Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Производство радиоактивных изотопов для медицинского применения. Учебное пособие
.pdf
6.3. Получение радионуклидов в атомном реакторе
Окончание табл. 9
Облучение Мо-98
тепловыми
нейтронами.
Материалом для
производства Мо-99
может быть:
y высокообогащенный
стабильный изотоп
Мо-98 (> 95 %);
y материал с природ-
ным содержанием
Мо-98 (24,4 %)
Ускорение заряженных
частиц (протонов).
Материалом для
производства Мо-99
может быть:
y высокообогащенный
стабильный изотоп
Мо-100 (> 98 %);
y материал
с природным
содержанием
Мо-100 (9,6 %)
1. Малое количество
примесных
радионуклидов.
2. Менее сложная
конструкция мишени.
3. Простая технология
очистки Мо-99.
4. Возможность
мелкомасштабного
производства
1. Малое количество
примесных
радионуклидов.
2. Небольшой период
облучения.
3. Простая технология
для очистки Мо-99.
1. Низкая удельная
активность Мо-99.
2. Не идеален
для изготовления
хроматографических
генераторов
1. Средняя удельная
активность Мо-99.
2. Потребность
использования
циклотронов или
ускорителей с энергией
частиц > 40 MэВ.
3. В настоящее
время нет доступных
технологий
6.3.6. Производство 99Mo в Физико-энергетическом институте,
Российская Федерация
99
В России промышленное производство
Мо и генераторов
технеция-99m на его основе было организовано в начале 70-х гг.
на заводе «Медрадиопрепарат» (Москва). В настоящее время способ
получения
99
Мо по реакции
235
U (n, f) реализуется на ядерных реакторах Физико-энергетического института и филиала Физикохимического института, расположенных в г. Обнинске. Технологии
производства Мо, используемые вышеупомянутыми институтами
подобны. Здесь описана практика Физико-энергетического института.
Материал мишени состоит из диоксида урана (UО
235
äî 90 % ïî
U, спрессованного с окисью магния (MgO) в форме полого
), обогащенного
2
цилиндра. Оболочка мишени сделана из нержавеющей стали. Маленький
промежуток между мишенью и оболочкой заполнен металлическим
магнием для лучшей теплопередачи. Облучение мишени в настоящее
61
6. Получение радионуклидов для ядерной медицины
время выполняется в исследовательских реакторах (уран-графитовый
13
реактор AM-1 с потоком тепловых нейтронов 3 10
14
BR-10 с потоком быстрых нейтронов 10
облучения получают до 200 кюри
n⋅ñì-2⋅с-1). На момент окончания
99
Мо. Для потребления на внутреннем
n⋅см-2⋅с-1 и в реакторе
рынке в Физико-энергетическом институте и филиале Физико-
99
химического института суммарно производят до 7000 Ки
99
Метод, основанный на экстракции
Мо Д2ЭГФК в сочетании
Ìî â ãîä.
с экстракционной хроматографией (Д2ЭГФК на фторопласте), был
разработан в Институте биофизики (Россия). Эта технология используется
99
до настоящего времени с целью коммерческого производства
99m
и генераторов
Тс в Физико-энергетическом институте и филиале
Ìî
Физико-химического института (рис. 12). Время облучения 5—6 сут.
После охлаждения мишени в течение 2 сут. ее растворяют в 3—5 М НNOз
при нагревании до 90—95 °C. При этом отгоняется до 80 % иода, который
задерживается в системе газоочистки. Полученный раствор охлаждается
до 35—40 °C и поступает на экстракционную переработку в экстрактор.
В качестве экстрагента используют 25 %-ный раствор Д2ЭГФК
в додекане (возможно использование других разбавителей). Экстракт,
содержащий уран и молибден, промывают 3 М НNO
H
для более полного отделения
2C2O4
99
Мо от продуктов деления.
Реэкстракцию молибдена проводят 1 М раствором HNO
5 % H
. После добавления в раствор, содержащий молибден,
2O2
с добавлением
3
, содержащим
3
носителя — иодида натрия — его упаривают досуха для разрушения
пероксида водорода и удаления радиоактивного иода.
Сухой остаток растворяют в 3 М НNO
и проводят дополнительную
3
очистку молибдена на хроматографической колонке, заполненной
фторопластом-4, покрытым пленкой Д2ЭГФК. Раствор фильтруют через
колонку, где молибден экстрагируется Д2ЭГФК и остается на колонке.
После промывки колонки 3 М НNО
с колонки 1 М раствором HNO
с 0,01 М H2C2O4 молибден вымывают
3
, содержащим 5 % H2O2. После упарива-
3
ния элюата досуха сухой остаток растворяют в необходимом объеме
1 М НNO
Обычно нарабатывается порядка 150 Ки
. Полученный раствор и считается готовым продуктом.
3
99
Мо за один технологический
цикл. Химический выход — 70—80 %. Продолжительность процесса —
10—12 ч. Радионуклидная чистота > 99,9 %. Содержание радионуклид-
95
ных примесей:
132
Òå < 1⋅10-4,
Zr < 4⋅10-4, 95Nb < 1⋅10-6,
140
140
Ba(
La) < 1⋅10-8,
141
Ñå < 3⋅10-7,
íûå g-излучающие радионуклиды в сумме < 1⋅10
89
90
Sr+
(
Sr) < 3⋅10-6; общая α-активность < 1⋅10
103
Ru < 1⋅10-7,
143
Ñå < 1,5⋅10-6, осталь-
-4
-11
.
; β-активность
131
I < 7⋅10-4,
62
6.3. Получение радионуклидов в атомном реакторе
Xe
Криогенная
ловушка
Твердые
25 %
в додекане
водная
235
U,
140
Ba
деления,
Орг. фаза
Орг. фаза
235
U, 95Zr 95Nb,
деления,
водная
Выпаривание
Растворение
Экстракционно-
очистка
Выпаривание
упаковка
продукт Мо-99
Облученная
мишень
Растворение
в НNO
3
Д2ЭГФК
Экстракция
фаза
отходы
оболочки
мишени
140
103+106
La,
137
Cs,
продукты
Ru,
производства
что лишь около одного процента высокообогащенного
тепловыми нейтронами в течение от пяти до десяти суток мишени
Реэкстракция
остатки
продуктов
Система сбора и очистки
жидких радиоактивных отходов
фаза
хроматографическая
растворение
Рис. 12. Принципиальная схема производства Mo-99 в России
6.4. Получение делительного Мо-99 по малоотходным технологиям
До настоящего времени во всем мире для промышленного
99
Мо используется реакция деления
235
U (n, f). Известно,
235
U в облучаемой
63
6. Получение радионуклидов для ядерной медицины
расходуется на получение молибдена. По окончании облучения мишень
растворяют и выделяют из нее молибден, а практически весь уран
и многие другие радионуклиды попадают в отходы. Поэтому в процесс
выделения молибдена вынуждены вводить дополнительную операцию
235
по извлечению и регенерации
U. Образовавшиеся осколки деления,
суммарная активность которых значительно больше активности
молибдена, дополнительно к тому порождают проблему хранения
и утилизации высокоактивных газообразных и жидких отходов.
235
Обычно на 1 г 90 %-го
13
n⋅ñì-2⋅с-1 при выдержке мишени 2 суток получают 45 Ки 99Мо и поряд-
5 10
U за 5 суток облучения в потоке нейтронов
ка 260 Ки продуктов деления. Основной проблемой существующего
99
способа производства осколочного
Мо является необходимость
извлечения облученного топлива из активной зоны реактора и его
полная радиохимическая переработка. Если бы имелась возможность
99
не удаляя топливо из реактора избирательно выводить из него только
Мо или небольшую группу осколочных элементов, то технологический
процесс упростился бы, стал бы более безопасным и сопровождался
существенно меньшим количеством радиоактивных отходов. Радикально упростить проблему утилизации отходов при производстве
осколочных радионуклидов позволяет переход от традиционной
технологии облучения урановых мишеней к технологии, основанной
99
на уникальном эффекте самопроизвольного выхода осколочного
Мо
из жидкосолевого фторидного топлива в газовую фазу, обнаруженном
в конце 60-х гг. в экспериментальном реакторе MSRE (ORNL). Согласно
результатам измерений, из расплава выходит более 50 % всего молибдена,
образующегося при делении урана. Большинство других осколочных
элементов, таких как Zr, Ba, Sr, Cs, Br, I, редкоземельные элементы
и практически весь уран, имея устойчивые хорошо растворимые
в топливной соли соединения, остается в расплаве. Принципиально
этот процесс может быть реализован в виде герметичной петлевой
установки, размещенной в обычном исследовательском реакторе,
заполненной жидкосолевым топливом и присоединенной к газовому
99
контуру. В результате деления урана-235 в расплаве соли образуется
Мо,
который, не образуя устойчивых растворимых соединений, мигрирует
к границе раздела соль-газ и переходит в газовую фазу над поверхностью
солевого расплава, отделившись от топливной композиции, содержащей
основную массу осколков и делящихся материалов. Накапливающуюся
в свободном объеме петлевой установки газо-аэрозольную фракцию
осколочных элементов удаляют путем продувки полости инертным
газом. Газ-носитель, содержащий Хе, Кr, аэрозоли, а также летучие
64
6.5. Водный гомогенный ядерный реактор как альтернативный источник Мо-99
фториды Мо, Тс и Те, поступает в систему химических сорбентов или
вымораживающих ловушек. Очищенный от осколочных элементов
инертный газ возвращают в петлевую установку. После процесса
99
разделения
Мо и сопутствующих молибдену осколочных элементов,
последние утилизируют. Производительность такой петлевой установки
235
U тепловой мощностью 100 кВт, работающей в стационарном
на
режиме, может обеспечить наработку более 1000 Ки
99
Мо в неделю.
Предлагаемый способ дает возможность значительно снизить количество
радиоактивных отходов в сравнении с традиционным производством
осколочных радионуклидов и не нуждается в регенерации обогащенного
урана. В качестве внешнего источника нейтронов может рассматриваться
не только ядерный реактор, но и линейный или циклический ускорители.
Использование водного гомогенного ядерного реактора (AHR)
для производства медицинских изотопов является потенциально
выгодным из-за множества причин. Наиболее яркие достоинства
AHR: их низкая стоимость, небольшая критическая масса, присущая
им пассивная безопасность, упрощенная обработка топлива, хорошие
характеристики выделения и очистки целевого продукта. Эти
преимущества основываются частично на жидкой природе топлива
и частично на однородности смеси топлива и замедлителя.
Гибкость параметров конструкции растворного реактора является
важной особенностью концепции AHR, которая позволяет подобрать
конструкцию и технологию для получения необходимой изотопной
продукции при использовании проверенных решений и существующей
практики работы систем безопасности. Значительные производственные
мощности могут быть разработаны с использованием одного или
нескольких небольших, маломощных медицинских изотопных реакторов
(MIPRs) в тепловом диапазоне мощностей 50—200 кВт, что является
важным преимуществом при изменяющемся спросе на продукцию
99
Мо). Основные преимущества водных гомогенных ядерных реакторов
(
cостоят в следующем.
Неотъемлемые характеристики ядерной безопасности
Достоинством растворного реактора является его «внутренняя»
безопасность, позволяющая даже при введении максимальной положительной реактивности с блокированием ограничителей мощности
65
6. Получение радионуклидов для ядерной медицины
избежать каких-либо экстремальных последствий. В сущности, во время
операции деления, основная энергия теряется в растворе топлива,
что заставляет его расширяться за счет увеличения температуры
и образования пузырьков газа в результате радиолиза. Реактор имеет
незначительный выбег по мощности в пределах проектных параметров,
и благодаря внутренне присущим свойствам безопасности он просто
заглохнет. Случайное разбавление раствора водой хотя и увеличивает
его объем, снижает реактивность. Выпаривание раствора, хотя
и увеличивает концентрацию в нем урана, также снижает реактивность.
Реактор обладает отрицательным коэффициентом реактивности
по мощности и температуре раствора.
Тем не менее, деление топлива и радиолиз приводит
к формированию пузырьков газа и тепловому движению, которое
будет изменять поверхность раствора топлива, чем больше мощность,
тем больше возмущения раствора. Это, в свою очередь, порождает
реактивные изменения, которые препятствуют автоматическому
управлению реактором с помощью регулирующих стержней. В результате
удельная мощность становится важным параметром конструкции,
который необходимо контролировать, чтобы обеспечить стабильную
работу в пределах желаемого или выбранного диапазона мощности.
Использование низкообогащенного уранового топлива (НОУ), которое
рекомендовано МАГАТЭ для использования в AHR, требует большего
количества топлива и, следовательно, приводит к увеличению обьема
растворов, что потенциально уменьшает реактивность за счет изменения
геометрии поверхности раствора.
Особенностью растворных реакторов, важной с точки зрения
безопасности, является образование радиолитического водорода
при работе реактора. Образование радиолитических пузырьков газа
наряду с повышением температуры раствора, приводит к сокращению
плотности топлива (объемное расширение), влияя тем самым на утечку
нейтронов. Распределение мощности по объему реактора не является
однородным, и эта проблема требует своих технических решений.
Так, в типичном реакционном объеме растворное топливо смещается
из области наибольшей плотности нейтронов (в центре реактора)
к стенкам, создавая смешение потоков раствора. Эффект реактивности,
в результате эксплуатации растворных реакторов, можно рассматривать
как суперпозицию двух эффектов, а именно: (1) общее равномерное
расширение объема раствора топлива, в связи с увеличением температуры топлива и образованием пузырьков газа из-за радиолиза,
а также (2) соответствующее перераспределение плотности раствора
66
6.5. Водный гомогенный ядерный реактор как альтернативный источник Мо-99
в расширенном объеме, в котором введение эквивалентного объема
пустот вытесняет горючее из областей с более высокой реакционной
способностью в области с более низкой реакционной способностью
к стенкам реактора. В результате уменьшения плотности раствора
проявляется большой отрицательный коэффициент реактивности,
который обеспечивает саморегулирующийся механизм поддержания
реакции и обеспечивает ядерную безопасность. Соответствующие
эксперименты во французском CRAC и Silene продемонстрировали эти
явления.
Вопрос регенерации водорода решается созданием специальной
постоянно работающей системы сжигания пассивного принципа
действия. Конструкция и режимы работы этой системы отработаны
и проверены длительным опытом эксплуатации исследовательских
растворных реакторов.
Давление раствора в корпусе реактора ниже атмосферного.
Поэтому при работе реактора течи раствора и утечка газовой среды
из реактора исключены. Остаточное тепловыделение при отказе
основной системы теплоотвода пассивно передается графитовому
отражателю и рассеивается в окружающем пространстве. При этом
температура кипения раствора не достигается. В растворном реакторе, как
и в большинстве других, для компенсации реактивности используются
поглощающие стержни. Для таких реакторов рассматриваются реактивностные аварии, связанные с возможным извлечением стержней, ведущие
к появлению положительной реактивности. Выполнен анализ аварии
с вводом положительной реактивности при условии несрабатывания
аварийной защиты. Расчеты показали, что в первые секунды
происходит выбег мощности, но давление внутри корпуса не превышает
0,3 МПа. Корпус сохраняет целостность. Если корпус реактора все же
разгерметизируется, то раствор удерживается страховочным кожухом.
Безопасность персонала при аварии и ликвидации ее последствий может
быть обеспечена организационно-техническими мерами. В результате
возможного выброса летучих радиоактивных продуктов в атмосферу
радиационное воздействие на население не достигает пределов,
требующих введения защитных мер.
Низкие эксплуатационные характеристики топлива: температура раствора, удельная мощность и давление обеспечивают термодинамическую стабильность и минимизируют потенциальный риск аварии,
и при этом позволяют проявлять достаточную гибкость к требованиям
99
оптимизации технологии производства
Ìî.
67
6. Получение радионуклидов для ядерной медицины
Возможность более эффективного получения других изотопов,
при использовании отходящих газов
99
В дополнение к
Мо и другие радиоизотопы, которые используются медицинским сообществом, растворный реактор позволяет
нарабатывать более эффективно. В частности, интенсивное радиолитическое кипение раствора топлива, которое происходит во время работы
реактора, повышает насыщение отходящих газов летучими продуктами
деления. Ряд ценных радиоизотопов, таких как
89
Sr, 90Y,
133
Xe,
131
I,
132
I,
133
I
может быть выделен из отходящих газов. Высокая удельная активность
этих изотопов в отходящих газах делает их выделение гораздо более
эффективным по сравнению с традиционной технологией облучения
мишеней урана. Например, это гораздо более эффективный способ
89
выделить
этого изотопа из
Sr (примерно в 1000 раз) по сравнению с производством
88
Sr и 89Y при облучении мишеней.
Меньшие капитальные затраты и потенциальное снижение
эксплуатационных расходов
В большинстве реакторов для производства медицинских изотопов
мишени облучают нейтронами, которые рождаются в реакторном
топливе. Как правило, соотношение мощности реактора к мощности
мишени составляет порядка 100 к 1, и, таким образом, к стоимости
потребления урана и переработки отходов мишени надо добавить
еще в 100 раз большие расходы на топливо. Кроме того, уникальная
особенность использования растворного реактора для производства
медицинских изотопов состоит в том, что реакторное топливо
и мишень одно и то же. Таким образом, потенциальное преимущество
использования технологии растворных реакторов в том, что мощность
реактора примерно в 100 раз ниже и, соответственно, радиоактивных
99
отходов меньше по сравнению с производством
Мо при облучении
мишени.
Если сравнить обращение с отходами при переработке мишеней
в гетерогенном реакторе и обращение с отходами для растворного
реактора, то второе куда проще. Растворный реактор не нуждается
в мишени и, следовательно, все процессы, связанные с изготовлением,
облучением, растворением и регенерацией мишени исключаются.
99
Поэтому производство
сокращает образование отходов. После выделения и очистки
Mo в растворных реакторах значительно
99
Мо
из обычных мишеней будет очень похож (если не идентичен),
молибдену из растворных реакторов, состав твердых и жидких отходов
производства будет аналогичен, за исключением делящегося урана.
68
6.6. Производство радионуклидов на циклотронах
Для обычных мишенных технологий уран из облученных мишеней
сохраняется для утилизации или переработки, уран растворного реактора
перерабатывается и утилизируется только в конце кампании реактора
(до двадцати лет). Но в то же время может потребоваться периодическое
добавление урана (в виде НОУ) в топливо за счет потерь и выгорания,
однако эти добавки очень малы за все время кампании реактора. Тогда
как для мишеней в традиционных реакторах используется обогащенный
уран, который является дорогим расходным материалом.
Гомогенный реактор — это простой 100—200 л экранированный
сосуд, который работает при атмосферном давлении и 80 °C. Охлаждение
активной зоны, системы газовой очистки и регенерации, управления
и контроля со вспомогательным оборудованием, будут относительно
небольшими и простыми по сравнению с исследовательскими реакторами с мишенями. Разделение изотопов, очистка и упаковка должны
быть очень похожи на системы с мишенями. Существующая практика
включает в себя перевозку облученной мишени из реакторного отделения для переработки, растворения и выделения целевого продукта.
Эти шаги требуют личного состава и специальной техники, которые
не нужны для гомогенного растворного реактора, когда раствор
топлива может быть перекачан в другие горячие камеры для выделения
и разделения изотопов. Относительно небольшие, менее сложные
растворные реакторы будут менее дорогостоящими для проектирования
и строительства, чем исследовательские реакторы, используемые
сегодня для производства изотопов.
6.6.1. История создания циклотрона
Эру ускорительной техники отсчитывают от начала 1930-х гг.,
когда появились сразу две схемы ускорения частиц до энергий около
1 МэВ. В 1932 г. англичанин Джон Кокрофт (John Cockcroft) и ирландец
Эрнест Уолтон (Ernest Walton) в Кембридже сконструировали линейный
каскадный 800-киловольтный генератор постоянного напряжения,
который открыл новую эру в экспериментальной ядерной физике.
Уже в первом своем эксперименте они направили пучок ускоренных
протонов на мишень из лития-7 и наблюдали самую настоящую ядерную
реакцию: ядро лития захватывало протон и затем разваливалось на две
альфа-частицы.
Создать разность потенциалов в десятки мегавольт очень
непросто, но быстро выяснилось, что это и не обязательно. Вместо этого
можно свернуть ускоритель в кольцо, поместив его в магнитное поле.
69
6. Получение радионуклидов для ядерной медицины
В отличие от электрического, магнитное поле не ускоряет частицы,
а лишь искривляет их траекторию. В частности, в однородном магнитном
поле траектория заряженной частицы замыкается в окружность. Если
теперь частицу время от времени подталкивать вперед электрическим
полем, она будет набирать энергию, постепенно увеличивая радиус
траектории. При этом автоматически решаются две задачи: частицы
ускоряются по заданной орбите, а ускоряющее электрическое поле
не обязательно должно быть большим (тысяча проходов через разность
потенциалов в один киловольт эквивалентна мегавольтному линейному
генератору).
Ускоритель частиц на основе этого принципа — циклотрон — был
задуман Эрнестом Лоуренсом (Ernest Lawrence) в 1929 г. и сконструирован
в 1931 г. Циклотрон состоит из двух полых половинок диска, внутри
которых вращаются частицы. На края зазора между половинками
подается переменное напряжение, частота которого точно совпадает
с частотой обращения частиц. Когда частицы пролетают сквозь зазор
в одну сторону, электрическое поле подталкивает их вперед, а через
полпериода, когда они вновь пересекают зазор в обратном направлении
с другой, диаметрально противоположной стороны диска, поле уже
успевает сменить знак и снова их подталкивает, а не тормозит. Так
повторяется круг за кругом, пока не будет достигнута максимальная
энергия.
Принципиально важно, что пока скорость частиц существенно
меньше скорости света, частота их обращения остается постоянной:
рост скорости в точности компенсируется увеличением радиуса орбиты.
Благодаря этому частица всегда подлетает к зазору через одинаковые
интервалы времени, и поэтому на края зазора можно подавать
переменное напряжение известной и строго фиксированной частоты.
Первый построенный Лоуренсом циклотрон был чуть больше
10 см в диаметре и разгонял протоны всего до 80 кэВ. Быстрый прогресс
привел к появлению циклотрона на 8 МэВ в 1936 г. и к многометровому
гиганту в 200-Мэв в 1946 г. Правда, при такой энергии скорость протонов
уже близка к скорости света, поэтому нерелятивистская формула для
расчета циклотронной частоты уже не работает. Достичь таких энергий
физики сумели, лишь научившись подстраивать частоту переменного
электрического поля в зазоре в соответствии с частотой обращения
частиц.
6.6.2. Технологии производства радионуклидов на циклотронах
Ускорители заряженных частиц наряду с ядерными реакторами
являются основным источником искусственных радионуклидов.
По данным МАГАТЭ в настоящее время более 200 ускорителей различ-
70
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]