СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ АКТИНИЯ-225 Российский патент 2018 года по МПК G21G1/06 

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины.

В настоящее время одним из наиболее перспективных направлений в радиационной терапии онкологических заболеваний является метод, основанный на использовании в качестве источника внутреннего облучения короткоживущих альфа-излучающих радионуклидов.

Известно, что используя прикрепление альфа-излучающих нуклидов к моноклональным антителам или пептидам, специфичным к антигенам конкретных видов злокачественных новообразований, можно доставить эти нуклиды в места расположения опухолей и зафиксировать их там. При использовании такого метода радиационному воздействию будут избирательно подвергаться только клетки злокачественных новообразований, поскольку пептиды обеспечивают адресную доставку радионуклидов в клетки опухоли, а пробег альфа-частиц в биологической ткани соизмерим с размерами клетки. Считается, что в ближайшем будущем актиний-225 (²²⁵Ас) найдет самое широкое применение при изготовлении различных радиофармпрепаратов (РФП) для радиационной терапии онкологических заболеваний. Наиболее перспективным радионуклидом для такой терапии считается висмут-213 (²¹³Bi) - продукт распада ²²⁵Ас.

Актиний-225 и висмут-213 являются короткоживущими продуктами распада тория-229 (²²⁹Th) и образуются по следующей цепочке:

В естественной природе эти радионуклиды практически не встречаются и, поэтому, могут быть получены только искусственным путем. Соотношение периодов полураспада ²²⁵Ас (10 сут) и ²¹³Bi (45 мин) предопределяет необходимость получения РФП на основе ²¹³Bi непосредственно в медицинской клинике (перед вводом препарата пациенту) с использованием специальных радиохимических генераторов ²²⁵Ас/²¹³Bi. Для производства таких генераторов необходимо иметь промышленную технологию получения ²²⁵Ас.

В настоящее время, регулярное производство ²²⁵Ас во всем мире осуществляется только в опытно экспериментальном масштабе и составляет около 1 Ки (3,7⋅10¹⁰ Бк) в год. Этого количества в полном объеме не хватает даже для проведения научных медицинских и клинических исследований. Мировая годовая потребность в ²²⁵Ас при организации промышленного производства РФП оценивается в 1000 Ки.

Известно несколько способов получения ²²⁵Ас, которые можно условно разбить на две группы:

- методы, основанные на получении непосредственно ²²⁵Ас;

- методы, основанные на получении ²²⁵Ас из ²²⁹Th с использованием радиохимических генераторов ²²⁹Тh/²²⁵Ас. В этом случае, задача получения ²²⁵Ас сводится к накоплению необходимого количества (массы) базового нуклида - ²²⁹Th.

Известен способ непосредственного получения ²²⁵Ас, основанный на использовании ускорителя протонов, где в качестве вещества мишени применяется природный торий (²³²Th) (Способ получения актиния-225 и изотопов радия и мишень для его осуществления (варианты), патент РФ №2373589, 2009). Недостатком этого способа является то, что в облучаемой мишени образуется более 80 радиоизотопов различных элементов, а активность ²²⁵Ас в суммарной активности смеси составляет всего лишь около 1%. Выделение чистого ²²⁵Ас из такой сложной смеси радионуклидов представляет собой чрезвычайно сложную и трудоемкую задачу.

Известен способ получения ²²⁵Ас, основанный на использовании фотоядерной реакции при облучении мишени из природного радия (²²⁶Ra) жестким гамма-излучением, образующимся при торможении электронов в мишени-конверторе на ускорителе электронов (Способ получения актиния-225 и его дочерних элементов, патент РФ №2260217, 2005). Недостатком этого способа является небольшой выход фотоядерной реакции и необходимость использования значительных навесок дорогостоящего ²²⁶Ra.

Наиболее простой и очевидный способ получения ²²⁵Ас связан с выделением его из материнского ²²⁹Th, который в свою очередь является продуктом радиоактивного распада урана-233 (²³³U). В естественной природе ²²⁹Th и ²³³U не встречаются и, поэтому, могут быть получены только искусственным путем.

Известно, что ²²⁹Th может быть выделен из «старых» запасов ²³³U, полученного в США и СССР в 1950-ых годах при облучении в промышленных реакторах естественного тория-232 (²³²Th).

В одном килограмме ²³³U в результате радиоактивного распада ежегодно образуется 4,4 мг ²²⁹Th. Если исходить из того, что годовая потребность в ²²⁵Ас на мировом рынке РФП может составить 1000 Ки, а из 1 г ²²⁹Th можно получить в год не более 1-2 Ки ²²⁵Ас в виде РФП, то для удовлетворения запроса рынка необходимо иметь не менее 0,5 кг (500 г) ²²⁹Th. Расчеты показывают, что для накопления 500 г ²²⁹Th из 1 т (1000 кг) ²³³U необходима выдержка около 110 лет. Мировые запасы «старого» ²³³U ограничены. Очевидно, что указанный метод не может обеспечить наработку ²²⁵Ас в требуемых объемах.

Известны способы получения ²²⁹Th на ускорителях, где в качестве облучаемой мишени используется торий-230 (²³⁰Th). Способ (Способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213, патент РФ №2210125, 2003) предлагает облучение ²³⁰Th по ядерной реакции ²³⁰Th (р,р n) ²²⁹Th на ускорителях протонов, а способ (Способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213, патент РФ №2199165, 2003) основан на использовании фотоядерной реакции ²³⁰Th (γ,n)²²⁹Th. В последнем случае, для получения жесткого гамма-излучения, предлагается использование тормозного излучения на ускорителе электронов. Основными недостатками этих способов являются - трудности выделения значительных навесок ²³⁰Th из продуктов переработки урановых руд; низкое сечение фотоядерной реакции; необходимость длительного использования уникальной и дорогостоящей ускорительной техники.

Известен способ (Method for producing actinium-225 and bismuth-213, патент US №5355394, 1994) получения ²²⁹Th при облучении ²²⁶Ra в ядерном реакторе на тепловых нейтронах, предполагающий последовательное осуществление не менее 3 реакций радиационного захвата на каждом исходном ядре ²²⁶Ra. Такой «длинный» путь предопределяет необходимость длительного облучения в высоком потоке тепловых нейтронов и неизбежно связан с большими потерями стартового (исходного) материала (²²⁶Ra) при незначительном выходе базового продукта (²²⁹Th). Расчеты показывают, что из 1 кг ²²⁶Ra можно теоретически получить не более 75 г ²²⁹Th при непрерывном облучении радия в течение 3 лет в высокопоточном тепловом ядерном реакторе с плотностью потока тепловых нейтронов около 4,7⋅10¹⁴, см^-2⋅с^-1. К недостаткам данного способа следует отнести: необходимость проведения длительного (около 3 лет) облучения в высоком нейтронном потоке (не менее 4,7⋅10¹⁴, см^-2⋅с^-1) и небольшой выход ²²⁹Th из облученного ²²⁶Ra (около 7,5%) или, другими словами, большие потери стартового материала - ²²⁶Ra (более 90%). Следует отметить, что к настоящему времени во всем мире получено всего около 10-20 кг ²²⁶Ra, который является особо ценным и уникальным радионуклидом. Следовательно, при использовании этого способа для получения 1 кг ²²⁹Th необходимо будет «сжечь» в реакторе практически весь накопленный ²²⁶Ra, что вряд ли оправдано.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому техническому решению, является способ (Получение альфа-излучающих нуклидов облучением радия-226 в высокопоточном реакторе СМ / Р.А. Кузнецов, П.С. Буткалюк, И.Л. Буткалюк и др. // Известия Самарского научного центра Российской академии наук. Физика и электроника - т. 16, №6, 2014, стр. 129-135), основанный на использовании двух-стадийного процесса облучения ²²⁶Ra в уникальном высокопоточном реакторе СМ, который и выбран за прототип. Этот способ предполагает проведение на первой стадии сравнительно короткого (25 суток) облучения, достаточного для накопления в мишени равновесного количества ²²⁷Ас (около 0,03 г на 1 г ²²⁶Ra). При этом в облученной мишени будет накоплено некоторое количество ²²⁸Th, соизмеримое по массе с массой ²²⁷Ас и незначительной массы ²²⁹Th (около 0,005 г на 1 г ²²⁶Ra). Выгорание ²²⁶Ra при этом составляет 10-12%. После окончания первого облучения из облученной мишени проводят радиохимическое выделение ²²⁷Ас, который используют для изготовления новой мишени для повторного облучения в реакторе продолжительностью около 60 суток. Указанный способ позволяет сократить потери ²²⁶Ra при облучении по сравнению со способом (Method for producing actinium-225 and bismuth-213, патент US №5355394, 1994), но при ограниченной массе стартового радионуклида неизбежно приводит к существенному увеличению продолжительности наработки ²²⁹Th, поскольку масса мишени из ²²⁷Ас на втором этапе облучения составляет всего около 3% от стартовой массы ²²⁶Ra, а накопление ²²⁹Th составляет всего 0,35 г на 1 г ²²⁷Ас. Кроме того, указанная продолжительность облучения (25+60 суток) реализуется только при облучении в нейтронной ловушке на уникальном высокопоточном реакторе СМ, с потоком тепловых нейтронов (Е<0,5 эВ) не менее 1,5⋅10¹⁵, см^-2⋅с^-1. Указанные условия облучения могут быть реализованы только для небольших навесок (объема мишени), поскольку доступный объем нейтронной ловушки реактора СМ ограничен. При реализации рассматриваемого способа на обычном тепловом ядерном реакторе со стандартными нейтронно-физическими характеристиками (с потоком 1-2⋅10¹⁴, см^-2⋅с^-1), продолжительность облучения должна быть увеличена до 6-7 лет.

Таким образом, получение значимых количеств ²²⁹Th (десятки и сотни грамм) на любом реакторе представляет собой чрезвычайно сложную задачу, требует значительных материальных затрат и растянуто во времени. Кроме того, необходимо учитывать неизбежные потери ²²⁹Th при выделении из него ²²⁵Ас, которые могут составлять до 0,25% на одну операцию выделения. Оптимальным (с точки зрения максимального накопления ²²⁵Ас за календарный год) числом операций по выделению ²²⁵Ас следует считать 24 операции в год (две операции в месяц). Тогда, по аналогии с периодом полураспада, можно ввести понятие эффективного периода полупотерь ²²⁹Th, значение которого будет равно 11,6 года. Таким образом, продолжительность использования ²²⁹Th для получения ²²⁵Ас будет ограничена, не периодом полураспада, а периодом полупотерь. Следовательно, получение ²²⁵Ас из ²²⁹Th нельзя рассматривать в качестве единственно возможного (безальтернативного) способа и задача поиска дополнительных источников накопления ²²⁵Ас является актуальной. Таким образом, недостатком прототипа является необходимость использования уникального высокопоточного ядерного реактора и отсутствие возможности получения целевого радионуклида (²²⁵Ас) до полного завершения процесса накопления и выделения значимой массы ²²⁹Th, необходимой для изготовления генератора ²²⁵Ас.

В условиях ограниченного запаса исходного стартового ²²⁶Ra, задачей предлагаемого технического решения является получение дополнительного значительного количества ²²⁵Ас до момента полного завершения процесса накопления ²²⁹Th (сокращение сроков получения ²²⁵Ас от момента начала стартового облучения) и возможность реализации способа на обычных исследовательских или коммерческих тепловых реакторах, при одновременном обеспечении условий наработки базового радионуклида ²²⁹Th такой же массы и качества, как в способе по прототипу.

Решение указанной задачи достигается путем использования для наработки ²²⁵Ас новой ядерной реакции, которая ранее не учитывалась, и дополнительных технологических процессов, которые ранее не применялись. В основе предлагаемого способа лежит использование ядерной реакции ²²⁴Ra (n,γ) ²²⁵Ra. Радионуклид ²²⁴Ra образуется непосредственно в облучаемой в ядерном реакторе мишени при распаде ²²⁸Th, содержание которого на начальной стадии облучения значительно больше, чем содержание ²²⁹Th. Принципиальная схема такого процесса показана на фиг. Технология осуществления способа предполагает использование двух циклов облучения мишеней в тепловом ядерном реакторе и заключается в следующем.

Первый цикл технологического процесса предполагает: изготовление первой мишени из стартового материала на основе ²²⁶Ra, облучение мишени в реакторе продолжительностью T₁ и радиохимическое выделение из материала облученной мишени радиевой группы элементов, содержащей изотопы радия (²²⁶Ra, ²²⁷Ra, ²²⁸Ra, ²²³Ra, ²²⁴Ra и др.). Основным по массе радионуклидом в радиевой группе будет ²²⁶Ra. Полученный материал при необходимости направляется на повторное (многократное) изготовление первой мишени для последующего облучения в реакторе. Продолжительность облучения первой мишени в реакторе - T₁ определяется исходя из условия накопления активности ²²⁷Ас в облучаемой мишени, близкой к равновесной, и зависит от плотности потока тепловых нейтронов в используемом реакторе. Так, например, для нейтронной ловушки реактора СМ (с потоком 1,5⋅10¹⁵, см^-2⋅с^-1), Т₁≈20-25 суток, а, например, при плотности потока 1,5⋅10¹⁴, см^-2⋅с^-1 время облучения может составлять до 150-180 суток.

Второй цикл технологического процесса предполагает последовательное выполнение следующих операций. Оставшаяся часть материала из первой мишени, содержащая смесь базовых радионуклидов ²²⁷Ac, ²²⁸Th, ²²⁹Th и продукты их распада, поступает на изготовление второй мишени и последующее облучение в реакторе. При необходимости, перед постановкой в реактор изготовленную мишень выдерживают время, необходимое для установления радиоактивного равновесия между ²²⁸Th и ²²⁴Ra (около 10 суток). Продолжительность облучения второй мишени в реакторе - Т₂, не превышает 30-40 суток и определяется из условия накопления в облучаемой второй мишени активности ²²⁵Ra, близкой к равновесной. Накопление ²²⁵Ra в мишени происходит по двум основным каналам: за счет реакции радиационного захвата на ²²⁴Ra и за счет распада ²²⁹Th. Причем, на начальных циклах облучения скорость образования ²²⁵Ra по первому каналу значительно больше, чем по второму. За время облучения второй мишени в реакторе (цикл №2) происходит накопление ²²⁹Th и выгорание ²²⁸Th, поэтому со временем вклад второго канала накопления ²²⁵Ra увеличивается. После каждого облучения проводят радиохимическое выделение из материала второй мишени элементов радиевой группы, содержащих смесь изотопов ²²³Ra, ²²⁴Ra, ²²⁵Ra, которую направляют на радиохимическое выделение ²²⁵Ас. Оставшийся материал из второй мишени (²²⁷Ас, ²²⁸Th и ²²⁹Th) направляют на повторное (многократное) изготовление второй мишени и последующее облучение.

Облучение по циклу №2 повторяют до тех пор, пока масса ²²⁸Th будет сопоставима с массой ²²⁹Th, то есть до накопления в мишени заданной массы ²²⁹Th. После чего накопленный ²²⁹Th выводят из облучения и как готовый продукт направляют на изготовление радиохимического генератора ²²⁹Th/²²⁵Ас.

Следует отметить, что применение предлагаемого способа позволяет не только существенно увеличить объем дополнительной наработки ²²⁵Ra (²²⁵Ас), но и значительно упростить радиохимическую часть способа, поскольку на всех этапах технологического процесса будет применяться только одна радиохимическая методика - отделение радионуклидов радиевой группы от суммы остальных радионуклидов. Кроме того, предлагаемый способ может быть реализован практически на любом ядерном реакторе на тепловых нейтронах, что существенно расширяет область применения предлагаемого способа и сокращает стоимость облучения по сравнению с использованием уникального высокопоточного реактора СМ. Причем, использование ядерного реактора с существенно (в 10-50 раз) меньшей плотностью потока тепловых нейтронов, чем в реакторе СМ, позволяет получить почти такую же дополнительную активность целевого ²²⁵Ас, но при большей продолжительности облучения.

Возможность реализации заявляемого технического решения подтверждается следующими примерами.

Пример 1 демонстрирует расчет соотношения активностей А в облучаемой второй мишени для радионуклидов ²²⁸Th, ²²⁴Ra и ²²⁵Ra в зависимости от плотности потока тепловых нейтронов ϕ и продолжительности облучения в реакторе Т₂. При облучении в реакторе, в условиях установившегося радиоактивного равновесия А(²²⁸Th)≈А(²²⁴Ra), отношение активностей ²²⁵Ra и ²²⁴Ra в первом приближении (без учета вклада резонансных нейтронов) можно записать в виде:

где:

σ - микроскопическое сечение ядерной реакции ²²⁴Ra(n,γ) ²²⁵Ra, (σ=12 барн) (Физические величины: Справочник/ Под. ред. И.С.Григорьева, Е.З. Мейлихова. - М. Энергоиздат, 1991. - 1232 с.);

λ₁ - постоянная распада ²²⁴Ra (период полураспада T_1/2=3,64 сут.), λ₁=0,190 сут.^-1;

λ₂ - постоянная распада ²²⁵Ra (период полураспада Т_1/2=14,8 сут.), λ₂=0,0468 сут.^-1.

При ϕ=1,5⋅10¹⁵, см^-2⋅с^-1 и Т₂=15,0 сут. выражение (1) примет значение: A(²²⁵Ra)/A(²²⁴Ra)=0,0041.

Пример 2 демонстрирует сравнение объемов наработки целевого радионуклида ²²⁵Ra (²²⁵Ас) по предлагаемому способу и способу по прототипу. Все нижеприведенные оценки полностью основаны на анализе графических материалов по результатам расчетно-экспериментальных исследований способа по прототипу (Получение альфа-излучающих нуклидов облучением радия-226 в высокопоточном реакторе СМ / Р.А. Кузнецов, П.С. Буткалюк, И.Л. Буткалюк и др. // Известия Самарского научного центра Российской академии наук. Физика и электроника - т. 16, №6, 2014, стр. 129-135) для двух-стадийной схемы облучения ²²⁶Ra в нейтронной ловушке реактора СМ при плотности потока тепловых нейтронов ϕ≈1,5⋅10¹⁵, см^-2⋅c^-1 и нормированы на один грамм стартового нуклида (²²⁶Ra).

В способе по прототипу, на первом этапе облучения в течение 1 кампании (T₁=25 сут.) в первой мишени накопится около 30 мг (2,2 Ки) ²²⁷Ас и 45 мг (36 Ки) ²²⁸Th. На втором этапе облучения (60 сут.) из выделенных 30 мг ²²⁷Ас во второй мишени накопится 2,2 мКи ²²⁹Th. Из этого количества тория с использованием радиохимического генератора ²²⁹Th/²²⁵Ra/²²⁵Ac можно дважды в месяц получать до 1,5 мКи ²²⁵Ас (или 0,036 Ки ²²⁵Ас в год). Это значение будем использовать в качестве результата сравнения с предлагаемым способом.

Результаты расчетов накопления ²²⁵Ra (²²⁵Ас) по предлагаемому способу на втором этапе облучения приведены для двух вариантов в таблицах 1 и 2. Расчетные оценки выполнены для тех же исходных данных, которые были использованы в прототипе (для 1 г ²²⁶Ra) и при одинаковой продолжительности и условиях облучения (в нейтронной ловушке реактора СМ). Вариант 1 (таблица 1) предполагает, что во вторую мишень помещается только 30 мг ²²⁷Ас, выделенные после облучения ²²⁶Ra на первом этапе из первой мишени. В расчетах по варианту №2 предполагается, что во вторую мишень помещается не только накопленные 30 мг ²²⁷Ас, но и 45 мг ²²⁸Th. Облучение на втором этапе проводятся циклами с продолжительностью Т₂=15,0 сут.

Таким образом за четыре цикла облучения из второй мишени можно дополнительно выделить 0,20 Ки ²²⁵Ra, что в 5,6 раза больше, чем предполагается получить за год эксплуатации радиохимического генератора ²⁹Th/²²⁵Ra/²²⁵Ac.

Дополнительное общее накопление ²²⁵Ra по варианту 2 за четыре цикла облучения второй мишени составит 0,56 Ки ²²⁵Ra, что в 2,8 раза больше чем по варианту 1 и соответствует активности ²²⁵Ra, которую можно получить за 15,3 года непрерывной эксплуатации радиохимического генератора ²²⁹Th/²²⁵Ra/²²⁵Ac.

Приведенные в таблицах 1 и 2 результаты показывают, что предлагаемый способ позволяет на втором этапе облучения (четыре цикла по 15 суток) дополнительно получить значительное количество целевого радионуклида ²²⁵Ra (²²⁵Ас), которое в способе по прототипу соответствует активности нарабатываемой из ²²⁹Th при непрерывной эксплуатации радиохимического генератора ²²⁹Th/²²⁵Ra/²²⁵Ac за время Т₀=5,6 лет (вариант 1) или за Т₀=15,6 лет (вариант 2). Если учесть неизбежные потери ²²⁹Th при эксплуатации радиохимического генератора ²²⁹Th/²²⁵Ra/²²⁵Ac с периодом полупотерь 11,6 лет (постоянная полупотерь λ_п=ln(2)/11,6=0,06, лет^-1), то значение необходимой продолжительности эксплуатации радиохимического генератора следует оценивать по уравнению (2):

225

Расчеты показывают, что дополнительное количество получаемого ²²⁵Ra (²²⁵Ас) будет соответствовать активности нарабатываемой из ²²⁹Th в способе по прототипу с учетом потерь ²²⁹Th при эксплуатации радиохимического генератора ²²⁹Th/²²⁵Ra/²²⁵Ас за время Т_п=6,8 лет (вариант 1) или Т_п=45.8 лет (вариант 2).

Следует отметить, что в примерах 1 и 2 не учитывалось дополнительное накопление ²²⁵Ra за счет распада ²²⁹Th, поскольку при выбранных условиях расчета вклад этого процесса в суммарное накопление ²²⁵Ra не превысит 2%. Тем не менее, при других условиях облучения (при меньшем нейтронном потоке) этот процесс может быть более существенным.

Пример 3 демонстрирует выбор оптимального числа дополнительных циклов облучения второй мишени при тех же условиях облучения, как в примерах 1 и 2. Предположим, что на некоторый период времени во второй мишени содержится ²²⁸Th с массой M(²²⁸Th) и ²²⁹Th с массой M(²²⁹Th). Значение равновесной активности ²²⁵Ra (в Ки), образующейся за счет распада ²²⁹Th, можно записать в виде A(²²⁵Ra)≈A(²²⁹Th)=0,212⋅M(²²⁹Th). Из этой массы ²²⁹Th на радиохимическом генераторе ²²⁹Th_/²²⁵Ra_/²²⁵Ac можно за один год (24 выделения) получить активность ²²⁵Ra (в Ки), равную:

Активность ²²⁴Ra (в Ки), находящаяся в равновесии с активностью ²²⁸Th, можно записать в виде A(²²⁴Ra)≈А(²²⁸Th)=820⋅M(²²⁸Th). Тогда, с учетом уравнения (1), активность ²²⁵Ra (в Ки), которая накопится во второй мишени при реакции радиационного захвата на ²²⁴Ra, можно записать в виде:

Сравнение выражений (3) и (4) показывает, что если масса ²²⁸Th во второй мишени близка к массе ²²⁹Th, то активность дополнительного ²²⁵Ra, получаемого по предлагаемому способу, становится сопоставимой с активностью ²²⁵Ra, которую можно получить из ²²⁹Th за один год эксплуатации радиохимического генератора ²²⁹Th/²²⁵Ra/²²⁵Ac.

На реакторе СМ (при ϕ=1,5⋅10¹⁵, см^-2⋅с^-1) условие, когда M(²²⁸Th)≈M(²²⁹Th) выполняется через 60 суток после облучения на втором этапе. В этом случае, оптимальным числом циклов следует считать 4, при Т₂=15,0 сут. При использовании типового реактора (при ϕ=1,5⋅10¹⁴, см^-2⋅с^-1) общая продолжительность облучения увеличивается до 500 суток, а число циклов возрастает до 15-20 при Т₂=25-30 сут.

Выбор оптимального числа циклов облучения второй мишени проводят на основе анализа выражений (3) и (4), с использованием расчетных значений содержания ²²⁸Th и ²²⁹Th в процессе облучения и определяют исходя из типа используемого ядерного реактора (плотности потока нейтронов) с учетом производственных и экономических факторов.

Пример 4 демонстрирует возможности получения ²²⁵Ас на реакторах с относительно небольшой плотностью потока тепловых нейтронов. В способе по прототипу облучение мишеней проводят на уникальном высокопоточном реакторе СМ, что ограничивает широкое использование способа и приводит к существенному удорожанию (увеличению стоимости) реакторной составляющей общих затрат на получение целевого радионуклида. Поэтому возможность использования «стандартных» исследовательских или энергетических реакторов весьма актуальна.

Ниже приведено относительное (на 1 г стартового радионуклида ²²⁶Ra) сравнение количества получаемого целевого и промежуточных радионуклидов (²²⁷Ac, ²²⁸Th) при реализации предлагаемого способа на реакторе СМ (в способе по прототипу) и на гипотетическом «стандартном» реакторе. Для простоты и наглядности используем одногрупповую модель расчета скорости ядерных реакций в реакторе на тепловых нейтронах (без учета резонансной составляющей). Все используемые значения ядерных констант (периоды полураспада - Т_1/2, сечения реакций радиационного захвата) приняты по данным справочника (Физические величины: Справочник/ Под. ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. - М. Энергоиздат, 1991.- 1232 с.).

При облучении ²²⁶Ra в реакторе в облучаемой мишени происходит накопление массы (активности) ²²⁷Ас, которая со временем достигает квазиравновесного значения с массой ²²⁶Ra, когда скорость образования новых ядер ²²⁷Ас становится равной суммарной скорости радиоактивного распада и скорости «выгорания» ²²⁷Ас за счет реакции радиационного захвата нейтронов. Значение равновесной массы ²²⁷Ас - М(²²⁷Ас) по отношению к массе ²²⁶Ra - М(²²⁶Ra), при облучении первой мишени на первом этапе в ядерном реакторе с плотностью потока тепловых нейтронов ϕ, можно в первом приближении записать:

где:

- σ(²²⁶Ra)=11,5 барн - сечение реакции радиационного захвата на ²²⁶Ra;

- λ_эфф.=λ(²²⁷Ас)+ϕ⋅σ(²²⁷Ас) - эффективная постоянная равновесия;

- σ(²²⁷Ас)=515 барн - сечение реакции радиационного захвата на ²²⁷Ас;

- λ(²²⁷Ас)≈1,0⋅10^-9, с^-1 - постоянная распада ²²⁷Ас (Т_1/2=21,8 лет).

Продолжительность облучения τ, при которой достигается равновесное состояние в первом приближении можно принять равным 2-3 эффективным периодам установления равновесия (Т_эфф.), значение которого можно оценить:

Результаты расчетов по уравнениям 5-6 (см. таблицу 3) показывают, что при использовании ядерного реактора с меньшей плотностью потока тепловых нейтронов ϕ (в 10-100 раз по отношению к реактору СМ), можно достигнуть практически такого же значения равновесной массы ²²⁷Ас по отношению к массе исходного ²²⁶Ra, как в способе по прототипу, но при этом необходимо пропорционально увеличить продолжительность облучения.

Рассмотрим теперь возможности накопления ²²⁵Ra (²²⁵Ас) во второй мишени при использовании ядерного реактора с различной плотностью потока тепловых нейтронов ϕ. В предлагаемом способе накопление ²²⁵Ra (²²⁵Ас) происходит из ²²⁴Ra, находящегося в равновесии с ²²⁸Th. Предположим, что на начало облучения во второй мишени содержится число ядер ²²⁸Th - N₀(²²⁸Th) и число ядер ²²⁴Ra - N₀(²²⁴Ra). При этом число ядер N₀(²²⁴Ra)=λ(²²⁸Th)⋅N₀(²²⁸Th)/λ(²²⁴Ra) Тогда изменение числа ядер ²²⁴Ra в зависимости от продолжительности облучения t, можно записать в виде:

где:

- λ_эфф.=λ(²²⁸Th)+ϕ⋅σ(²²⁸Th) - эффективная постоянная уменьшения, учитывающая радиоактивный распад и «выгорание» ²²⁸Th;

- σ(²²⁸Th)=123 барн - сечение реакции радиационного захвата на ²²⁸Th;

- λ(²²⁸Th)≈1,15⋅10^-8, с^-1 - постоянная распада ²²⁸Th (Т_1/2=1,91 лет).

Для наглядности и упрощения расчетов, уравнение (7) записано в предположении отсутствия образования нового ²²⁸Th из ²²⁷Ас в процессе облучения второй мишени, что вполне оправдано для проведения сравнительных расчетов. Общее количество накопления активности ²²⁵Ra (А_сумм.) при бесконечно длительном облучении второй мишени в реакторе с плотностью потока тепловых нейтронов ϕ, можно представить в виде:

где:

- σ(²²⁴Ra)=12 барн - сечение реакции радиационного захвата на ²²⁴Ra.

После подстановки уравнения (7) в уравнение (8) и интегрирования получим:

Если при ϕ=1,5⋅10¹⁵, (см^-2⋅с^-1) условно принять А_сумм.=1,0 то из уравнения (9) следует:

- при ϕ=1,5⋅10¹⁴, (см^-2⋅с^-1), А_сумм.=0,655;

- при ϕ=5,0⋅10¹³, (см^-2⋅c^-1), А_сумм.=0,371;

- при ϕ=1,5⋅10¹³, (см^-2⋅с^-1), А_сумм.=0,147.

Таким образом, пример 4 показывает, что при использовании ядерного реактора у которого плотность потока тепловых нейтронов ϕ в 10 раз и в 30 раз меньше, чем в реакторе СМ, количество дополнительно получаемой активности ²²⁵Ас, сократится всего на 35% и на 63%, соответственно. Такое снижение дополнительно получаемой активности ²²⁵Ас следует признать приемлемым.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ основан на облучении в тепловом нейтронном потоке ядерного реактора мишени, содержащей радионуклид торий-228, и находящегося в равновесии с ним дочернего продукта радиоактивного распада радия-224. В результате реакции радиационного захвата на ядрах радия-224 образуется и накапливается радий-225. После окончания облучения радиевую фракцию выделяют радиохимическим способом из облученной мишени и полученный материал используют для изготовления радиохимического генератора радий-225/актиний-225, с целью последующего выделения целевого радионуклида. Техническим результатом является возможность обеспечить проведение крупномасштабных работ по получению актиния-225 на реакторах с относительно небольшой плотностью потока тепловых нейтронов. 4 з.п. ф-лы, 1 ил., 3 табл.

1. Способ получения актиния-225, включающий облучение первой мишени из стартового материала на основе радия-226 в потоке тепловых нейтронов ядерного реактора, радиохимическое выделение из облученного материала первой мишени массы актиния-227, изготовление второй мишени из выделенного актиния-227, облучение второй мишени в потоке тепловых нейтронов ядерного реактора до накопления в материале мишени заданного содержания базового радионуклида торий-229, радиохимическое выделение из облученного материала второй мишени радионуклидов ториевой группы, изготовление из выделенного материала радиохимического генератора торий-229/актиний-225, цикличное выделение актиния-225 на радиохимическом генераторе, отличающийся тем, что с целью получения дополнительного количества целевого радионуклида в период до окончания процесса наработки требуемого количества базового радионуклида, накапливают в облучаемой второй мишени дополнительный базовый нуклид радий-225, образующийся за счет реакции радиационного захвата на ядрах радия-224, выбирают продолжительность облучения второй мишени из условия достижения значения активности радия-225, близкой к равновесной, но не более 30-40 суток, выделяют из облученного материала второй мишени радионуклиды радиевой группы с содержанием дополнительного базового радионуклида радий-225, изготавливают из выделенного материала дополнительный радиохимический генератор радий-225/актиний-225, циклично выделяют дополнительный актиний-225 на радиохимическом генераторе.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что облучение второй мишени и выделение из нее радионуклидов радиевой группы, содержащих дополнительный базовый нуклид радий-225, проводят многократно.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что изготовление второй мишени проводят с использованием материала, содержащего торий-228, оставшегося в первой мишени после выделения актиния-227 и радионуклидов радиевой группы.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что изготовление второй мишени проводят с использованием материала, содержащего торий-228, выделенного из урана-232.

5. Способ по п. 3 и 4, отличающийся тем, что изготовленную вторую мишень перед началом облучения выдерживают не менее 10 суток для установления радиоактивного равновесия активности радия-224 с материнским радионуклидом торий-228.