СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕН-99 Российский патент 2003 года по МПК G21G1/02 

Область техники
Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов.

Настоящее изобретение может быть использовано для производства радиоизотопа молибден-99, являющегося основой для создания радиоизотопных генераторов технеция-99m, нашедших широкое применение в ядерной медицине для диагностических целей.

Предшествующий уровень техники
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 [Работнов Н. "Радиационная фармакология - революция в здравоохранении". // Ядерное общество, 2-3, сентябрь 1999, с. 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 в год.

Радиоизотоп молибден-99 - основа для создания радиоизотопных генераторов технеция-99m. Это один из наиболее популярных генераторов. Широкое применение технеция-99m объясняется сочетанием его ядерных свойств, которое обуславливает его преимущество перед многими короткоживущими радиоизотопами. Энергия γ-излучения (0.140 МэВ) обеспечивает достаточную проникающую способность, излучение хорошо коллимируется, а отсутствие в нем β-частиц и короткий период полураспада (6.049 ч) значительно уменьшают дозу облучения пациентов при использовании технеция-99m в медико-биологических исследованиях [Соколов В.А. Генераторы короткоживущих радиоактивных изотопов. - М.: Атомиздат, 1975, с. 19] . Последнее обстоятельство позволяет применять в медицинских исследованиях относительно большое количество изотопа, что обеспечивает надежность и точность получаемых результатов, уменьшает время диагностирования пациента. Технеций-99m принадлежит к числу изотопов, обладающих наименьшей радиотоксичностью.

Известен реакторный способ получения молибдена-99, основанный на реакции радиационного захвата ⁹⁸Мo (n, γ) ⁹⁹Mo [Тарасов Н.Ф. "Состояние и проблемы отечественной радиофармацевтики". Медицинская радиология, 1989, т.34. No 6, с. 3-8] . В этом способе мишень, содержащую естественный или обогащенный по изотопу ⁹⁸Мо молибден облучают в потоке нейтронов ядерного реактора, а затем подвергают радиохимической переработке. Способ удобен тем, что при его реализации практически отсутствуют радиоактивные отходы. Однако он имеет низкую производительность, а получаемый молибден-99 характеризуется низкой удельной активностью из-за присутствия в конечном продукте изотопного носителя, что накладывает ограничение на использование молибдена такого качества в адсорбционных генераторах. Как следствие, этот способ не нашел широкого применения, не устраивая радиофармацевтическую промышленность развитых стран.

За прототип выбран реакторный способ получения осколочного молибдена-99, основанный на реакции деления ядра урана-235 под действием нейтронов [Соколов В.А. Генераторы короткоживущих радиоактивных изотопов. - М.: Атомиздат, 1975, с.19-36]. В этом способе мишень, содержащую, как правило, двуокись урана с обогащением по изотопу уран-235 до 90% и выше, облучают в потоке нейтронов ядерного реактора, а затем перерабатывают одним из традиционных радиохимических способов, в основе которых лежат процессы экстракции и хроматографии. Выделенный из продуктов деления радиоизотоп молибден-99 обладает высокой удельной активностью, что имеет важное значение при изготовлении изотопных генераторов технеция-99m.

Основной недостаток этого способа состоит в том, что работа с продуктами деления требует дорогостоящего оборудования и специальных помещений и, самое главное, решения вопроса о захоронении большого количества радиоактивных отходов, поскольку при делении ядра урана помимо молибдена-99 образуются сопутствующие осколки, суммарная активность которых значительно превышает активность целевого радиоизотопа. Вопросы экологии и проблема обращения с долгоживущими радиоактивными отходами являются главными сдерживающими факторами при попытке расширенного производства радиоизотопа молибдена-99 указанным способом.

Раскрытие изобретения
В основу изобретения положено требование снижения количества радиоактивных отходов производства радиоизотопа молибден-99 при сохранении его высокой удельной активности, уменьшения суммарной активности в технологической цепочке радиохимической переработки облученного ядерного топлива, упрощения проблемы утилизации и захоронения долгоживущих радиоактивных отходов.

Поставленная задача решена тем, что в способе получения радиоизотопа молибден-99, включающем облучение мишени нейтронами в ядерном реакторе и последующее удаление целевого радиоизотопа, в качестве мишени используют твердый слой делящегося материала, нанесенный на металлическую подложку и размещенный непосредственно в топливной сборке реактора, где под действием нейтронного облучения образуются осколки деления, часть из которых за счет энергии отдачи покидает этот слой и имплантируется в экран - элемент топливной сборки, который после накопления в нем заданного количества молибдена-99 вместе с топливной сборкой удаляют из реактора, сборку разбирают и экран направляют на радиохимическую переработку для выделения целевого радиоизотопа.

Твердый слой делящегося материала применяют многократно в составе топливных сборок для наработки целевого радиоизотопа.

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 проводят в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов.

Ионной имплантацией (ионное внедрение) называют внедрение посторонних (примесных) атомов внутрь твердого тела путем бомбардировки его ускоренными ионами. 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 UO₂ пробег составляет 6 и 9 мкм для тяжелого и легкого осколков соответственно [Дегальцев Ю.Г., Пономарев-Степной Н.Н., Кузнецов В.Ф. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. - М. : Энергоатомиздат, 1987, с. 103]. Имеются и другие оценки величины пробега осколков Кr и Хе - до 20 мкм [Чечеткин Ю.В., Якшин Е.К., Ещеркин В. М. Очистка радиоактивных газообразных отходов АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1986, с. 31].

Осколок, вылетающий из делящегося слоя, обладает остаточной кинетической энергией, достаточной для внедрения, например, в поверхность конструкционного материала топливной сборки или специального экрана, представляющего собой металлическую пластину, установленную в непосредственной близости от делящегося слоя, толщина которой превышает длину пробега осколка в материале экрана. Сегодня в технологии модификации поверхности твердого тела методом ионной имплантации используются ускоренные частицы с энергией не более нескольких десятков кэВ. При этом ионы прочно удерживаются в поверхностном слое материала и остаются в нем сколь угодно долго. Удалить их можно, например, с помощью механической обработки поверхности или химическими методами травления.

Прочность делящегося слоя, нанесенного на несущую металлическую подложку, при обеспечении соответствующего теплоотвода, соизмерима с механической прочностью топлива реактора, поэтому ресурс работы такого покрытия будет приближаться к ресурсу работы тепловыделяющих сборок реактора. Охлаждение делящегося слоя и экрана обеспечивается рабочим теплоносителем реактора. Уровень тепловыделения в делящемся слое будет определяться массой урана-235 и при оптимальных геометрических параметрах топливной сборки не превысит нескольких десятков киловатт, что составит малую величину в сравнении с энерговыделением штатной тепловыделяющей сборки исследовательского и, тем более, энергетического реактора.

Технология нанесения тонких покрытий из делящихся материалов хорошо известна в атомной промышленности. В частности, камеры деления, используемые для измерения нейтронных потоков в активной зоне реактора или отражателе, изготавливают методами электрохимического осаждения. Длительный опыт их эксплуатации свидетельствует о высокой прочности покрытий, сохраняющих свою целостность в течение всей топливной компании реактора.

Таким образом, топливная сборка с делящимся слоем и сменным экраном будет иметь длительный срок службы, что неизбежно приведет к снижению топливной составляющей затрат на производство радиоизотопа молибден-99. В используемой в настоящее время технологии извлечения осколка молибден-99 из облученного топлива уран-235, как правило, не возвращается в топливный цикл, а утилизируется вместе с другими осколками деления.

В качестве примера реализации предложенного способа рассмотрим следующий вариант реакторного устройства.

Пример 1. Топливная сборка в исследовательском реакторе ИР-8.

Активная зона реактора "ИР-8" состоит из 16 тепловыделяющих сборок (ТВС) типа ИРТ-ЗМ. Длина активной части ТВС 580 мм, содержание урана ²³⁵U - 90 грамм, а его обогащение - 90%.

Боковая поверхность активной зоны окружена слоями металлического бериллия толщиной 300 мм, 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, МВт - 8
- площадь поверхности теплоотдачи, м² - 21.9
- средняя тепловая нагрузка, кВт/м² - 344
- температура воды на входе (выходе) из активной зоны, ^oС - 47.5 (54.5)
- объем активной зоны, л - 47.4
- масса ²³⁵U в активной зоне, кг - 4.35
- максимальная плотность потока тепловых нейтронов, х 10¹⁴ нейтрон/(см²•с):
в активной зоне - 3.0
в заполненных водой отверстиях сменных бериллиевых блоков отражателя - 2.5
На чертеже изображена топливная сборка для наработки Мо-99, где 1 - труба; 2 - напыленный слой урана-235; 3 - экран; 4, 7, 10 - уплотнения; 5, 6 - гайки; 8 - клапан. Топливную сборку размещают в активной зоне реактора "ИР-8" вместо одной из штатных тепловыделяющих сборок или в отражателе ядерного реактора, в котором поддерживают условия протекания реакции деления. Металлическая тонкостенная труба 1, выполненная из коррозионно-устойчивого материала, является составной частью сборки и служит подложкой, на внешней стороне которой нанесен слой 2 металлического урана ²³⁵U 90% обогащения. Толщина слоя не превышает 5-7 мкм, что обеспечивает высокий удельный выход осколков при облучении нейтронами в реакторе. Внутренняя поверхность трубы охлаждается водой системы охлаждения реактора.

На определенном расстоянии от трубы 1 коаксиально по всей высоте расположен цилиндрический экран 3 из коррозионно-стойкого материала, в который в процессе работы реактора имплантируются осколки деления, в том числе и целевой радиоизотоп. Зазор между трубой 1 и экраном 3 составляет ~20 мм и определяется исходя из вероятностного распределения энергии осколков деления и длины пробега в материале экрана. Наружная поверхность экрана развита за счет оребрения для улучшения условий теплосъема при охлаждении водой из системы охлаждения реактора.

Торцы трубы 1 и радиатора 3 выполнены так, чтобы при сборке обеспечить герметичность объема между этими элементами. Герметичность достигается за счет поджатия уплотнений 4 из резины на основе фторкаучука гайками 5 резьбовых соединений. Объем между трубой 1 и радиатором 3 заполняется инертным газом, например аргоном.

Для предварительной откачки объема и последующего заполнения инертным газом предусматривается золотниковый клапан 8.

Габаритные размеры топливного канала выбраны такими же, как и ТВС реактора "ИР-8". Кроме того, конструктивное исполнение предусматривает элементы, обеспечивающие загрузку и извлечение предлагаемой сборки из реактора без применения дополнительных приспособлений и устройств.

Предлагаемый способ получения радиоизотопа молибден-99 осуществляют следующим образом.

Топливную сборку собирают из элементов. Для этого трубу 1 с нанесенным на наружную поверхность способом электрохимического осаждения слоем двуокиси урана 2 устанавливают в цилиндрический экран 3. С помощью резьбового соединения уплотнение 4 поджимается гайкой 5, образуя герметичное соединение трубы 1 и экрана 3 в нижней части сборки.

Герметичность верхней части сборки достигается за счет поджатия гайкой 6 уплотнения 7.

Замкнутый объем, образованный наружной поверхностью трубы 1 и внутренней поверхностью цилиндрического экрана 3, через золотниковый клапан 8 откачивается форвакуумным насосом, а после откачки объем заполняется аргоном до давления несколько десятых долей ати.

Золотниковый клапан 8 установлен в верхней части экрана 3 с уплотнениями 9, 10, обеспечивающими герметичность соединения как при подготовке к работе, так и в процессе наработки радиоизотопа.

Собранную таким образом топливную сборку загружают в канал реактора.

После окончания цикла наработки радиоизотопа, продолжительность которого составит 5 суток, сборку удаляют из активной зоны реактора и направляют в "горячую камеру". Экран 3 извлекают из сборки и направляют на радиохимическую переработку для выделения целевого радиоизотопа, а трубу 1, с нанесенным на нее ранее слоем металлического урана 2, в сборе с новым экраном вновь используют для производства радиоизотопа по предлагаемому способу.

Предложенный способ получения радиоизотопа молибден-99 позволяет значительно снизить количество радиоактивных отходов в технологическом процессе, при сохранении высокой удельной активности целевого 5 радиоизотопа по сравнению со способом, выбранным за прототип, повысить эффективность использования делящегося материала, что приведет к снижению его оборота в обширной сети существующих производств молибдена-99.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов. Способ получения радиоизотопа молибден-99 включает облучение специальной топливной сборки, содержащей в качестве мишени твердый слой делящегося материала толщиной 5-7 мкм, нанесенный на металлическую подложку, в которой под действием нейтронного облучения образуются осколки деления, часть из которых покидает этот слой и имплантируется в экран, расположенный в непосредственной близости от мишени. Облучение ведут в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов. После накопления в экране заданного количества молибдена-99, топливную сборку удаляют из реактора, разбирают, экран направляют на радиохимическую переработку для выделения целевого радиоизотопа, а подложку с делящимся слоем используют многократно в составе новой топливной сборки. Технический результат достигается при реализации изобретения, заключается в снижении количества радиоактивных отходов производства радиоизотопа при сохранении его высокой удельной активности. 3 з.п.ф-лы, 1 ил.

1. Способ получения радиоизотопа молибден-99, включающий облучение мишени нейтронами в ядерном реакторе и последующее удаление целевого радиоизотопа, отличающийся тем, что в качестве мишени используют твердый слой делящегося материала, нанесенный на металлическую подложку, размещенную непосредственно в топливной сборке ядерного реактора, где под действием нейтронного облучения образуются осколки деления, часть из которых за счет энергии отдачи покидает этот слой и имплантируется в экран - элемент топливной сборки, который после накопления в нем заданного количества молибдена-99 в составе топливной сборки удаляют из реактора, сборку разбирают и экран с имплантированными осколками деления направляют на радиохимическую переработку для выделения целевого радиоизотопа. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что твердый слой делящегося материала, нанесенный на металлическую подложку, применяют многократно в составе новых топливных сборок для наработки целевого радиоизотопа. 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве делящегося материала используют уран-233, и/или уран-235, и/или уран-238, и/или плутоний-238, и/или другие трансурановые элементы. 4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что облучение слоя делящегося материала проводят в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов.