RU2089952C1 - Container for irradiating fissionable materials - Google Patents

Container for irradiating fissionable materials Download PDF

Info

Publication number
RU2089952C1
RU2089952C1 RU95106367/25A RU95106367A RU2089952C1 RU 2089952 C1 RU2089952 C1 RU 2089952C1 RU 95106367/25 A RU95106367/25 A RU 95106367/25A RU 95106367 A RU95106367 A RU 95106367A RU 2089952 C1 RU2089952 C1 RU 2089952C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
container
annular
magnesium
space
bushing
Prior art date
Application number
RU95106367/25A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU95106367A (en
Inventor
Э.Я. Сметанин
Н.Н. Хавеев
Г.Н. Казанцев
А.Н. Дерюгин
Original Assignee
Физико-энергетический институт
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Физико-энергетический институт filed Critical Физико-энергетический институт
Priority to RU95106367/25A priority Critical patent/RU2089952C1/en
Publication of RU95106367A publication Critical patent/RU95106367A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2089952C1 publication Critical patent/RU2089952C1/en

Links

Abstract

FIELD: process and equipment for producing isotopes from fissionable materials for up-to-date medical diagnostics. SUBSTANCE: container has body with annular double walls, annular end plugs, and material to be irradiated which is placed between walls in annular space of body. Fissionable material, such as Uranium-235, is uniformly distributed throughout space of matrix made in the form of bushing placed in a spaced relation to inner surfaces of annular space of body; clearances formed there are filled with contact material; annular spaces are provided around both ends of bushing. Contact material filling clearances is magnesium; bushing is made of metal oxide, such as magnesium oxide. EFFECT: improved uniformity of fissional material distribution through space, improved heat transfer and volatile radionuclide retention conditions, improved safety in operation. 4 cl, 1 dwg

Description

Изобретение относится к технике и оборудованию для получения изотопов из делящихся материалов, в частности, для получения молибдена- 99 и ксенона-133, применяемых в современной медицинской диагностике. The invention relates to techniques and equipment for producing isotopes from fissile materials, in particular for producing molybdenum-99 and xenon-133, used in modern medical diagnostics.

Известен контейнер для облучения делящихся материалов (1), содержащий корпус и облучаемую мишень, размещенную в корпусе. Конструкция контейнера представляет собой металлический корпус чехол, внутрь которого помещен разъемный металлический вкладыш. Внутри вкладыша размещена кварцевая ампула с исходным материалом. После сборки крепление деталей осуществляется с помощью сварки. Этот контейнер имеет ряд существенных недостатков, основными из которых являются: неудовлетворительный теплосъем и как следствие ухудшение качества продукта из-за перегрева и спекания делящегося материала; повышение давления внутри упаковки, которое может привести к ее разгерметизации и выбросу газов, осколков деления в окружающую среду; маленькая объемная загрузка (единичная на один контейнер-упаковку) делящегося исходного материала. A known container for irradiating fissile materials (1), comprising a housing and an irradiated target, placed in the housing. The design of the container is a metal case cover, inside of which a detachable metal insert is placed. A quartz ampoule with the starting material is placed inside the insert. After assembly, the parts are fastened by welding. This container has a number of significant drawbacks, the main of which are: poor heat removal and, as a result, deterioration in product quality due to overheating and sintering of fissile material; increased pressure inside the package, which can lead to its depressurization and release of gases, fission fragments into the environment; small volumetric loading (unit for one container package) of fissile source material.

Наиболее близким техническим решением является контейнер для облучения делящихся материалов (2). Он взят в качестве прототипа. Контейнер имеет цилиндрический корпус, закрываемый герметично пробкой. Внутри корпуса находится мишень из урана-235. Контейнер подвергают облучению в нейтронном поле ядерного реактора. В результате облучения образуется осколочный молибден-99, который в последующем извлекают и направляют для зарядки генераторов технеция-99. Основными недостатками контейнера для облучения делящихся материалов являются:
неравномерное распределение делящегося материала по объему, что ведет к местному перегреву контейнера и в дальнейшем к его разгерметизации;
плохие условия теплосъема, что ведет к перегреву мишени;
накопление несвязанных летучих радионуклидов, например йода, внутри контейнера, которые при разделке ухудшают экологическую обстановку.
The closest technical solution is a container for irradiating fissile materials (2). It is taken as a prototype. The container has a cylindrical body, sealed with a stopper. Inside the case is a uranium-235 target. The container is irradiated in the neutron field of a nuclear reactor. As a result of irradiation, fragmented molybdenum-99 is formed, which is subsequently extracted and sent to charge technetium-99 generators. The main disadvantages of the container for irradiation of fissile materials are:
uneven distribution of fissile material by volume, which leads to local overheating of the container and subsequently to its depressurization;
poor heat removal conditions, which leads to overheating of the target;
accumulation of unbound volatile radionuclides, such as iodine, inside the container, which, when cut, worsen the environmental situation.

Задачей изобретения являлось устранение перечисленных выше недостатков:
повысить равномерность распределения делящегося материала по объему контейнера;
улучшить условия теплосъема;
локализовать (связать химически) летучие радионуклиды внутри контейнера.
The objective of the invention was to eliminate the above disadvantages:
to increase the uniformity of the distribution of fissile material throughout the container;
improve heat removal conditions;
localize (chemically bind) volatile radionuclides inside the container.

Для достижения указанного технического результата предлагается контейнер для облучения делящихся материалов, который содержит корпус с двойными кольцевыми стенками с торцевыми заглушками, облучаемый делящийся материал, например уран-235, равномерно распределенный в объеме матрицы, который размещен в зазоре между стенками и выполнен в виде втулки, втулка установлена с зазорами по отношению к кольцевой полости и торцевыми заглушками, причем зазоры заполнены контактным материалом, связывающим летучие радионуклиды, с образованием кольцевых полостей между торцевыми заглушками и поверхностями контактного материала. В качестве контактного материала в зазорах выбран магний. В качестве материала матрицы втулки выбран оксид металла, например оксид магния. Делящийся материал в виде порошка равномерно перемешивают с порошком матрицы из оксида металла, а затем проводят холодное прессование этих смесей с получением втулки. Втулку устанавливают с зазорами, как описано выше, а зазоры заполняют контактным материалом магнием. В процессе облучения уран-235 делится с образованием осколков деления, в том числе и изотопов йода. Магний химически связывает йод и во время разделки (переработки) такого облученного контейнера не происходит выброса летучих продуктов урана-235. To achieve the technical result, a container for irradiating fissile materials is proposed, which comprises a housing with double annular walls with end caps, an irradiated fissile material, for example, uranium-235, evenly distributed in the matrix volume, which is placed in the gap between the walls and made in the form of a sleeve, the sleeve is installed with gaps in relation to the annular cavity and end caps, and the gaps are filled with contact material connecting volatile radionuclides, with the formation of a ring s cavity between the end caps and the faces of the contact material. Magnesium was chosen as the contact material in the gaps. As the material of the matrix of the sleeve selected metal oxide, for example magnesium oxide. The fissile material in the form of a powder is uniformly mixed with the powder of a matrix of a metal oxide, and then these compounds are cold pressed to form a sleeve. The sleeve is installed with gaps, as described above, and the gaps are filled with contact material with magnesium. In the process of irradiation, uranium-235 is divided into fission fragments, including iodine isotopes. Magnesium chemically binds iodine and during cutting (processing) of such an irradiated container there is no emission of volatile products of uranium-235.

На чертеже представлен общий вид контейнера для обучения делящихся материалов. Контейнер содержит наружную оболочку 1, внутреннюю оболочку 2, торцевые заглушки 3, втулку 4, контактный материал 5 и кольцевые полости 6. The drawing shows a General view of the container for the training of fissile materials. The container contains an outer shell 1, an inner shell 2, end caps 3, a sleeve 4, contact material 5, and annular cavities 6.

Контейнер для облучения делящихся материалов работает следующим образом. Контейнер загружают в канал ядерного реактора и производят облучение. В результате облучения урана-235 происходит наработка изотопа молибдена-99 и одновременно образуются летучие изотопы йода, которые из втулки 4 поступают к контактному материалу (магнию) 5. Происходит химическое взаимодействие йода с магнием. В результате разделки такого контейнера в горячей камере не происходит выброса йода, так как он находится в химически связанном состоянии с магнием. The container for irradiating fissile materials works as follows. The container is loaded into the channel of a nuclear reactor and irradiated. As a result of irradiation of uranium-235, the molybdenum-99 isotope is produced and volatile isotopes of iodine are formed, which from the sleeve 4 enter the contact material (magnesium) 5. The chemical interaction of iodine with magnesium occurs. As a result of cutting such a container in the hot chamber, iodine is not ejected, since it is in a chemically bound state with magnesium.

Использование изобретения позволит создать контейнер для облучения делящихся материалов с равномерно распределенным по объему делящимся материалом, улучшить условия теплосъема, локализовать летучие радионуклиды и повысить безопасность работы. The use of the invention will make it possible to create a container for irradiating fissile materials with fissile material evenly distributed over the volume, improve heat removal conditions, localize volatile radionuclides and increase work safety.

Claims (4)

1. Контейнер для облучения делящихся материалов, содержащий корпус, полость для размещения облучаемого материала, отличающийся тем, что корпус содержит двойные кольцевые стенки с торцевыми заглушками, облучаемый делящийся материал, например U-235, равномерно распределенный в объеме матрицы, размещен в зазоре между стенками и выполнен в виде втулки, втулка установлена с зазорами по отношению к стенкам кольцевой полости и торцевыми заглушками, причем зазоры заполнены контактным материалом, связывающим летучие радионуклиды, с образованием кольцевых полостей между торцевыми заглушками и поверхностями контактного материала. 1. A container for irradiating fissile materials, comprising a housing, a cavity for accommodating the irradiated material, characterized in that the housing contains double annular walls with end caps, an irradiated fissile material, for example U-235, evenly distributed in the matrix, is placed in the gap between the walls and made in the form of a sleeve, the sleeve is installed with gaps in relation to the walls of the annular cavity and end caps, and the gaps are filled with contact material that binds volatile radionuclides, with the formation of of the cavity between the end caps and the surfaces of the contact material. 2. Контейнер по п. 1, отличающийся тем, что в качестве контактного материала в зазорах выбран магний. 2. The container according to claim 1, characterized in that magnesium is selected as the contact material in the gaps. 3. Контейнер по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала матрицы втулки выбран оксид металла. 3. The container according to claim 1, characterized in that metal oxide is selected as the material of the sleeve matrix. 4. Контейнер по п. 3, отличающийся тем, что в качестве оксида металла выбран оксид магния. 4. The container according to claim 3, characterized in that magnesium oxide is selected as the metal oxide.
RU95106367/25A 1995-04-25 1995-04-25 Container for irradiating fissionable materials RU2089952C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU95106367/25A RU2089952C1 (en) 1995-04-25 1995-04-25 Container for irradiating fissionable materials

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU95106367/25A RU2089952C1 (en) 1995-04-25 1995-04-25 Container for irradiating fissionable materials

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU95106367A RU95106367A (en) 1997-01-20
RU2089952C1 true RU2089952C1 (en) 1997-09-10

Family

ID=20167065

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU95106367/25A RU2089952C1 (en) 1995-04-25 1995-04-25 Container for irradiating fissionable materials

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2089952C1 (en)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2511215C1 (en) * 2012-10-02 2014-04-10 Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Target for producing mo-99 isotope
RU2516875C2 (en) * 2009-04-15 2014-05-20 ДжиИ-Хитачи Ньюклеар Энерджи Америкас ЭлЭлСи Elution capsule, method of irradiating substance in said capsule and substance elution method
RU2577783C1 (en) * 2015-01-12 2016-03-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Process channel combined for industrial nuclear plant

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Левин В.И. и др. Регламент на выделение молибдена-99 без носителя из продуктов деления урана: Отчет Института биофизики Министерства здравоохранения СССР. - М., 1976. 2. Патент ГДР N 114715, кл. G 21 G 1/00, 1975. *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2516875C2 (en) * 2009-04-15 2014-05-20 ДжиИ-Хитачи Ньюклеар Энерджи Америкас ЭлЭлСи Elution capsule, method of irradiating substance in said capsule and substance elution method
RU2511215C1 (en) * 2012-10-02 2014-04-10 Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Target for producing mo-99 isotope
RU2577783C1 (en) * 2015-01-12 2016-03-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Process channel combined for industrial nuclear plant

Also Published As

Publication number Publication date
RU95106367A (en) 1997-01-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6279656B2 (en) Method and apparatus for producing radioisotopes
US5015863A (en) Radiation shield and shielding material with excellent heat-transferring property
GB2015239A (en) Surveillance specimen assemblies for housing and supporting irradiation specimens within nuclear reactors
JP2002250790A (en) Cask
US2941933A (en) Fuel element for nuclear reactor
JP2020512545A (en) Systems and processes for producing and recovering radioisotopes
JP2006516160A (en) System and method for radioactive waste decomposition
US2975113A (en) Method of fabrication of an irradiation transmutation capsule
RU2089952C1 (en) Container for irradiating fissionable materials
US3324540A (en) Method for making porous target pellets for a nuclear reactor
US3364148A (en) High silica matrix radioactive source and method of preparation
RU2120669C1 (en) Container for irradiating fissionable materials
RU183971U1 (en) TARGET FOR ACCUMULATION OF THE LUTETIA-177 ISOTOP
RU2200997C2 (en) Method for producing molybdenum radioisotope
US3087879A (en) Control rod
US7804077B2 (en) Passive actinide self-burner
US3603415A (en) Thulium oxide heat source and method for forming same
WO1996013038A1 (en) Target for use in the production of molybdenum-99
US2924877A (en) Method of jacketing a fissionable body
RU2816992C2 (en) Method of producing actinium-225 from radium-226
AU2015306284A1 (en) Exothermic transmutation method
JPH02236197A (en) Pellet of mox fuel and its filling
RU2122251C1 (en) Device for producing radionuclides
US3778885A (en) Method for the manufacture of plutonium-containing nuclear fuel rods
RU2035076C1 (en) Source of gamma radiation provided with active core and method for manufacturing same

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20040426