Способ получения сердечника гамма-источника на основе радионуклидов европия

Реферат

 

Использование: в ядерной технике при производстве радиоактивных источников. Сущность изобретения: в качестве исходного продукта для изготовления мишеней берут европий и изотопами 151Eu и 153Eu с их природным содержанием в продукте. Переводят европий в оксиды, из которых изготавливают мишени, комплектуют ими поглощающие элементы и облучают их в составе органов регулирования ядерных реакторов до получения смеси 152Eu и 154Eu с суммарным массовым содержанием 2 - 18%. Способ позволяет снизить затраты на изготовление гамма-источника по сравнению с принятой технологией облучения мишеней в облучательном канале более чем в 2 раза.

Изобретение относится к технологии изготовления радиоактивных гамма-источников и предназначено для использования в стационарных и передвижных гамма-установках.

Известен способ изготовления гамма-источников типа "ГИК" на основе радионуклида 60Со, включающий изготовление ампул, заполняемых дисками из металлического кобальта, облучение ампул в ядерном реакторе до требуемого накопления радионуклида 60Со, извлечение ампул из реактора, разделку ампул в защитных камерах с извлечением дисков и загрузку их в герметичные оболочки с последующей аттестацией [1] Наиболее близким к предлагаемому является способ получения гамма-источника на основе радионуклида европия, заключающийся в изготовлении мишени, содержащей изотоп европия в соединении с кислородом, и облучение мишени в потоке нейтронов ядерного реактора [2] Недостатком данного способа является многооперационность получения гамма-источника. Он также, как и аналоги требует облучение мишеней в специальных ампулах, что может быть осуществлено в сравнительно больших масштабах только в технологических или исследовательских ядерных реакторах.

Оксид европия является наиболее стабильным соединением в воздушной и газовой атмосфере из всех соединений европия и имеет чрезвычайно высокую радиационную стойкость. При воздействии нейтронного потока образцы оксида европия сохраняют форму и целостность, характеризуются высокой размерной и структурной стабильностью вплоть до флюенсов 1027 м-2 и температуры облучения до 1400оС. Образцы из оксида европия помещают внутри герметичных цилиндрических оболочек. Их геометрические размеры полностью соответствуют размерам поглощающих элементов органов регулирования ядерных реакторов. Изотопы европия имеют очень высокие сечения поглощения нейтронов (7700 и 450 бар для изотопов 151Eu и 153Eu соответственно), поэтому облучение проводится в активных зонах ядерных реакторов в составе органов регулирования. Таким образом, облучаемая мишень выполняет функции поглощающего сердечника органов регулирования и в процессе их эксплуатации одновременно идет наработка радионуклидов европия 152Eu и 154Eu. Поэтому затраты на облучение и наработку изотопов 152Eu и 154Eu практически равны нулю.

Облучение производят до получения смеси радионуклидов 152Eu и 154Eu с суммарным массовым содержанием от 2 до 18% При получении смеси изотопов менее 2% активность гамма-источника мала (не превышает 10-20 Ки/г), что не позволяет их эффективно использовать в гамма-установках. Экспериментально было показано, что из-за высокого сечения поглощения нейтронов изотопами 152Eu и 154Eu (5500 и 1500 бар соответственно) их суммарное накопление редко превышает 18% так как одновременно идут процессы их накопления и перехода в другие изотопы европия 153Eu и 155Eu при захвате нейтронов. Активность смеси радионуклидов европия может достигать 150 Ки/г и более при периоде полураспада до 16 лет.

Нет необходимости разделения изотопов, так как их физические параметры сравнимы между собой.

Предложенный способ получения гамма-источников на основе радионуклидов европия включает следующие существенные признаки: 1. Использование в качестве исходного продукта изотопов 151Eu и 153Eu с природным их содержанием в европии.

2. Изотопы европия применяются в соединении с кислородом, т.е. используется химически стабильное соединение оксид европия, характеризующееся высокой радиационной стойкостью.

3. Приготовленная для облучения мишень (образцы оксида европия) применяется в качестве поглощающего сердечника органов регулирования, т.е. наряду с накоплением радионуклидов европия производится регулирование поля нейтронного потока в активной зоне реактора. Таким образом, мишень становится не пассивным подвергаемым облучению элементом, а активным элементом работающего реактора ПЭЛ стержня СУЗ.

4. В процессе облучения получают смесь радионуклидов европия в количестве от 2 до 18% которая позволяет достичь удельной активности гамма-источника 150 Ки/г и более с периодом полураспада радионуклидов 152Eu и 154Eu 13 и 16 лет соответственно.

Только использование европия позволяет совместить операции облучения мишеней при производстве -источников с работой реактора, освободив при этом специально предназначенные для этого облучательные каналы.

П р и м е р. В печи с кислородной атмосферой нагрели порошок европия до 1550-1600оС для получения оксида европия. Методом горячего прессования изготовили образцы оксида европия диаметром 7 мм и поместили их внутри герметичной оболочки из стали ОХ18Н10Т диаметром 8 мм и толщиной стенки 0,5 мм. Из полученных элементов (ПЭЛ) набрали пакет органа регулирования и поставили его на эксплуатацию в ядерный реактор БОР-60. После эксплуатации органа регулирования в течение 2-х лет извлекли его из реактора, произвели разделку в защитных камерах с извлечением отдельных поглощающих элементов-мишеней. Зачехловали ПЭЛ во вторичном чехле (контейнере) -источника на основе радионуклидов Eu, например, в трубке 11 х 0,8 мм (ГИК-7). Провели их аттестацию. Активность составила 90 Ки/г, что позволяет использовать полученные гамма-источники в гамма-установках.

Основной положительный эффект предложенного способа получения гамма-источника на основе радионуклидов европия достигается за счет снижения трудозатрат на облучение мишеней в ядерном реакторе в составе органов регулирования.

Наработка радионуклидов производится непосредственно в активной зоне реактора в процессе выполнения основной функции органов регулирования по выравниванию нейтронных полей. Таким образом, составляющая облучения практически равна нулю, что более чем в 2 раза снижает стоимость гамма-источников.

Следует отметить, что все остальные известные гамма-источники (60Со, 137Cs, 24Na и др.) не могут быть использованы в качестве поглощающего сердечника органов регулирования ядерных реакторов из-за низкой их эффективности по поглощению нейтронов, к тому же их наработку необходимо вести в специальных облучательных каналах и устройствах в специальных промышленных реакторах.

Формула изобретения

СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СЕРДЕЧНИКА ГАММА-ИСТОЧНИКА НА ОСНОВЕ РАДИОНУКЛИДОВ ЕВРОПИЯ, включающий изготовление образцов, содержащих изотопы европия в соединении с кислородом, и облучение их в потоке нейтронов ядерного реактора, отличающийся тем, что в качестве исходного продукта для изготовления образцов используют изотопы 151Eu и 153Eu в их природном содержании, а облучение образцов проводят в составе поглощающего элемента органов регулирования ядерного реактора до получения смеси радионуклидов 152Eu и 154Eu с суммарным массовым содержанием 2 18%