Способ изготовления протяженных источников ионизирующего излучения

 

Сущность изобретения: путем упаривания раствора радиоактивного элемента в минеральной кислоте вместе с металлическим порошком алюминия наносят радиоактивный элемент на металлический порошок, методом термообработки закрепляют радиоактивный элемент в виде оксидной пленки на металлическом порошке и засыпают полученную композицию в корпус источника. Затем для осуществления фиксации активной части в корпусе источника проводят термообработку композиции при 650oС в течение 90 мин. Приемуществом способа является то, что он позволяет получать источники с высокой равномерностью распределения радионуклида в объеме композиции и точно задавать номинальную активность источника в широком диапазоне активностей. 1 табл.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении протяженных источников ионизирующего излучения на основе радиоактивных элементов (трансплутониевых - ТПЭ, редкоземельных РЗЭ, либо других).

Известен способ изготовления протяженных нейтронных источников из керметов (1. Патент США N 3778295, кл.421-6, 1973 г.). Этот способ включает очистку исходного раствора, выделение ТПЭ в виде оксалата (карбоната, сульфата), введение в раствор катиона благородного металла и восстановителя, фильтрацию, закрепление ТПЭ на частичках металла кальцинированием в атмосфере гелия и водорода, прессование, спекание, прокатку в стержень или проволоку, ампулирование.

Способ позволяет получать мощные источники различной конфигурации с равномерным распределением ТПЭ по длине источника. Недостатками способа является большая сложность технологии изготовления керметной проволоки и трудность регенерации нуклидов ТПЭ из отработанных источников.

Это достигается тем, что способ изготовления протяженных источников ионизирующего излучения на основе ТПЭ либо РЗЭ включает приготовление исходного раствора радиоактивного элемента в минеральной кислоте заданной конфигурации, нанесение радиоактивного элемента на металлический порошок упариванием раствора с порошком, закрепление радиоактивного элемента на порошке в виде оксидной пленки термообработкой, засыпку порошка в корпус источника и ампулирование. В качестве металлического порошка для формирования активной части источника используют порошок металлического алюминия, а фиксацию активной части в корпусе источника проводят термообработкой при 650oC в течение 90 мин.

Дозировка номинальной активности источника обеспечивается заданной концентрацией радиоактивного элемента в приготовленном растворе, объемом раствора и величиной навески порошка и величиной навески порошка металлического алюминия.

Таким образом, можно очень точно задать номинальную активность в источник в широком диапазоне, включая очень малые количества ТПЭ или РЗЭ 10-2 - 10-3 мас.%.

Требуемая высокая равномерность распределения радиоактивного элемента в объеме композиции достигается упариванием раствора с металлическим порошком и последующим циклом термодеструкции. При этом каждая частичка порошка покрывается оксидом радиоактивного элемента.

Технологические свойства алюминия позволяют проводить вышеперечисленные операции.

Термообработка засыпанной в корпус источника композиции при 650oC в течение 90 мин позволяет спечь композицию в жесткий стержень. При температуре выше 650oC начинается плавление алюминия. Внутри стержня образуются раковины, ухудшается равномерность распределения радиоактивного элемента по длине источника. При температуре ниже 650oC не происходит спекания частичек алюминия.

При времени термообработки меньше 90 мин спекания стержня по всему объему не происходит - внутри стержня могут оставаться неспеченные участки, внутри которых возможно перераспределение радиоактивного элемента. Сам факт спекания сыпучего порошка алюминия без прессования в литературе не описан. Это позволяет сделать вывод о новизне заявляемого решения.

Зная насыпной вес алюминия и внутренний объем корпуса источника, рассчитывают навеску алюминиевого порошка, необходимую на источник и объем раствора 153Gd в минеральной кислоте с известной концентрацией последнего (т.е. задают номинальную активность источника). Готовят композицию Al-Gd2O3. Засыпают навеску композиции в корпус источника, проверяют равномерность распределения 153Gd по длине источника. Спекают композицию в корпусе источника и еще раз проверяют равномерность.

Результаты изготовления различных источников приведены в таблице.

Формула изобретения

Способ изготовления протяженных источников ионизирующего излучения, заключающийся в том, что подготавливают исходный раствор радионуклидного элемента и металлического порошка алюминия, наносят радиоактивный элемент на металлический порошок упариванием, засыпают композицию в корпус источника, фиксируют радионуклидный элемент термообработкой композиции при температуре 650oС в течение 90 мин и ампулируют.

РИСУНКИ

Рисунок 1



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике и позволяет повысить безопасность при производстве и эксплуатации источника путем увеличения механического сцепления

Изобретение относится к генераторам нейтронного пучка

Изобретение относится к области плазменной техники и управляемого термоядерного синтеза и может быть использовано для получения высокотемпературной плазмы с целью изучения ее свойств, а также генерации нейтронного излучения

Изобретение относится к области ядерной физики, более конкретно к источникам нейтронов для ядерных исследований

Изобретение относится к области плазменной техники и управляемого термоядерного синтеза и может быть использовано для получения высокотемпературной плазмы с целью изучения ее свойств, а также генерации нейтронного излучения

Изобретение относится к области ядерной техники, более конкретно - к устройствам для получения нейтронов - источникам нейтронов с использованием ускоренных заряженных частиц

Изобретение относится к источникам нейтронов для ядерных исследований, а более конкретно к электроядерным установкам (ЭЯУ) с энергией протонов ускорителя-драйвера не выше 75-100 МэВ или дейтронов до энергий 30-50 МэВ, и может быть использовано в мишенно-бланкетном комплексе с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем

Изобретение относится к устройствам для получения нейтронов и может быть использовано в ускорительной технике

Изобретение относится к ядерной технике и преимущественно может быть использовано при изготовлении источников нейтронного излучения на основе актиноидных элементов

Изобретение относится к области ядерной физики, более конкретно к источникам нейтронов для ядерных исследований и трасмутации радиоактивных отходов

Изобретение относится к области экспериментальной ядерной физики, а именно к источникам нейтронов для экспериментальных исследований, и может быть использовано для повышения ресурса и снижения радиационной опасности электроядерной установки промежуточной энергии (до 100 МэВ)

Изобретение относится к области изготовления титано-тритиевой мишени, применяемой в импульсной вакуумной нейтронной трубке, которая предназначена для генерации потоков нейтронов и используется в скважинной геофизической аппаратуре для каротажа нефтяных и газовых месторождений, а также в составе аппаратуры нейтронного активационного анализа

Изобретение относится к устройствам для генерации импульсных потоков быстрых нейтронов

Изобретение относится к области разработки приборов для геофизических исследований скважин, в частности скважинных генераторов нейтронов

Изобретение относится к области ядерной техники

Изобретение относится к нейтронной технике, в частности к устройствам для генерации потока быстрых нейтронов, и может быть использовано при проведении нейтронного активационного анализа, для медицинских применений, геологоразведки нефтяных месторождений и для иных применений, использующих нейтронные потоки

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к нейтронным генераторам, и может быть использовано, например в нейтронных трубках, для каротажных исследований
Наверх