способ получения радиоизотопа стронций-89

Формула изобретения

1. Способ получения радиоизотопа Sr-89, включающий облучение нейтронами ядерного реактора мишени, содержащей делящийся материал, и последующее удаление из мишени целевого радиоизотопа, отличающийся тем, что мишень выполняют с толщиной делящегося слоя, обеспечивающей возможность выхода с ее поверхности осколков деления за счет энергии ядер отдачи, осколки деления удаляют из зоны выхода потоком инертного газа, поток подают в зону фильтрации, отделяют аэрозольные частицы, направляют поток в объем предварительной выдержки, осколочный газообразный Кr-89, являющийся предшественником Sr-89 в цепочке распада осколочных элементов с атомной массой 89, отделяют от сопутствующих радиоизотопов за счет их более быстрого естественного распада, после чего направляют Кr-89 в систему улавливания, в которой выдерживают Кr до полного распада в целевой радиоизотоп Sr-89.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве делящегося материала используют уран-235, и/или уран-233, и/или плутоний-239.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что фильтрацию газового потока осуществляют пропусканием через многослойные металлокерамические фильтры с тонкопористой селективной структурой на основе никеля, и/или оксидов алюминия, и/или карбидов кремния.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что транспорт осколочных элементов из активной зоны реактора осуществляют потоком гелия.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов.

Настоящее изобретение может быть использовано для производства радиоизотопа стронций-89, нашедшего широкое применение в ядерной медицине при терапии онкологических заболеваний. Минздрав России в 1999 г. разрешил применение в клинических условиях препарата "Раствор стронция-89 хлорида, изотонический" [Приказ Минздрава РФ 128 от 15.04.99; регистрационное удостоверение 99/128/1 от 19.04.99].

Благодаря большому разнообразию радиоизотопов с их помощью можно изучать и лечить любую систему организма человека: кровеносную, дыхательную, сердечно-сосудистую, пищеварительную, водно-солевого обмена, головной и спинной мозг. С помощью радиоизотопов можно выявить объемные процессы - опухоли и метастазы, воспалительные очаги [Н. Работнов. Радиационная фармакология - революция в здравоохранении. Ядерное общество, 2-3, сентябрь 1999, стр.35-38] . Производство медицинских радиоизотопов превратилось в важную отрасль индустрии, на которую приходится более 50 % годового производства радиоизотопов во всем мире. О масштабах использования радиоизотопов в медицине говорит, например, тот факт, что сегодня каждый четвертый пациент, обращающийся в США в поликлинику, и каждый третий, поступающий в больницу, направляется на диагностические и терапевтические процедуры с использованием радиоактивных изотопов. Общее число таких процедур составляет десятки миллионов.

Стремительное развитие радиоизотопной диагностики и терапии в медицинской практике обусловлено продолжающимися разработками новых модификаций регистрирующей аппаратуры и особенно новых радиофармацевтических препаратов. Одним из наиболее современных и эффективных терапевтических радиоизотопов является стронций-89. Он используется в онкологии для обезболивания, позволяя отказаться от наркотических веществ. Препарат стронция-89 вводится в организм, сорбируется и распространяется по костным метастазам, обеспечивая длительный обезболивающий эффект, в результате чего отпадает необходимость в частом введении наркотиков, избавляя больного от эффекта привыкания.

Стронций-89 имеет следующие радиационные характеристики:

- период полураспада T_1/2=50,5 сут;

- способ распада -^- (распадается в стабильный изотоп ⁸⁹Y);

- максимальная энергия -^-частиц E =1463 кэВ;

- энергия сопутствующего -излучения E =909,1 кэВ;

- выход -квантов - 9,3010^-5 (Бкс)^-1.

Известен реакторный способ получения радиоизотопа стронций-89, заключающийся в облучении нейтронами природного стронция [В.И.Левин. Получение радиоактивных изотопов. М.: Атомиздат, 1972, с.169]. В этом способе мишень из металлического стронция облучают в нейтронном потоке ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов. Природный стронций имеет следующий изотопный состав: ⁸⁴Sr 0,56%, ⁸⁶Sr 9,9%, ⁸⁷Sr 7,0%, ⁸⁸Sr 82,6%. В результате реакции радиационного захвата ⁸⁸Sr(n,)⁸⁹Sr в мишени образуется целевой радиоизотоп стронций-89. Способ удобен тем, что он реализуется в обычном исследовательском ядерном реакторе. Однако сечение реакции радиационного захвата в тепловой области энергий нейтронов составляет всего 610^-27 см², что ограничивает производительность этого способа. Как правило, для облучения используют высокообогащенную мишень с содержанием ⁸⁸Sr>99,9%. Применение обогащенного стронция связано с необходимостью подавления образования стронция-85 по реакции ⁸⁴Sr(n,)⁸⁵Sr, являющегося нежелательной примесью, и стремлением увеличить наработку целевого радиоизотопа стронций-89.

За прототип выбран реакторный способ получения стронция-89, включающий облучение мишени с делящимся веществом в ядерном реакторе и последующее удаление из мишени целевого радиоизотопа [патент RU 2155398 С1, МПК G 21 G 1/08, опубл. 27.08.2000 г.]. Мишенью является жидкосолевое ядерное топливо, представляющее собой расплав фтористых солей, содержащий делящийся материал. Под действием облучения в жидкосолевом топливе образуются осколки деления. Один из осколков, криптон-89, является предшественником стронция-89 в цепочке распада осколков деления с атомной массой 89. Из солевого расплава криптон удаляют барботированием инертным газом. В системе улавливания криптон-89 выдерживают до полного распада в целевой радиоизотоп.

К недостаткам известного способа относятся высокая температура расплава и его коррозионная активность, которые требуют изготовления установки из коррозионно-устойчивых материалов, способных работать в агрессивной среде. Выделение радиоизотопа необходимо проводить из циркулирующего топлива при высокой упругости паров делящегося материала в свободном объеме топливного канала.

В основу изобретения положены требования повышения производительности и технологичности нового способа получения радиоизотопа стронций-89 при сохранении высокой удельной активности и радиоизотопной чистоты, возможность использования для его производства реакторов с тепловым спектром нейтронов.

Поставленная задача решена тем, что в способе получения радиоизотопа Sr-89, включающем облучение мишени, содержащей делящийся материал, нейтронами ядерного реактора и последующее удаление из мишени целевого радиоизотопа, мишень выполняют с толщиной делящегося слоя, обеспечивающей возможность выхода с ее поверхности осколков деления за счет энергии ядер отдачи, осколки деления удаляют из зоны выхода потоком инертного газа, поток подают в зону фильтрации, отделяют аэрозольные частицы, направляют поток в объем предварительной выдержки, где осколочный газообразный Кr-89, являющийся предшественником Sr-89 в цепочке распада осколочных элементов с атомной массой 89, отделяют от сопутствующих радиоизотопов за счет их более быстрого естественного распада, после чего направляют Кr-89 в систему улавливания, в которой выдерживают Кr до полного распада в целевой радиоизотоп Sr-89.

В качестве делящегося материала может быть использован уран-233, и/или уран-235, и/или уран-238, и/или плутоний-238, и/или другие трансурановые элементы.

Облучение слоя делящегося материала проводится в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов.

В основу предлагаемого способа производства радиоизотопа стронций-89 положены два параметра, характеризующих процесс деления тяжелых ядер нейтронами: высокая энергия отдачи осколка и наличие в генетической цепочке распада элементов с атомной массой А=89 ⁸⁹Se-->⁸⁹Br-->⁸⁹Kr-->⁸⁹Rb-->⁸⁹Sr газообразного предшественника стронция-89 - радиоизотопа инертного газа криптон-89. Известно, что образующиеся в акте деления тяжелый и легкий осколки обладают энергией около 70 и 100 МэВ соответственно и значительным электрическим зарядом. На большей части пути осколок деления теряет свою энергию в основном вследствие ионизации атомов решетки топлива. Средний пробег осколка зависит от свойств тормозящего вещества. Для наиболее распространенного вида ядерного топлива диоксида урана UО₂ пробег составляет 6 и 9 мкм для тяжелого и легкого осколков соответственно [Ю.Г.Дегальцев, Н.Н.Пономарев-Степной, В. Ф. Кузнецов. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. М.: Энергоатомиздат, 1987, стр.103]. Имеются и другие оценки величины пробега осколков Кr Хе - до 10-20 мкм [Ю.В.Чечеткин, Е.К.Якшин, В.М.Ещеркин. Очистка радиоактивных газообразных отходов АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1986, стр. 31].

Начальным элементом цепочки распада осколков с атомной массой А=89 является селен-89 с периодом полураспада 0,4 с [В.М.Колобашкин, П.М.Рубцов, В. Д. Ружанский и др. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1983, стр.29]. Если деление произошло в топливном блочке на глубине не более длины пробега осколка деления в этом материале или в тонком слое делящегося слоя, толщина которого соизмерима с длиной пробега, то за счет высокой энергии отдачи заметная доля осколков ⁸⁹Se покинет делящийся материал и перейдет в газовый зазор, разделяющий топливо и внешнюю конструкционную оболочку топливного элемента. Толщина газового зазора в 10-20 мм обеспечивает полное торможение и термализацию осколка [К.Н.Мухин. Введение в ядерную физику. М.: Атомиздат, 1965, стр.389]. Поскольку период полураспада ⁸⁹Se составляет всего 0,4 с, то за время 2-3 с практически все ядра селена-89 переходят в следующий элемент цепочки - бром-89. В свою очередь ⁸⁹Вr с T_1/2=4,6 с распадается в относительно долгоживущий криптон-89, период полураспада которого более 190 с. Подавляющая часть сопутствующих криптону-89 осколков деления, являющихся металлами, металлоидами или щелочноземельными элементами, имеют тенденцию к осаждению на поверхность конструкции топливного канала. Исключение составляют лишь осколки криптона и ксенона, которые в течение всего времени своего существования остаются в газообразном состоянии, накапливаясь в зазоре между топливом и стенкой канала. Потоком инертного газа, например гелия или аргона, газообразные осколки удаляют из зазора топливного канала и направляют в системы улавливания и очистки, где их отделяют от аэрозолей и твердых частиц и затем направляют в объем предварительной выдержки, в котором криптон-89, являющийся предшественником стронция-89, отделяют от сопутствующих ему радиоизотопов за счет их естественного распада, после чего криптон-89 направляют в систему улавливания, где его выдерживают до полного распада в целевой радиоизотоп стронций-89. Время жизни ⁸⁹Kr - 190,7 с, вполне достаточно для организации этого процесса.

Большая производительность предложенного способа получения радиоизотопа стронций-89 обусловлена высоким сечением реакции деления (n,f) на таких ядрах, как ²³⁵U, ²³³U или ²³⁹Pu, достигающим величины 600-80010^-24 см² для тепловых нейтронов, и значительным выходом осколка криптон-89 в акте деления - около 4-5%. Согласно оценкам производительность нового способа будет в 1000 и более раз выше, чем в способе, выбранном в качестве прототипа. Существенное отличие периодов полураспада радиоизотопов криптона ⁸⁹Кr и ⁹⁰Kr, составляющих соответственно 190,7 и 32,2 с, позволяет за счет выдержки газовой фазы, удаленной из топливного канала, снизить содержание примеси стронция-90 в целевом продукте до уровня ~ 10^-4 ат.% и таким образом обеспечить высокую радиоизотопную чистоту стронция-89.

Тонкопленочные слои ядерного топлива из металла, окисла или другого химического соединения обладают рядом достоинств по сравнению с другими видами топлива, такими, например, как расплавы фтористых или хлористых солей, водный раствор солей урана. Основные из них:

- простота изготовления равномерной пленки толщиной 5-10 мкм из U, UО₂ или UN по всей длине топливного канала;

- исключение циркуляции топлива;

- низкая упругость пара делящегося материала в зазоре топливного канала;

- совместимость с широким спектром конструкционных материалов.

Предложенный способ производства радиоизотопа стронция-89 может быть осуществлен следующим образом.

Двуокись урана UO₂ или металлический уран наносят тонким слоем на внешнюю поверхность цилиндрической трубы из коррозионно-устойчивого металла, являющейся составной частью топливного канала. Толщина делящегося слоя не превышает 5-7 мкм, что обеспечивает высокий удельный выход осколков. Внутренняя поверхность трубы охлаждается проточной водой, что обеспечивает теплосъем в процессе работы канала в ядерном реакторе. Делящийся слой заключен в металлическую герметичную оболочку, соединенную с газовым контуром. Топливный канал размещают в активной зоне или отражателе ядерного реактора, в котором поддерживают условия протекания реакции деления. В результате реакции деления урана-235 в газовый зазор между делящимся слоем и металлической оболочкой топливного канала поступают осколочные элементы. Подавляющая часть осколков, являющихся тугоплавкими нелетучими металлами, металлоидами или щелочноземельными элементами, осаждаются на поверхность конструкции топливного канала. Исключение составляют лишь осколки криптона и ксенона, которые в течение всего времени своего существования остаются в газообразном состоянии, накапливаясь в зазоре между топливом и стенкой канала. Потоком инертного газа, например гелием или аргоном, их удаляют из активной зоны реактора и по герметичному контуру через систему фильтрации направляют в объем предварительной выдержки, где криптон-89 очищают от сопутствующего ему криптона-90 за счет естественного распада последнего, дающего долгоживущий радиоизотоп стронций-90, а затем криптон-89 направляют в систему улавливания, где он остается до полного распада в целевой радиоизотоп стронций-89. Система улавливания представляет собой набор газовых ловушек, объем которых достаточен для накопления криптона в течение нескольких десятков минут. Образовавшийся в результате распада криптона-89 радиоизотоп стронций-89 удаляют из транспортного инертного газа с помощью сорбции в угольной ловушке или химического взаимодействия в кислотной среде. Очищенный от целевого радиоизотопа транспортный инертный газ рециркулируют в активную зону реактора. После удаления из системы улавливания радиоизотоп стронций-89 подвергают окончательной радиохимической очистке и переводят в товарную форму.

В качестве примера реализации предложенного способа рассмотрим следующие варианты ядерно-физических установок.

Пример 1. Петлевое устройство в исследовательском реакторе "ИР-8".

Активная зона реактора "ИР-8" состоит из 16 ТВС типа ИРТ-3М. Длина активной части тепловыделяющих сборок 58 см, содержание урана - 90 г, а его обогащение - 90% ²³⁵U.

Боковая поверхность активной зоны окружена слоями металлического бериллия толщиной 30 см, причем внутренние слои сменные. Использование бериллия позволяет уменьшить объем активной зоны и получить в отражателе максимальную плотность нейтронов.

Основные параметры реактора "ИР-8" следующие: мощность 8 МВт; площадь поверхности теплоотдачи 21,9 м²; средняя тепловая нагрузка 344 кВт/м²; температура воды на входе (выходе) из активной зоны 47,5 (54,5)^oС; объем активной зоны 47,4 л; масса ²³⁵U в активной зоне 4,35 кг; максимальная плотность потока тепловых нейтронов 10¹⁴ нейтрон/(см²с): в активной зоне - 1,5, в заполненных водой отверстиях сменных бериллиевых блоков отражателя - 2,5.

Металлический канал, изготовленный из нержавеющей стали ОХ18Н10Т, содержащий цилиндрический трубчатый топливный элемент (ТЭ), на внешней поверхности которого нанесен слой металлического урана-235 90%-го обогащения, соединенный с газовым контуром, размещают вместо одной из тепловыделяющих сборок в активной зоне реактора ИР-8. Отвод тепла от топливного элемента при работе реактора на мощности обеспечивается дистиллированной водой реактора, прокачиваемой по внутреннему объему ТЭ. Температура теплоносителя 50^oС. Транспортировку газообразных продуктов, содержащих радиоизотоп криптон-89, за пределы реактора осуществляют с помощью аргона. Расход газа составляет ~ 1 л/мин. Газовый контур снабжен системой аэрозольных фильтров, содержащих материал ФПП-17-1,5, и фильтров ФМСИ для улавливания радиоактивных изотопов йода. По герметичному контуру газовый поток подают в металлическую емкость, в которой его выдерживают до полного распада криптона-90, предшественника примесного радиоизотопа стронций-90. Затем газовый поток направляют в систему улавливания для окончательной выдержки в течение 30 минут до полного распада криптона-89. После охлаждения в теплообменнике аргон рециркулируют в топливный раствор.

Пример 2. Петлевое устройство в реакторной установке "Руслан".

В качестве базовой реакторной установки, на которой может быть реализована новая технология производства осколочного радиоизотопа стронция-89, выбрана специальная реакторная установка "Руслан" бассейнового типа с реактором типа Р-1, предназначенная для производства радиоизотопной продукции общехозяйственного значения.

Реакторная установка "Руслан" включает:

- реактор с активной зоной и отражателем;

- двухконтурную систему охлаждения активной зоны;

- систему управления и защиты;

- системы безопасности;

Реактор Р-1 размещается в открытом сверху металлическом корпусе. Активная зона реактора погружена в бассейн с водой и охлаждается потоком воды, проходящим через нее в направлении сверху - вниз. Движущий напор создается столбом воды над активной зоной.

Активная зона набирается из рабочих и специализированных кассет, а также кассет СУЗ (с регулирующими стержнями и стрежнями аварийной защиты). Во внутреннюю полость кассет устанавливаются центральные сборки с блоками для наработки специализированной и коммерческой радиоизотопной продукции.

На периферии активной зоны, по ее периметру, размещается трехрядный радиальный экран, предназначенный для полезного использования боковой утечки нейтронов из активной зоны. Все кассеты располагаются в активной зоне и экране по треугольной сетке с шагом 125 мм.

В состав рабочих и специализированных, а также кассет СУЗ входит по четыре концентрически расположенных шестигранных твэла с высотой активной части около 1000 мм. Наружный размер кассеты "под ключ" составляет 121 мм. Все топливные кассеты выполнены без наружного чехла.

Центральная водяная полость в кассетах ограничивается несущей трубой, проходящей во внутреннем твэле. В рабочих кассетах центральная полость служит для установки центральной сборки, а в кассете СУЗ - для размещения регулирующего или аварийного стержня.

На фиг. 1 изображена схема газового контура для наработки Sr-89 в реакторе "Руслан", где 1 - активная зона; 2 - облучательное устройство; 3 - вентиль; 4 - линия задержки; 5 - фильтр; 6 - газодувка; 7 - вентиль; 8 - устройство осаждения стронция; 9 - вентиль; 10 - фильтр; 11 - вентиль. Реакторная петля представляет собой замкнутый герметичный контур, включающий в себя облучательное устройство, трубопровод, запорную арматуру, фильтры очистки, газодувку и другие технологические элементы. Порядок его работы следующий.

После вывода реактора на мощность открываются вентили 3, 7, 9 и 11 и включается газодувка 6. Транспортный инертный газ, пройдя облучательное устройство 2, поступает в линию задержки 4, функцию которой выполняет трубка, отводящая газ от облучательного устройства. Назначение линии задержки состоит в удержании газа перед поступлением в устройство осаждения 8 на время, достаточное для распада криптона-90 - предшественника основного примесного элемента стронций-90, до приемлемого, с точки зрения медицинских требований, уровня.

Длина, диаметр отводящей трубки и расход газа определяются из условия обеспечения требуемой чистоты целевого радиоизотопа по примеси стронция-90, предельное содержание которого в готовом препарате не должно превышать величины 210^-4%. Например, при расходе газа 0,2 л/мин, времени задержки 10 мин и внутреннем диаметре трубки 10 мм длина линии задержки составит 26 м.

Не осевшие в линии задержки 4 изотопы рубидия и стронция улавливаются на фильтре 5. После прохождения фильтра газ поступает в устройство осаждения стронция-89 8. Время, требующееся для распада криптона-89 в целевой радиоизотоп, составляет ~ 15 мин. Не осевшие в устройстве осаждения 8 изотопы рубидия и стронция улавливаются на фильтре 10, а газ возвращается в реактор.

После окончания цикла наработки стронция-89 вентили 7 и 9 закрываются. Осевший в устройстве осаждения 8 и на фильтре 10 стронций-89 извлекается по специально разработанной технологии.

На фиг. 2 показана схема облучательного устройства для наработки Sr-89 в радиальном экране, где 1 - кожух; 2 - подвод газа; 3 - отвод газа; 4 - корпус облучателя; 5 - никелевый фильтр; 6 - твэл; 7 - вытеснитель. Облучательное устройство размещается в кожухе 1, имеющем форму шестигранника с размером "под ключ" 121 мм. На наружную поверхность твэла 6 на длине 800-900 мм гальваническим способом наносится слой урана-235 90%-ного обогащения, толщиной 5 мкм. На расстоянии 15 мм от уранового слоя находится никелевый фильтр 5. Далее по радиусу облучательного устройства расположена перегородка и внешний корпус 4. Перегородка служит для подачи в зазор между твэлом 6 и фильтром 5 транспортного газа - аргона, омывающего делящийся слой. Проходя через фильтр 5, аргон очищается от нелетучих продуктов деления. Вместе с аргоном происходит перенос криптона-89 по линии задержки в устройство осаждения газового контура для наработки Sr-89, показанного на фиг. 1.

На фиг. 3 показано облучательное устройство для наработки стронция-89 в активной зоне реактора, где 1 - отвод газа; 2 - подвод газа; 3 - несущая труба; 4 - экран поглотителя; 5 - твэл; 6 - корпус облучательного устройства. Диаметр внешнего корпуса облучательного устройства 6 80 мм. На наружную поверхность твэла 5 на длине 800-900 мм нанесен слой урана-235 90%-ного обогащения, толщиной 5 мкм. Далее по радиусу облучательного устройства расположена стенка твэла 5. В зазор между делящимся слоем и стенкой твэла подается транспортный газ аргон, омывающий делящийся слой. Вместе с этим газом происходит перенос криптона-89 по линии задержки в устройство осаждения газового контура для наработки Sr-89, показанного на фиг. 1. Металлокерамический фильтр находится на выходе газового потока из активной зоны реактора и на фиг. 3 не показан.

Предложенный способ получения радиоизотопа стронций-89 позволяет более чем в тысячу раз по сравнению со способом, выбранным за прототип, повысить производительность процесса и использовать для получения этого радиоизотопа наиболее распространенные исследовательские ядерные реакторы с тепловым спектром нейтронов.