Устройства для преобразования химических элементов с помощью электромагнитного и корпускулярного излучения или путем бомбардировки частицами, например образование радиоактивных изотопов: .в ядерных реакторах – G21G 1/02

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.

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.

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 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 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.

Группа изобретений относится к области радиохимии и предназначена для использования в технологии получения радиоактивных изотопов. Для этого стартовая композиция мишени на основе радия содержит радий и разбавитель - оксид свинца. Способ получения стартовой композиции на основе радия заключается в соосаждении карбоната радия с карбонатом свинца из водных растворов их растворимых солей растворами водорастворимых карбонатов и прокаливании полученного осадка при температуре больше 350°С. Группа изобретений позволяет увеличить удельный выход продуктов активации радия. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к способу и устройству производства радионуклидов и может быть использовано для производства Мо-99. Производство Мо-99 включает заполнение растворного реактора топливным раствором уранилсульфата, вывод реактора на мощность, наработку в топливном растворе Мо-99, остановку реактора, выдержку топливного раствора для распада короткоживущих радионуклидов и сорбцию Мо-99 из раствора. При этом после остановки реактора топливный раствор из него сливают в по меньшей мере один ядерно-безопасный резервуар и выдержку топливного раствора ведут в ядерно-безопасном резервуаре. Опорожненный реактор снова заполняют топливным раствором, выводят его на мощность и снова нарабатывают в топливном растворе Мо-99. За время наработки Мо-99 в топливном реакторе осуществляют выдержку слитого топливного раствора в ядерно-безопасном резервуаре. Сорбцию Мо-99 из выдержанного топливного раствора ведут путем его прокачивания через по меньшей мере одну сорбционную колонку, сорбирующую Мо-99, в по меньшей мере один ядерно-безопасный резервуар для кондиционирования топливного раствора. При необходимости кондиционируют топливный раствор. Опорожненный в очередной раз реактор заполняют топливным раствором из ядерно-безопасного резервуара для кондиционирования топливного раствора. Технический результат состоит в повышении производительности растворного реактора, нарабатывающего Мо-99 в дискретном режиме за счет уменьшения времени его простоев. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к ядерной технологии и предназначено для получения радиоактивных изотопов для медицинских целей. Рабочий материал 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. Интерметаллидный материал мишени приваривают методом диффузионной сварки к охлаждаемой к 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. 4 н. и 12 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области атомной техники, а именно к решению проблемы охлаждения активной зоны быстрых ядерных реакторов. Предлагаемый способ охлаждения активной зоны быстрого реактора состоит в том, что на вход активной зоны подают охлаждающую ее воду, недогретую до температуры насыщения. Для получения низкой плотности замедлителя, необходимой для обеспечения жесткого спектра нейтронов, характерной для быстрого реактора, вода преобразуется в пар непосредственно в активной зоне путем последовательного прямоточного омывания ее парогенерирующих тепловыделяющих элементов закрученным потоком теплоносителя. Активная зона быстрого реактора состоит из парогенерирующих тепловыделяющих каналов, выполненных в виде кольцевых твэлов, заглушенных с одного конца. Внутри твэлов со стороны открытого конца установлены по принципу трубки Фильда нетепловыделяющие трубки для подвода охлаждающего водяного теплоносителя, размещенные с торцевыми и радиальными кольцевыми зазорами. Полости твэлов с внутренней и внешней сторон сообщены проходами для теплоносителя, обеспечивающими последовательное смывание последним сторон твэлов, а в кольцевых зазорах и на внешней стороне твэлов размещены винтовые направляющие, предназначенные для радиальной закрутки потока теплоносителя вдоль внутренней и внешней поверхностей кольцевых твэлов. Использование изобретения обеспечивает генерацию насыщенного или перегретого пара непосредственно в активной зоне, состоящей из парогенерирующих каналов, и исключает при этом кризис теплоотдачи. 2 н.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области обезвреживания радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ превращения отработанного топлива из ядерного реактора заключается в том, что разделяют отработанное топливо на компоненты, содержащие первый компонент, содержащий один расщепляющийся изотоп, и второй компонент, содержащий один нерасщепляющийся изотоп трансуранового элемента. Помещают разделенные первый и второй компоненты в реактор, инициируют критическую самоподдерживающуюся реакцию деления в реакторе. Способ превращения нерасщепляющихся трансурановых элементов заключается в том, что инициируют критическую самоподдерживающуюся реакцию деления для выработки первой совокупности быстрых нейтронов. Замедляют первую совокупность быстрых нейтронов для выработки первой совокупности тепловых нейтронов, подвергают превращению первую часть нерасщепляющихся трансурановых элементов с помощью первой совокупности тепловых нейтронов. Система для превращения отработанного топлива из ядерного реактора содержит средство разделения отработанного топлива на компоненты, первый реактор для размещения разделенных первого и второго компонентов в ходе критической самоподдерживающейся реакции деления, средство для разделения прореагировавшего первого компонента на фракции, второй реактор для размещения прореагировавшего второго компонента и мишень расщепления. Преимущества изобретения заключаются в повышении количества стабильных изотопов при переработке. 3 н. и 18 з.п. ф-лы, 10 ил.

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ получения радиоизотопа стронций-89 включает облучение топлива в виде водного раствора солей урана в активной зоне ядерного реактора с получением осколков деления, один из которых - криптон-89, являющийся предшественником стронция-89 в цепочке распада осколков деления с атомной массой 89. Осуществляют очистку криптона-89 за счет естественного распада от сопутствующих ему радиоизотопов криптона, в том числе криптона-90, предшественника долгоживущего радиоизотопа стронция-90. При этом очистку криптона-89 осуществляют путем увеличения времени нахождения осколков деления в топливе до распада в нем короткоживущих радиоизотопов, в том числе криптона-90, за счет повышения давления в корпусе ядерного реактора и снижения удельной энергонапряженности топлива. Очищенный криптон-89 направляют на выдержку до его полного распада в целевой радиоизотоп. Преимущества изобретения заключаются в упрощении способа и его надежности. 1 ил.

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ получения радиоизотопа стронций-89 включает облучение в активной зоне ядерного реактора жидкого топлива в виде водного раствора солей урана, выделение из раствора газообразного осколка деления криптон-89, предшественника целевого радиоизотопа в цепочке распада. Осуществляют очистку криптона-89 за счет естественного распада от сопутствующих ему радиоизотопов и выдержку его до полного распада в стронций-89. Выделение из раствора газообразного осколка деления криптон-89 ведут из водного раствора солей урана, который переводят в парообразную, капельно-аэрозольную и мелкодисперсную смесь путем генерации взрывного импульса энерговыделения за счет введения в активную зону ядерного реактора положительной реактивности. Очистку криптона-89 за счет естественного распада от сопутствующих ему радиоизотопов ведут в активной зоне ядерного реактора. Преимущества изобретения заключаются в увеличении выхода целевого радиоизотопа и расширении технологических возможностей. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ сжигания трансурановых химических элементов, при котором упомянутые элементы размещают в подкритической активной зоне ядерного реактора и осуществляют инжекцию расщепляющих нейтронов, испускаемых из внешнего источника, в эту активную зону. При этом используют реактор, в котором активная зона работает на низком подкритичном уровне, по существу равном разности между желательной долей _t запаздывающих нейтронов в активной зоне и действительной долей запаздывающих нейтронов в активной зоне. Измеряют мгновенный поток n(t) нейтронов в активной зоне. Регулируют мощность внешнего источника в реальном масштабе времени на основании измеренного мгновенного потока n(t) нейтронов так, чтобы имитировать присутствие в активной зоне дополнительной группы запаздывающих нейтронов в соответствии с долей _s запаздывающих нейтронов, равной упомянутой разности. Преимущества изобретения заключаются в повышении качества переработки радиоактивных отходов и безопасности способа. 2 н. и 16 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ наработки ядер америция-242m в отражателе быстрого реактора включает размещение вещества, содержащего ядра америция-241, в отражателе и его облучение нейтронами. Спектр нейтронов формируют последовательным пропусканием нейтронов через замедлитель нейтронов и фильтр нейтронов, изготовленный из вещества, поглощающего тепловые нейтроны. При этом в качестве замедлителя нейтронов используют окись бериллия, или карбид бора, обогащенный по изотопу бор-11, или гидриды металлов, а в качестве веществ, поглощающих тепловые нейтроны, используют гадолиний или кадмий. Облучательное устройство для наработки ядер америция-242m в отражателе быстрого реактора включает, по крайней мере, одну облучательную сборку, снабженную замедлителем нейтронов с, по крайней мере, одним каналом для протока теплоносителя с размещенным внутри него контейнером с мишенью из стартового материала. В канале для протока теплоносителя контейнер с мишенью из стартового материала помещен в фильтр, выполненный из поглощающего тепловые нейтроны материала, причем в качестве стартового материала использован материал, содержащий ядра америция-241. Преимущества изобретения заключаются в повышении эффективности наработки ядер америция-242m. 2 н. и 14 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к технологии нейтронно-трансмутационного легирования кремния при промышленном производстве на энергетических реакторах типа РБМК. Устройство содержит проходной тракт с сильфонным компенсатором, расположенную внутри проходного тракта и жестко соединенную с ним наружную оболочку в виде последовательно соединенных гильзы, тракта наращивания и головки, причем гильза верхней частью установлена на опорный бурт проходного тракта, а нижней частью расположена с зазором в расточке графитовых блоков отражателя нейтронов, при этом устройство снабжено внутренней трубой, смонтированной с зазором внутри наружной оболочки, и узлами подвода и отвода охлаждающей жидкости, образующими вместе с наружной оболочкой и внутренней трубой систему охлаждения, при этом снаружи и внутри наружной оболочки установлены средства защиты от ионизирующего излучения, а устройство снабжено расположенной во внутренней трубе телескопической подвеской облучательного контейнера, с которым соединена нижняя секция подвески, при этом подвеска снабжена приводом вертикального перемещения и вращения, расположенным в верхней части наружной оболочки, а с внешней стороны наружной оболочки размещена система контроля целостности гильзы. Изобретение позволяет улучшить свойства легированного кремния: равномерность легирования, вероятность возникновения дефектов. 3 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ изготовления мишеней-накопителей трансплутониевых элементов заключается в том, что прессуют пористую матрицу и производят термообработку ее в вакууме. Далее, пропитывают матрицу легколетучей органической жидкостью с температурой кипения 30-80°С при температуре ниже кипения, нагревают матрицу в объеме экстракта стартового элемента в высокомолекулярной изомерной карбоновой кислоте до полного выкипания легколетучей жидкости. Затем охлаждают матрицу в экстракте до 20-30°С с выдержкой при этой температуре 30-60 минут. Термообработку в инертной или вакуумной атмосфере при 450-600°С осуществляют для удаления органической составляющей экстракта и фиксации стартового элемента в объеме пористой матрицы. Преимущества изобретения заключаются в равномерности распределения стартового элемента в объеме матрицы, а также в уменьшении радиационной опасности процесса изготовления мишени. 2 табл.

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ изготовления мишени для облучения в реакторе заключается в том, что получают смесь исходного облучаемого элемента с порошком матрицы добавлением раствора соли облучаемого элемента к порошку матрицы. Далее упаривают смесь, прокаливают до получения оксидных либо солевых покрытий облучаемого элемента на поверхности порошка матрицы. Затем добавляют к полученной смеси металлический алюминиевый порошок, перемешивают, ампулируют и герметизируют. Преимущество изобретения заключается в упрощении технологии изготовления мишени. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ изготовления мишеней-накопителей заключается в том, что приготавливают стартовую композицию. Перемешивают раствор облучаемого элемента и металла, обладающего большой теплопроводностью, в минеральной кислоте с порошком матрицы. Далее прокаливают полученную смесь до получения оксидных покрытий на порошке и восстанавливают теплопроводящий металл в токе водорода. Преимущества изобретения заключаются в повышении радиационной и экологической безопасности. 1 з.п. ф-лы, 2 табл.