УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ Российский патент 1998 года по МПК G21G1/00 G21G1/02 

Описание патента на изобретение RU2122251C1

Изобретение относится к мишенному оборудованию для получения радионуклидов из делящихся материалов, в частности для получения молибдена-99, применяемого в современной медицинской диагностике.

Известен контейнер для облучения делящихся материалов [1]. 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 образуются осколочный молибден-99, который в последующем извлекают и направляют для зарядки генераторов технеция-99m. Основными недостатками контейнера для облучения являются:
- неравномерное распределение делящегося материала по объему, что может привести к локальному перегреву контейнера и возможной его разгерметизации;
- образующийся в процессе облучения йод-131 при вскрытии летит и загрязняет окружающую среду.

Наиболее близким техническим решением является контейнер, содержащий корпус с двойными кольцевыми стенками и с торцевыми заглушками, мишень в виде делящегося материала, например урана-235 в составе диоксида урана, равномерно распределенного в объеме матрицы из MgO [2]. Делящийся материал размещен в виде втулки. Втулка установлена с зазорами по отношению к кольцевой полости и торцовым заглушкам. Зазоры заполнены контактным материалом, связывающим летучий радионуклид - йод-131. В качестве контактного материала в зазорах выбран магний, который заливается в зазоры при температуре его плавления. После облучения контейнера с мишенью контейнер вскрывают, облученный материал мишени растворяют в растворе азотной кислоты в течение ~ 1 часа, раствор отделяют от корпуса контейнера и направляют на извлечение молибдена-99.

Недостатками конструкции такого контейнера с мишенью для получения изотопов являются:
- сложный и дорогостоящий процесс заполнения зазоров контактным материалом;
- контактный материал-магний имеет достаточно низкую температуру плавления (650oC), в связи с чем в случае подъема температуры по непредвиденным обстоятельствам может произойти разгерметизация контейнера;
- использование значительной по отношению к делящемуся материалу доли разбавителя (MgO) усложняет достижение равномерности смеси при механическом перемешивании исходных компонентов, а также требует большого расхода реагентов в процессе растворения облученного материала;
- процесс вымывания раствором кислоты облученного материала из контейнера представляет собой сложную технологическую задачу: в связи с тем, что контактный материал прочно связан с мишенью и внутренними стенками корпуса контейнера, необходима операция разрезания контейнера на отдельные куски или операция прокалывания стенок корпуса в нескольких местах; обработку раствором кислоты облученного материала проводят вместе с корпусом контейнера;
- т. к. контактный материал-магний присутствует только у стенок контейнера, а не во всем объеме мишени, то нет гарантии полного улавливания магнием летучего изотопа йода-131 при облучении, и при вскрытии контейнера есть вероятность вылета иода-131 в окружающую среду.

Перед авторами стояла задача повысить надежность устройства для получения радионуклидов путем использования в качестве мишени тугоплавкого вещества, улавливающего йод-131 при облучении, упростить технологию изготовления устройства и технологию переработки облученной мишени, а также сократить расходы разбавителя, конструкционных материалов и химических реагентов на обработку облученной мишени.

Для решения поставленной задачи предлагается устройство для получения радионуклидов, содержащее герметичный контейнер и мишень, размешенную внутри контейнера, отличительной особенностью которого является то, что мишень выполнена из порошка или гранул ураната магния MgUO4 с температурой плавления более 2000oC (установлено опытным путем).

Техническим результатом данного изобретения является то, что использование в качестве мишени порошка устойчивого химического тугоплавкого хорошо растворимого в азотной кислоте соединения MgUO4 обеспечивает:
- равномерность распределения компонентов по всему объему мишени;
- надежность конструкции в случае аварии (незапланированного превышения температуры вследствие непредвиденных обстоятельств);
- улавливание летучего йода-131;
- сохранение сыпучести и фазового состава материала в испытанном интервале температур вплоть до 1300oC;
- упрощение процессов изготовления облучательного устройства, извлечения и растворения облученной мишени;
- сокращение расходов реагентов и материалов.

На чертеже представлено устройство для получения радионуклидов, включающее контейнер, состоящий из корпуса (выполненного в виде двух концентрично размещенных труб) - 1, торцевых заглушек (герметично приваренных к корпусу) 3. Кольцевой зазор между трубами содержит мишень 2.

Устройство работает следующим образом; порошок MgUO4 или изготовленные из этого порошка гранулы (путем брикетирования и продавливания брикетов через сито или виброгранулирования) засыпают в пространство между двойными кольцевыми стенками корпуса 1 контейнера с одной торцевой заглушкой 3. Пространство герметизируют другой торцевой заглушкой 3. Контейнер подвергают облучению в реакторе, где по n,p-реакции из урана-235 образуется молибден-99. После процесса облучения контейнер вскрывают путем срезания любой заглушки 3 и высыпают облученную мишень 2 в емкость, в которой проводят растворение материала мишени раствором азотной кислоты. Полученный раствор направляют на выделение молибдена-99 [3].

В качестве доказательства промышленной применимости изобретения приводим пример его реализации. Из порошка химического соединения MgUO4 спрессовали при давлении 2 т/см2 брикеты и продавили их через сито с размером ячеек 315 мкм. Полученные гранулы, имеющие насыпную плотность (с утряской) 2,7 г/см3 и хорошую текучесть, засыпали в пространство между двойными кольцевыми стенками корпуса контейнера с одной торцевой заглушкой (толщина кольцевого зазора 0,5 мм), герметизировали пространство с гранулированным порошком (мишенью) второй торцевой заглушкой. Расчетная температура при облучении такого контейнера с мишенью составляет 250-300oC при эффективном коэффициенте теплопроводности гранулированного порошка MgUO4 0,6 Вт/(м • град), что обеспечивает безопасную работу реактора. Контейнер с мишенью подвергали облучению в реакторе AM (г. Обнинск). После облучения в течение 7 дней контейнер вскрывали путем срезания одной из заглушек, и находящийся внутри корпуса гранулированный порошок высыпали в емкость для растворения этого порошка. Загрязнения окружающей среды йодом-131 отмечено не было, следовательно, йод-131 улавливается материалом мишени. Растворение порошка проводили раствором азотной кислоты с концентрацией 150 г/л NHO3 при соотношении твердое : жидкое = 1 : 10. Время полного растворения мишени составило ~ 5 мин. Далее полученный раствор направляли на извлечение молибдена-99 по существующей технологии.

Кроме того, были определены дореакторные изотермические испытания (сопоставимые по времени облучения в реакторе) контейнера с предлагаемой мишенью в виде соединения MgUO4 с введением имитатора изотопа йода в виде KI. Соединение KI разлагается в условиях нагрева и образуется газообразный йод, который химически связывается с MgUO4 о чем свидетельствуют результаты рентгенофазового анализа.

Использование изобретения позволит получать препараты на основе молибдена-99 с высокой удельной активностью; повысить безопасность работы при облучении в случае непредвиденных обстоятельств, в несколько раз увеличить производительность изготовления облучательного устройства за счет упрощения процесса его заполнения облучаемым материалом; упростить процесс извлечения облученной мишени и ее растворения, значительно уменьшить расход реагентов и материалов как при изготовлении контейнера и мишени, так и при извлечении изотопа молибдена-99, улучшить экологическую обстановку.

Источники информации
1. Патент ГДР N 114715, кл. G 21 G 1/10, 1975.

2. Заявка N 95106367/25, кл. G 21 G 1/00, 1995.

3. Левин В.И. и др. Регламент на выделение молибдена-99 без носителя из продуктов деления урана. Отчет Института биофизики. Министерство здравоохранения СССР. -М.: 1976.

Похожие патенты RU2122251C1

название год авторы номер документа
КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ОБЛУЧЕНИЯ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ 1997
  • Долгов В.В.
  • Хавеев Н.Н.
  • Казанцев Г.Н.
  • Сметанин Э.Я.
RU2120669C1
КОНТЕЙНЕР ДЛЯ ОБЛУЧЕНИЯ ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ 1995
  • Сметанин Э.Я.
  • Хавеев Н.Н.
  • Казанцев Г.Н.
  • Дерюгин А.Н.
RU2089952C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СТЕРИЛЬНЫХ РАДИОНУКЛИДОВ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ 1997
  • Басманов В.В.
  • Хавеев Н.Н.
RU2141140C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ИЗДЕЛИЙ ИЗ КЕРАМИКИ 1997
  • Курина И.С.
RU2135429C1
СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ МО-99 ИЗ МЕТАЛЛИЧЕСКОГО ТОПЛИВА НА ОСНОВЕ УРАНА 1999
  • Скиба О.В.
  • Кормилицын М.В.
  • Попков Г.П.
  • Бычков А.В.
  • Маслаков Г.И.
  • Вавилов С.К.
  • Кирюхин С.Н.
RU2154318C1
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ 1996
  • Пивоваров В.А.
RU2088981C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ПРЕПАРАТА НА ОСНОВЕ СТРОНЦИЯ-89 1996
  • Курина И.С.
  • Иевлева Ж.И.
  • Крылов Ю.В.
  • Сметанин Э.Я.
RU2111014C1
СПОСОБ ПРОИЗВОДСТВА ОСКОЛОЧНОГО РАДИОНУКЛИДА МОЛИБДЕНА-99 1994
  • Баранаев Ю.Д.
  • Долгов В.В.
  • Ланцов М.Н.
  • Радченко В.П.
  • Шарапов В.Н.
  • Афанасьев Н.М.
  • Беневоленский А.М.
  • Тимофеев И.Д.
RU2106708C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ПРЕПАРАТА НА ОСНОВЕ СТРОНЦИЯ-89 2001
  • Каюрин О.Ю.
  • Нерозин Н.А.
  • Павлович В.Б.
  • Сметанин Э.Я.
  • Ткачев С.В.
  • Шаповалов В.В.
RU2187336C1
СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ МО-99 ИЗ ОКСИДНОГО УРАНОВОГО ТОПЛИВА 1999
  • Скиба О.В.
  • Бычков А.В.
  • Кормилицын М.В.
  • Вавилов С.К.
  • Коновалов В.И.
  • Попков Г.П.
  • Бабиков Л.Г.
  • Колесников В.П.
RU2153721C1

Реферат патента 1998 года УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ

Использование: изобретение относится к мишенному оборудованию для получения радионуклидов из делящихся материалов, в частности для получения молибдена-99, применяемого в современной медицинской диагностике. Сущность изобретения: устройство для получения радионуклидов содержит контейнер и мишень, размещенную внутри контейнера и выполненную из порошка или гранул ураната магния. Технический результат заключается в возможности получения препаратов на основе молибдена-99 с высокой удельной активностью, увеличении производительности изготовления облучательного устройства за счет упрощения процесса его заполнения облучаемым материалом, упрощении процесса извлечения облученной мишени и ее растворения, уменьшении расхода реагентов и материалов как при изготовлении контейнера и мишени, так и при извлечении изотопа молибдена-99, повышении безопасности в работе. 2 з.п.ф-лы, 1 ил. гш

Формула изобретения RU 2 122 251 C1

1. Устройство для получения радионуклидов, включающее герметичный контейнер и мишень, размещенную внутри контейнера, отличающееся тем, что мишень выполнена из ураната магния. 2. Устройство по п.1, отличающееся тем, что мишень выполнена из порошкообразного материала. 3. Устройство по пп. 1 и 2, отличающееся тем, что мишень выполнена из гранулированного материала.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 1998 года RU2122251C1

RU 95106367 A1, 20.01.97
УСТАНОВКА ДЛЯ ПОЛУЧЕНИЯ МАСЛЯНЫХ ДИСТИЛЛЯТОВ ИЗ МАЗУТА (ВАРИАНТЫ) И СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ МАСЛЯНЫХ ДИСТИЛЛЯТОВ ИЗ МАЗУТА НА ЭТОЙ УСТАНОВКЕ (ВАРИАНТЫ) 2005
RU2282478C1
US 4839193 A1, 1989
РЕЗЕРВУАР ДЛЯ ХРАНЕНИЯ НЕФТЕПРОДУКТОВ (ВАРИАНТЫ) 2000
  • Медведев Г.П.
RU2157781C1
Легочный автомат акваланга 1971
  • Гнамм Анатолий Иосифович
  • Димант Давид Рувгомович
  • Кожаев Анатолий Васильевич
  • Землянский Игорь Яковлевич
  • Дахно Алексей Прокофьевич
SU588149A1

RU 2 122 251 C1

Авторы

Курина И.С.

Хавеев Н.Н.

Долгов В.В.

Попов В.В.

Сметанин Э.Я.

Даты

1998-11-20Публикация

1997-12-11Подача