Способ получения радиоизотопа стронций-89

Способ получения радиоизотопа стронций-89

Реферат

Область техники, к которой относится изобретение.

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.

Уровень техники

Более чем полувековой опыт применения радиоизотопов в ядерной медицине для диагностики и терапии позволил определить их место и основные показания, при которых использование радиофармпрепаратов (РФП) 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. 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 в год.

Стремительное развитие радиоизотопной диагностики и терапии в медицинской практике обусловлено продолжающимися разработками новых модификаций регистрирующей аппаратуры и особенно новых радиофармпрепаратов.

Одним из наиболее эффективных терапевтических радиоизотопов является стронций-89. Он применяется как альтернативный метод или дополнение к наружной лучевой терапии для лечения болевого синдрома при костных метастазах. Стронций-89 имеет следующие радиационные характеристики:

период полураспада T_1/2=50,5 сут;

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

максимальная энергия β^--частиц Е_β=1463 кэВ;

энергия сопутствующего γ-излучения Е_γ=909,1 кэВ;

выход γ-квантов - 9,30·10^-5 (Бк·с)^-1.

Впервые стронций-89 был применен для обезболивания еще в начале 40-х годов прошлого века [Pecher С. Biological investigations with radioactive calcium and strontium: preliminary report on the use of radioactive strontium in the treatment of metastatic bone cancer. // Univ. Calif. Publ. Pharmacol. 1942; 2, pp.1117-1149]. Стронций, являясь биохимическим аналогом кальция, имеет тот же механизм переноса в организме человека. При внутривенном введение хлорида стронция его накопление идет преимущественно в костных метастазах, где происходят активные остеобластные процессы. В настоящее время радиофармпрепарат на его основе - "Раствор хлорида стронция-89 изотонический для инъекций", используется в медицинских целях при паллиативном лечении больных, страдающих от сильных болей из-за метастазов опухолей в костную систему. К числу злокачественных новообразований, имеющих тенденцию к метастазированию в скелет, относятся: рак молочной железы, толстой кишки, легкого, щитовидной железы, почки, предстательной железы и кожи. Максимальный пробег β^--частиц стронция-89 в костной ткани не превышает 7 мм, что позволяет локализовать его радиационное воздействие в достаточно малой области скелета, снижая дозовую нагрузку на костный мозг и соседние участки мягких тканей.

Фракция препарата, остающаяся в костях, пропорциональна объему костного метастазного поражения и составляет от 20 до 80% от введенной активности. Будучи встроенным в минеральную структуру пораженного участка, стронций-89 не метаболизирует и остается в ней около 100 дней. Нормальная же кость включает незначительную часть введенной дозы и интенсивно теряет ее в течение первых 14 дней. Проведенные клинические испытания препарата показали, что 65÷75% пациентов сообщают о значительном уменьшении болевого эффекта, а в 20% случаев речь идет о полном обезболивании. Более того, медики считают, что хлорид стронция-89 оказывает терапевтическое действие, то есть не только блокирует метастазы, но и подавляет их.

Известен 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; Toporov Yu.G., Filiminov V.T., Kuznetsov R.A. et. all. Production of ⁸⁹Sr Using (n,γ)- and (n,p)-Reactions. // Proc. Third Int. Confer. "On Isotopes Isotope Production and Applications in the 21^st Century", Vancouver, Canada, September 6-10, 1999].

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 ˜10-15 мКи на грамм иттрия. Мишень представляет собой оксид иттрия Y₂O₃ высокой чистоты, спрессованный и прокаленный при температуре 1600°С. Способ удобен тем, что при его реализации практически отсутствуют радиоактивные отходы, а конечный продукт не содержит вредных примесей - количество сопутствующего радиоизотопа стронций-90 менее 2·10^-4 ат.%.

Однако этот способ имеет крайне низкую производительность из-за малого сечения (n,р)-реакции на ⁸⁹Y, значение которого для нейтронов спектра деления не превышает величины 0.3·10^-27 см², а осуществление этого способа возможно только в реакторах с быстрым спектром нейтронов, число которых незначительно. Кроме того, для облучения необходимо использовать иттрий, прошедший глубокую очистку от примесного урана (содержание урана в таблетках Y₂О₃ не должно превышать 10^-5% по массе).

За прототип выбран способ получения радиоизотопа стронций-89 в растворном ядерном реакторе [Патент РФ №2155399, МПК G 21 G 1/08, БИ №24, 2000 г.]. Топливо в виде водного раствора уранил-сульфата UO₂SO₄ облучают в нейтронном потоке ядерного реактора. В результате деления урана образуются осколки, один из которых - криптон-89, являющийся предшественником стронция-89 в цепочке распада осколков деления с атомной массой 89, выделяют из топливного раствора реактора и транспортируют в систему предварительной выдержки, где криптон-89 очищают за счет естественного распада от сопутствующих ему короткоживущих радиоизотопов криптона, 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 может быть использован уран-233, и/или уран-235, и/или уран-238.

В указанном способе производства стронция-89 используется возможность в процессе нейтронного облучения растворного ядерного топлива 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. Одним из элементов цепочки распада осколков с А=89 является ⁸⁹Kr - радиоактивный изотоп инертного газа криптона. В результате "радиолитического кипения" топливного раствора под действием осколков деления осколочный криптон, не вступая в химическое взаимодействие с топливом, покидает раствор, накапливаясь в свободном пространстве над зеркалом жидкости. Транспортировка криптона в специальные емкости, изолированные от нейтронного облучения и выдержка, 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. Существенное отличие периодов полураспада радиоизотопов криптон-89 и криптон-90, составляющих соответственно 190,7 и 32,2 сек, позволяет за счет выдержки газовой фазы, удаленной из топливного раствора, снизить содержание примеси стронция-90 в целевом радиоизотопе до уровня ˜10^-4 ат.% и, таким образом, обеспечить высокую радиоизотопную чистоту стронция-89.

Большая производительность рассматриваемого способа получения радиоизотопа стронций-89 обусловлена высоким сечением реакции деления на таких ядрах, как ²³⁵U, ²³³U или ²³⁹Pu, достигающим величины (600-800)·10^-24 см² для тепловых нейтронов, и значительным выходом осколка криптон-89 в акте деления - около 5%.

Возможность использования в ядерных реакторах гомогенного жидкого топлива была успешно продемонстрирована еще в 50-60-х годах прошлого века. 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-1, 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, отражателем служит графит, замедлителем и теплоносителем - вода.

Реакторы с гомогенным растворным топливом имеют ряд преимуществ по сравнению с реакторами на твердом топливе. Они обладают отрицательным температурным и мощностным эффектами реактивности, что обеспечивает их высокую ядерную безопасность. Значительно упрощается конструкция активной зоны: отсутствуют оболочки ТЭВЛов, дистанционирующие решетки и другие детали, ухудшающие нейтронные характеристики реактора. Процедура приготовления раствора существенно дешевле изготовления ТЭВЛов. 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. Растворные реакторы просты и надежны в эксплуатации, не требуют для обслуживания многочисленного персонала.

По сравнению с другими видами гомогенного жидкого ядерного топлива, такими, например, как расплавы фтористых или хлористых солей, водный раствор солей урана обладает рядом достоинств:

низкая температура топливного раствора в реакторе (Т<100°С);

высокая растворимость солей урана в воде, обеспечивающая возможность создание компактной активной зоны реактора;

низкая коррозионная активность топливного раствора и наличие конструкционных материалов, работающих в этих условиях.

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 мини-реакторов стационарной мощности 20-50 кВт.

Сегодня в России действуют несколько реакторов с растворным топливом - "Гидра", ВИР-2М, ИГРИК, "Аргус". Наиболее мощный среди них - исследовательский растворный реактор "Аргус", работающий в стационарном режиме. Мощность реактор 20 кВт. Он разработан и запущен в эксплуатацию в 1981 г. в Российском научном центре "Курчатовский институт" [Афанасьев Н.М., Беневоленский A.M., 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].

Однако реализация способа, выбранного за прототип, возможна только на растворном реакторе, работающем в стационарном режиме, процедура получения целевого радиоизотопа стронций-89 достаточно сложна и многостадийна, а эффективность технологии в целом не превышает 70%.

Раскрытие изобретения

В основу нового способа производства радиоизотопа стронций-89 положены требования увеличения выхода целевого радиоизотопа из водного раствора солей урана и расширения технологических возможностей за счет использования исследовательских ядерных реакторов с растворным топливом, работающих как в стационарном, так и в импульсном режимах.

Поставленная задача решена тем, что в способе получения радиоизотопа стронций-89, включающем облучение водного раствора солей урана в ядерном реакторе и последующее удаление целевого радиоизотопа, топливо переводят в другое агрегатное состояние - парообразное, капельно-аэрозольное, мелкодисперсное, развивая поверхность обмена с газовой средой и обеспечивая интенсивное выделение криптона-89 из топливного раствора в свободный объем реактора, путем генерации импульса энерговыделения, носящего взрывной характер, за счет быстрого введения в активную зону растворного реактора положительной реактивности.

Из опыта работы стационарного растворного реактора "Аргус" известно, что радиоактивные благородные газы (РБГ) не образуют в растворном топливе устойчивых химических соединений и большей частью выходят из раствора, накапливаясь в газовой объеме над поверхностью топлива [Лобода С.В., Петрунин Н.В., Чарнко В.Е., Хвостионов В.Е. Вынос продуктов деления из топлива растворного реактора // Атомная энергия, т.67, вып.6, декабрь 1989, стр.432-433]. Механизм выноса благородных газов осколочного происхождения из топливного раствора связан с "радиолитическим кипением" раствора, 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. Измерения показали, что коэффициент выноса РБГ из водного раствора уранил-сульфата составляет величину 70±20%.

Механизм образования в топливном растворе газообразных осколков деления, как в стационарном, так и в импульсном растворном реакторе одинаков по характеру происходящих физических процессов. Однако экспериментально установлено, что коэффициент выноса РБГ в импульсном реакторе выше и составляет не менее 98% [Воинов A.M., Колесов В.Ф., Матвеенко А.С. и др. Водный импульсный реактор ВИР-2М и его предшественники. // В сборнике Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1990, вып.3, стр.3-15].

На чертеже представлена структурная схема импульсного растворного реактора с газовым стендом для реализации способа получения радиоизотопа стронций 89.

В качестве корпуса реактора 1 применен баллон высокого давления. Он представляет собой цилиндрический сварной сосуд, у которого силовая часть выполнена из высокопрочной стали 20 ХМ, а изнутри стенка плакирована нержавеющей сталью ОХ18Н10Е, толщиной 3 мм. Внутренний диаметр силового цилиндра 392 мм, толщина стенки 30 мм. Корпус рассчитан на рабочее импульсное давление 200 атмосфер.

В крышку корпуса вертикально вварены пять труб. В центральной трубе 2 находится кольцевой пусковой стержень из карбида бора. В четырех периферийных трубах размещаются компенсирующие стержни из карбида бора.

Активная зона в корпусе реактора состоит из водного раствора уранил-сульфата объемом 40 литров с концентрацией урана-235 в растворе 79,2 г/литр и обогащением до 90%. Заполнение осуществляется с помощью устройства загрузки топлива 3. Количество заливаемого раствора достаточно для создания положительной реактивности до 6 β_эфф. и производства импульса мощности с энерговыделением в активной зоне до 30 МДж.

Система управления и контроля реакторной установки с комплектом исполнительных механизмов рабочих органов компенсации 4, 5 обеспечивает безопасное подкритическое состояние реактора, регулируемый режим работы установки, контроль регистрацию и представление информации о параметрах установки, контролируемую и плановую экстренную остановку реактора.

Для контроля реактора в подкритическом состоянии имеется пусковой источник нейтронов интенсивностью ˜10⁶ нейтр./сек.

Реализация заданного "скачка" реактивности, превышающей эффективную долю запаздывающих нейтронов, осуществляется с помощью пускового устройства реактора.

Быстрое извлечение пускового стержня 2 из активной зоны обеспечивает пневмопривод, который автоматически через заданное время возвращает пусковой стержень в активную зону. Время извлечения пускового стержня 2,5 сек.

Регенерация продуктов радиолиза осуществляется в устройстве 6. Поджиг гремучей смеси проводится в камере объемом 2 л, соединенный с корпусом реактора трубопроводом, путем нагрева электрическим током платиновой проволоки до температуры 600°С. В крышке камеры смонтированы три свечи с платиновыми электродами, две из которых резервные.

При инициировании импульса мощности реактора в результате деления ядер урана-235 в активной зоне нарабатывают радиоизотоп криптон-89, поступающий в газовое пространство корпуса реактора. Газообразные продукты деления выдерживают 5-10 мин в объеме над зеркалом жидкости, а затем удаляют с помощью устройства откачки газов 7,8, входящего в комплекс реакторной установки, для последующей выдержки криптона-89 в специальной емкости 9 и осаждения стронция-89, образовавшегося в результате естественного распада. При этом газообразные продукты деления до поступления в емкость выдержки и осаждения криптона-89 проходят через систему фильтров 10 и ловушек 11. На газовых магистралях установлены клапаны с дистанционным управлением 12, 13, 14.

Пример осуществления способа.

Импульсный растворный ядерный реактор с газовым контуром.

Топливо в виде водного раствора солей урана, например, уранил-сульфата UO₂SO₄, с помощью устройства 3 закачивают в активную зону импульсного ядерного реактора 1.

После введения в активную зону реактора большой положительной реактивности путем быстрого извлечения стержня 2, в жидком топливе протекает бурный процесс энерговыделения, носящий взрывной характер, в результате которого топливо переходит в другое агрегатное состояние - парообразное, капельно-аэрозольное и мелкодисперсное, что создает условия для интенсивного выделение газообразных осколков деления в свободный объем реактора, в том числе криптона-89. После завершения переходных процессов в реакторе и накопления газообразных осколков деления в свободном объеме реактора работа газового стенда проводятся следующим образом.

Газ, скопившийся над зеркалом топливного раствора, выдерживают в течение 5-10 минут в реакторе 1. Это время необходимо для распада основного примесного радионуклида криптон-90 и снижения его концентрации до допустимого уровня.

Открывают клапаны с дистанционным управлением 12, 13 и газ из реактора поступает в емкость выдержки 9, предварительно откаченную с помощью насоса 7. Для исключения попадания в емкость 9 изотопов рубидия и стронция установлен фильтр 10.

С помощью ловушки 11 задерживаются возможные пары воды и капельки топливного раствора.

Заполненную газом емкость 9 отсекают с помощью клапанов 13, 14 от остальных коммуникаций на время ˜20 минут, необходимое для естественного распада криптона-89 в стронций-89.

После окончания цикла наработки стронция-89 открывают клапан 14. Оставшиеся газы стравливают через фильтр 10 в емкость 8, где выдерживают необходимое для распада время.

В реальной технологической схеме может быть использовано несколько независимых емкостей выдержки 9, установленных в газовом стенде параллельно.

Регенерация продуктов радиолиза проводится в камере 6. Контроль и управление реактором с газовым стендом осуществляется с помощью систем 4, 5.

Стронций-89, осажденный в емкости выдержки 9, извлекают на радиохимическом участке, где ему придают кондиционные качества.

Предложенный способ производства радиоизотопа стронций-89 позволяет увеличить реальный выход радиоизотопа из водного раствора солей урана после облучения топлива и расширить технологические возможности за счет использования исследовательских ядерных реакторов с растворным топливом, работающих как в стационарном, так и импульсном режимах.

1. Способ получения радиоизотопа стронций-89, включающий облучение в активной зоне ядерного реактора жидкого топлива в виде водного раствора солей урана, выделение из раствора газообразного осколка деления криптон-89, предшественника целевого радиоизотопа в цепочке распада, очистку криптона-89 за счет естественного распада от сопутствующих ему радиоизотопов и выдержку его до полного распада в стронций-89, отличающийся тем, что выделение из раствора газообразного осколка деления криптон-89 ведут из водного раствора солей урана, который переводят в парообразную, капельно-аэрозольную и мелкодисперсную смесь путем генерации взрывного импульса энерговыделения за счет введения в активную зону ядерного реактора положительной реактивности, а очистку криптона-89 за счет естественного распада от сопутствующих ему радиоизотопов ведут в активной зоне ядерного реактора.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что введение в активную зону ядерного реактора положительной реактивности ведут путем извлечения из активной зоны стержня управления критичностью реактора.