Способ получения радиоизотопа стронций-89

 

Использование: для производства радиоизотопа стронций -89. Сущность изобретения: Способ включает облучение жидкого ядерного топлива, представляющего собой водный раствор солей урана - уранилсульфата (UO₂SO₄), в ядерном реакторе и последующее удаление из топлива целевого радиоизотопа. Под действием облучения нейтронами в топливном растворе образуются осколки деления, один из которых, криптон-89, являющийся предшественником стронция -89 в цепочке распада осколков деления с атомной массой 89, выделяют из водного раствора, накапливают в свободном объеме над зеркалом жидкости. После выхода из топлива радиоактивные инертные газы с помощью гелия, аргона или азота транспортируют в систему предварительной выдержки, где криптон-89 очищают от сопутствующего ему криптона-90 за счет естественного распада последнего и дающего долгоживущий радиоизотоп стронций-90. Затем криптон-89 направляют в систему улавливания, где он выдерживается до полного распада в целевой радиоизотоп стронций-89. Осажденный в системе улавливания радиоизотоп стронций-89 направляют на радиохимическую очистку для получения целевого радиоизотопа кондиционного качества. Предложенный способ позволяет повысить производительность процесса и использовать для получения радиоизотопа стронций-89 исследовательский ядерный реактор с растворным топливом и тепловым спектром нейтронов. 2 з.п. ф-лы.

Область техники.

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.

Предшествующий уровень техники.

Более чем полувековой опыт применения радиоизотопов в ядерной медицине для диагностики и терапии позволил определить ее место и основные показания, при которых использование радиофармпрепаратов для лечения онкологических и других заболеваний является эффективным. Производство медицинских радиоизотопов превратилось в важную отрасль индустрии, на которую приходится более 50% годового производства радиоизотопов во всем мире. Сегодня с помощью ядерных реакторов и ускорителей заряженных частиц выпускается более 160 радиоизотопов 80 химических элементов.

Стремительное развитие радиоизотопной диагностики и терапии в мировой практике обусловлено продолжающимися разработками новых модификаций регистрирующей аппаратуры и особенно новых радиофармпрепаратов. Вновь создаваемые препараты ориентируются на все более избирательное воздействие на пораженные органы.

Одним из наиболее современных и эффективных терапевтических радиоизотопов является стронций-89. Он используется в онкологии для обезболивания, позволяя отказаться от наркотических веществ. Препарат, содержащий стронций-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.

Радиоизотоп стронций-89 имеет следующие радиационные характеристики: период полураспада Т_1/2 = 50,5 сут; способ распада - β^- (распадается в стабильный изотоп ⁸⁹Y); максимальная энергия β^- - частиц E_β = 583,3 кэВ; энергия сопутствующего γ- излучения E_γ = 909,1 кэВ; выход γ- квантов - 9,30 · 10^-5 (Бк·с)^-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 на одном из изотопов стронция ⁸⁸Sr(n,γ)⁸⁹ Sr в мишени образуется целевой радиоизотоп стронций-89. Способ удобен тем, что он реализуется в обычном исследовательском ядерном реакторе. Однако сечение (n,γ) реакции составляет всего 6·10^-27 см², что ограничивает производительность этого способа. Для облучения используют высокообогащенную мишень с содержанием ⁸⁸Sr > 99.9%. Применение обогащенного стронция связано с необходимостью подавления образования стронция-85 по реакции ⁸⁴Sr(n,γ)⁸⁵ Sr, являющегося в данном случае нежелательной примесью, и стремлением увеличить наработку стронция-89.

За прототип выбран реакторный способ получения стронция-89, основанный на пороговой реакции захвата нейтрона с вылетом заряженной частицы ⁸⁹Y(n, p)⁸⁹Sr [Звонарев А.В., Матвеенко И.П., Павлович В.Б. и др. "Получение стронция-89 в быстрых реакторах" // Атомная энергия, т. 82, вып. 5, май 1997, стр. 396-399.].

В этом способе мишень, содержащую природный моноизотоп иттрий-89, облучают в потоке нейтронов ядерного реактора с быстрым спектром нейтронов, а затем подвергают радиохимической переработке экстракционным методом. При оптимальных условиях облучения выход стронция-89 может составлять ~10 Ки на килограмм иттрия. Мишень представляет собой таблетированный оксид иттрия Y₂O₃ высокой чистоты, спрессованный и прокаленный при 1600^oC. Способ удобен тем, что при его реализации практически отсутствуют радиоактивные отходы, а конечный продукт не содержит вредных примесей - количество сопутствующего стронция-90 менее 2·10^-4 ат.%.

Однако этот способ имеет крайне низкую производительность из-за малого сечения (n, p)-реакции на ⁸⁹Y, значение которого для нейтронов спектра деления не превышает величины 0,3·10^-27 см², а его осуществление возможно только в реакторах с быстрым спектром нейтронов, количество которых очень незначительно как в нашей стране, так и за рубежом. Кроме того, для облучения в ядерном реакторе необходимо использовать иттрий, прошедший глубокую очистку от примесного урана (содержание урана в таблетках Y₂O₃ не должно превышать 10^-5% по массе).

Малая производительность и необходимость использования реакторов с быстрым спектром нейтронов являются главными сдерживающими факторами при расширенном производстве радиоизотопа стронций-89 указанным способом.

Раскрытие изобретения.

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 относительно небольшой мощности (десятки киловатт).

Поставленная задача решена тем, что в способе получения радиоизотопа стронций-89, включающем облучение мишени в ядерном реакторе и последующее удаление из нее целевого радиоизотопа, в качестве мишени используют активную зону ядерного реактора с топливом в виде водного раствора уранил-сульфата (UO₂SO₄), в которой в результате деления ядер урана образуются осколочные элементы, один из которых - радиоизотоп инертного газа криптон-89, являющийся предшественником стронция-89 в цепочке распада осколочных элементов с атомной массой 89, выделяют из водного раствора, накапливают в свободном объеме над поверхностью раствора, а затем транспортируют в систему предварительной выдержки, где криптон-89 очищают за счет естественного распада от сопутствующих ему радиоизотопов криптона, в том числе и криптона-90, предшественника долгоживущего радиоизотопа стронций-90, а затем криптон-89 направляют в систему улавливания, где его выдерживают до полного распада в целевой радиоизотоп стронций-89.

В качестве делящегося материала в топливном растворе уранил-сульфата может быть использован уран-235 и/или уран-233.

Для интенсификации процесса выведения стронция-89 из водного раствора уранил-сульфата ведут барботирование раствора инертным газом, например гелием, аргоном или азотом, с последующим выносом газовой фракции из свободного объема над поверхностью водного раствора.

В основу предлагаемого способа производства радиоизотопа стронций-89 положена уникальная возможность в процессе цепной реакции деления жидкого ядерного топлива растворного реактора воздействовать не только на целевой радиоизотоп, но и на его генетические предшественники, образующиеся в результате ядерных превращений осколков в цепочке распада элементов с массовым числом 89 ⁸⁹Se ---> ⁸⁹Br ---> ⁸⁹Kr ---> ⁸⁹Rb ---> ⁸⁹Sr. Как видно из этой схемы, одним из элементов цепочки распада является ⁸⁹Kr - радиоактивный изотоп инертного газа криптона. Не вступая в химическое взаимодействие, он покидает топливный раствор уранил-сульфата, накапливаясь в свободном пространстве над зеркалом раствора. Процесс удаления осколочного криптона из топлива при необходимости может быть интенсифицирован с помощью барботирования через водный раствор инертного газа, например гелия, аргона или азота. Этот же газ используется для последующей транспортировки криптона из реактора. Время жизни ⁸⁹Kr - 190,7 с вполне достаточно для реализации этого процесса. Выдержка осколочного криптона в специальных емкостях, изолированных от нейтронного излучения, организованная в два этапа, обеспечивает не только полный распад криптона-89 в целевой радиоизотоп стронций-89, но и его очистку от сопутствующих радиоизотопов криптона, в том числе и от криптона-90, дающего при распаде наиболее регламентируемый примесный радиоизотоп стронций-90. В активной зоне обычного ядерного реактора, где делящийся материал находится в виде твердого окисла или металла, зачехленного в герметичные оболочки ТВЭЛов, такая возможность отсутствует.

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 - 800·10^-24 см² для тепловых нейтронов, и кумулятивным выходом осколка криптон-89 в акте деления - около 4-5%. Согласно оценкам производительность нового способа, нормированная на единицу массы мишени, будет в 1000 и более раз выше чем в способе, выбранном в качестве прототипа. Существенное отличие периодов полураспада радиоизотопов криптон-89 и криптон-90, составляющих соответственно 190,7 и 32,2 с, позволяет за счет выдержки газовой фазы, удаленной из топливного раствора, снизить содержание примеси стропция-90 в целевом радиоизотопе до уровня ~10^-4 ат.% и таким образом обеспечить высокую радиоизотопную чистоту стронция-89.

Возможность использования в ядерных реакторах гомогенного жидкого топлива была успешно продемонстрирована еще в 50-60-х годах. По публикациям тех лет известно, что в мире действовало более 20 исследовательских реакторов с топливом на основе водных растворов солей урана. К ним относятся реакторы: HRE-I, HRE-2, LOPO, HYPO, SUPO и др. [Тищенко В.А., Смирнов Ю.В., Раевский И.И. Исследовательские реакторы США: обзорная информация АИНФ, 588, М., ЦнииАтоминформ, 1984. ]. Все эти реакторы в качестве топлива используют водный раствор уранил-сульфата UO₂SO₄ с различным обогащением по изотопу ²³⁵U, активная зона у них выполнена в виде сферы диаметром ~30 см, отражателем служит графит, замедлителем и теплоносителем - вода. Водный раствор уранил-сульфата отличается лучшей химической, термической и радиационной стойкостью по сравнению с растворами других урановых соединений.

Реакторы с гомогенным растворным топливом имеют ряд неоспоримых преимуществ по сравнению с реакторами с твердым топливом. Они обладают отрицательным температурным и мощностным эффектами реактивности, что обеспечивает их высокую ядерную безопасность. Значительно упрощается конструкция активной зоны: отсутствуют оболочки ТВЭЛов, дистанционирующие и другие детали, ухудшающие нейтронные характеристики реактора. Процедура приготовления раствора существенно дешевле изготовления ТВЭЛов. Загрузка (заливка) растворного топлива также намного проще, что позволяет при необходимости изменять концентрацию делящегося материала в топливе или объем раствора. В активной зоне растворного реактора благодаря хорошим условиям переноса тепла невозможно образование локальных перегревов, вызываемых перекосом полей энерговыделения. Эти реакторы просты и надежны в эксплуатации, не требуют для обслуживания многочисленного персонала. Низкая стоимость реакторов с растворным топливом обеспечивает возможность их широкого внедрения в качестве нейтронных источников для ядерно-физических методов анализа и контроля.

По сравнению с другими видами гомогенного жидкого ядерного топлива, такими, например, как расплавы фтористых или хлористых солей, водный раствор урананил-сульфата обладает такими важными достоинствами, как: низкая температура топливного раствора в реакторе (T < 100^oC); высокая растворимость солей урана в воде, обеспечивающая возможность создания компактной активной зоны реактора; низкая коррозионная активность топливного раствора и наличие конструкционных материалов, работающих в этих условиях.

Длительная эксплуатация исследовательских реакторов с растворным топливом позволила накопить необходимый опыт обращения с этим видом топлива, решить многочисленные научно-технические проблемы обеспечения надежной и безопасной работы растворных реакторов. В качестве конструкционного материала растворного реактора выбрана нержавеющая сталь марки ОХ18Н10Т, показавшая достаточную коррозионную стойкость и отсутствие склонности к межкристаллитной коррозии самой стали и сварных швов из нее в условиях работы реактора.

В России развитие растворных реакторов проводилось в двух направлениях: создание импульсных растворных реакторов, предназначенных для исследования динамики, импульсного воздействия излучения на материалы и оборудование, наработки короткоживущих изотопов, активационного анализа;
разработка и создание исследовательских миниреакторов стационарной мощностью 20-50 кВт.

Сегодня в России действуют несколько реакторов с растворным топливом - ИИН, ВИР, ИГРИК, "Аргус". Наиболее мощный среди них, работающий в стационарном режиме, исследовательский растворный реактор "Аргус", мощностью 20 кВт, разработанный и пущенный в эксплуатацию в Российском научном центре "Курчатовский институт" в 1981 г. [Афанасьев H.M., Беневоленский А.М., Венцель О. В. и др. Реактор "Аргус" для лабораторий ядерно-физических методов анализа и контроля. // Атомная энергия, т.61, вып. 1, июль 1986, стр. 7-9].

Из опыта работы растворного реактора "Аргус" известно, что радиоактивные инертные газы не образуют в растворном топливе устойчивых химических соединений и большей частью выходят из раствора, оставаясь в газовой фазе над поверхностью жидкости [Лобода С.В., Петрунин Н.В., Хвостионов В.Е., Чарнко В.Е. Вынос продуктов деления из топлива растворного реактора // Атомная энергия, т. 67, вып. 6, декабрь 1989, стр. 432-433]. Измерения показали, что коэффициент выноса радиоактивных инертных газов из водного раствора уранил-сульфата составляет величину (0.7 ± 0.2). Механизм выноса инертных газов осколочного происхождения из топливного раствора связан с так называемым "радиолитическим кипением" в растворных реакторных системах, которое предполагает образование зародышей газовых пузырьков на треках осколков деления. Согласно этой модели, подтвержденной экспериментально, вначале на треках осколков деления зарождаются паровые пузырьки, которые, остывая и сжимаясь, переходят в газовые, содержащие продукты радиолитического разложения воды - водород и кислород. Атомы радиоактивных газов, попадая в газовые пузырьки, выносятся из топливного раствора. Время выхода пузырьков радиолитического газа составляет всего несколько секунд [Атомная энергия, т.67, вып. 6, декабрь 1989, стр. 432-433], что обеспечивает возможность выноса и относительно короткоживущих радиоизотопов, в том числе и таких, как криптон-89. Оказавшись в газовой оболочке криптон-89 "всплывает" к границе раздела жидкость - газ и переходит в свободный объем над поверхностью растворного топлива.

Процесс выхода осколочных газов из раствора при необходимости может быть интенсифицирован с помощью барботажа топлива гелием или аргоном. Потоком инертного газа, барботирующего топливный раствор, криптон может быть удален за пределы реактора или мишени ускорителя, а затем в системе выдержки и очистки доведен до кондиционного качества. Улавливание примесей осколочных элементов, образующихся при делении одновременно с криптоном и переходящих в малых количествах в газовую фазу, осуществляют с помощью фильтрации и сорбции на активированном угле и химических сорбентах. Предложенный способ производства радиоизотопа стронция-89 может быть осуществлен следующим образом.

Варианты осуществления изобретения.

Водный раствор уранил-сульфата UO₂SO₄ заливают в активную зону ядерного реактора, в которой поддерживают условия протекания цепной реакции деления в растворном топливе, герметизируют и присоединяют к газовому контуру. В результате реакции деления урана-235 или ядер других расщепляющихся материалов в растворном топливе нарабатывается радиоизотоп криптон-89, который, не вступая в химические реакции с топливным раствором или осколочными элементами, поступает в газовую фазу над поверхностью жидкости, отделившись от топливной композиции, содержащей основную массу осколков деления и делящихся материалов. Процесс выведения криптона-89 при необходимости может быть интенсифицирован за счет барботирования через топливный раствор инертного газа (гелий, аргон). Удаление газовой фракции из свободного объема над зеркалом жидкости осуществляют с помощью того же инертного газа. С газовым потоком радиоизотоп криптон-89 по герметичному контуру направляют в систему предварительной выдержки, где его очищают от сопутствующего ему криптона-90 за счет естественного распада последнего и 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 растворного реактора или мишенное устройство ускорителя. После удаления из угольных ловушек или химического реактора радиоизотоп стронций-89 подвергают окончательной радиохимической очистке и переводят в товарную форму.

В качестве примера реализации предложенного способа рассмотрим следующий вариант ядерно-физической установки.

Пример. Растворный ядерный реактор. За прототип реакторной установки выбран исследовательский растворный реактор "Аргус". Активная зона реактора представляет собой цельнометаллический сварной корпус цилиндрической формы с полусферическим дном и толщиной стенки 5 мм, который соединен с газовым контуром, содержащим насос, теплообменник и систему газоочистки. Диаметр и высота корпуса составляют ≈ 300 мм. Внутри корпуса также расположен змеевик охлаждения. Элементы активной зоны, находящиеся в длительном контакте с топливным раствором, выполнены из нержавеющей стали марки ОХ18Н10Т. Корпус реактора окружен боковым и нижним торцевым графитовым отражателем.

Топливом реактора служит водный раствор уранил-сульфата, обогащенный по изотопу ²³⁵U от 20% до 90%, концентрацией урана-235 до 73.2 г/л. Объем топливного раствора 22 - 25 л. Номинальная мощность реактора 25 - 50 кВт.

Газообразные продукты радиолиза топливного раствора регенерируются с помощью устройства, включающего каталитический рекомбинатор, теплообменник и трубопроводы, которые вместе с корпусом реактора образуют герметичную систему.

В результате деления ядер ²³⁵U при работе реактора на мощности в активной зоне нарабатывают радиоизотоп криптон-89, поступающий в газовое пространство над поверхностью раствора. Газообразные продукты деления удаляют из объема над зеркалом жидкости с помощью продувки свободных полостей аргоном и направляют газовый поток на химический сорбент для удаления аэрозолей. Затем газовый поток подают в систему промежуточной выдержки, после чего направляют в емкость для окончательного распада криптона-89 в целевой радиоизотоп стронций-89. После очистки аргон рециркулируют в активную зону реактора.

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 исследовательский ядерный реактор с растворным топливом и тепловым спектром нейтронов.

Формула изобретения

1. Способ получения радиоизотопа стронций-89, включающий облучение мишени в ядерном реакторе и последующее удаление из нее целевого радиоизотопа, отличающийся тем, что в качестве мишени используют активную зону ядерного реактора с топливом в виде водного раствора уранил-сульфата (UO₂SO₄), в которой в результате деления ядер урана образуются осколки деления, один из которых - радиоизотоп инертного газа криптон-89, являющийся предшественником стронция-89 в цепочке распада осколков деления с атомной массой 89, выделяют из топливного раствора, накапливают в свободном объеме над поверхностью раствора, а затем транспортируют в систему предварительной выдержки, где криптон-89 очищают за счет естественного распада от сопутствующих ему радиоизотопов криптона, в том числе и криптона-90, предшественника долгоживущего радиоизотопа стронций-90, а затем криптон-89 направляют в систему улавливания, где его выдерживают до полного распада в целевой радиоизотоп стронций-89.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве делящегося материала в водном растворе уранил-сульфата используют уран-235 и/или уран-233.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что для интенсификации процесса выведения стронция-89 из водного раствора уранил-сульфата ведут барботирование раствора инертным газом, например, гелием, аргоном или азотом, с последующим выносом газовой фракции из свободного объема над поверхностью водного раствора.