Патент на изобретение №2355059

(54) СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ АКТИВНОЙ ЧАСТИ РАДИОНУКЛИДНОГО ИСТОЧНИКА

(57) Реферат:

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении источников ионизирующего излучения на основе радиоактивных элементов. Способ изготовления активной части радионуклидного источника включает в себя отбор аликвоты раствора радионуклида, пропитку пористой матрицы этим раствором, сушку и термообработку. В качестве пористой матрицы используется бумажный беззольный фильтр. Пропитанную раствором радионуклида матрицу сушат, помещают в дополнительный бумажный беззольный фильтр и проводят термообработку матрицы. Сушат пропитанную радионуклидным раствором матрицу при температуре не более 90°С. Применение изобретения позволит уменьшить затраты времени на изготовление активной части, сократить потери препарата, а также минимизировать активную часть источника практически до точечного размера. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении источников ионизирующего излучения на основе радиоактивных элементов.

Известен способ изготовления активной части источников нейтронов на основе калифорния-252 (Патент РФ 2097856, G21G 4/02) методом пропитки пористой инертной матрицы – крошки из пенокорунда (вспененный оксид алюминия). Способ включает в себя следующие операции:

– очистку азотнокислого раствора калифорния-252 от следов органических примесей;

– отбор аликвоты раствора с требуемым количеством калифорния-252;

– взятие навески крошки из пенокорунда;

– пропитку приготовленным раствором крошки из пенокорунда;

– сушку пропитанной крошки;

– перевод нитрата калифорния-252 в оксид в пористой крошке из пенокорунда соответствующей термообработкой;

– загрузку крошки из пенокорунда с оксидом калифорния-252 в капсулу;

– измерение потока нейтронов;

– корректировка количества калифорния-252 в капсуле. При изготовлении активной части источников этим способом минимальный объем раствора калифорния-252, который возможно отобрать копирующими манипуляторами в условиях «горячей» камеры ~0,03 мл, объем навески крошки из пенокорунда в несколько раз меньше объема раствора. Крошка из пенокорунда имеет закрытую и открытую пористость. Раствор впитывается открытой пористостью. Рассчитать заранее объем открытых пор в крошке очень сложно. Поглотительную способность крошки резко снижает наличие следов органических соединений, (органические растворы используются при экстракционном выделении ТПЭ), за счет уменьшения смачиваемости. Для удаления следов органики проводится операция по их сжиганию, но полностью избавиться от нее невозможно. К тому же пористость при сушке меняется, – поры могут закрыться кристаллами соли. Часть раствора калифорния-252 при сушке и прокалке остается на стенках пробирки, в которой производят прокаливание. Поэтому для получения заданного количества калифорния-252 в активной части источника (в порах крошки пенокорунда) требуется дополнительная пропитка новой порции крошки, сушка и прокалка калифорния-252. Практически, активная часть источника готовится подбором объема раствора и крошки в несколько приемов. При этом:

– увеличивается время изготовления активной части источника;

– увеличиваются как возвратные (обмывка прокалочной пробирки с последующей регенерацией смытого калифорния-252), так и безвозвратные технологические потери калифорния-252;

– увеличивается время работы операторов в полях ионизирующего излучения (в данном случае – нейтронного).

Наиболее близким к изобретению является способ изготовления активной части источников методом пропитки инертного носителя из платиновой черни. Способ включает следующие операции:

– подготовка исходного раствора, заключающаяся в удалении следов органики;

– отбор аликвоты азотнокислого раствора калифорния-252;

– изготовление платиновой черни (порошка) и отбор ее навески;

– пропитка порошка раствором нуклида;

– сушка пропитанного порошка;

– термообработка порошка для перевода азотнокислого калифорния-252 в оксид;

– загрузка порошка в прессформу и прессование таблетки для активной части источника;

– измерение потока нейтронов от таблетки;

– корректировка количества калифорния-252 в источнике изготовлением дополнительной таблетки (количество калифорния-252 на пропитку в этом случае рассчитывается как разность между требуемым содержанием раствора калифорния-252 в источнике и в готовой таблетке). («Источники нейтронов. Способы изготовления и пути совершенствования технологий». / Е.А.Карелин, В.И.Карасев, В.М.Радченко, В.А.Макаренко и др. / Сборник трудов ГНЦ НИИАР, выпуск 3, 1997 г./

Этот способ имеет те же недостатки, что и предыдущий аналог. Кроме того, при прессовании таблеток в качестве смазки используется сульфид молибдена. Поэтому замывочные растворы, содержащие калифорния-252, загрязнены сульфидом молибдена и следами платиновой черни, что составляет дополнительную сложность при регенерации радионуклидов.

Задачей предлагаемого изобретения является устранение указанных недостатков, а именно сокращение времени изготовления активной части источника и сокращение потерь препарата, а также минимизация активной части источника практически до точечного размера.

Для решения этой задачи в способе изготовления активной части радионуклидного источника, включающем отбор аликвоты раствора радионуклида, пропитку пористой матрицы этим раствором, сушку и термообработку, согласно изобретению в качестве пористой матрицы используют бумажный беззольный фильтр, сушат пропитанную раствором радионуклида матрицу, помещают в дополнительный бумажный беззольный фильтр и проводят термообработку матрицы.

Пропитанную радионуклидным раствором матрицу сушат при температуре не более 90°С.

При повышении температуры более 90°С возможно вскипание раствора калифорния-252, что приведет к разбрызгиванию раствора. Часть радионуклида осядет на стенках пробирки, возможен унос части радионуклида через вытяжную вентиляцию. Это приведет не только к безвозвратным потерям радионуклида, но и к ухудшению экологической безопасности.

Поскольку беззольный фильтр имеет только открытую пористость, и наличие следов органики практически не влияет на его поглотительную способность, то рассчитать размер фильтра для впитывания аликвоты раствора калифорния-252 несложно.

Дополнительная фильтровальная бумага, а впоследствии зола, образует как бы защитную оболочку, которая предохраняет оксид калифорния-252 от статического притяжения к стенкам пробирки, и потери оксида в этом случае минимальны. Золу, содержащую оксид, помещают в капсулу источника.

Преимущества предлагаемого решения:

– возможность точного дозирования калифорния-252 в источник за одну операцию пропитки;

– малые технологические потери калифорния-252;

– сокращение времени изготовления источников;

– уменьшение облучения нейтронами персонала;

– исключение операции регенерации возвратных технологических отходов.

При изготовлении активной части источника из пробирки микропипеткой (капилляром) переносили раствор нитрата калифорния-252 на комок из бумажного беззольного фильтра. После впитывания раствора в поры фильтра, фильтр высушивали при температуре 85°С, дополнительно заворачивали в другой (чистый) бумажный беззольный фильтр и прокаливали до оксида. Золу, содержащую оксид помещают в капсулу источника и после контрольного измерения потока нейтронов закрывают пробкой, герметизируют.

Сравнительные результаты изготовления активной части источника нейтронов из калифорния-252 приведены в таблице:

Как видно из таблицы, сокращается время изготовления активной части источника по предлагаемому способу, а также уменьшается количество радионуклидного препарата, направляемого на регенерацию, и, как следствие, уменьшаются потери, в том числе и безвозвратные.

Формула изобретения

1. Способ изготовления активной части радионуклидного источника, включающий отбор аликвоты раствора радионуклида, пропитку пористой матрицы этим раствором, сушку и термообработку, отличающийся тем, что в качестве пористой матрицы используют бумажный беззольный фильтр, сушат пропитанную раствором радионуклида матрицу, помещают в дополнительный бумажный беззольный фильтр и проводят термообработку матрицы.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что сушат пропитанную радионуклидным раствором матрицу при температуре не более 90°С.