкции мишеней для наработки изотопа Мо-99 и его выделения. Заявленная мишень для наработки изотопа Мо-99 содержит сердечник из уран-алюминиевого сплава и алюминиевую оболочку, выполнена в виде стержня, имеющего в сечении форму симметричного многогранника с гранями одинаковой ширины или круга, герметизирована с обоих торцов заглушками с поперечными размерами и формой, аналогичными размерам и форме внутренней полости оболочки в каждом сечении по длине заглушек. При этом внутри оболочки между заглушками размещен сердечник, в котором размер частиц интерметаллидов составляет не более 200 мкм. Оболочка выполнена по всей длине сердечника и заглушек и имеет как с сердечником, так и с заглушками диффузионную связь, обеспечиваемую посредством экструзии исходной сборной заготовки. Оболочка выполнена толщиной от 0,10 до 0,25 мм, при этом наружная поверхность оболочки по всей длине снабжена продольными ребрами охлаждения. Техническим результатом является повышение теплопередающей способности мишени, увеличение массы U-235 в мишени до технологически возможного предела, повышение плотности нейтронных потоков, обеспечение химической переработки и выделения изотопа Мо-99 в течение короткого периода времени, повышение выхода изотопа Мо-99. 4 ил., 1 табл.

Изобретение касается генератора стронций-82/рубидий-82. Генератор содержит колонку, заполненную катионообменником, заряженным стронцием-82, и имеющую вход и выход, и жидкую среду, при этом части колонки, вход и выход, вступающие в контакт с данной жидкой средой, не содержат железа, предпочтительно не содержат металла, жидкая среда представляет собой вымывающую среду для рубидия-82 и представляет собой физиологический буфер, имеющий pH 6-8,5, и жидкая среда представляет собой стерилизующую среду. Изобретение позволяет непрерывно использовать генератор в течение увеличенного периода времени. 3 н. и 8 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к устройствам для генерации импульсных потоков быстрых нейтронов, в частности к портативным нейтронным генераторам с запаянными нейтронными трубками, и может быть использовано в низковольтной ускорительной технике, геофизическом приборостроении, в частности, при разработке импульсных генераторов нейтронов для исследования нефтегазовых и урановых скважин методом импульсного нейтронного каротажа. Заявленный скважинный генератор нейтронов содержит импульсную нейтронную трубку и детектор, чувствительный элемент которого выполнен из кристалла алмаза, в качестве детектора используется детектор быстрых нейтронов, чувствительный элемент детектора быстрых нейтронов закреплен на внешней стороне герметичной оболочки блока импульсной нейтронной трубки в непосредственной близости от мишени импульсной нейтронной трубки. При этом выходы чувствительного элемента подсоединены через двухпроводную линию к двум резисторам нагрузки, резисторы нагрузки соединены соответственно с источниками положительного и отрицательного напряжения смещения и с входами усилителя-преобразователя разностного сигнала. Техническим результатом является исключение погрешности измерения импульсного нейтронного выхода скважинного генератора нейтронов, обусловленной импульсными электромагнитными помехами и влиянием сопутствующего рентгеновского излучения. 1 ил.

Заявленное изобретение относится к изотопному генератору. Колонный блок изотопного генератора содержит колонну, содержащую материнский радионуклид, который самопроизвольно распадается на относительно короткоживущий дочерний радионуклид. Траектория перемещения текучей среды проходит от входного канала в колонну и затем к выходному каналу и обеспечивает возможность элюирования дочернего радионуклида из изотопного генератора для использования. Надлежащий химический состав содержимого колонны также сохраняется препятствованием скоплению избыточной влаги в колонне. Техническим результатом является возможность обеспечения более высокого и более стабильного объема выпуска дочернего радионуклида из изотопного генератора, предотвращение попадания текучей среды в жидкой форме в траекторию перемещения текучей среды, например, во время стерилизации и усовершенствованное удержание материнского радионуклида в колонне. 6 н. и 25 з.п. ф-лы, 10 ил. 1 табл.

Изобретение относится к стержням мишеней производства изотопов для активной зоны вырабатывающего энергию ядерного реактора. Стержень мишеней производства изотопов может включать в себя по меньшей мерее одну стержневую центральную корпусную деталь, включающую в себя внешнюю оболочку, которая определяет внутреннюю полость, и множество мишеней облучения в пределах внутренней полости. Мишени облучения могут быть расположены в пространственной компоновке с использованием разделительного носителя с низким ядерным сечением для сохранения пространственной компоновки. Техническим результатом является минимизация энергетического влияния стержней мишеней производства изотопов на активную зону вырабатывающего энергию ядерного реактора и максимизация поглощения нейтронов у дисков мишеней облучения. 8 з.п. ф-лы, 15 ил.

Заявленное изобретение относится к устройствам и способам для создания радиоизотопов в инструментальных трубках действующих коммерческих ядерных реакторов. Мишени облучения можно вставлять и удалять из инструментальных трубок в ходе работы и преобразовывать в радиоизотопы, которые иным образом невозможно получить в ядерных реакторах. Техническим результатом является возможность непрерывного вставления, удаления и сохранения мишеней облучения, подлежащих преобразованию в радиоизотопы, пригодные для использования. 2 н. и 8 з.п. ф-лы, 8 ил., 1 табл.

Изобретение относится к способу генерации радиоизотопов, которые используются в ядерной медицине для приготовления фармпрепаратов, вводимых в пациентов. Заявленный способ включает облучение мишени пучком тормозного излучения и извлечение из мишени образовавшихся радионуклидов методами радиохимии. Для осуществления заявленного способа используют мишень и ядерные реакции, протекающие в мишени, которые приводят к образованию ядер химических элементов, отличных от химических элементов мишени. Тормозное излучение генерируется электронным пучком с энергией 40-60 МэВ и при среднем токе пучка 40 мкА в радиаторе толщиной от десятых до одной радиационной длины для материала радиатора. Длительность облучения мишени составляет один период полураспада генерируемого изотопа T _1/2. Заявленное изобретение обеспечивает повышение удельной активности радионуклидов для ядерной медицины. 1 з.п. ф-лы, 1 пр.

Изобретение относится к области создания ускоренных ионов в нейтронных трубках, применяемых в медицине, системах идентификации ядерных материалов, устройствах каротажа нефтегазовых скважин и в других областях. В заявленном изобретении в части объема герметичной колбы трубки генерируют плазму с помощью высокочастотного безэлектродного электрического разряда, осуществляют вытягивание ионов из зоны электрического разряда и их ускорение по направлению к располагаемой вне зоны разряда нейтронопроизводящей мишени. При этом используют безэлектродный высокочастотный разряд емкостного типа, а ускоряющее ионы электрическое поле создают приложением к плазме высокого положительного потенциала. Заявленное устройство содержит герметичную колбу, нейтронопроизводящую мишень в мишенной полости, а также расположенную вне колбы систему возбуждения высокочастотного безэлектродного электрического разряда для генерации плазмы в плазменной полости. Система возбуждения разряда содержит примыкающие к стенкам колбы электроды, возбуждающие разряд емкостного типа, в плазменную полость дополнительно введен потенциальный высоковольтный электрод, а заземленный экран-экстрактор с центральным отверстием герметично изолирован от объема колбы. Технический результат заключается в увеличении ресурса нейтронной трубки. 2 н.п.ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области радиоактивных источников, в частности к радионуклидным источникам гамма-излучения, и может найти применение для радиационной гамма-дефектоскопии. Заявленный радионуклидный источник излучения для радиационной гамма-дефектоскопии включает герметичную капсулу из ванадия, содержащую в качестве излучающего вещества облученный сплав селен-ванадий, причем облученный сплав селен-ванадий дополнительно содержит, по меньшей мере, один редкоземельный элемент, выбранный из группы: лантан, церий, самарий, неодим и гадолиний, при следующем соотношении компонентов, мас.%: ванадий 13-20, редкоземельный элемент из группы: лантан, церий, неодим, самарий, гадолиний 0,01-0,1, селен остальное. Технический результат заключается в снижении интенсивности взаимодействия излучающего вещества на основе селена с ванадиевой капсулой, повышении выхода годного при изготовлении источника излучения, обеспечении целостности, устойчивости формы и стабильности излучения источника на основе гамма-радиоактивного изотопа селена. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. В заявленном способе получения радионуклида ²²⁸Th, включающем облучение мишени, в качестве материала мишени берут природный изотоп тория ²³⁰ Th, мишень размещают в линейный ускоритель электронов и облучают -квантами тормозного излучения, и в процессе пороговой ядерной реакции ²³⁰Th( ,2n)²²⁸Th накапливают в ней целевой радионуклид ²²⁸Th. В качестве материала мишени могут быть использованы соединения ²³⁰ThF₄ или ²³⁰ThO ₂ или металлический ²³⁰Th. Технический результат заключается в получении -излучающих нуклидов, позволяющем ликвидировать дефицит терапевтических -излучателей на рынке медицинских радионуклидов и обеспечить удовлетворение растущих потребностей в будущем. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний. В заявленном способе в раствор, содержащий радионуклид тория и его дочерние продукты распада, добавляют ионообменную смолу, после чего раствор декантируют, а ионообменную смолу высушивают и помещают в реактор, через который пропускают газ, удаляя при этом из реактора один из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразный радионуклид радон-220, и направляют газ через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство, где в результате радиоактивного распада накапливают радионуклид свинец-212, который после выхода активности свинца-212 на насыщение десорбируют со стенок сорбционного устройства кислым раствором и полученный раствор направляют на колонку с ионообменной смолой, с которой периодически смывают дочерний продукт распада радионуклид висмут-212. Исходный раствор может быть смесью изотопов тория торий-228, торий-229, торий-232. В качестве газа для продувки системы используют воздух, и/или азот, и/или гелий, и/или аргон, и/или криптон, и/или ксенон. В качестве сорбционного устройства используют сосуд или сосуды, объем которых обеспечивает время пребывания радона-220, достаточное для его полного распада в радионуклид свинец-212. Техническим результатом является уменьшение трудоемкости процесса получения целевого радионуклида висмут-212. 5 з.п. ф-лы.

Заявленное изобретение относится к гибридному ядерному реактору, выполненному с возможностью производить медицинский изотоп. Заявленное изобретение предусматривает наличие ионного источника, выполненного с возможностью вырабатывать ионный пучок из газа, целевой камеры, включающей цель, взаимодействующую с ионным пуком с целью получения нейтронов, и активирующего элемента, расположенного в непосредственной близости от целевой камеры, и включающего исходный материал, взаимодействующий с нейтронами с целью получения медицинского изотопа посредством реакции деления. При этом расположение аттенюатора характеризуется непосредственной близостью от активирующего элемента и выбирается для поддержания реакции деления ядра на подкритическом уровне, расположение отражателя предполагает его непосредственную близость от целевой камеры и выбирается для отражения нейтронов по направлению к активирующему элементу, а замедлитель по существу окружает активирующий элемент, аттенюатор и отражатель. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 29 ил., 2 табл.

Изобретение относится к области физического приборостроения, в частности к источникам нейтронного излучения, и предназначено для применения в аппаратуре элементного анализа вещества на основе нейтронно-радиационных методов. В заявленном блоке излучателя нейтронов нейтронная трубка установлена на корпусе блока питания при помощи двух опор, жестко закрепленных на плоскостях нейтронной трубки и корпусе блока питания, а высоковольтный цилиндрический электрод нейтронной трубки размещен относительно корпуса блока питания с кольцевым зазором, кольцевой зазор загерметизирован горообразной резиновой манжетой с фланцами, причем один фланец закреплен на торце нейтронной трубки другой на корпусе блока питания. Техническим результатом изобретения является повышение надежности, снижение габаритов и веса блока излучателя нейтронов. 3 ил.

Изобретение относится к медицинской технике и может быть использовано при выполнении лучевой терапии злокачественных опухолей поджелудочной железы пучками адронов. Способ включает проведение предлучевой подготовки, заключающейся в фиксации больного, определении топометрических параметров злокачественных опухолей, разработке плана конформного облучения. Проведение сеанса конформного облучения проводят с контролем получаемой злокачественной опухолью дозы, допустимых значений параметров источника облучения, радиационного фона, температуры различных участков источника облучения и магнитооптических цепей доставки пучка к злокачественной опухоли. Во время предлучевой подготовки и при проведении сеанса конформного облучения больного фиксируют в идентичном отюстированном положении, определяют топометрические параметры злокачественных опухолей и доставляют пучок адронов к злокачественной опухоли больного в идентичный момент паузы между вдохом и выдохом больного при отсутствии пика пульсовой волны сердечных сокращений при неизменных размерах грудной клетки. Использование изобретения позволяет более точно облучать злокачественные опухоли поджелудочной железы в процессе дыхания больных, не травмируя здоровые ткани поджелудочной железы и близлежащие ткани и органы. 2 ил.

Заявленное изобретение относится к способу получения радиоизотопа молибден-99 путем облучения мишени, содержащей молибден или его соединения, в потоке нейтронов ядерно-физической установки. В заявленном способе в качестве мишени используют структурированный материал, состоящий из наночастиц молибдена или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, при этом d - характерный размер наночастиц, выбирают из условия /d>>1, где - длина пробега в веществе наночастицы атомов отдачи ⁹⁹Mo. В результате реакции ⁹⁸Mo(n, )⁹⁹Mo образуются атомы отдачи, часть из которых за счет своей кинетической энергии покидает наночастицы и имплантируется в окружающий наночастицы буфер. После облучения мишень удаляют из реактора, наночастицы и буфер разделяют одним из известных методов. Буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения целевого радиоизотопа, а наночастицы молибдена возвращают в активную зону реактора в составе новой мишени. Техническим результатом является снижение количеств радиоактивных отходов и повышение эффективности использования делящегося материала. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к радиохимии. Способ получения натрия-22 из облученной протонами алюминиевой мишени включает растворение облученной алюминиевой мишени в концентрированной соляной кислоте, осаждение части ионов алюминия и примесных тяжелых металлов из раствора алюминиевой мишени в виде гидратов окислов, сорбцию ионов алюминия и натрия-22 из полученного раствора на катионообменной смоле Dowex 50w и десорбцию натрия-22 с катионообменной смолы Dowex 50w. Изобретение позволяет упростить технологию выделения натрия-22. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к радиохимической технологии, а именно к устройствам для получения радона. В заявленной установке используют подпочвенный воздух, содержащий природный радон, который подвергают осушке, и накапливают радон, прокачивая через материал-накопитель, который помещают в сменный контейнер, а выделение радона осуществляют нагревом материала-накопителя в контейнере. Установка содержит контейнер в форме стакана со съемной крышкой, снабженного входным и выходным отверстиями, клапанами, нагревателем и фильтром, а также соединенные между собой воздуховоды и ловушки для сбора подпочвенного воздуха, устройство для осушки подпочвенного воздуха, выполненное в виде емкости с входным и выходным отверстиями, заполненной влагопоглащающим материалом, установленный на воздуховоде расходомер, и насос, при этом контейнер выполнен съемный, металлический, толстостенный, фильтры расположены внутри контейнера у основания стакана и под его крышкой, образуя полость для материала-накопителя радона, нагреватель расположен по наружной поверхности стакана, снабженного кожухом для защиты нагревателя от повреждения, а входное и выходное отверстия снабжены вентилями. Ловушки выполнены из воздухонепроницаемого материала. Клапаны выполнены обратные, а вентили - игольчатые. Техническим результатом является обеспечение радиационной безопасности и упрощение конструкции. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к радиохимии и может быть использовано для получения радиофармпрепарата на основе радионуклида рений-188. К раствору вольфрамата натрия, содержащему радионуклиды вольфрам-188 и рений-188, прибавляют 0,1-1,0 М раствор хлористоводородной кислоты до получения раствора, имеющего значение рН 2-4. Полученный раствор пропускают через колонку с сорбентом в виде оксида алюминия в Н⁺-форме, проводят промывку 0,9% раствором хлорида натрия, имеющим рН 5-7. Выдерживают вольфрам-188 на сорбенте до накопления в нем радионуклида рений-188 в течение 4 суток. Проводят дискретно элюирование порциями раствора хлорида натрия через колонку с сорбентом, при этом первую и последнюю получаемые порции элюата сливают отдельно от средней порции, которая является конечным продуктом, содержащим радионуклид рений-188 максимальной объемной активности. Технический результат заключается в повышении объемной активности генераторного радионуклида рения-188 и расширении области его применения. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к радиохимии, а именно к способу получения дитритийдифторбензола источника ядерно-химического генерирования неизвестных фторзамещенных фенил-катионов. В результате реакции гидрирования газообразным тритием 1,4-дибром-2,5-дифторбензола на катализаторе Pd/BaSO₄ при комнатной температуре получается дитритийдифторбензол, при этом в полученном дитритийдифторбензоле при самопроизвольном бета-распаде трития генерируются неизвестные свободные нуклеогенные фторзамещенные фенил-катионы:

Заявленное изобретение предназначено для использования в нейтронной технике для формирования потоков нейтронов высокой плотности, в частности в экспериментальной нейтронной физике, ядерной геофизике, при анализе материалов, в том числе нейтронно-активационном анализе. Заявленное устройство содержит герметичную камеру с корпусом, заполненную дейтерием и/или тритием, матричные сборки пироэлектрических кристаллов и термоэлементы, прикрепленные к внешним сторонам сборок. Матричные сборки состоят из регулярно расположенных и близких по своим свойствам пироэлектрических кристаллов. Сборки выполнены в виде матриц m×n, где m=2-10 - число строк матрицы, a n=2-10 - число столбцов матрицы. Пироэлектрические кристаллы в сборках выполнены на основе ниобата бария стронция. Металлическая пластина, примыкающая к первой сборке пироэлектрических кристаллов, выполнена из тугоплавкого металла, а металлические разрядные элементы выполнены из вольфрама или из тантала с обеспечением повышенного градиента электрического поля между пироэлектрическими кристаллами. Термоэлементы обеспечивают периодическое и синхронное нагревание и охлаждение матриц кристаллов. Техническим результатом является обеспечение генерации нейтронов с более высоким выходом. 5 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области неорганического материаловедения, к способам получения материалов - бета-излучателей на основе ориентированного пиролитического графита. Процесс интеркаляции добавки трития в ориентированный графит с сечением захвата тепловых нейтронов около (4,5-6,0)10^-3 барн осуществляют последовательно, в два этапа. На первом этапе графит и природную смесь изотопов лития помещают в вакуумный объем, сам графит помещают между двумя электрически изолированными пластинами, С-ось которого перпендикулярно поверхности пластин, в вакуумных условиях графит и природную смесь изотопов лития одновременно нагревают, в результате чего получают интеркалированные соединения графита состава LiC ₆ или LiC₁₂, которые помещают в активную зону реактора и при комнатной температуре облучают их нейтронным потоком величиной около 10¹⁴ см^-2 с^-1 до полного накопления изотопов трития в результате ядерной реакции. Изобретение позволяет получить в ориентированном пиролитическом графите графеновые ячейки с добавками трития в чистом виде или в виде соединений лития с тритием. 6 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов медицинского и научного назначения без носителя в радиохимически чистом виде.

Способ включает реакторное облучение нейтронами матрицы из оксида вольфрама, ее термическую обработку в среде кислорода до выхода в газовую фазу и конденсации целевого изотопа, извлекаемого затем посредством реагента. Матрицу из оксида вольфрама формируют в виде полого цилиндра, толщина стенки которого составляет не более 3 мм. Устройство содержит контейнер, выполненный в виде двух соосных цилиндров, между стенками которых расположена полость для размещения облучаемого оксида вольфрама, закрытая с одной стороны, и сублимационный аппарат, включающий конденсор и нагреваемую часть с патрубком для подачи кислорода, над которым установлена мембрана. В верхней части соосных цилиндров расположена сквозная трубка для прохождения среды облучения.

Технический результат заключается в повышении удельной активности материнского изотопа вольфрам-188, удельной активности дочернего рений-188 путем повышения его химического выхода и количественного осаждения на ограниченной поверхности. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к образованию радиоактивных изотопов для изготовления радиофармпрепаратов посредством облучения мишеней в ядерном реакторе. Мишень для наработки изотопа ⁹⁹Мо содержит делящийся материал и имеет форму незамкнутого цилиндра. Мишень выполнена из листа толщиной не более 1 мм. В качестве делящегося материала мишени использован металлический уран, обогащенный по изотопу ²³⁵ U не ниже 20%. В материал мишени введен никель, при этом образована композиция, в которой масса урана составляет 1,0-30,0% от массы никеля. Изобретение позволит упростить процессы изготовления мишени, ее извлечения и выделения наработанного ⁹⁹ Мо. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Техническое решение относится к радиохимии, в частности к производству изделий медицинской техники. Предложенный способ нанесения радиоизотопа на вогнутую металлическую поверхность подложки закрытого источника излучения включает подготовку вогнутой металлической поверхности подложки к нанесению радиоизотопа, приготовление раствора соли радиоизотопа в вязкой органической жидкости, смачивающей металлическую поверхность подложки, путем выпаривания водного раствора соли радиоизотопа до мокрой соли и растворения полученной соли длительным перемешиванием в необходимом объеме глицерина, заполнение подложки приготовленным раствором соли радиоизотопа в глицерине и выпаривание из нее раствора. Предложенный способ обеспечивает возможность равномерного нанесения радиоизотопа на вогнутую поверхность прибора при полном извлечении из раствора радиоизотопа, что является техническим результатом изобретения. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.