СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА СТРОНЦИЙ-89 Российский патент 2000 года по МПК G21G1/08 

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.

Использование радиоизотопов в ядерной медицине для диагностики и терапии заболеваний широко распространено. В настоящее время 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. Постоянно расширяется номенклатура препаратов, меченных радиоизотопами, разрабатываются новые инструментальные средства диагностики. 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 T_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 природного стронция облучают в нейтронном потоке ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов. В результате реакции радиационного захвата ⁸⁸Sr(n,γ)⁸⁹Sr 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. Кроме того, в мишени из природного стронция одновременно с целевым радиоизотопом накапливается сопутствующий радиоизотоп стронций-85, отделить который химическим путем не представляется возможным.

За прототип выбран реакторный способ получения стронция-89, основанный на пороговой реакции захвата нейтрона с вылетом заряженной частицы ⁸⁹Y(n, p)⁸⁹Sr [В. Б. Павлович, Э.Я. Сметанин, Н.А. Нерозин "Получение стронция-89 высокой удельной активности для изготовления радиофармпрепаратов типа "Метастрон" // Всероссийская конференция "50 лет производства и применения изотопов в России", г. Обнинск, 20-22 октября 1998 г. Сборник рефератов и тезисов докладов и сообщений, с. 36].

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 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 ат.%.

Однако этот способ имеет низкую производительность из-за крайне 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. 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 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 стронций-89, включающем облучение мишени в ядерном реакторе и последующее удаление из нее целевого радиоизотопа, в качестве материала мишени используют ядерное топливо в виде расплава фтористых солей, в состав которого входит делящийся материал, в котором под действием облучения нейтронами образуются осколки деления, один из которых - радиоизотоп инертного газа криптон-89, являющийся предшественником стронция-89 в цепочке распада осколков деления с атомной массой 89, удаляют из жидкосолевого топлива путем барботирования его инертным газом и 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.

В качестве делящегося материала в расплаве фтористых солей может быть использован уран-235, и/или уран-233, и/или уран-238, и/или торий-232, и/или изотопы плутония, и/или актиниды.

Расплав фтористых солей содержит фториды лития-7, и/или бериллия, и/или циркония, и/или натрия, и/или калия и фториды делящихся материалов.

Облучение жидкосолевого топлива проводят в потоке нейтронов:
- ядерного реактора;
- мишени ускорителя заряженных частиц.

В основу предлагаемого способа производства радиоизотопа стронций-89 положена уникальная возможность в процессе нейтронного облучения жидкосолевого 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. Как видно из этой схемы, одним из элементов цепочки распада является ⁸⁹Kr - радиоактивный изотоп инертного газа криптона. Не вступая в химическое взаимодействие с топливом, он покидает расплав, накапливаясь в свободном пространстве над зеркалом соли. Процесс удаления осколочного криптона из топлива может быть интенсифицирован с помощью барботирования через солевой расплав инертного газа, например гелия. Этот же газ используется для последующей транспортировки криптона из реактора или мишени ускорителя. Время жизни ⁸⁹Kr - 190,7 с, что вполне достаточно для реализации этого процесса. Выдержка осколочного криптона в специальных емкостях, изолированных от нейтронного облучения, 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 обычном ядерном топливе, где делящиеся материалы находятся в виде твердых окислов или металлов, зачехленных в герметичные оболочки ТВЭЛов, такая возможность обращения с осколочными элементами 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 выходом осколка криптон-89 - около 4- 5% в акте деления. Оценки показывают, что 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 жидкосолевого топлива, снизить содержание примеси стронция-90 в целевом радиоизотопе до уровня ≈ 10^-4 ат.% и таким образом обеспечить высокую радиоизотопную чистоту стронция-89.

Принципиальная возможность использования расплавов фтористых солей в качестве жидкосолевого топлива в ядерных реакторах продемонстрирована в процессе создания и испытания экспериментальных реакторов 25 ARE (Aircraft Reactor Experiment) мощностью 2.5 МВт и MSRE (Molten Salt Reactor Experiment) мощностью 7.3 МВт, работавших в США в 50-60-х годах [В.Л. Блинкин, В. М. Новиков. Жидкосолевые ядерные реакторы // М.: Атомиздат, 1978].

Из опыта работы реактора MSRE известно, что криптон, не образуя в расплаве фторидов устойчивых химических соединений и имея очень малую растворимость в топливе, практически полностью выходит из расплава и находится в газовой фазе над поверхностью соли [В кн. Жидкосолевые ядерные реакторы, стр. 28] . Процесс выхода осколочных газов из расплава может быть интенсифицирован с помощью барботажа топлива гелием или аргоном. В этом случае согласно экспериментальным данным время выхода осколочного криптона в газовую фазу не превышает 20 сек. Большинство других осколков, 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. Потоком инертного газа, барботирующего солевой расплав, 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, например NaF или MgF₂.

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

Варианты осуществления изобретения.

Металлическую ампулу, содержащую жидкосолевое ядерное топливо, размещают в активной зоне ядерного реактора или мишени ускорителя заряженных частиц или любого другого устройства, в котором поддерживают условия протекания реакции деления в расплаве соли путем облучения топлива потоком нейтронов, герметизируют и присоединяют к газовому контуру. В результате реакции деления урана-235 или ядер других расщепляющихся материалов в расплаве соли нарабатывается радиоизотоп криптон-89, который, не вступая в химические реакции с материалом топлива или осколочными элементами, поступает в газовую фазу над поверхностью солевого расплава, отделившись от топливной композиции, содержащей основную массу осколков деления и делящихся материалов. Процесс выведения криптона-89 может быть интенсифицирован за счет барботирования через расплав соли инертного газа (гелий, аргон). Удаление газовой фракции из свободного объема ампулы над поверхностью солевого расплава осуществляют с помощью того же инертного газа. С газовым потоком радиоизотоп криптон-89 по герметичному контуру направляют в систему предварительной выдержки, где его очищается 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 искомый 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 его сорбции в угольной ловушке. Очищенный от целевого радиоизотопа транспортный инертный газ рециркулируют в ампулу, содержащую жидкосолевое топливо. После удаления из угольных ловушек 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. Жидкосолевая петля в традиционном твердотопливном реакторе. Металлический канал, изготовленный из конструкционного материала на основе никелевого сплава Hastelloy-N или нержавеющей стали 12Х18Н10Т, заполненный солевой композицией состава LiF-BeF₂-UF₄ и соединенный с газовым контуром, размещают и облучают в активной зоне или отражателе исследовательского или энергетического ядерного реактора. Над поверхностью солевого расплава в ампуле размещают химический сорбент NaF для улавливания аэрозолей и летучих фторидов, поступающих в газовую фазу одновременно с осколочным криптоном-89. Топливный канал снабжен электронагревателем для предварительного плавления солевой композиции при температуре ≈350^oC. Теплоотвод и транспортировку газообразных продуктов, содержащих радиоизотоп криптон-89, осуществляют с помощью барботирования гелия через солевой расплав. Газовый поток по герметичному контуру подают в металлическую емкость, где его выдерживают в течение 500 с для полного распада криптона-90, предшественника примесного радиоизотопа стронций-90. Затем газовый поток направляют в систему улавливания для окончательной выдержки в течение 60-80 мин до полного распада криптона-89 в радиоизотоп стронций-89. После охлаждения в теплообменнике гелий рециркулируют в топливную соль.

Пример 2. Жидкосолевой ядерный реактор. Реакторная установка представляет собой цельнометаллический корпус, соединенный с контуром, содержащим насос, теплообменник и систему газоочистки. Активная зона ядерного реактора собрана из графитовых блоков, имеющих каналы для прокачки топливной соли. Расплав фтористых солей, содержащий фториды лития-7, и/или бериллия, и/или циркония, и/или натрия и фториды делящихся материалов (например, расплав соли LiF-BeF₂-ThF₄-UF₄) прокачивают через каналы и направляют в теплообменник. В результате облучения ядер урана-233, -235, -238, тория-232, ядер актинидов в активной зоне реактора нарабатывают радиоизотоп криптон-89, поступающий в газовую фазу над поверхностью расплава. Газовую фазу удаляют из объема активной зоны при продувке свободных полостей гелием и направляют на химический сорбент. Затем газовый поток подают в систему промежуточной выдержки, а затем направляют в емкость для окончательного распада криптона-89 в искомый радионуклид стронций-89. После очистки транспортный инертный газ гелий рециркулируют в активную зону реактора.

Пример 3. Мишень ускорителя элементарных частиц. Пучок протонов, ускоренных с помощью сильноточного линейного ускорителя до энергий 100 - 1000 МэВ, направляют на конвертер из металлического свинца, в котором за счет ядерного каскада генерируются нейтроны. Из конвертера нейтроны направляют в окружающую его жидкосолевую мишень, представляющую собой цельнометаллический корпус с размещенным в нем графитовым замедлителем нейтронов и топливной композицией состава LiF-BeF₂-UF₄-PuF₃, циркулирующей по замкнутому контуру, включающему в себя теплотехническое и насосное оборудование, а также систему газовой очистки. За счет деления ядер урана и плутония в соли нарабатывают осколочный криптон, удаление которого производят так же, как и в примере 2.

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.

Использование: при производстве радиоизотопа стронций-89, применяемого в медицине при терапии онкологических заболеваний. Сущность изобретения: способ включает облучение жидкосолевого ядерного топлива, представляющего собой расплав фтористых солей, содержащий делящийся материал, в ядерно-физической установке, например в ядерном реакторе, и последующее удаление из топлива целевого радиоизотопа. Под действием облучения нейтронами в жидкосолевом топливе образуются осколки деления, один из которых, криптон-89, являющийся предшественником стронция-89 в цепочке распада осколков деления с атомной массой 89, удаляют из расплава с помощью барботирования инертным газом. Затем газовый поток 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. Криптон-89 направляют в систему улавливания, где он выдерживается до полного распада в целевой радиоизотоп. Осажденный в системе улавливания радиоизотоп стронций-89 направляют на радиохимическую очистку для получения целевого радиоизотопа кондиционного качества. Техническим результатом является повышение производительности процесса при сохранении высокой удельной активности и радиоизотопной чистоты стронция-89, а также возможность использования для его получения исследовательских ядерных реакторов с тепловым спектром нейтронов. 3 з.п. ф-лы.

1. Способ получения радиоизотопа стронций-89, включающий облучение мишени в ядерном реакторе и последующее удаление из нее целевого радиоизотопа, отличающийся тем, что в качестве материала мишени используют ядерное топливо в виде расплава фтористых солей, в состав которого входит делящийся материал, в котором под действием облучения нейтронами образуются осколки деления, один из которых, радиоизотоп инертного газа криптон-89, являющийся предшественником стронция-89 в цепочке распада осколков деления с атомной массой 89, удаляют из жидкосолевого топлива путем барботирования его инертным газом и 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. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве делящегося материала в расплаве фтористых солей используют уран-235, и/или уран-233, и/или уран-238, и/или торий-232, и/или изотопы плутония, и/или актиниды. 3. Способ по п.1, отличающийся тем, что расплав фтористых солей содержит фториды лития-7, и/или бериллия, и/или циркония, и/или натрия, и/или калия и фторид делящегося материала. 4. Способ по п.1, отличающийся тем, что облучение жидкосолевого ядерного топлива проводят в потоке нейтронов ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов.