Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Научно – технологическое развитие производства радионуклида медицинского назначения 99Мо и молибден-технециевых генераторов с помощью исследовательского реактора ВВР-ц

Диссертация: Научно – технологическое развитие производства радионуклида медицинского назначения 99Мо и молибден-технециевых генераторов с помощью исследовательского реактора ВВР-ц
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Для ранней диагностики и терапии заболеваний различных органов человека широкое применение нашли в ядерной медицине радионуклиды в виде радиофармацевтических препаратов (РФП). Радиофармацевтическим препаратом является химическое соединение, содержащее радиоактивный нуклид и молекулу-вектор, тропное к обследуемому органу или опухоли. Радионуклиды для медицинских целей стали применять с начала 50-х… Читать ещё >

Научно – технологическое развитие производства радионуклида медицинского назначения 99Мо и молибден-технециевых генераторов с помощью исследовательского реактора ВВР-ц (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • КРАТКИЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ
  • 1. ОБЗОР СОСТОЯНИЯ РЕАКТОРНОЙ БАЗЫ В МИРЕ ДЛЯ НАРАБОТКИ «МО
    • 1. 1. Производство «Мо в Канаде
    • 1. 2. Производство «мо в Европе
    • 1. 3. Производство «Мо в Южной Африке
    • 1. 4. Производство «мо в России иСНГ
  • 2. РЕАКТОРНЫЕ СПОСОБЫ ПОЛУЧЕНИЯ «МО
    • 2. 1. Гетерогенный вариант
    • 2. 2. Гомогенный вариант
  • 22. 1 Ампула с расплавом фторида урана
  • 222. Растворный ядерный реактор
    • 2. 3. Нейтронно-активационный способ
    • 2. 4. фото-активационный способ
  • 3. ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА ВВР-Ц И ЭТАПЫ РЕКОНСТРУКЦИИ
    • 3. 1. Назначение и параметры реакторной установки ВВР-ц
    • 3. 2. Нейтронно-физические характеристики реакторной установки
  • 4. ОПЫТ ПРОИЗВОДСТВА 99МО В РЕАКТОРЕ ВВР-Ц
    • 4. 1. Оценка максимальных потенциальных возможностей наработки «Мо на реакторе ВВР-ц
    • 4. 2. Основные конструкторские доработки активной зоны и внутриреакторных устройств
    • 4. 3. Создание комплекса информационной поддержки оператора (КИПО) для повышения экспериментальных возможностей и безопасности реактора ВВР-ц
  • 4. З 1 Структура КИПО
  • 4. 3 2 Алгоритм работы программы КИПО
  • 4. 3 3 Структура математической модели реактора
  • 4. 3 4 Модель активной зоны
  • 4. 3 5 Модель отравления
    • 4. 4. Режимы работы КИПО
    • 4. 5. Программный код прогноза наработки радионуклида «Мо на реакторе ВВР-ц
  • 4. 5 1 Автоматический режим работы
  • 4. 5 2 Ручной режим
  • 4. 5 3 Режим калибровки
  • 5. КОНСТРУКЦИЯ ОБЛУЧАТЕЛЬНОГО УСТРОЙСТВА И МИШЕНИ ДЛЯ НАРАБОТКИ «МО В РЕАКТОРЕ ВВР-Ц
    • 5. 1. Требования к облучательному устройству
    • 5. 2. Требования к мишени
    • 5. 3. Модернизация мишени для производства «Мо
  • 5. 3 1 Конструкция мишени «стакан в стакане» 69 5 32 Конструкция мишени «цилиндр в стакане»
  • 5. 3 3 Дальнейшая модернизация мишеней
  • 6. РАДИОХИМИЧЕСКОЕ ВЫДЕЛЕНИЕ «МО ИЗ ОБЛУЧЕННОЙ УРАНОВОЙ МИШЕНИ
    • 6. 1. Методы выделения «Мо
  • 611. Щелочное растворение
  • 612. Кислотное растворение
    • 6. 2. Описание технологии выделения «мо из мишени, облученной в реакторе ВВР-ц
  • 6. 2 1 Технологическая схема выделения 99Мо
  • 6. 2 2 Методы контроля радиохимического выделения 99Мо
  • 1. ОЦЕНКА ПРОПУСКНОЙ СПОСОБНОСТИ ГОРЯЧИХ КАМЕР ПО ОБЪЁМУ ПЕРЕРАБАТЫВАЕМЫХ УРАНОВЫХ МИШЕНЕЙ
    • 7. 1. Расчет активности
    • 7. 2. Модернизация горячих камер
  • 7. 2 1 Оценка эффективности биологической защиты 91 722 Оценка эффективности смотрового стекла в ГК
    • 7. 2. 3. Оценка эффективности биологической защиты стеновых конструкций ГК
    • 7. 2. 4. Экспериментальная проверка эффективности биологической защиты ГК
    • 7. 2. 5. Выход радионуклидов при производстве 99Мо и организация эффективной утилизации летучих продуктов деления из воздуха
    • 7. 2. 6. Модернизация ГК-2 для увеличения производства99Мо
  • 8. СОЗДАНИЕ И РАЗВИТИЕ ПРОИЗВОДСТВА МОЛИБДЕН-ТЕХНЕЦИЕВЫХ ГЕНЕРАТОРОВ В НИФХИ ИМ. Л.Я.КАРПОВА
    • 8. 1. Сравнительные характеристики различных типов. Конструкция молибден-технециевых генераторов, разработанных в филиале ФГУП «НИФХИ им. Л.Я. карпова»
      • 8. 1. 1. Генератор ««Тс КСУ-3 «ФХИ»
      • 8. 1. 2. Генератор ГТ- 4К
    • 8. 2. Конструкции защитных контейнеров для генератора 99мТс
    • 8. 3. Определение дозового поля вокруг генератора технеция ГТ-4 и транспортно упаковочного контейнера
      • 8. 3. 1. Свинцовый контейнер со свинцовым вкладышем
      • 8. 3. 2. Свинцовый контейнер с вкладышем из обедненного урана
      • 8. 3. 3. Транспортно упаковочный контейнер. Свинцовый контейнер с вкладышем из свинца
    • 8. 4. Участок зарядки генераторов 99мТс
      • 8. 4. 1. Структура и эксплуатационные характеристики участка зарядки генераторов 99тТс
    • 8. 5. Водоподготовка участка зарядки генераторов 99мТс
    • 8. 6. Чистые помещения участка зарядки генераторов 99мТс
    • 8. 7. Расчетная оценка радиационной обстановки в складе временного хранения генераторов 99мТс в транспортной упаковке
    • 8. 8. Поставки генераторов в отечественные медицинские центры страны
  • 9. ПЕРЕРАБОТКА УРАНСОДЕРЖАЩИХ ОТХОДОВ
    • 9. 1. Регенерация урана при производстве осколочного «мо
  • 10. КОНЦЕПЦИЯ ДАЛЬНЕЙШЕГО ПОВЫШЕНИЯ НАРАБОТКИ «МО
    • 10. 1. Реконструкция ВВР-ц с заменой на ИВВ. ЮМ
    • 10. 2. Растворный ядерный реактор «АРГУС»
      • 10. 2. 1. Основные технические характеристики реактора «АРГУС»

Актуальность работы.

Актуальной проблемой современного общества является создание новых технологий получения препаратов для диагностики и лечения таких социально значимых заболеваний, как онкологические и сердечнососудистые. По данным ВОЗ эти заболевания являются основными факторами смертности населения развитых стран, в том числе и Российской Федерации.

Для ранней диагностики и терапии заболеваний различных органов человека широкое применение нашли в ядерной медицине радионуклиды в виде радиофармацевтических препаратов (РФП). Радиофармацевтическим препаратом является химическое соединение, содержащее радиоактивный нуклид и молекулу-вектор, тропное к обследуемому органу или опухоли. Радионуклиды для медицинских целей стали применять с начала 50-х годов.

Выбор радиоактивного нуклида осуществляется в соответствии со следующими требованиями: низкая радиотоксичность, приемлемый период полураспада (от нескольких минут до нескольких часов), удобное для регистрации гамма-излучение.

В тех случаях, когда пользователи находятся вдали от ядерных установок, ускорителей заряженных частиц и в местах, куда затруднена регулярная доставка РФП, прибегают к использованию радионуклидных генераторов. В этой связи давно стали привлекать внимание системы двух генетически связанных между собой радионуклидов, когда один из них — более короткоживущий (дочерний) — постоянно образуется (генерируется) в результате распада другого (материнского), имеющего больший период полураспада, который сам при распаде превращается в стабильный нуклид. При этом, короткоживущий нуклид, являющийся изотопом другого по сравнению с материнским элементом, может быть быстро и многократно извлечен из небольшого устройства — генератора, например, посредством пропускания жидкости определенного состава (элюата) через это устройство. Устройство это представляет собой, в большинстве случаев, колонку, заполненную сорбентом и оборудованную фильтром, предотвращающим его вымывание. Такой генератор обеспечен защитным свинцовым кожухом и системой коммуникаций. Он прост и безопасен в эксплуатации в условиях больницы или клиники. Активность дочернего нуклида при элюирова-нии из генератора определяется общими закономерностями, обусловленными кинетикой накопления и распада нуклидов.

В середине 50-х годов был открыт способ изготовления молибден-технециевых генераторов в Брукхейвенской Национальной лаборатории (США).

1 49 1 49 при разработке генератора Те/ I на основе теллура, полученного по реакции деления урана [1]. Технеций 99тТс, образующийся как дочерний продукт распада изотопа 99Мо, является наиболее часто используемым радиоизотопом, получаемым в генераторах. Около 85% испускаемых им гамма-квантов имеют энергию 140 кэВ, которые регистрируются гамма-камерой. Период полураспада.

99штг.

1 с составляет всего 6 часов.

Интенсивное развитие в России методов диагностики и лечения с помощью радиоактивных изотопов потребовало развития их производства в стране. Длительное время основными производителями 99Мо и генераторов на его основе в России были ФЭИ и филиал НИФХИ им. Л. Я. Карпова в г. Обнинске, которые полностью обеспечивали потребности отечественной медицины в этом изотопе. Однако после закрытия в ФЭИ реактора-наработчика (реактор АМ) 99Мо возникла потребность увеличения наработки этого изотопа на реакторе ВВР-ц в филиале НИФХИ им Л. Я. Карпова для удовлетворения потребностей отечественной медицины. Кроме того, в связи с несостоявшимся пуском в Канаде 2-х реакторов-наработчиков 99Мо, в мире возник огромный дефицит этого изотопа. Это значительно увеличило шансы занять определенную нишу на мировом рынке молибдена российского производства. Поэтому проблема увеличения производства 99Мо и генераторов на их основе с одновременным улучшением их характеристик является важной народно-хозяйственной проблемой. Решение этой проблемы связано с выполнением комплекса научно-исследовательских и технологических работ. Исходя из этого, настоящая работа, посвященная решению этой важной народно-хозяйственной проблемы, является актуальной.

Научная новизна выполненной работы:

— Предложены новые научно-технологические решения по развитию производства осколочного 99Мо на реакторе ВВР-ц;

— Создан комплекс информационной поддержки оператора для повышения экспериментальных возможностей и безопасной работы реактора ВВР-ц;

— Разработана структура математической модели реактора;

— Создана урановая мишень, обеспечивающая минимальное образование радиоактивных отходов;

— Впервые в стране разработан способ переработки ураносодержа-щих отходов с целью повторного использования выделенного урана в цикле наработки 99Мо на реакторе ВВР-ц;

— Сформулирована концепция организации крупномасштабного производства на комплексе специализированных ядерных реакторов — ИВВ.10М и растворного реактора с целью бесперебойного обеспечения клиник генераторами технеция-99ш и выхода на мировой рынок на уровне 1000 Ки товарного 99Мо.

Практическая значимость работы.

Практическая значимость работы заключается в следующем:

— Реализованы меры, обеспечившие увеличение наработки на реакторе ВВР-ц изотопа 99Мо медицинского назначения;

— Внедрены в практику наработки 99Мо новые конструкции облу-чательного устройства и мишени;

— Создано производство молибден-технециевых генераторов с улучшенными характеристиками и налажены поставки их в отечественные медицинские центры;

— Создана технологическая линия автоматизированной зарядки молибден-технециевых генераторов, удовлетворяющая международным требованиям вМР;

— Внедрена технология переработки урансодержащих отходов с целью повторного вовлечения урана в цикл наработки 99Мо;

— Разработан проект реактора ИВВ.10М, как вариант дальнейшей реконструкции действующего реактора ВВР-ц для увеличения наработки 99Мо.

Положения, выносимые на защиту.

На защиту выносятся:

1. Обоснование возможности увеличения производства радионуклида 99Мо на исследовательском ядерном реакторе ВВР-ц.

2. Конструкции усовершенствованного облучательного устройства и мишени для производства 99Мо.

3. Конструкция усовершенствованного генератора ГТ-4К.

4. Технология автоматизированной зарядки молибден-технециевых генераторов, удовлетворяющая требованиям вМР.

5. Технология переработки урансодержащих отходов с целью повторного вовлечения в цикл переработанного урана.

6. Предложения по созданию исследовательского ядерного реактора ИВВ.10 М, как наработчика радионуклидов.

Личный вклад автора.

Автором совместно со специалистами филиала НИФХИ разработана технология выделения 99Мо из облученной урановой мишени, технология переработки урансодержащих отходов, разработаны конструкции молибден-технециевых генераторов, а также технология автоматизированной зарядки генераторов. При этом автор являлся руководителем работ по созданию новой конструкции гене8 ратора и по разработке технологии переработки урансодержащих отходов, а также по созданию автоматизированной линии зарядки генераторов.

Автором лично:

— Обоснована возможность увеличения производства 99Мо на комплексе с исследовательским реактором ВВР-ц;

— Разработаны и внедрены технические предложения, обеспечивающие повышение безопасности процесса наработки 99Мо на реакторе ВВР-ц;

— Предложены различные перспективные конструкции облуча-тельных устройств и мишеней для производства 99Мо;

— Разработан программный код для прогнозирования наработки радионуклида 99Мо при нормальной эксплуатации, а также после внеплановых остановов реактора ВВР-ц;

— Разработан комплекс информационной поддержки оператора реактора, повышающий безопасную эксплуатацию реакторной установки;

— Предложена концепция нового реактора ИВВ 10. М для наработки радионуклидов в качестве дальнейшего развития возможностей реактора ВВР-ц.

Достоверность полученных результатов.

Достоверность результатов по обеспечению эффективности и безопасности процесса наработки 99Мо подтверждена длительной и безопасной эксплуатацией реактора ВВР-ц и многолетней практикой производства и поставки молибдена в отечественные медицинские центры. Качество производимого 99Мо и молибден-технециевых генераторов подтверждено сертификатом качества [2].

Апробация работы:

Материалы диссертации докладывались на 5-ти международных и 6-ти отечественных конференциях. По материалам диссертации опубликовано 30 научных работ, в том числе 15, — в рецензируемых научных журналах и изданиях. Получен 1 патент на промышленный образец.

11 Заключение.

Результатами выполненной работы являются:

1. Выполнен анализ состояния современной реакторной базы для производства «Мо. Выявлено место реактора ВВР-ц в решении проблемы наработки 99Мо для отечественных медицинских центров и поставок этого изотопа на внешний рынок.

2. Решена научная проблема, связанная с важной народно-хозяйственной задачей увеличения наработки на реакторе ВВР-ц изотопа медицинского назначения 99Мо и производства новых современных Мо/Тс-генераторов для медицинских центров страны. Для решения этой проблемы выполнен комплекс научно-технологических работ, включающий в себя:

— оценку потенциальных возможностей увеличения производства 99Мо реактора ВВР-ц;

— разработку и внедрение конструкций облучательных устройств и мишеней для наработки 99Мо в реакторе ВВР-ц;

— выполнение исследований и разработку комплекса мер по повышению безопасности и повышению информативности наработки молибдена в реакторе ВВР-ц;

— разработку и освоение технологии безопасного радиохимического выделения 99Мо из облученной урановой мишени;

— разработку и освоение технологии переработки урансодержащих отходов с целью возврата урана после выделения молибдена из облученной мишени;

— разработку нескольких типов молибден-технециевых генераторов и освоение их выпуска в филиале ФГУП «НИФХИ им. Л.Я. Карпова» для отечественных медицинских центров.

3. Для дальнейшего совершенствования производства и улучшения качества продукции по разработанным требованиям создана автоматизированная линия по зарядке молибден-технециевых генераторов.

4. В качестве дальнейшего развития производства 99Мо предложена концепция исследовательского реактора ИВВ.10М специализированного для наработки радионуклидов, как вариант реконструкции действующего реактора ВВР-ц.

5. Показаны альтернативные возможности и пути получения 99Мо. Предложен дублирующий комплекс гомогенных растворных реакторов типа «АРГУС».

Автор выражает огромную благодарность сотрудникам института ФГУП «НИФХИ им. Л .Я. Карпова», принимавшим участие в данной работе, а также Павшуку В. А., Поздееву В. В., за ценные замечания при подготовке рукописи диссертации.

Показать весь текст

Список литературы

  1. ternational Journal Applied radiation and isotopes, № 33, 1982, p 326−327.
  2. Лицензия № 99−03−1 924 от 01.04.2010 г. На осуществление деятельности по производству медицинской техники.
  3. Medical isotope production without highly enriched uranium, National academies press. Washington. 2009, p 14 15.
  4. H.E. Кухаркин, Б. С. Степеннов, B.A. Павшук О возможности создания в РНЦ «Курчатовский институт» новейшей малоотходной технологии производства медицинских изотопов 99Мо и 89Sr // Научно-технический отчет. 2003. — № 37. -с. 3.
  5. В.В. Ларионов, B.C. Скуридин Использование ядерного реактора и ускорителей заряженных частиц в социальной сфере // Физическое образование в ВУЗах. -2003.-Т. 10. № 2. с. 121−124.
  6. Об инцидентах на исследовательских ядерных установках мира (по данным IRSRR МАГАТЭ) // Информационный бюллетень, Димитровград. 2008. вып. 2. с. 12−24.
  7. А.С. Герасимов, Г. В. Киселев, М. Н. Ланцов Получение 99Мо в ядерных реакторах, Атомная энергия 1989. т. 67. вып. 2. с. 104 — 108.
  8. С. Hansell «Nuclear Medicine’s Double Hazard. Imperiled treatment and the Risk of Terrorism» // Nonproliferation Review 2008. vol. 15. № 2.
  9. N. Ramamoorthy «Overview of 99Mo Production Crisis and Options for Improving Supplies» // TWG-RR Meeting/ 2010.
  10. V.A. Pavshook «Effective method of 99Mo and 89Sr production using liquid fuel reactor» // IAEA, 2007.
  11. Описание реактора ВВР-ц // Техническая документация. Москва -1964.
  12. Г. Г. Бунатян, В. Г. Николенко, А. Б. Попов Использование потока электронов для производства радиоизотопов посредством деления урана Y-излучением и нейтронами // ОИЯИ 2010.
  13. Паспорт реактора ИЯУ ВВР-ц// Техническая документация. Москва -2008.
  14. Описание конструкции и характеристик ИР, его систем и оборудования // Отчет по обоснованию безопасности ИЯУ ВВР-ц. т. 2. Обнинск 2002. с. 7 -9.
  15. Программный комплекс HEXA-BANK Описание применения// ПИЯФ -2001.
  16. В.В. Поздеев Изотопы это сложно, но нужно. AtomInfo.ru — 2010.
  17. О.Ю. Кочнов, Н. Д. Лукин, Л. В. Аверин «Реактор ВВР-ц: опыт эксплуатации и перспективы развития» Ядерная и радиационная безопасность № 1 (47)-2008, г. Москва, 2008 стр. 18−25.
  18. Отчеты и технические решения ИЯУ ВВР-ц // НИФХИ.
  19. О.Ю. Кочнов, Ю. В. Волков Анализ данных по срабатываниям A3 реактора ВВР-ц. // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. -2002. -№ 2. с. 12−20.
  20. Правила ядерной безопасности для исследовательских реакторов (ПБЯ ИР 04 (НП-009−04)). -М.: 2004. с. 7, 10.
  21. В.И.Аксенов, A.B. Алиев, В. А. Ефимов, А. И. Колесников и др. Опыт создания и использования тренажеров в НИТИ // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. 1991. вып. 5. с. 3 — 5.
  22. В.А. Качалин, А. В. Киселев, А. И. Красько, В. Г. Кусиков и др. Информационная система для двух исследовательских реакторов РБТ-10 // Атомная энергия. 1985. -т. 58, вып. 4.- с. 271 -272.
  23. О.М. Федоров, Б. Н. Аристов Учебно-тренировочный пункт Ровенской АЭС, опыт создания // Атомная энергия. 1991. -т. 70, вып. 6. с. 397 — 398.
  24. И.Н. Козиев, О. Ю. Кочнов, Е. С. Старизный, Ю. В. Волков Комплекс информационной поддержки оператора ВВР-ц. Опыт создания первой версии // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. -2000. № 2. с. 30 — 39.
  25. O.Y. Kochnov, Y.V. Volkov Emergency Shutdown of WWR-c Reactor after 40 Years of Operation // NATO Advanced Research Workshop, Russia Obninsk Institute of Nuclear Power Engineering, 2004. -c. 47−65.
  26. A.M. Смоляров Системы отображения информации и инженерная психология. -М.: Высшая школа, 1982. -с. 44 54.
  27. В.И. Владимиров Практические задачи по эксплуатации ядерных реакторов. -М.: Атомиздат, 1976. с. 71 77.
  28. Б.А. Дементьев Кинетика и регулирование ядерных реакторов. -М.: Энергоатомиздат, 1986. с. 56 57.
  29. О.Ю. Кочнов, Н. И. Рыбкин Определение пустотного коэффициента реактивности для реактора ВВР-ц // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2006. -№ 1. с. 51 54.
  30. А.И. Воропаев, Н. В. Галкин, А. И. Зинин, И. З. Королев и др. Разработка технических средств обучения эксплуатационного персонала АЭС с реактором типа БН // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. -1991. вып. 5. с. 71 75.
  31. В.И. Ракитин, В. Е. Первушин Практическое руководство по методам вычислений. -М.: Высшая школа, 1988. с. 129 145.
  32. O.Kochnov, V. Pavshook Production of Мо-99 in the Federal State Unitary Enterprize «Karpov Institute of Physical Chemistry». Ordinary and alternative technologies // 7th Conference on Nuclear and Particle Physics, Egypt-2009, p. 10.
  33. О.Ю. Кочнов, B.P. Дуфлот, А. И. Крашенинников и др. Патент на промышленный образец № 80 306 Генератор технеция (4 варианта), 2011 г.
  34. О.Ю. Кочнов, B.B. Поздеев, H.B. Захаров, А. И. Крашенинников Производство осколочного молибдена-99 с замкнутым циклом по урану на ядерном реакторе ВВР-ц // Радиохимия 2011., т. 54, № 2, с. 173 177.
  35. В.В. Колесов, О. Ю. Кочнов Влияние бериллиевого отражателя, помещенного в активную зону реактора ВВР-Ц на ее нейтронно-физические характеристики // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2011. в печати.
  36. М.А. Маркина, Е. С. Старизный, А. Х. Брегер Энергетическое распределение гамма-излучения продуктов деления 235U при малом времени облучения. Атомная энергия, 1979, т. 46, вып.6, с. 411.
  37. М.А. Маркина, Е. С. Старизный, А. Х. Брегер Экспериментальное определение мощности гамма-излучения продуктов деления при малом времени работы ядерного реактора. Атомная энергия, 1978, т.44, вып. 6, с. 525.
  38. Л.И. Медведовский Математическая модель для расчета концентраций продуктов деления в циркулирующем ядерном топливе. Атомная энергия, 1979, т.47, вып. 2, с. 184−186.
  39. Л.Р. Кимель, В. П. Машкович. Защита от ионизирующих излучений. Справочник., М., Атомиздат, 1966, 309 с.
  40. А.П. Рудик. Физические основы ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1979, 118 с.
  41. N.I. Rybkin, L.A. Bulanov, S.F. Zhironkin, et.al. Iodine Airosol Safety of the WWR-c Reactor-based Production of Radio Pharmaceuticals. Proceeding of International Symposium on Radiation Safety. September 25−27, 1996, Obninsk, Russia.
  42. Протокол проверки эффективности биологической защиты ГК-2 // НИФХИ 2009.
  43. СанПиН 2.6.1.2523−09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) -М.: Энергоатомиздат, 2009.50. 40 000 молибден-технециевых генераторов весомая цифра AtomInfo.ru-2009.
  44. С.В. Ермолаев, В. Б. Деев, М. В. Чеботнягина, Л. А. Смахтин Способ производства генератора 99Тс // Патент РФ № 2 171 512, 1999.
  45. Государственный реестр лекарственных средств, (по состоянию на 1 сентября 2004 года) т 1. 2004.
  46. Первичная информация. Технология производства генераторов компании Hans Waelischmiller GmbH. 2007.
  47. А.Е. Федотов Правила GMP 2009 // Технология чистоты вып. 2. 2009.
  48. ГОСТ Р 52 249−2009 „Правила производства и контроля качества лекарственных средств“, приказ № 159-ст от 20 мая 2009 г.
  49. Международная Фармакопея. Изд.З. т 2. Спецификация для контроля качества фармацевтических препаратов. М., Наука, 1990.
  50. Обеспечение качества безопасной перевозки радиоактивных материалов (приложение IV руководства МАГАТЭ TS-G-1.1) 1994.
  51. A.A. Казанцев, В. В. Сергеев, О. Ю. Кочнов, Расчетный анализ температуры в блок-контейнере модифицированной конструкции для наработки Мо-99 на ИЯУ ВВР-Ц (ИВВ.10М) Ядерная физика и инжиниринг, г. Москва, 2011 г. в печати.
  52. Техническое задание на реконструкцию РУ ВВР-ц // НИФХИ 2009.
  53. Проект бака РУ ИВВ.10 М // Техническая документация НИФХИ -2010.
  54. С.Н. Ардашников, С. М. Гольдин, A.B. Николаев, Л. С. Рузер, Э. М. Центер Защита от радиоактивных излучений М., Гос. науч-тех. изд-во лит-ры по чер. и цвет, мет-гии, 1961 с. 404.
  55. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок (ОПБ ИР-2001 (НП-033−01)). -М.: Энергоатомиздат, 2001. с. 24.
  56. В.В. Королев Системы управления и защиты АЭС. -М.: Энергоатомиздат, 1986. с. 72.
  57. Ю.В. Волков Надежность и безопасность ЯЭУ. Обнинск.: ОИАТЭ, 1997. с. 74−81.
  58. А.Н. Анохин, В. А. Острейковский Вопросы эргономики в ядерной энергетике. -М.: Энергоатомиздат, 2001. с. 258 259.
  59. С.П. Соловьев Аварии и инциденты на атомных» электростанциях. -Обнинск: ОИАТЭ, 1992. с. 278 279.
  60. В.Ф, Ковтунов, С. И. Симоненко Экспериментальные исследования человеко-машинного взаимодействия на исследовательском тренажере ядерной энергетической установки // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. -1991. вып. 5. с. 63 67.
  61. L.A. Zadeh, Fuzzy sets, Information and control // -1965. v.8. -p. 338 353.
  62. B.H. Богомолов, В. А. Галушкин, A.B. Коновалов, В. М. Куприянов и др. Советчик оператора для исследовательского стенда // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. -1990. вып. 2. с. 17 19.
  63. В.А. Левченко, В. Д. Гуменюк, Ю. Р. Кофтан Функциональный тренажер реакторного отделения энергоблока ВВЭР-440 // Сборник научных трудов № 2 каф. «РКР АЭС» ОИАТЭ, Обнинск, 1993. -с. 72 79.
  64. В.А. Левченко, В. Д. Гуменюк, Ю. Р. Кофтан, В. А. Дорошенко, А. И. Исаков, В. И. Доровских Функциональный тренажер АЭС с реактором ВВЭР-1000 // Сборник докладов второй международной конференции, Обнинск 1991. с. 304 -319.
  65. И.М. Хазанович Возможный алгоритм советчика оператора ЯЭУ // Вопросы атомной науки и техники. Физика ядерных реакторов. -1990. вып. 2. с. 20 22.
  66. В.А. Иванов, П. А. Андреев, М. Б. Биржаков, А. Н. Блинов К вопросу создания маломасштабного исследовательского-тренажерного комплекса «Атомный энергоблок». -М.: Энергоатомиздат, 1984. вып. 7. -с. 168 174.
  67. В.И. Наумов Человеческий фактор и организация поддержки операторов АЭС // Атомная энергия. -1993. том 74, вып. 4. с. 344 348.
  68. Ю.А. Казанский, Е. С. Матусевич Экспериментальная физика реакторов. -М.: Энергоатомиздат, 1994. с. 250.
  69. О.Ю. Кочнов, Н. Д. Лукин Система визуального осмотра внутриреак-торных конструкций реактора ВВР-ц // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. -2004. -№ 4. с. 23−25.
  70. A.C. Алпеев Принципы психологической уверенности операторов АС // Атомная энергия. 1994. -т. 77, вып. I.e. 10−15.
  71. A.C. Алпеев, A.M. Букринский Развитие концепции деятельности оператора АС // Атомная энергия. 1993. -т. 75, вып. 5. с. 368 — 372.
  72. В.П. Крупенников Эксплуатационные вопросы физики реакторов ВВЭР-440. -М.: Энергоатомиздат, 1986. с. 69 70.
  73. И.А. Чусов, A.C. Шелегов, О. Ю. Кочнов «Особенности теплогидрав-лики исследовательских реакторов водо-водяного типа» X международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2007 г. Материалы конференции стр. 33−34.
  74. И.А. Чусов, A.C. Шелегов, О. Ю. Кочнов «Расчет теплогидравличе-ских характеристик активной зоны реакторной установки ВВР-ц» X международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2007 г. Материалы конференции стр. 34−35.
  75. Ю.В. Волков, A.B. Соболев, О. Ю. Кочнов «Падение тепловыделяющей сборки в активную зону реактора при перегрузке (вероятностная модель)» Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика № 2, г. Обнинск, 2010 г.
  76. О.Ю. Кочнов, В. В. Сергеев, A.A. Казанцев «Расчетно-экспериментальный анализ аварийного расхолаживания ИС РУ ВВР-ц при обес-точивании циркуляционных насосов» Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика № 3, г. Обнинск, 2010 г.
  77. M.Kubota, Y. Morita. Proc. of «Global-97″, Yokohama, Japan, October 5 -10, 1997, vol. l, p. 458.
  78. Y. Morita, T., Fujivara, M. Kubota. Proc. of the WASC 94, Tokai, Japan, September 1 — 2, 1994, p. 45.
  79. Y. Morita, J-P. Glatz, M. Kubota, L. Koch, G. Pagilosa, K. Roemer, A. Nicholl. Solv. Extr. & Ion Exch., vol. 14, № 3, p. 385, 1996.88. .J.O. Liljenzin, J. Ridberg, G. Skarnemark. Sep. Sei. Nechnol. 1980, 15, 799.
  80. В.Б. Шевченко, B.C. Смелов, А. Г. Козлов, Э. Я. Сметанин, В. В. Чубуков, В .И. Анисимов. Радиохимия, 1976, т. 18, N 5, С. 784−789.
  81. Н.Е. Брежнева, Г. В. Корпусов. В сб. „Производство изотопов“, Москва, Атомиздат, 1973, С. 50.
  82. Yonjun Zhu, Rongzhou Jiao, Proc. of» Global «93, Seattle, Washington, USA, September 12 — 17, 1993, vol. 1, p.44.
  83. Liang Junfu, Tian Guoxing, Song Chongli, Jiao Rongzh Extended Abstracts of 4 th Conf. on Nuclear and Radiochemistry, Saint-Malo, France, 8−13 September, 1996, vol. 2, G-p24
  84. J.P. Clatz, C. Song, L. Koch, H. Djkelund, X. He. Proc. of „Global -95“, Versailles, France, 1995, p. 548.
  85. E.P.Horwitz, D.G.Kalina, H. Diamond, G.F. Vandergrift. Solv. Extr. & Ion Exch., 1985, vol. 3, № 1,2, p.75.
  86. W.W. Schulz, E.P. Horwitz. Sep. Sci. Techn., 1988, vol. 23, p. l 191
  87. K. Nomura, Y. Koma, S. Nemoto, M. Ozawa, I. Kawata. Proc. of» Global 93″, Seattle, Washington, USA, September 12 — 17, 1993, vol. 1, p. 595.
  88. S. Sato, K. Nishida, Y. Kuno, J. Masui, T. Yamanouchi, O. Yamamura. Там же, vol. 2, p. 1015.
  89. Y. Koma, M. Watanabe, S. Nemoto, Y. Tanaka/ Solv. Extr. & Ion Exch. 1998,16, in press.
  90. C.Musicas. Proc. of the Nuclear & Radiochemistry Symposium, Kalpakkam, IGCAR, India, February 21 -24, 1995, p. 12.
  91. C. Musicas. Radiochimica Acta, 1987, vol. 140, p. 1987.
  92. I.V. Smirnov. Proc. of SPECTRUM -96., La Grange Park, IL, 1996, p. 2115.
  93. В.И. Спицын, А. Ф. Кузина. В кн. «Технеций», Изд. «Наука», М. 1981, С.
  94. В.И. Спицын, А. Ф. Кузина, А. Ф. Царенко, А. А. Облова, Г. В. Пышно-граев, М. П. Глазунов. В сб. «Производство изотопов», Москва, Атомиздат, 1973, С. 53−62.
  95. JI.H. Лазарев. В сб. «Радиевый Институт им. В.Г. Хлопина», С-Петербург, 1997, С. 35.
  96. G. Uchiyama, Т. Asakura, S. Hotoku, S. Fujine. Solv. Extr. & Ion Exch., 1998, vol.16, № 5, p. 1191.
  97. E.P. Horwitz, M. L. Dietz, M. Jensen. Proc. of ISEC 96, Melbourne, Australia, 1996, vol. 2, p. 1285.
  98. N.N. Egorov, E.G. Kudryavtsev, L.N. Lazarev, V.N. Romanovskii. Proc. of the Symposium on Waste Management, Tuscon AZ, 1991, p. 671.
  99. V.M. Esimantovskii, B.Y. Galkin, E.G. Dzekun, L.N.Lazarev, L.N.Lubtsev, V.N. Romanovskii, D.N. Shishkin. Proc. of the Symposium on Waste Management, Tuscon AZ, 1991, p. 22.
  100. M.K. Чмутова, M.H. Литвина, Г. А. Прибылова, Л. А. Иванова, И. В. Смирнов, А. Ю. Шадрин, Б. Ф. Мясоедов. Радиохимия, 1998.
  101. М.К. Чмутова, Л. А. Иванова, Н. Е. Кочеткова, Н. П. Нестерова, Б. Ф, Мясоедов, А. М, Розен. Радиохимия, 1995, т. 37,№ 5, С. 430.
  102. М.К. Чмутова, М. Н. Литвина, Г. А. Прибылова, Н. П. Нестерова, В. Е. Клименко, Б. Ф. Мясоедов. Радиохимия, 1995, т. 37, № 5, С. 430.
  103. Г. Ф. Бебих- В. А. Павшук, Н.Н. Пономарев-Степной, П. С. Трухляев, В. Е. Хвостионов, И. К. Швецов Способ получения и выделения осколочного мо-либдена-99 из жидкой гомогенной фазы, содержащей уран // Патент РФ 2 145 127, 2000.
  104. Разработки и технологии РНЦ «Курчатовский институт» // РНЦ «Курчатовский институт». 2010.
  105. Техническое, задание на выполнение научно-исследовательских работ «Оценка возможности установки экспериментального канала для облучения мишени с урано-содержащим материалом» // НИФХИ. 2006.
  106. О.Ю. Кочнов, В. В. Поздеев Опыт модернизации производства осколочного 99Мо на ядерном реакторе ВВР-Ц Ядерная физика и инжиниринг, г. Москва, 2011 г. в печати.
  107. O.Y. Kochnov, V.V. Pozdeev Production 99Mo in the branch of federal state unitary enterprise «Karpov Institute of Physical Chemistry’V/Workshop on „Mo production using low enriched uranium, Australia Sydney, 2007.
  108. O. Kochnov, V. Pozdeev, A Krasheninnikov, N. Zakharov Production of fission 99Mo with closed uranium cycle // 7th International Conference of Isotopes, Moscow, 2011, p. 16.
  109. B.B. Сергеев, О. Ю. Кочнов, A.A. Казанцев Расчетный анализ проектных течей в первом контуре реакторной установки ВВР-ц модернизированной компоновки (ИВВ.10М) // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2011. — № 3. — С. 69−78.
  110. Ю.В. Волков, Д. С. Самохин, О. Ю. Кочнов „Экспертный опрос как средство улучшения качества оценок показателей надежности очень надежного оборудования“ Ядерная физика и инжиниринг т.1 № 6, г. Москва, 2010 г. стр. 489 493.
  111. Н.Д. Лукин, О. Ю. Кочнов, В. Д. Мильцов О ресурсе основного оборудования ВВР-ц // XIII Российское совещание „Безопасность исследовательских ядерных установок“, Димитровград-2011 г., Материалы конференции, стр. 41.
  112. О.Ю. Кочнов Изотопы в лечебном измерении // Медицина: целевые проекты, № 10, 2011 г. с. 28−29.
  113. S. Ahmad, A. Mannan, et al //Int. J. Appl. Radiat. Isot. 1982. Vol. 33, N 5. P 469−472.
  114. М.П. Зыков, Г. Е. Кодина // Радиохимия. 1999. Т.41, N З.С. 193−204.
  115. JI.C. Козырева-Александрова, Е. М. Синицин, В. Г. Залеский и др. // Тез. докл.4 межд. семинар. Стран-членов СЭВ по РФП и РИА-наборам. Обнинск, 16−18 декабря 1986 г. С 15−16.
  116. М.А.А. Al-Janabi, N.A. Kaleefa et al // J.Radioanal.Nucl.Chem. 1987. Vol. Ill, N 1, P. 165−175.
  117. R. Munze, О. Hladic, G. Bernhard et al // Int. J. Appl. Radiat. Isot. 1984. Vol. 35, N 8. P 749−754.
  118. Л.И. Медведовский Математическая модель для расчета концентраций продуктов деления в циркулирующем ядерном топливе. Атомная энергия, 1979, Т.47, вып. 2, с. 184−186.
  119. J.L.Vucina // J. Serb. Chem. Soc. 63(5)319−347(1998) JSCS-2537.
  120. В.П. Машкович, A.B. Кудрявцева Защита от ионизирующих излучений. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1995. 466 с.
  121. Схемы распада радионуклидов. Публикация 38MKP3.
  122. М.: Энергоатомиздат, 1987, ч.1.
  123. Санитарные правила по радиационной безопасности персонала и населения при транспортировании радиоактивных материалов (веществ). Сан П и H 2.6.1. 1281−03. M.: Минздрав России, 2003. 32 с.
  124. Н.Г. Гусев, П. П. Дмитриев // Квантовое излучение радиоактивных радио-нуклидов, Справочник, М., Атомиздат, 1977 г.
  125. International Journal Applied radiation and isotopes, № 33, 1982, p 326−327
  126. Г. A. Зельдер. QuickBASIC 4.5, Из-во ABF, M.: 1994 г.
  127. Е.М. Кудрявцев. Mathcad 2000 Pro, Из-во ДМК, — M.: 2001.
  128. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99), Минздрав России, 1999 г.
  129. С. Musicas. Radiochimica Acta, 1987, vol. 140, p. 1987.
  130. M. Kubota, Y. Monta. Proc. of „Global-97“, Yokohama, Japan, October 5 10, 1997, vol. l, p. 458.
  131. Y. Morita, Т. Fujivara, M. Kubota. Proc. of the WASC 94, Tokai, Japan, September 1 — 2, 1994, p. 45.
  132. Y. Morita, J-P. Glatz, M. Kubota, L. Koch, G. Pagilosa, K. Roemer, A. Nicholl. Solv. Extr. & Ion Exch., vol. 14, № 3, p. 385, 1996.
  133. J.O. Liljenzin, J. Ridberg, G. Skarnemark. Sep. Sci. Nechnol. 1980, 15, 799.144.- В. Б. Шевченко, B.C. Смелов, А: Г. Козлов, Э. Я. Сметанин, В. В. Чубуков, В. И. Анисимов. Радиохимия, 1976, т. 18, N 5, с. 784−789.
  134. JI.H. Лазарев В сб. „Радиевый Институт им. В.Г. Хлопина“, С-Петербург, 1997, с. 35.
  135. Liang Junfu, Tian Guoxing, Song Chongli, Jiao Rongzh Extended Abstracts of 4 th Conf. on Nuclear and Radiochemistry, Saint-Malo, France, 8−13 September, 1996, vol. 2, G-p24.
  136. J.P. Clatz, C. Song, L. Koch, H. Djkelund, X. He. Proc. of „Global -95“, Versailles, France, 1995, p. 548.
  137. Ali A., Ache J. // Radiochim. Acta 1987. Vol.41, N 2/3. P. 65−72.
  138. В.Б. Шевченко, Б. Н. Сударенков // Технолоия урана, М., Госатомиз-дат, 1961, с. 243−258.
  139. ВЫДАННОЙ 'Лмсимии-ужишми тжлжам“» Ч1ммлшч"№""г1"мц (1 Фи"ц «жм'4»."1. Офмини! я «т щишпм
  140. Федеральное государственное унитарное предприятие «Ордена Трудового Красного Знамени научно-исследовательский физико-химический институт имени Л. Я- Карпова"249 033, Калужская область, I. Обнинск, Киевское шоссе, 109 км.1. Нааги&псеание лзделия
  141. Сведения, а регистрации и разрешен* к применению кздег/я в медицинской практике1. ФСР 201&0Б59Ь1. Обозначение нормативногодокумента
  142. Ге-«ератор -ехнеиия-99м ГТ-4К1. ТУ 94Ь2-<�МЗ-210 234−2009
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!