Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Производство радионуклидов медицинского назначения на ядерном реакторе средней мощности. Учебное пособие
.pdf
МИНИСТЕРСТВО НАУКИ И ВЫСШЕГО
ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ
НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ
ЯДЕРНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ «МИФИ»
ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
О.Ю. Кочнов
ПРОИЗВОДСТВО РАДИОНУКЛИДОВ
МЕДИЦИНСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ
НА ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ СРЕДНЕЙ МОЩНОСТИ
УЧЕБНОЕ ПОСОБИЕ
Обнинск 2025
УДК 615.84
ББК 53.6
К 75
Кочнов О.Ю. Производство радионуклидов медицинского назначения на
ядерном реакторе средней мощности: учебное пособие [Электронный ресурс]. М.:
НИЯУ МИФИ; Обнинск: ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2025. – 44 с.
Книга представляет собой учебное пособие, в которой представлены радионуклиды, производство которых экономически целесообразно на реакторах средней мощности. Краткое описание технологий да
ют возможность представления ре-
ализации в конкретных научно-исследовательских центрах или лабораториях.
Экономическая целесообразность производства является комплексной задачей,
где учитываются вопросы: объем рынка, логистика, периодичность поставок и т.д.
Предназначено для студентов, изучающих такие специальности, как ядерная
медицина, ядерно-физические технологии в медицине, ядерная физика и технологии. Также может быть ис
пользовано аспирантами специальности «Ядерные энергетические установки, топливный цикл, радиационная безопасность» и научными
сотрудниками, специализирующимися в данной области.
Рецензенты:
генеральный директор АО «НИФХИ им. Л.Я. Карпова», канд. физ.-мат. наук
О.Е. Кононов;
доц. ИАТЭ НИЯУ МИФИ (ИЯФИТ), канд. физ.-мат. наук В.В. Колесов
ISBN 978-5-7262-3154-9 © О.Ю. Кочнов, 2025
игинал-макет подготовил О.Ю. Кочнов
Ор
Подписано в печать 12.05.2025. Формат 60х84 1/16.
Уч.-изд. л. 2,75. Печ. л. 2,75. Изд. № 017-1.
Обнинский институт атомной энергетики НИЯУ МИФИ.
249039, г. Обнинск Калужской обл., квартал Студенческий городок, 1.
Содержание
Обозначения и сокращения ............................................................... 4
Введение ............................................................................................. 5
Краткая характеристика типов исследовательских реакторов
наработчиков радионуклидов ............................................................ 6
Основная номенклатура выпускаемых радионуклидов .................... 8
1. Производство 99Мо ......................................................................... 9
1.1 Обзор состояния реакторной базы в мире для наработки 99Мо
........................................................................................................ 9
1.2 Способы получения 99Мо ....................................................... 15
1.3 Этапы развития производства 99Мо в реакторе ВВР-ц .......... 19
1.4 Конструкция облучательного устройства и мишени для
наработки
99
Мо в реакторе ВВР-ц ................................................ 21
1.5 Радиохимическое выделение 99Мо из облученной урановой
мишени ......................................................................................... 26
2. Производство
2.1 Характеристика
2.2 Способ получения
3. Производство
3.1 Характеристика
3.2 Способ получения
4. Производство осколочного
4.1 Способ получения
5. Производство
5.1 Характеристика
5.2 Способ получения
6. Производство
6.1 Характеристика
6.2 Способ получения
125
J ......................................................................... 31
125
J ................................................................ 31
125
131
J ......................................................................... 33
133
Xe ....................................................................... 36
153
Sm ...................................................................... 37
J ............................................................ 32
131
J ................................................................ 33
131
J ............................................................ 33
131
131
133
Xe .............................................................. 36
133
153
Sm ............................................................. 37
153
J .................................................... 35
J ............................................................ 35
Xe .......................................................... 36
Sm ......................................................... 38
7. Производство 59Fe ........................................................................ 38
7.1 Характеристика 59Fe ............................................................... 38
7.2 Способ получения 59Fe ........................................................... 39
8. Производство 14С .......................................................................... 40
8.1 Характеристика 14С ................................................................. 40
Перспективные радионуклиды. Производство и нерешенные
проблемы .......................................................................................... 41
Список литературы .......................................................................... 43
3
4
Обозначения и сокращения
PET-томографии - способ диагностики, использующий позитрон-
ную эмиссию короткоживущих радионуклидов произведенных на
ускорителях
ТВС - тепловыделяющая сборка
РУ - реакторная установка
СИД - микроисточник с
125
J для инвазивного введения
ЭК - экспериментальный канал
РБГ - радиоактивные благородные газы (Xe, Kr и т.д.)
ВЭК - вертикальный экспериментальный канал реактора
НОУ топливо - топливо, где используется уран с обогащением по
235
U ниже 20% (19.7 %)
РФП - радиофармпрепараты
ИИИ - источник ионизирующего излучения
5
Введение
Производство реакторных радионуклидов осуществлялось с 50-х
годов прошлого века. В медицине радионуклиды используются в основном для диагностики и терапии онкологических заболеваний.
Начиная с 2000-х годов наблюдается повышенный спрос на ради-
онуклиды медицинского и технического назначений. Это объясняется качественно новыми устройствами для визуализации распределения радионуклидов в организме, включая 3-D представление.
Кроме того, развитие PET-томографии не может в полной мере заменить диагностику радионуклидами, получаемыми в реакторах.
Самые используемые реакторные радионуклиды медицинского
применения [3]: препараты: 99Mo/
99m
Tc,
131
I,
133
Xe,
32,33
P, 51Cr, 89Sr,
153
Sm,
186
Re,
188W/188
Re,
166
Ho, 14С.
В закрытых источниках: 60Co,
192
Ir,
125
I,
103
Pd,
131
Cs,
169
Yb.
Исследуются:
177
Lu,
117m
Sn, α-излучатели.
В данной книге представлены основные радионуклиды медицин-
ского назначения, производимые на реакторах средней мощности
(до 15 МВт, Фт= до 1·1014 нейтр/см2 ·сек). Кроме того, представлены
основные способы их производства, основные технологические решения. Также обобщен опыт производства различных мировых производителей и сформулированы основные тенденции развития радионуклидного производства.
6
Краткая характеристика типов исследовательских реакто-
ров наработчиков радионуклидов
Основной парк исследовательских реакторов был построен в 70
– 80 – х годах прошлого века. Основные типы реакторных установок
по классификации МАГАТЭ это: AHR, ARGONAUT, DIDO, TRIGA,
SLOWPOKE, MNSR, PULSTAR, IRT, WWR [3]. Большинство из них
используются как исследовательские установки. Однако, некоторые
ИЯУ могут быть использованы в качестве наработчиков радионуклидов, в том числе и медицинского назначения.
Реакторы для производства радионуклидов можно разделить на
два типа:
Первый тип (бассейновый) – реакторы типа реакторы типа ИРТ.
Это реакторная установка на тепловых нейтронах бассейного типа,
двух контурная. Теплоноситель и замедлитель является дистиллированная вода. Типы ТВС различные (трубчатые, пластинчатые и т.д.),
но оболочка, в основном, из алюминиевого сплава, что и определяет
предельные скорости теплоносителя. Водно-урановые отношения
близки, что определяет нейтронно-физические характеристики активной зоны. Уровень воды над активной зоной до 10 м определяет
давление, расход и запас до кризиса теплообмена. Что в конечном
этапе, определяет предельный нейтронный поток и тепловую мощность реактора.
Зарубежные аналоги – это реакторы типа TRIGA (разработчик
США1). Схема реактора типа TRIGA представлена на рисунке 1 [4].
Данные типы реакторов были построены в таких странах как: Корея
(TRIGA MK III-SEOUL), Мексика (TRIGA MARK III), Марокко
(TRIGA MARK II), Румыния (TRIGA II PITESTI-SS CORE) и т.д. [3].
Реакторные установки бассейного типа разработанные в РФ
находятся: ИРТ-МИФИ - Москва, ИРТ-Т – Томск, ИРТ-М – Грузия,
ИРТ-9 – КНДР и т.д. [1].
1
Всего в мире было построено около 70 реакторов типа TRIGA
7
Рисунок 1 – Схема реактора типа TRIGA
Второй тип (баковый) – реакторы типа ВВР (разработчик СССР).
Реакторные установки находятся: ВВР-К – г. Алма-Ата (Казахстан), ВВР-СМ – г. Ташкент (Узбекистан), ВВР-М – г. Гатчина (РФ),
ВВР-СМ – Венгрия, ВВР-С – Румыния, ВВР-М – Украина, ВВР-ц –
г. Обнинск (РФ) и т.д.
Схема реактора типа ВВР представлена на рисунке 2.
Рисунок 2 – Схематический разрез исследовательского реактора ВВР-М (1 –
ввод воды; 2 – отвод воды; 3 – экспериментальный канал; 4 – бак активной зоны; 5
– тепловая колонна)
8
Основная номенклатура выпускаемых радионуклидов
Для данных типов реакторов характерны следующие общие
черты:
• Плотность потока тепловых нейтронов в эксперименталь-
ных каналах до 1·1014 нейтр/см2 сек
• Продолжительность кампании реактора до 2-х недель.
Данные граничные условия определяют перечень радионуклидов
для производства на реакторах данных типов имеющих коммерческую привлекательность. Экономическая целесообразность выпуска
радионуклидов предполагает, что расходы на эксплуатацию реакторного комплекса включены в себестоимость продукции. Если расходы на эксплуатацию реактора компенсируются, тогда снижение
себестоимости может составлять до 50%, что приведет к необоснованному демпингу цен на данную продукцию и, как следствие, недобросовестную конкурентную борьбу между производителями радионуклидов.
Предлагается для рассмотрения перечень основных радионуклидов медицинского назначения:
99
Мо,
125
J,
131
J,
133
Xe,
153
Sm, 59Fe.
На исследовательских реакторах могут производиться и другие
радионуклиды в том числе для научных исследований или разовых
заказов. Однако массового спроса на другие медицинские радионуклиды, производимые реакторным способом, в настоящее время
не наблюдается.
На ближайшее десятилетие также пока не сформулирована медиками потребность в других реакторных радионуклидах. Пока сделан
акцент на разработку радиофармпрепаратов с адресной доставкой с
имеющимися радионуклидами. Это отдельная область прикладной
науки, находящийся на стыке радиохимии и медицины, поэтому вопросы селективности не входят в формат данной книги.
9
1. Производство 99Мо
1.1 Обзор состояния реакторной базы в мире для наработки
99
Мо
99
Mo – самый востребованный медицинский радионуклид. Ос-
новные мировые производители, в том числе и АО «НИФХИ им.
Л.Я. Карпова», нарабатывают 99Мо с использованием урановой мишени. Урановая мишень состоит из твёрдых соединений урана в
виде окислов или уран-алюминиевого сплава. Облучение происходит в экспериментальном канале реактора с индивидуальным принудительным охлаждением. После облучения мишени реакторными
нейтронами производится радиохимическое выделение 99Мо из
смеси осколков деления в условиях горячей камеры.
Мировой рынок наработки молибдена в основном поделен между
четырьмя основными производителями [3]. В таблице 1.1.1 представлены основные производители 99Mo.
Таблица 1.1.1 – Основные (мировые) и региональные поставщики 99Mo
Страна
Фирма
Тип ядер-
ного реак-
тора
Основные рынки
% от
миро-
вых по-
ставок
99
Mo*
% от
поста-
вок
99
Mo
в США
Канада
МДС
Нордион
Тяжеловодный реактор NRU
Северная и Южная
Америка, Европа,
Азия
40
60
США,
Голландия
Маллинкродт
HFR
Северная Америка,
Латинская Америка, Европа,
Средний Восток
25
40
Бельгия
IRE
BR2
Европа
20
0
Южная
Африка
NTP
SAFARI-1
Африка,
Австралия
10
0
Аргентина,
Австралия,
Россия
Другие
ВВР
Южная Америка,
Азия, Россия
5
0
*Проценты следует рассматривать как оценочную величину, которая сильно меняется в зависимости от графика работы мировых реакторов.
10
В таблице 1.1.2 представлена информация по ядерным реакторам, специализированным на производстве 99Mo.
Таблица 1.1.2 – Основные мировые реакторы - производители радионуклидов
медицинского назначения
Реактор
Время
пуска в
эксплуатацию
Мощ-
ность,
МВт
% от
миро-
вых по-
ставок
Обогащение по урану
Ми-
шень
Реакторное
топливо
NRU, Канада
1957
120
40
ВОУ*
НОУ**
BR2, Бельгия
1961
100
20
ВОУ
ВОУ
Petten, HFR, Нидерланды
1961
40
25
ВОУ
НОУ
SAFARI, ЮАР, NTP
1965
20
10
ВОУ
НОУ/ ВОУ
Аргентина, Австралия,
Россия, Франция и др.
5
*ВОУ – Высокое обогащение мишени по
235
U ≥ 20%
**НОУ – Низкое обогащение мишени по
235
U ≤20%
Текущий мировой спрос на 99Mo составляет около 12 000 Ки (на
6-ой день после облучения) в неделю (данные 2009 г.) [3]. Чтобы
обеспечить такой спрос, с учетом периода полураспада 99Мо равным
66 часов, нужно облучить достаточное количество мишеней с
235
U и
получить еженедельно около 77 000 Ки
235
U на момент окончания
облучения [9]. Учитывая, что выход 99Мо при делении
235
U состав-
ляет примерно 6%, суммарная активность урановых мишеней для
производства 12 000 Ки составляет на момент выгрузки мишеней из
реактора около 0.5 млн. Ки.
1.1.1 Производство 99Мо в Канаде
Реактор NRU введен в эксплуатацию 1957 г. (рисунки 1.1.1.1,
1.1.1.2). Мощность 120 МВт [6].
Два исследовательских реактора MAPLE (Multipurpose Applied
Physics Lattice Experiment) создавались в качестве замены для отработавшего более чем полувековой срок реактора NRU [6]. Основной
задачей новых установок являлось производство 99Mo - сырья для
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]