СПОСОБ НАРАБОТКИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

1. Способ наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, включающий:
размещение мишени по наработке радиоизотопов в облучательной сборке, содержащей замедляющие нейтроны материалы,
помещение облучательной сборки в боковой экран активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах среди сборок, не содержащих ядерное топливо,
пропускание в облучательной сборке быстрых нейтронов через замедляющие нейтроны материалы,
пропускание в облучательной сборке замедленных нейтронов через мишени
отличающийся тем, что
наработку радиоизотопов производят одновременно в облучательной и сборках (стальных), ее окружающих
мишени по наработке радиоизотопов в облучательной сборке имеют сечение поглощения нейтронов более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ;
мишени по наработке радиоизотопов в сборках, окружающих облучательную сборку, имеют сечение поглощения нейтронов менее 1 барн при энергии нейтронов выше 0,1 МэВ, при этом содержание стали в сборке не превышает 50%
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве мишени облучательного устройства используют Со-59 в виде крупки или втулок.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что замедляющие нейтроны материалы выполнены в виде втулок толщиной стенки 10-20 мм, причем внутри втулки размещен пруток, выполненный с использованием замедляющего нейтроны материала, диаметром 16-22 мм, причем расстояние между внутренней поверхностью втулки и поверхностью прутка составляет не менее 4 мм, причем замедленные нейтроны после прохождения через облучаемый материал дополнительно пропускают через пруток и облучаемый материал с сечением поглощения менее 1000 барн при энергии нейтронов ниже 1000 эВ.
x
x
4
11
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве замедляющего нейтроны материала использован гидрид циркония ZrH, где х=1,8-2,0, гидрид иттрия YH, где х=1,8-2,0, графит (С), соединения на его основе или карбид бора ВС, в котором обогащение по изотопу бор-11 превышает 97%.
5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве мишени сборок, окружающих облучательную сборку, используют Sr-89, Cu-64, Cu-67, Р-32, P-33, Sn-117m, Y-91, I-131, Sm-145.
6. Радиоактивный материал, наработанный в соответствии со способом по любому из пп. 1-5.
7. Изделие, предназначенное для использования в медицинских целях и общепромышленного применения, содержащее радиоактивный материал, наработанный в соответствии со способом по любому из пп. 1-5.
8. Ядерный реактор на быстрых нейтронах, в котором осуществляется способ по любому из пп. 1-5.