Способ изготовления активного сердечника источника гамма- излучения

 

Изобретение относится к ядерной технологии в атомной энергетике, а именно к конструкции капсул облучательных сборок для ядерных энергетических реакторов, и может быть использовано для наработки целевых радионуклидов и изготовления активных сердечников источников гамма-излучения. Технический результат: повышение полной активности сердечника источника, повышение технологичности облучаемого материала, экономия стартового материала. Сердечник, состоящий из цилиндрической трубки и цилиндрического стержня, имеющего диаметр, сопрягаемый с внутренним диаметром трубки, облучают в реакторе раздельно, а после облучения совмещают друг с другом в одном герметичном чехле. В качестве чехла активного сердечника предлагается использовать вскрываемую после облучения капсулу с цилиндрической трубкой, в полость которой помещают цилиндрический стержень, извлеченный из другой облученной капсулы, а затем капсулу с совмещенными элементами герметизируют. Предлагается также трубку и стержень изготавливать из одного материала, например металлического кобальта, а с целью повышения величины выхода гамма-квантов у изготовленного активного сердечника плотность кобальта в трубке должна составлять 0,8-0,9 от его плотности в стержне. Кроме того, предлагается в процессе сборки сердечника использовать ряд раздельно активированных трубок, вставленных одна в другую, а также использовать раздельно облученные фрагменты указанных элементов (например, втулки, кольца, полуцилиндры и др.), что позволяет получить источник с повышенной удельной активностью за счет дополнительной разблокировки облучаемого материала. Капсулы, в которых облучаются элементы активного сердечника, предлагается изготавливать из материала, имеющего сечение захвата нейтронов меньше, чем у кобальта. 5 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл.

Изобретение относится к области ядерной технологии, касается, в частности, конструкции капсул облучательных сборок для ядерных энергетических реакторов и может быть использовано для наработки целевых радионуклидов и изготовления активных сердечников для закрытых источников гамма-излучения.

Известно, что конструкция типового источника гамма-излучения для промышленных установок [1, 2] представляет собой герметичную металлическую оболочку, в которой размещена капсула (одна или несколько) с облученным кобальтовым материалом (ОКМ), которая является активным сердечником источника. Основными технико-экономическими параметрами источника, определяющими его спрос на мировом рынке, являются величина общей активности и его стоимость, которая на 50-75% определяется стоимостью работ, выполняемых в горячей камере по переработке ОКМ и изготовлению из него готового изделия - источника гамма-излучения. Производительность технологии изготовления в горячей камере источника и главной его части - активного сердечника зависит в основном от совокупности свойств и характеристик применяемого ОКМ: габаритных размеров, формы, физического состояния, количества единичных облученный элементов, из которых составляется активный сердечник, и других параметров, определяющих его технологичность.

Анализ конструкций активных сердечников типовых источников гамма-излучения [1, 2, 4], применяемых в настоящее время в промышленных установках, показывает, что сердечники выполнены из ОКМ в виде металлических дисков (таблеток), размеры которых малы (диаметр около 6 мм и толщина 1-2 мм), а способы изготовления активных сердечников, основанные на переработке "дискового" ОКМ, имеют низкие технико-экономические показатели. Снижение количества и трудоемкости технологических операций по изготовлению активного сердечника источника в горячей камере возможно при использовании более технологичного, чем набор дисков, ОКМ с минимальным числом элементов, что имеет место, к примеру, в способе изготовления активного сердечника источника, описанном в литературе [3], который выполнен в виде втулки из одного материала и вставленного в нее цилиндра из другого материала или композиции из этих материалов. Однако активный сердечник, изготовленный по этому способу, имеет ряд недостатков. Одновременное облучение в составе одной мишени (капсулы) двух различных материалов (европия и кобальта) с различными физическими характеристиками приводит к тому, что резко снижается уровень наработки Со-60 из-за сильной экранировки его изотопами европия, т.к. сечение захвата нейтронов у европия-154 (7700 барн) значительно больше, чем у кобальта-60 (36 барн). Это приводит к тому, что активность такого комбинированного сердечника определяется в основном активностью изотопов европия, а кобальт-60 в такой конструкции используется неэффективно, хотя именно он определяет одну из главных характеристик источника гамма-излучения - значение -постоянной, которое у кобальта-60 большее, чем у европия.

Учитывая специфические физико-химические свойства облучаемого материала, в случае нарушения герметизации облученной капсулы активного сердечника с европием произойдет значительное радиоактивное загрязнение оборудования камеры, т. к. оксид европия - это летучий порошок (неконтролируемо распространяющийся в камере), который удалить с загрязненного оборудования камеры до приемлемых уровней даже при самой тщательной и многократной дезактивации будет практически невозможно. А большой период полураспада изотопов европия (до 16 лет) обусловит повышенный "пожизненно" (с точки зрения срока службы оборудования камеры) уровень радиационной обстановки в камере и, следовательно, определит большие дозовые нагрузки на оборудование и ремонтный персонал, увеличенный ремонтный период и пр.

Эти обстоятельства накладывают дополнительные повышенные требования к обеспечению герметичности капсулы активного сердечника источника как на период его эксплуатации (три периода полураспада - 48 лет), так и во время последующего длительного хранения после снятия с эксплуатации при утилизации (пять периодов - 80 лет). Кроме того, способ характеризует сложная и небезопасная (оксид европия - высокотоксичное вещество) технология изготовления стартовой мишени (сердечника), необходимость одновременного приготовления двух материалов в виде шихты, наличие парка дозирующего, специального сварочного (сварка или пайка металлического кобальта) и прессового оборудования для приготовления требуемой композиции и конфигурации элементов мишени.

Наиболее близким аналогом заявляемому способу изготовления активного сердечника источника гамма-излучения является способ, описанный в литературе [4] , заключающийся в том, что в облучаемую капсулу (мишень) помещают собранные в сплошной столб полнотелые диски (таблетки). Капсулу закрывают крышкой, герметизируют сваркой и затем в составе облучательного устройства размещают в активной зоне реактора. После облучения капсулы в реакторе она вскрывается с одного или с двух сторон, торцы капсулы развальцовываются и с помощью манипуляторов горячей камеры и специальной оснастки из капсулы извлекаются диски, например, с Со-60. Эта операция является наиболее "грязной" и трудоемкой, т.к. длительный период облучения дисков в реакторе приводит к их радиационному распуханию и заклиниванию в капсуле, что препятствует их свободному извлечению. Затем измеряется активность наработанного радионуклида Со-60 в каждом диске, после чего оператор в соответствии с подготовленной схемой загрузки в новую капсулу вручную по одному диску (иногда вперемежку с неактивными прокладками для обеспечения требуемой равномерности активности по длине капсулы) набирает активный сердечник источника. Таким образом, активный сердечник, изготовленный по этому способу, представляет собой сплошной столб облученных дисков, размещенных в другой (новой) капсуле, поскольку в процессе извлечения дисков из облученной капсулы, в которой они облучались в реакторе, в силу указанных выше причин она приходит в негодность и ее дальнейшее использование исключено.

Недостатками ближайшего аналога являются: - недостаточная удельная и полная активность сердечника, т.к. плотное расположение облучаемого материала (ОМ) в объеме облучаемой капсулы приводит к блокировке внутренних ядер материала мишени его внешними слоями, в результате чего поток тепловых нейтронов в центральной области материала мишени оказывается значительно меньше по сравнению потоком, падающим на мишень; - нерациональное использование стартового материала, т.к. в результате действия эффектов блокировки в центральной осевой области столба дисков накопление целевого радионуклида практически не происходит даже при длительном облучении. И, таким образом, эта часть ОМ не представляет коммерческой ценности, а за счет своей массы является по существу "разбавителем" накопленной общей активности в капсуле; - большая продолжительность и низкая производительность технологического процесса изготовления активного сердечника по данному способу вследствие низкой технологичности ОМ, т.к. габаритные размеры дисков малы, а все операции осуществляются в условиях горячей камеры с помощью простой оснастки и исключительно вручную (манипуляторами).

В силу большой ответственности, напряженности и кропотливости проведения операций по изготовлению одного сердечника их продолжительность в реальных условиях сильно зависит от квалификации оператора и, в лучшем случае, составляет несколько часов. Это вызывает большие дозовые нагрузки на оборудование камеры (смотровые системы, элементы герметизации узлов и др.), сокращающие срок его эксплуатации.

Задачи, решаемые изобретением: - повышение полной активности сердечника источника за счет получения ОМ с большей удельной активностью и компактного его размещения в капсуле активного сердечника, - повышение технологичности ОМ с целью сокращения количества и продолжительности операций, выполняемых в условиях горячей камеры при изготовлении активного сердечника источника.

- экономия стартового материала.

Сущность изобретения состоит в том, что в заявляемом способе изготовления активного сердечника источника гамма-излучения, включающем раздельное капсульное облучение элементов сердечника в активной зоне ядерного реактора и последующее совмещение их в герметичном чехле, предложено сердечник, состоящий из цилиндрической трубки и цилиндрического стержня, имеющего диаметр, сопрягаемый с внутренним диаметром трубки, облучать в реакторе раздельно, а после облучения совмещать друг с другом в одном герметичном чехле. В качестве чехла активного сердечника предлагается использовать вскрываемую после облучения капсулу с цилиндрической трубкой, в полость которой помещают цилиндрический стержень, извлеченный из другой облученной капсулы, а затем капсулу с совмещенными элементами герметизируют. Кроме того, предлагается облучать трубку и стержень, размеры которых связаны следующим соотношением: где - толщина стенки трубки, мм; d - диаметр стержня, мм.

Предлагается также трубку и стержень изготавливать из одного материала, например металлического кобальта, а с целью повышения величины выхода гамма-квантов у изготовленного активного сердечника плотность кобальта в трубке должна составлять 0,8-0,9 от его плотности в стержне. Кроме того, предлагается в процессе сборки сердечника использовать ряд раздельно активированных трубок, вставленных одна в другую, а также использовать раздельно облученные фрагменты указанных элементов (например, втулки, кольца, полуцилиндры и др. ), что позволяет получить источник с повышенной удельной активностью за счет дополнительной разблокировки ОМ. Капсулы, в которых облучают элементы активного сердечника, предлагается изготавливать из материала, имеющего сечение захвата нейтронов меньше, чем у кобальта.

Преимущества заявляемого способа изготовления активного сердечника источника гамма-излучения заключаются в том, что облучению в реакторе подвергаются не маленькие диски (таблетки), из которых после облучения, извлечения из капсулы и сортировки необходимо набирать активный сердечник, а всего два элемента: цилиндрическая трубка и цилиндрический стержень с диаметром, равным внутреннему диаметру трубки. Совмещение этих элементов, достаточно протяженных по длине, простых по форме и удобных в обращении в условиях горячей камеры, в сравнении с набором столба из большого количества мелких дисков, выполняется значительно проще, быстрее и без особого напряжения оператора.

Благодаря предложенной конфигурации элементов активного сердечника значительно сокращается количество и продолжительность ранее трудоемких сборочных операций, упрощается технология его изготовления, снижаются требования к уровню квалификации оператора. Становится возможным применение робототехники и автоматики, обеспечивается высокая скорость переработки ОМ и повышение, в конечном итоге, производительности изготовления источников в 5-10 раз. Толщина стенки трубки и диаметр стержня выбираются из условий наработки в них требуемой удельной активности накапливаемого радионуклида за устанавливаемый период облучения и получения полной активности сердечника. Поэтому размеры трубки - толщина стенки и диаметр стержня d должны быть связаны между собой следующим соотношением:
где - толщина стенки трубки, мм;
d - диаметр стержня, мм.

Расчеты, приведенные в таблице (применительно к наработке Со-60 в реакторе типа РБМК-1000), показывают, что при одинаковых условиях облучения мишеней величина полной активности сердечника, содержащего два раздельно облученных активных элемента (трубку и стержень), превышает полную активность сердечника аналога (вариант 1) на 28%, при этом экономия массы стартового материала достигает 15%. Изготовление элементов активного сердечника из одного материала - кобальта, а также применение для изготовления трубки материала, имеющего плотность 0,8-0,9 от плотности стержня, позволяет снизить экранирующее действие стенки трубки на выход гамма-квантов из стержня и тем самым повысить эффективность использования наработанной в нем активности Со-60. А применение для изготовления капсулы материала, имеющего сечение захвата нейтронов меньше, чем у кобальта-60, например циркония (0,18 барн), позволяет снизить уровень возмущения нейтронного потока в облучательном объеме реактора и тем самым обеспечить наилучшие физические условия наработки в реакторе радионуклида Со-60 с максимально возможной удельной активностью.

Примеры предлагаемых конструкций капсул с элементами активного сердечника иллюстрируются на фиг.1, 2, 3, где на фиг.1 представлен продольный разрез конструкции капсулы с цилиндрической трубкой, на фиг.2 - продольный разрез конструкции капсулы с цилиндрическим стержнем, на фиг.3 представлен продольный разрез конструкции финальной капсулы с активным сердечником, выполненным по предлагаемому способу. Как видно, одна часть радиоактивируемого материала мишени (один элемент сердечника) выполнена в виде цилиндрической трубки из металлического кобальта (поз. 2, фиг.1, 3), а вторая часть радиоактивируемого материала мишени (второй элемент сердечника) выполнена в виде цилиндрического стержня (поз. 9, фиг.2, 3) также из металлического кобальта, который имеет диаметр, равный внутреннему диаметру цилиндрической трубки, но выполненный с минусовым допуском для обеспечения последующего совмещения с трубкой. В чехол капсулы 1 вставлена металлическая трубка 2, имеющая центральное осевое отверстие 3. Трубка может быть изготовлена из отрезка трубы металлического кобальта-59 подходящего типоразмера (сортамента) или в виде втулки, имеющей разрезную боковую поверхность вследствие сворачивания кобальтового листа или ленты на соответствующем стержне-оправке с последующим его удалением. К чехлу капсулы с двух сторон приварены круговым швом 6 аргонно-дуговой сваркой верхняя 4 и нижняя 5 крышки. В каждой крышке с внешней стороны выполнены технологические углубления 7, имеющие диаметр, равный или несколько больший, чем внутренний диаметр вставленной в капсулу трубки. У чехла капсулы с цилиндрическим стержнем (см. фиг. 2) крышки 8 не имеют технологических углублений, что дает возможность в условиях защитной камеры легко отличить капсулу со стержнем от капсулы с трубкой. Стержень 9 из металлического кобальта-59 размещен в чехле капсулы свободно без дистанционирующих вкладышей. Стержень может быть изготовлен одним из известных способов: проточкой заготовки на токарном станке, прокаткой проволоки до заданных размеров с последующей нарезкой отрезков нужной длины либо из отрезка проволоки с диаметром подходящего стандартного сортамента.

Разборку капсул обоих типов после облучения их в реакторе и изготовление активного сердечника осуществляют дистанционно в защитной камере, например, описанной в литературе [5], имеющей цепочку раздельных боксов и специальное оборудование. В капсулах, содержащих трубки, в одной из крышек через имеющееся в ней технологическое углубление 7 просверливается сквозное отверстие диаметром, равным диаметру вставленной в нее трубки и, таким образом, осуществляется доступ к ее центральному отверстию. Капсулы, содержащие стержни, вскрывается с помощью отрезного устройства (типа трубореза) путем выполнения на одной из крышек кольцевого надреза ниже сварного шва 6 (см. фиг.2, зона С). После удаления надрезанной крышки стержень извлекается из капсулы. Свободное расположение стержня внутри капсулы дает возможность операцию по его извлечению провести просто и быстро (например, методом опрокидывания, без применения сложной оснастки, как в случае с извлечением дисков. Затем в просверленное отверстие капсулы, в которой находится трубка, вставляется стержень 9. Операция может осуществляться вручную манипуляторами или с помощью автоматики. Этой операции предшествует программный расчет оптимального сочетания элементов будущего активного сердечника источника, исходя из его требуемой полной активности. Как видно (см. фиг.3), финальная капсула 1 заполнена комплектом элементов из ОКМ: трубкой 2 и вставленным в нее стержнем 9. После совмещения элементов сердечника в чехле капсулы в просверленное отверстие крышки 4 вставляется заранее приготовленная пробка 10, которая герметично приваривается к крышке круговым швом 11 аргонно-дуговой сваркой. В таком виде капсула готова к использованию как исходный основной конструкционный элемент для изготовления типового источника гамма-излучения.

Таким образом, применение предложенного способа изготовления активного сердечника источника гамма-излучения, а также конструкций стартовых мишеней, которые реализуют этот способ, позволяет:
- улучшить технико-экономические показатели технологии изготовления активных сердечников источников гамма-излучения в горячей камере за счет получения и переработки более технологичного ОМ,
- повысить на 28% полную активность сборного сердечника источника гамма-излучения за счет применения радиоактивируемого материала более разблокированной конфигурации и раздельного облучения его в реакторе, повысив тем самым удельную активность целевого радионуклида,
- экономить на 15% стартовый материал.

Источники информации
1. Источники альфа-, бета-, гамма, и нейтронного излучения. Каталог. В/О "Изотоп", 1980 г.

2. Источники закрытые с радионуклидом кобальта-60 типа ГИК. Технические условия ТУ 95.11052-82;
3. Патент RU 2035076, кл. 6 G 21 G 4/ 04, "Источник гамма-излучения с активным сердечником и способ его изготовления.

4. Патент RU 2107957, кл. 6 G 21 С 7/1, "Поглотитель нейтронов ядерного реактора" (близкий аналог).

5. Патент RU 2112288, кл 6 G 21 С 7/10, "Защитная камера".


Формула изобретения

1. Способ изготовления активного сердечника источника гамма-излучения, включающий раздельное капсульное облучение элементов сердечника в активной зоне ядерного реактора и последующее совмещение их в герметичном чехле, отличающийся тем, что в качестве элементов активного сердечника облучают цилиндрическую трубку и цилиндрический стержень с диаметром, сопрягаемым с внутренним диаметром трубки, а в качестве чехла используют вскрытую после облучения капсулу с трубкой, в полость которой помещают стержень, извлеченный из другой облученной капсулы, а затем капсулу с совмещенными элементами герметизируют.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что облучают трубку, толщина стенки которой связана с диаметром стержня соотношением:

где - толщина стенки трубки, мм;
d - диаметр стержня, мм.

3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что облучают трубку и стержень, которые выполнены из одного материала, например металлического кобальта.

4. Способ по п.1, или 2 или 3, отличающийся тем, что плотность материала трубки составляет 0,8-0,9 от плотности материала стержня.

5. Способ по п.1, или 2, или 3, или 4, отличающийся тем, что капсулы, в которых облучают элементы активного сердечника, изготавливают из материала, сечение захвата нейтронов которого меньше, чем у материала элементов сердечника.

6. Способ по п.1, или 2, или 3, или 4, отличающийся тем, что при сборке активного сердечника используют ряд трубок с сопряженными диаметрами, расположенными на общем стержне.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора

Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора

Изобретение относится к исполнительным органам системы управления и защиты ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к системам управления и защиты ядерных реакторов

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования при управлении работой ядерного реактора, например реактора с водяным охлаждением с топливными кассетами квадратного или шестигранного сечения

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке твэлов реакторов и обосновании их работоспособности в условиях циклических нагрузок

Изобретение относится к поглощающему элементу, предназначенному для использования в управляющем стержне атомного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого жидким металлом

Изобретение относится к управляющему элементу для ядерного реактора, содержащему поглотитель и, по меньшей мере, один внутренний и один внешний патроны для размещения поглотителя

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к конструкции составной кассеты системы управления мощностью активной зоны энергетического реактора типа ВВЭР-440, и может быть использовано и в других конструкциях, когда необходимо снизить локальное повышенное нейтронное поле

Изобретение относится к устройствам ядерной техники и может быть использовано в приводах регулирующих органов систем управления и защиты ядерных реакторов для контроля за положением и перемещением регулирующих органов

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в органах регулирования и защиты ядерных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям органов регулирования и защиты ядерных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям органов регулирования и защиты ядерных реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к исполнительным органам систем управления и защиты (СУЗ) ядерных реакторов

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам, используемым для двойной функции: энерговыделения и регулирования потока нейтронов в водо-водяных ядерных энергетических реакторах, особенно в ядерных реакторах типа ВВЭР-440

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования при управлении работой ядерного реактора, например реактора с водяным охлаждением с топливными кассетами квадратного или шестигранного сечения

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты, может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих стержень или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты, может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих стержень или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции звена облучательного устройства для ядерных канальных реакторов и может использоваться для производства гамма-источников из радиоактивного кобальта

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции ампулы облучательного устройства ядерного реактора, и предназначено для производства источников гамма-излучения
Наверх