закрытый радиоактивный источник и способ его приготовления

Формула изобретения

1. Способ приготовления закрытого радиоактивного источника гамма-излучения, включающий герметичное капсулирование радионуклида в подложке, отличающийся тем, что в качестве материала подложки используют металлический индий, а герметизацию радионуклида осуществляют путем размещения навески радионуклида между двумя индиевыми подложками, последующего их сваривания за счет механического сдавливания при комнатной температуре и электролитического покрытия полученной капсулы пассивным или благородным металлом.

2. Закрытый радиоактивный источник гамма-излучения, содержащий подложку и герметично капсулированный в ней позитронно-активный радионуклид, отличающийся тем, что источник дополнительно содержит вторую подложку конвертор, толщина которой равна длине свободного пробега позитронов с максимальной энергией радионуклида, обе подложки выполнены из металлического индия, а навеска радионуклида герметично капсулирована между обеими подложками.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к технологии изготовления закрытых радиоактивных излучателей, используемых в лабораторной и производственной ядерно-спектроскопической аппаратуре и, в частности, в устройствах радиоизотопной медицинской диагностики.

Прототипом является способ изготовления позитронного гамма-излучателя (как источника позитронов) на основе радионуклида ²²Na при котором навеску (хлористого) изотопа ²²Na герметизируют в стеклянной подложке посредством его термической диффузии, что обеспечивает получение источника позитронов, который сосредоточен на значительной площади стеклянной подложки (пятно 10 20 мм) и вблизи поверхности стекла (на глубине 20 50 мкм) [1]

Малая скорость процесса термической диффузии не позволяет сосредоточить таким способом высокую активность радиоактивного излучателя в малом сферическом, 1 мм, объеме. Получаемый таким способом излучатель не является закрытым радиоактивным излучателем в отношении одновременных фотонных пар (с энергией 511 кэВ), возникающих в процессах двухквантовой аннигиляции позитронов, поскольку быстрые позитроны легко покидают тонкий (термодиффузный) слой стекла и аннигилируют на значительных расстояниях ( 10 см) от него.

Целью изобретения является увеличение удельной активности закрытого радиоактивного излучателя одновременных гамма-фотонных пар (с энергией 511 кэВ), возникающих при двухквантовой аннигиляции позитронов.

Поставленная цель достигается тем, что в известном способе изготовления закрытого гамма-излучателя, включающем операцию изготовления диска-подложки и герметическое капсулирование радионуклида в подложке, сначала изготовляют две подложки из металлического индия, размещают между ними навеску радионуклида, а затем герметизируют радионуклид путем сваривания индиевых подложек за счет механического сдавливания при комнатной температуре, после чего полученную капсулу подвергают электролитическому покрытию пассивным или благородным металлом.

Поставленная цель достигается также тем, что в известном закрытом гамма-излучателе, содержащем подложку и герметически капсулированный на ней радионуклид, выполнена дополнительная подложка конвертор, толщина которой равна длине свободного пробега энергичных позитронов, испускаемых радионуклидом, а навеска радионуклида герметично капсулирована между подложкой и конвертором.

На фиг. 1 изображена принципиальная схема осуществления предлагаемого способа приготовления закрытого радиоактивного гамма-излучателя (А до сваривания подложки и конвертора, Б после сваривания подложки и конвертора, В извлечение капсулы закрытого излучателя из прессующей (сваривающей) матрицы), где 1 нижняя индиевая подложка, 2 верхняя индиевая подложка-конвертор, 3 радионуклид, 4 прессующая (сваривающая) матрица, 5 - пуансон, 6 вкладыш, 7 подставка.

Для осуществления предлагаемого способа приготовления закрытого радиоактивного гамма-излучателя выполняют следующие оценки и технологические операции.

1. Оценивают величину пробега в металлическом индии наиболее энергичных позитронов, излучаемых в процессе -распада капсулируемого радионуклида. Например, максимальная энергия позитронов реакторного радионуклида ⁶⁴Cu составляет 650 кэВ. Оценку длины свободного пробега таких позитронов в металлическом индии получают, используя значение величины экстраполированного массового пробега электронов с энергией 650 кэВ в алюминии, которая составляет r(Al)приблизительно 0,350 г/см². [3] Оценку пробега позитронов в металлическом индии получают с учетом плотности металлического индия:



где (In) плотность металлического индия. Эта оценка может содержать ошибку до 15-25% Более точное значение пробега энергичных позитронов в металлическом индии в общем случае получают экспериментально, используя капсулируемый радионуклид и набор металлической индиевой фольги (толщиной 5-10 мкм) в виде пакета переменной толщины.

2. Приготавливают металлическую индиевую фольгу, толщина которой d равна длине свободного пробега r(In).

Полагая, что основная задача излучателя заключается в локализации актов позитронной аннигиляции внутри капсулы, рассматривают оценочную величину dприблизительно0,48 мм как минимальную толщину индиевой фольги. С учетом дополнительного тормозного пути быстрого позитрона в электролитическом слое пассивного или благородного металла толщину фольги принимают равной d=0,5 мм. Если возникает ошибка "в меньшую сторону" и после капсулирования обнаруживается, что некоторая доля быстрых позитронов все же покидает капсулу, то эту ошибку всегда можно компенсировать за счет дополнительного увеличения толщины электролитического металла (хром, серебро и др.). Подобный прием используют и тогда, когда существует задача получения минимального размера капсулы излучателя.

3. Используя индиевую фольгу выбранной толщины приготавливают две круглые подложки требуемого диаметра.

Величина диаметра подложки определяется типом радионуклида и величиной его активности. Для реактивного радионуклида (например, ⁶⁴Cu), который имеет невысокую плотность активных ядер, величина диаметра подложки обычно несколько выше, чем для циклотронного радионуклида (например, ²²Na), где плотность активных ядер выше за счет применения методов химической экстракции активности.

Для медного шарика диаметром приблизительно 2 мм активность по ⁶⁴Cu после его облучения в реакторе может составлять величину до приблизительно 510⁷ Бк. В этом и подобных случаях, когда линейные размеры радионуклида сравнимы или превышают толщину используемой для капсулирования индиевой фольги, величину диаметра подложки оценивают из условия сохранения герметичности индиевой капсулы после сваривания подложки и конвертора посредством механического сдавливания ~(2-3). Для медного шарика d приблизительно 2 мм диаметра подложки принимают = 5 мм.

4. Требуемую активность радионуклида располагают между индиевыми подложками внутри прессующей матрицы, фиг. 1 А.

Радионуклид ⁶⁴Cu представляет собой пример чистого излучателя одновременных фотонных пар в отличие от радионуклида ²²Na, который содержит фоновую активность ядерных гамма-квантов с энергией 1274 кэВ. Однако опыт работы с медным реакторным радионуклидом ⁶⁴Cu показывает, что чистая медь после облучения в реакторе сильно "летит", т.е. естественный поток воздуха легко разносит мельчайшие активные частицы такого излучателя и фон в лаборатории может значительно возрастать на несколько суток (период полураспада ⁶⁴Cu составляет приблизительно 12,7 ч). Поэтому подобный излучатель необходимо капсулировать. Капсулирование ⁶⁴Cu путем термической диффузии в стекле [2] неприемлемо, ввиду того, что характерное время термической диффузии превышает период полураспада этого радионуклида. Кроме того термические процедуры с "летящей" ⁶⁴Cu неприемлемы экологически.

Чтобы устранить "летучесть" медного излучателя, его обычно смачивают клеем БФ-6 и затем высушивают (30-50 мин), однако при этом не удается создать толщину клея "конвертора", способную локализовать процессы позитронной аннигиляции, т. е. не располагая способом быстрого капсулирования радионуклида ⁶⁴Cu и локализации процессов аннигиляции, нельзя получить чистый излучатель одновременных фотонных пар. Аналогичная ситуация часто возникает и с другими радионуклидами (не только позитронными или гамма-излучателями).

5. Герметизуют индиевую капсулу с радионуклидом путем сваривания между собой подложки и конвертора за счет механического сдавливания их между собой при помощи пуансона внутри прессующей (сваривающей) матрицы, фиг. 1 Б.

Среди известных металлов в условиях атмосферы только индий не имеет поверхностной окисной пленки и обладает уникальным свойством сварки между собой двух раздельных кусочков при небольшом (15-20 кг/см²) взаимном механическом сдавливании. Время такой операции составляет порядка 1-2 с и менее.

6. Пассивируют и механически упрочняют индиевую капсулу с радионуклидом посредством электролитического хромирования (или серебрения) капсулы.

Эта операция необходима также и в связи с легкоплавкостью индия (температура плавления приблизительно 156^oC, чтобы в случае аварийного перегрева излучателя (или в случае пожара) герметичность капсулы не была бы нарушена.

Предлагаемый способ позволяет увеличить удельную активность излучателя одновременных фотонных пар за счет локализации актов позитронно аннигиляции и за счет уменьшения времени капсулирования.

Получаемый этим способом радиоактивный гамма-излучатель одновременных фотонных пар с энергией 511 кэВ (возникающих при двухквантовой аннигиляции позитронов) схематически изображен на фиг. 2. Он содержит нижнюю индиевую подложку 1 и верхнюю индиевую подложку-конвертор 2, толщина которых равна длине свободного пробега наиболее энергичных позитронов, излучаемых радионуклидов 3, расположенных между подложками, а обе подложки герметически сварены между собой путем взаимного механического сдавливания и покрыты слоем электролитического хрома (или серебра).

В течение временных промежутков между актами распада ядер радионуклида 3 излучатель не производит одновременных фотонных пар, а капсула обеспечивает герметичность, химическую стабильность радионуклида и сохраняет геометрические параметры излучателя.

Работу закрытого радиоактивного гамма-излучателя одновременных фотонных пар рассмотрим на примере использования радионуклида ⁶⁴Cu в качестве "чистого" позитронного распадчика. При b распаде ядер ⁶⁴Cu рождаются быстрые позитроны, энергетический спектр которых непрерывно простирается до максимальной энергии, которая в этом случае относительно невелика приблизительно 650 кэВ, так что энергия фотонов тормозного излучения, рождаемых позитронами при пробеге в индиевой подложке много меньше 511 кэВ, а число их пренебрежимо мало. Вероятность аннигиляции позитрона "на лету" также пренебрежимо мала. Поэтому быстрый позитрон сначала тормозится и термализуется в материале радионуклида и подложки, растрачивая свою кинетическую энергию малыми порциями на возбуждение атомов среды в течение приблизительно 10^-10 с. Термализованный позитрон аннигилирует (в основном в паре со слабо связанным электроном среды) за время приблизительно 10^-8-10^-10 с с излучением двух одновременных фотонов g и g фиг. 2 которые в системе центра масс разлетаются в системе центра масс разлетаются под взаимным углом 180^o с энергией каждого по 511 кэВ.

Поскольку проникающая способность аннигиляционных фотонов с энергией 511 кэВ существенно выше, чем проникающая способность быстрых позитронов, то предлагаемый закрытый радиоактивный гамма-излучатель содержит наименьшее число фоновых фотонных пар, т.е. таких одновременных пар фотонов, угловая корреляция между которыми нарушена за счет процесса комптоновского рассеяния одного из членов пары в материале капсулы, а с учетом свойств радионуклида ⁶⁴Cu, как чистого позитронного распадчика, является весьма чистым излучателем одновременных фотонных пар, который следует рассматривать в качестве поверочного (или калибровочного) излучателя подобного рода. Чистый излучатель одновременных фотонных пар представляет интерес для решения дефектоскопических задач по методу гамма-локации [4] а также в устройствах бесколлиматорной комптоновской гамма-стереоскопии [5]

Способ герметизации радиоактивного препарата в индиевую капсулу путем сваривания индиевых подложек при их механическом сдавливании может быть использован для капсулирования самых различных радиоактивных препаратов, не вступающих с индием в химическое взаимодействие.

Ввиду достаточно слабой химической активности металлического индия предлагаемый способ капсулирования может быть использован также и в целях стерильного капсулирования различных биологических и медицинских объектов и препаратов, особенно при последующем охлаждении до температуры тающего льда или жидкого азота. Основное преимущество этого способа заключается в простоте, надежности и кратковременности процедуры капсулирования.

ЛИТЕРАТУРА

1. Энциклопедический словарь юного техника. М. Педагогика. 1988, с. 153.

2. DezSi J. et al// Nucl. Instr. Meth. 1977, vol. 141. p. 401-403/.

3. Калашникова В. Н. Козодаев М.С. //Детекторы элементарных частиц. М. Наука. 1966, с. 36.

4. Радько В.Е. //ПТЭ. N 4. с. 174-193, 1991.

5. Радько В.Е. //Тезисы межд. Совещ. по ядерной спектр. и структуре а.я. С. Петербург, 1994, см. также: Физика 20 века, развитие и перспективы. М. Наука, с. 145-146.