Устройства для преобразования химических элементов с помощью электромагнитного и корпускулярного излучения или путем бомбардировки частицами, например образование радиоактивных изотопов: ...сопровождаемого ядерным делением – G21G 1/08
Патенты в данной категории
| СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА ТОРИЙ-228
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 |
2499311 патент выдан: опубликован: 20.11.2013 |
|
| СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕН-99
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 |
2490737 патент выдан: опубликован: 20.08.2013 |
|
| СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА ВИСМУТ-212
Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний. Описан способ получения радионуклида висмут-212 из азотнокислого раствора, содержащего смесь радионуклидов торий-228, торий-229 и их дочерних продуктов распада, и выделения конечного продукта на ионообменной колонке с катионитом. Азотнокислый раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228 и торий-229 и их дочерних продуктов распада, смешивают с этиловым спиртом, элюируют эту смесь через ионообменную колонку с катионитом, на котором сорбируют все содержащиеся в смеси катионы и по мере накопления висмута-212 смывают висмут-212 разбавленной соляной кислотой. Изобретение направлено на упрощение технологического процесса получения радионуклида висмута-212. 2 з.п. ф-лы. |
2439727 патент выдан: опубликован: 10.01.2012 |
|
| СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА ВИСМУТ-213
Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний. Раствор, содержащий радионуклиды торий-229, торий-228 и дочерние продукты распада тория-229 и тория-228, барботируют газом, удаляя при этом один из дочерних радионуклидов тория-228 - газообразный радон-220. Направляют газ через аэрозольный фильтр на сорбционное устройство, а очищенный раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228, торий-229, а также дочерних продуктов распада этих радионуклидов направляют на радиохимический передел с помощью ионообменных смол для получения целевого радионуклида висмут-213. В качестве барботирующего газа используют воздух, и/или гелий, и/или аргон, и/или криптон, и/или ксенон. В качестве сорбционного устройства используют пустотелый объем, размеры которого обеспечивают время пребывания радона-220, достаточное для его полного распада в стабильный свинец-208, или ловушку с активированным углем. Технический результат - уменьшение мощности дозы излучения на месте проведения работ. 3 з.п. ф-лы. |
2430441 патент выдан: опубликован: 27.09.2011 |
|
| СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА ВИСМУТ-212
Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний. Раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228 и торий-229, а также дочерние продукты распада этих радионуклидов, барботируют газом, удаляя при этом из раствора один из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразный радионуклид радон-220. Направляют газ через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство, где в результате радиоактивного распада по цепочке 220 Rn |
2430440 патент выдан: опубликован: 27.09.2011 |
|
| ПЕРВИЧНАЯ МИШЕНЬ ДЛЯ ОБРАЗОВАНИЯ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ
Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: первичная мишень типа I имеет плоскую или изогнутую форму и содержит ядро, изготовленное способом порошковой металлургии из смеси порошка нитрида урана и металлического порошка. Первичная мишень типа II имеет плоскую, изогнутую или цилиндрическую подложку, покрытую нитридом урана. Способ изготовления мишени типа I для получения продукта деления - молибдена-99 осуществляют посредством нейтронного облучения нитрида урана в ядерном реакторе. При этом урановое ядро формируют посредством сжатия при максимальном давлении 70 кг/мм2 смеси порошков нитрида урана и металла, выбранного из группы, состоящей из алюминия, магния, меди и циркония. При изготовлении первичной мишени типа II осуществляют покрытие плоской, изогнутой или цилиндрической подложки нитридом урана путем использования операций испарения в вакууме, химического осаждения из газовой фазы, физического осаждения из газовой фазы и путем напыления. Используют первичную мишень для получения продукта деления - молибдена-99 и получения технеция-99 для медицинских целей, и/или промышленных исследований, и/или диагностики. Преимущества изобретения заключаются в упрощении получения делящегося материала и усовершенствовании способа. 5 с. и 6 з.п. ф-лы. |
2241269 патент выдан: опубликован: 27.11.2004 |
|
| СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА СТРОНЦИЙ-89 Использование: для производства радиоизотопа стронций-89, применяемого в медицине при терапии онкологических заболеваний. Сущность изобретения: способ включает облучение нейтронами ядерного реактора мишени, содержащей делящийся материал, и последующее удаление из мишени целевого радиоизотопа. Мишень выполняют с толщиной делящегося слоя, обеспечивающей возможность выхода с ее поверхности осколков давления за счет энергии ядер отдачи. Осколки деления удаляют из зоны выхода потоком инертного газа, который подают в зону фильтрации для отделения аэрозольных частиц. Затем направляют поток в объем предварительной выдержки, в котором осколочный газообразный Кr-89, являющийся предшественником Sr-89 в цепочке распада осколочных элементов с массой 89, отделяют от сопутствующих радиоизотопов за счет их более быстрого естественного распада. После отделения Кr-89 направляют в систему улавливания, в которой выдерживают Kr до полного распада в целевой радиоизотоп Sr-89. Техническим результатом является повышение производительности процесса и использование для получения радиоизотопа наиболее распространенных исследовательских ядерных реакторов с тепловым спектром нейтронов. 3 з.п. ф-лы, 3 ил. | 2181914 патент выдан: опубликован: 27.04.2002 |
|
| СПОСОБ ДЕЛЕНИЯ ДЕЛЯЩЕГОСЯ ВЕЩЕСТВА ТЕПЛОВЫМИ НЕЙТРОНАМИ (ВАРИАНТЫ) Способ деления делящегося вещества тепловыми нейтронами заключается в том, что в магнитную ловушку - активную зону реактора вводят пар или газ из делящегося вещества и газ-охладитель. По достижении заданной плотности делящегося вещества в активную зону вводят высокоэнергетические протоны и вращают их внутри нее, тем самым инициируют протекание ядерных реакций с испусканием быстрых нейтронов, которые после замедления в окружающем активную зону реактора замедлителе в виде тепловых нейтронов направляются в активную зону реактора. Высокоэнергетические протоны ионизуют также делящееся вещество и газ-охладитель, которые под действием скрещенных электрического и магнитного полей приводятся во вращательное движение вокруг продольной оси реактора со скоростью, обеспечивающей резонансно-динамическое деление делящегося вещества с тепловыми нейтронами. При этом постоянно подаваемый газ-охладитель под действием центрифугирования проходит через ядра делящегося вещества, охлаждает их, снижает степень их ионизации, а также забирает большую часть энергии высокоэнергетических осколков деления и вместе с ними выводится из активной зоны реактора через конус потерь магнитной ловушки. Выделяемая в активной зоне реактора энергия регулируется изменением энергии пучка высокоэнергетических протонов. После реализации резонансно-динамического деления можно путем изменения плотности делящегося вещества перейти к такому условию, когда подача высокоэнергетических протонов может быть прекращена, но при этом реакция резонансно-динамического деления будет продолжаться. В этом случае выделяемая в активной зоне реактора энергия деления будет регулироваться скоростью вращения и плотностью делящегося вещества. Кроме того, образующиеся при делении высокоэнергетические осколки деления разогревают тяжелые протоны водорода до температуры термоядерного синтеза. Исходные ядра реакций синтеза могут быть использованы в качестве газа-охладителя. Технический результат заключается в получении дополнительной энергии, обеспечении необходимой плотности тепловых нейтронов в активной зоне реактора и снижении критической плотности ядер делящегося вещества. 2 с. ф-лы, 1 табл. , 3 ил. | 2179343 патент выдан: опубликован: 10.02.2002 |
|
| СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА СТРОНЦИЙ-89 Использование: для производства радиоизотопа стронций -89. Сущность изобретения: Способ включает облучение жидкого ядерного топлива, представляющего собой водный раствор солей урана - уранилсульфата (UO2SO4), в ядерном реакторе и последующее удаление из топлива целевого радиоизотопа. Под действием облучения нейтронами в топливном растворе образуются осколки деления, один из которых, криптон-89, являющийся предшественником стронция -89 в цепочке распада осколков деления с атомной массой 89, выделяют из водного раствора, накапливают в свободном объеме над зеркалом жидкости. После выхода из топлива радиоактивные инертные газы с помощью гелия, аргона или азота транспортируют в систему предварительной выдержки, где криптон-89 очищают от сопутствующего ему криптона-90 за счет естественного распада последнего и дающего долгоживущий радиоизотоп стронций-90. Затем криптон-89 направляют в систему улавливания, где он выдерживается до полного распада в целевой радиоизотоп стронций-89. Осажденный в системе улавливания радиоизотоп стронций-89 направляют на радиохимическую очистку для получения целевого радиоизотопа кондиционного качества. Предложенный способ позволяет повысить производительность процесса и использовать для получения радиоизотопа стронций-89 исследовательский ядерный реактор с растворным топливом и тепловым спектром нейтронов. 2 з.п. ф-лы. | 2155399 патент выдан: опубликован: 27.08.2000 |
|
| СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА СТРОНЦИЙ-89 Использование: при производстве радиоизотопа стронций-89, применяемого в медицине при терапии онкологических заболеваний. Сущность изобретения: способ включает облучение жидкосолевого ядерного топлива, представляющего собой расплав фтористых солей, содержащий делящийся материал, в ядерно-физической установке, например в ядерном реакторе, и последующее удаление из топлива целевого радиоизотопа. Под действием облучения нейтронами в жидкосолевом топливе образуются осколки деления, один из которых, криптон-89, являющийся предшественником стронция-89 в цепочке распада осколков деления с атомной массой 89, удаляют из расплава с помощью барботирования инертным газом. Затем газовый поток транспортируют в систему предварительной выдержки, где криптон-89 очищают от сопутствующего ему криптона-90 за счет естественного распада последнего и дающего долгоживущий радиоизотоп стронций-90. Криптон-89 направляют в систему улавливания, где он выдерживается до полного распада в целевой радиоизотоп. Осажденный в системе улавливания радиоизотоп стронций-89 направляют на радиохимическую очистку для получения целевого радиоизотопа кондиционного качества. Техническим результатом является повышение производительности процесса при сохранении высокой удельной активности и радиоизотопной чистоты стронция-89, а также возможность использования для его получения исследовательских ядерных реакторов с тепловым спектром нейтронов. 3 з.п. ф-лы. | 2155398 патент выдан: опубликован: 27.08.2000 |
|
| СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ МО-99 ИЗ МЕТАЛЛИЧЕСКОГО ТОПЛИВА НА ОСНОВЕ УРАНА Использование: в технологиях производства медицинского изотопа Мо-99 из облученного топлива на основе урана для уменьшения количества радиоактивных отходов и повышения безопасности процесса. Сущность изобретения: облученную мишень на основе металлического урана растворяют под слоем легкоплавкого металла в расплавленной хлоридной соли, содержащей хлорирующий агент, отделяют жидкометаллическую фазу, отделяют концентрат молибдена-99, который затем подвергают аффинажу. 4 з.п. ф-лы, 1 табл. | 2154318 патент выдан: опубликован: 10.08.2000 |
|
| УНИЧТОЖАЮЩИЙ ПЛУТОНИЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР С ЖИДКОСОЛЕВЫМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ (ВАРИАНТЫ) Изобретение относится к ядерным реакторам с жидкосолевым ядерным топливом. Технический результат, достигаемый при реализации изобретения, заключается в обеспечении возможности уничтожения плутония, получаемого при переработке отработавших ядерных боеголовок или ядерного топлива, а также и других трансурановых элементов с одновременной наработкой 233U. Для достижения указанного результата используют жидкосолевой ядерный энергетический реактор, содержащий устройство для сбора наработанного 233U, сообщающееся с активной зоной и выполненное с возможностью периодического отделения от активной зоны, или энергетический реактор - размножитель одноструйного типа на расплавленных солях на основе ускорителя, содержащий солевую мишень, в качестве делящегося материала которой используют 235PuF3. 3 с. и 3 з.п.ф-лы, 6 ил. | 2137222 патент выдан: опубликован: 10.09.1999 |
|
| СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ИЗОТОПА УГЛЕРОДА-14 Использование: в ядерной технике, в частности, в промышленности и научных исследованиях для получения изотопа углерода-14, как наиболее широко применяемого индикатора. Сущность изобретения: способ получения изотопа углерода-14 включает упаковку мишени в защитную оболочку и последующее облучение ее в потоке нейтронов. В качестве исходного вещества облучение ее в потоке нейтронов. В качестве исходного вещества мишени используют жидкофазное соединение оксида азота, например, четырехоксид азота (N2O4), что позволяет генерировать соединения изотопа углерода-14 непосредственно из зоны облучения. 1 з.п. ф-лы, 1 табл. 3 пр. | 2106032 патент выдан: опубликован: 27.02.1998 |
|
-квантами тормозного излучения, и в процессе пороговой ядерной реакции 230Th(
-излучающих нуклидов, позволяющем ликвидировать дефицит терапевтических 
/d>>1, где 
)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.
216Po