Пристрій радіаційно-охоронний пакувальний для транспортування радіоізотопних джерел швидких нейтронів

Реферат: Пристрій радіаційно-охоронний пакувальний для транспортування радіоізотопних джерел швидких нейтронів, в якому є стакан для радіоактивного джерела, а корпуси і кришки контейнера та охоронної тари мають усередині порожнини, в яких знаходиться радіаційнозахисний шар. Крім цього, радіаційно-захисний шар має вигляд гомогенної суміші парафіну, борної кислоти та свинцю у співвідношенні, мас. %: свинець 2-7 борна кислота 40-55 парафін решта. UA 107486 U (12) UA 107486 U UA 107486 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 Корисна модель використовується в галузі ядерних і радіаційних технологій, зокрема, належить до переносних і пересувних захисних контейнерів для безпечного зберігання і транспортування радіоізотопних джерел швидких нейтронів та складу речовини радіаційнозахисного матеріалу для них. Відомий з сучасної техніки пристрій, аналог запропонованої корисної моделі, транспортний пакувальний комплект УКТПА-130 (Сертифікат-дозвіл "РОСАТОМ" на конструкцію RUS/5908/f96/) розробки підприємства "ГЕОТРОН", Росія. Даний пристрій призначений для перевезення і зберігання джерел нейтронного випромінювання. Усередині пристрою знаходиться захиснорадіаційний шар з високомолекулярних полімерних з'єднань, що містять водень. У даній конструкції порожнини корпусу та кришки заповнені радіаційно-захисним матеріалом без домішок бору, який може служити для захвату надтеплових та теплових нейтронів по реакції B10(n, g)Li7, які не пружно взаємодіють з хімічними елементами кісткової тканини людини, що, в свою чергу, може призводити до ефекту "внутрішнього радіаційного опромінення". Цей недолік знижує надійність радіаційного захисту пристрою від надтеплових та теплових нейтронів, що утворюються в захисному шарі. Відомий з рівня сучасної техніки пристрій, аналог запропонованої корисної моделі пристрою та складу радіаційно-захисного матеріалу, транспортний пакувальний комплект типа ПКН-1А (Сертифікат-дозвіл Державного комітету ядерного регулювання Україні на конструкцію UA/037/A-96) розробки КЦІТ "Атомбудпроект" м. Київ, Україна. Недоліком цієї відомої конструкції є можливе порушення однорідного розподілу борної кислоти в складі композитного матеріалу захисного шару при охолодженні в процесі заливки під час виготовлення виробу, а також через розм'якшення високомолекулярної основи, при використанні виробу в області температур, перевищуючих температуру плавлення, що знижує надійність і ефективність радіаційного захисту. Через нерівномірність розподілу бору не відбувається захоплення теплових та надтеплових нейтронів ізотопом Бор 10 по всьому об'єму захисного шару. Однорідність композиційного шару захисту визначається співвідношенням компонентів композитного матеріалу: наприклад, парафіну і борної кислоти. Парафін являє собою суміш граничних 3 вуглеводнів метанового ряду з щільністю близько 0,8 г/см , а борна кислота має щільність 1,43 3 г/см . Таким чином, борна кислота важче, і в розплавленому парафіні може, не вступаючи в хімічні сполуки, механічно осідати в осад, порушуючи в процесі створення, випробувань та експлуатації виробу неоднорідність розподілу бору за об'ємом захисного шару. Цей недолік знижує надійність радіаційного захисту пристрою при зберіганні та транспортуванні радіоактивних матеріалів. Найбільш близьким до пропонованої корисної моделі (прототип) є "Комплект пакувальний для транспортування радіоізотопних джерел нейтронів", згідно з Патентом України на корисну модель № UA 98578U від 27.04.2015 р. У заявленого технічного рішення і прототипу збігаються наступні конструктивні особливості, які є суттєвою ознакою: наявність двох основних частин - охоронної тари і захисного контейнера, в якому є стакан для радіоактивного джерела, та корпуси та кришки охоронної тари і контейнера мають усередині порожнини, в яких знаходиться радіаційно-захисний шар з високомолекулярних з'єднань типу парафіну, з додаванням з'єднань бору, у вигляді борної кислоти. Аналіз технічних властивостей прототипу, обумовлених його ознаками, і результати додаткових фізичних експериментів на макетах контейнера, і теоретичних розрахунків на математичній моделі радіаційно-захисного контейнера, як кулі, зі сферичною порожниною для джерела швидких нейтронів в 3,2 Кюрі, як у джерела типу ИБН-8-4, показує, що зміна захисних властивостей виробу за запропонованим в прототипі технічним рішенням, в порівнянні з захисним шаром з парафіну без додавання домішок бору, знаходиться в межах похибки вимірювань. В конструкції прототипу не передбачено додаткового захисту від вторинного гаммавипромінювання, що супроводжує ядерну реакцію джерела швидких нейтронів, та утворюється від тривалого опромінювання потоком швидких нейтронів (10 і більше років) захисної капсули джерела з нержавіючої сталі 10 × 18Н10Т, що має в своєму складі ряд елементів, схильних до утворення радіонуклідів з великим періодом напіврозпаду, наприклад, по реакціям Ni 58 (n, р) Со 58 і Fe 56 (n, р) Мn 56. Метою заявленого технічного рішення є усунення відмічених недоліків та, з урахуванням результатів вищевказаних теоретичних розрахунків, запропонувати новий склад захисного шару виробу. Очікується досягнення наступного технічного результату: підвищення радіаційної безпеки персоналу шляхом зменшення сумарної дози опромінення на поверхні виробу і біля неї 1 UA 107486 U 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 від радіоізотопних джерел швидких та теплових нейтронів, що утворюються в захисному шарі з швидких нейтронів та вторинного гамма-випромінювання. Між сукупністю суттєвих ознак об'єкта, що заявляється, та технічним результатом, що досягається, існує таки причинно-наслідковий зв'язок: Застосування захисного шару з певним відсотковим вмістом сполуки бору та свинцю, дає зменшення сумарної дози опромінення від швидких, надтеплових та теплових нейтронів. Застосування захисного шару з певним відсотковим вмістом свинцю, дає зменшення вторинного гамма-випромінювання. Як корисна модель пропонується: Комплект радіаційно-охоронний пакувальний для транспортування радіоізотопних джерел швидких нейтронів та склад радіаційно-захисного матеріалу для нього, в якому є стакан для радіоактивного джерела, корпуса і кришки контейнера та охоронної тари, що мають усередині порожнини, в яких знаходиться радіаційно-захисний шар, в складі якого є високомолекулярні з'єднання, що містять водень, наприклад парафін, з додаванням борної кислоти в кількості 4060 %, який відрізняється тим, що склад радіаційно-захисного шару має вигляд гомогенної суміші парафіну, борної кислоти та свинцю у співвідношенні, мас. %: свинець 2-7 борна кислота 40-55 парафін решта. Комплект радіаційно-охоронний пакувальний для транспортування радіоізотопних джерел швидких нейтронів та склад радіаційно-захисний матеріалу для нього, які вказані вище, відрізняється тим, що в його конструкції та складі радіаційно-захисного матеріалу замість свинцю може бути залізо та інші метали, які мають значний радіус взаємодії з швидкими нейтронами. Комплект радіаційно-охоронний пакувальний для транспортування радіоізотопних джерел швидких нейтронів та склад радіаційно-захисний матеріалу для нього, які вказані вище, відрізняється тим, що свинець або інші метали з значним радіусом взаємодії з швидкими нейтронами, використані у вигляді нанопорошків. Комплект радіаційно-охоронний пакувальний для транспортування радіоізотопних джерел швидких нейтронів та склад радіаційно-захисного матеріалу для нього, які вказані вище, відрізняється тим що, кількість свинцю або інших металів з значним радіусом взаємодії з нейтронами може бути від 0 до 2 мас. %. В "Інституті фізики високих енергій і ядерної фізики ННЦ ХФТІ", м. Харкова, отримані наступні розрахункові результати на раніше зазначену модель захисного контейнера: 1. На поверхні сфери моделі контейнера розрахункова доза нейтронного випромінювання 3 склала 1,16 м /год. для складу захисного шару 50 % парафін + 50 % борна кислота та 0,69 З м в/год. для складу захисного шару 50 % парафін + 45 % борна кислота + 5 % свинцю. З 2. На відстані 1 м від поверхні сфери моделі контейнера відповідно - 0,017 м в/год. та 0,010 3 м в/год. 3. При заміні в захисному складі 5 % свинцю на 5 % заліза доза на поверхні сфери дорівнює 3 3 0,83 м в/год. та на 1 м від поверхні сфери - 0,012 м в/год. Склади захисних сумішей у моделях приймалися гомогенними. Одержане зниження дози нейтронного випромінювання, а значить підвищення ефективності захисту у разі застосування добавок свинцю, можна пояснити наступним чином: у водню перетин взаємодії з швидкими нейтронами нижче, ніж у атомів з великими атомними номерами, наприклад, залізом або свинцем. При цьому відбувається як не пружна взаємодія швидких нейтронів з їх поглинанням і виділенням гамма-квантів, так і пружне зіткнення нейтронів з атомами важких елементів, що призводить до багаторазової зміни напрямку руху швидких нейтронів із збільшенням числа зіткнень з атомами водню, що знижують енергію нейтронів приблизно в 2 рази при кожному акті зіткнення. Виникаючі теплові нейтрони (нейтрони з низькою енергією) поглинаються ізотопом Бор 10 з аномально-великою здатністю захоплення таких нейтронів, а загальна ефективність захисту, згідно з розрахунками, піднімається більш ніж на 50 %. Застосування захисного шару з відсотковим вмістом свинцю більше ніж 7 %, не змінює ефективність радіаційного захисту, збільшуючи вартість виробу. Застосування захисного шару з відсотковим вмістом свинцю нижче 2 %, та борній кислоти менш 40 % ускладнює здобуття гомогенного розподілу через малу кількість і знижує ефективність радіаційного захисту. 2 UA 107486 U 5 10 15 20 Застосування захисного шару з відсотковим вмістом борної кислоти більше 55 % знижує ефективність радіаційного захисту від швидких нейтронів та ускладнює технологічний процес створення однорідного захисного шару виробу. Застосування захисного шару з відсотковим вмістом борної кислоти більше 40-45 % доцільно для пакувальних комплектів для джерел швидких нейтронів, які будуть використані в країнах з жарким кліматом, що може привести до випадання із захисного шару борної кислоти в осад і зниження ефективного захисту від теплових та надтеплових нейтронів. Запропонована корисна модель працює таким чином: у стакані контейнера є джерело швидких нейтронів, які у захисному шарі мають пружне зіткнення з атомами важких елементів, наприклад свинцю, що призводить до багаторазового зміни напрямку руху швидких нейтронів із збільшенням числа зіткнень і атомами водню, що знижує енергію нейтронів до теплової. Виникаючі теплові нейтрони (нейтрони з низькою енергією) поглинаються ізотопом Бор 10, якій є у борній кислоті, і має аномально-велику здатність захоплення таких нейтронів, Запропонована корисна модель може бути використана в геофізиці при транспортуванні радіоізотопних джерел нейтронів, при каротажі нафтогазових свердловин, та при обслуговуванні різних промислових приладів, в яких застосовуються радіоізотопні джерела швидких нейтронів. Запропонована корисна модель та запропонований в даному технічному рішенні радіаційнозахисний склад з домішками борної кислоті та свинцю може застосовуватися при виготовленні пакувальних транспортних комплектів на ТОВ КЦІТ "Атомбудпроект", Україна, та для інших виробників аналогічних захисних виробів в галузі ядерної та радіаційної техніки. ФОРМУЛА КОРИСНОЇ МОДЕЛІ 25 30 1. Пристрій радіаційно-охоронний пакувальний для транспортування радіоізотопних джерел швидких нейтронів, в якому є стакан для радіоактивного джерела, а корпуси і кришки контейнера та охоронної тари мають усередині порожнини, в яких знаходиться радіаційнозахисний шар, який відрізняється тим, що радіаційно-захисний шар має вигляд гомогенної суміші парафіну, борної кислоти та свинцю у співвідношенні, мас. %: свинець 2-7 борна кислота 40-55 парафін решта. 2. Пристрій радіаційно-охоронний пакувальний за п. 1, який відрізняється тим, що свинець використаний у вигляді нанопорошку. Комп’ютерна верстка Л. Литвиненко Державна служба інтелектуальної власності України, вул. Василя Липківського, 45, м. Київ, МСП, 03680, Україна ДП “Український інститут інтелектуальної власності”, вул. Глазунова, 1, м. Київ – 42, 01601 3