RU2155398C1 - Radioisotope strontium-89 production process - Google Patents
Radioisotope strontium-89 production process Download PDFInfo
- Publication number
- RU2155398C1 RU2155398C1 RU99103964A RU99103964A RU2155398C1 RU 2155398 C1 RU2155398 C1 RU 2155398C1 RU 99103964 A RU99103964 A RU 99103964A RU 99103964 A RU99103964 A RU 99103964A RU 2155398 C1 RU2155398 C1 RU 2155398C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radioisotope
- krypton
- strontium
- target
- fuel
- Prior art date
Links
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов. The invention relates to a reactor technology for producing radioisotopes.
Настоящее изобретение может быть использовано для производства радиоизотопа стронций-89, нашедшего широкое применение в ядерной медицине при терапии онкологических заболеваний. The present invention can be used for the production of the strontium-89 radioisotope, which has found wide application in nuclear medicine in the treatment of cancer.
Предшествующий уровень техники. The prior art.
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. The use of radioisotopes in nuclear medicine for the diagnosis and treatment of diseases is widespread. Currently, the production of medical radioisotopes has become an important industry sector, which accounts for more than 50% of the annual production of radioisotopes worldwide. Today, with the help of nuclear reactors and charged particle accelerators, more than 160 radioisotopes of 80 chemical elements are produced. The range of drugs labeled with radioisotopes is constantly expanding, new diagnostic tools are being developed. Newly created drugs focus on an increasingly selective effect on the affected organs. One of the most modern and effective therapeutic radioisotopes is strontium-89. It is used in oncology for pain relief, allowing you to abandon narcotic substances. A drug containing strontium-89 is introduced into the body, absorbed and distributed through bone metastases, providing a long-lasting analgesic effect, as a result of which there is no need for frequent drug administration, relieving the patient of the addictive effect.
Радиоизотоп стронций-89 имеет следующие радиационные характеристики:
период полураспада T1/2 = 50,5 сут;
способ распада- β- (распадается в стабильный изотоп 89Y);
максимальная энергия β- частиц -Eβ = 583,3 кэВ;
энергия сопутствующего γ- излучения Eγ = 909,1 кэВ;
выход γ- квантов - 9,30•10-5 (Бк•с)-1.The strontium-89 radioisotope has the following radiation characteristics:
half-life T 1/2 = 50.5 days;
the decay method is β - (decays into the stable isotope 89 Y);
maximum energy β - particles -E β = 583,3 keV;
energy of the accompanying γ-radiation E γ = 909.1 keV;
the output of gamma rays is 9.30 • 10 -5 (Bq • s) -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]. A known reactor method for producing a radioisotope of strontium-89, which consists in irradiating natural strontium with neutrons [V.I. Levin "Obtaining radioactive isotopes" // M .: Atomizdat, 1972, p. 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.In this method, a target from natural strontium is irradiated in a neutron flux of a nuclear reactor with a thermal neutron spectrum. As a result of the radiation capture reaction 88 Sr (n, γ) 89 Sr, a target strontium-89 radioisotope is formed in the target. The method is convenient in that it is implemented in a conventional research nuclear reactor. However, the cross section of the (n, γ) - reaction is only 6 • 10 -27 cm 2 , which limits the performance of this method. In addition, a concomitant strontium-85 radioisotope is accumulated in the target from natural strontium simultaneously with the target radioisotope, which cannot be separated chemically.
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].For the prototype, a reactor method for producing strontium-89 was selected based on the threshold neutron capture reaction with the release of a charged particle 89 Y (n, p) 89 Sr [B. B. Pavlovich, E.Ya. Smetanin, N.A. Nerosin "Obtaining strontium-89 of high specific activity for the manufacture of radiopharmaceuticals of the Metastron type // All-Russian conference" 50 years of production and use of isotopes in Russia ", Obninsk, October 20-22, 1998. Collection of abstracts and abstracts of reports and messages, p. 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 1600oC. 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.%.In this method, a target containing the natural yttrium-89 monoisotope is irradiated in a neutron flux of a fast neutron nuclear reactor, and then subjected to radiochemical processing by extraction method. Under optimal irradiation conditions, the yield of strontium-89 can be ≈ 10 Ci per kilogram of yttrium. The target is a tablet of high purity yttrium oxide, compressed and calcined at 1600 o C. The method is convenient in that there are practically no radioactive waste and the final product does not contain harmful impurities - the amount of concomitant strontium-90 is less than 2 • 10 at.% .
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.However, this method has low productivity due to the extremely small cross section of the (n, p) reaction at 89 Y, the value of which for neutrons in the fission spectrum does not exceed 0.3 • 10 -27 cm 2 , and its implementation is possible only in reactors with a fast spectrum of neutrons, the number of which is very small both in our country and abroad. Low productivity and the need to use reactors with a fast neutron spectrum are the main constraints in the expanded production of the strontium-89 radioisotope in this way.
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.Disclosure of Invention
The invention is based on the requirements of increasing the productivity of a new method for producing the strontium-89 radioisotope while maintaining high specific activity and radioisotope purity, the possibility of using reactors with a thermal neutron spectrum for its production.
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. The problem is solved in that in the method for producing the strontium-89 radioisotope, which includes irradiating the target in a nuclear reactor and then removing the target radioisotope from it, nuclear fuel is used as the target material in the form of a fluoride salt melt, which includes fissile material, in which under the action of neutron irradiation fission fragments are formed, one of which is the inert gas radioisotope krypton-89, which is the precursor of strontium-89 in the decay chain of fission fragments with atomic mass 89, they are removed from liquid-salt fuel by sparging it with an inert gas and transported to a pre-exposure system, where krypton-89 is purified by natural decay of the accompanying radioisotopes of krypton, including krypton-90, the precursor of the long-lived radioisotope of strontium-90, and then krypton- 89 sent to the capture system, where it is kept until complete decay in the target radioisotope.
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. Uranium-235, and / or uranium-233, and / or uranium-238, and / or thorium-232, and / or plutonium isotopes, and / or actinides can be used as fissile material in the molten fluoride salts.
Расплав фтористых солей содержит фториды лития-7, и/или бериллия, и/или циркония, и/или натрия, и/или калия и фториды делящихся материалов. The molten fluoride salts contain lithium-7 fluorides and / or beryllium and / or zirconium and / or sodium and / or potassium and fluorides of fissile materials.
Облучение жидкосолевого топлива проводят в потоке нейтронов:
- ядерного реактора;
- мишени ускорителя заряженных частиц.Irradiation of liquid salt fuel is carried out in a neutron flux:
- nuclear reactor;
- targets of the charged particle accelerator.
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.The proposed method for the production of the strontium-89 radioisotope is based on the unique opportunity in the process of neutron irradiation of liquid salt nuclear fuel to influence not only the target radioisotope, but also its genetic predecessors resulting from nuclear transformations of fragments in the decay chain of elements with a mass number of 89 89 Se → 89 Br → 89 Kr → 89 Rb → 89 Sr. As can be seen from this scheme, one of the elements of the decay chain is 89 Kr, the radioactive isotope of the inert gas of krypton. Without entering into chemical interaction with the fuel, it leaves the melt, accumulating in the free space above the salt mirror. The process of removing fragmented krypton from fuel can be intensified by sparging an inert gas, such as helium, through a molten salt. The same gas is used for subsequent transportation of krypton from the reactor or accelerator target. The lifetime of 89 Kr is 190.7 s, which is quite enough to implement this process. The exposure of fragmentation krypton in special containers isolated from neutron irradiation, organized in two stages, ensures not only the complete decay of krypton-89 into the target radioisotope of strontium-89, but also its purification from the accompanying radioisotopes of krypton, including krypton-90, giving during decay the most regulated impurity radioisotope of strontium-90. In ordinary nuclear fuel, where fissile materials are in the form of solid oxides or metals, sheathed in sealed shells of fuel elements, this possibility of handling fragmentation elements is absent.
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.The high productivity of the proposed method for producing the strontium-89 radioisotope is due to the high cross section for the fission reaction (n, f) on such nuclei as 235 U, 233 U or 239 Pu, reaching 600 - 800 • 10 -24 cm 2 for thermal neutrons, and the yield Krypton-89 fragment - about 4-5% in the act of division. Estimates show that the productivity of the new method, normalized to the unit mass of the target, will be 1000 or more times higher than in the method selected as a prototype. A significant difference in the half-lives of the krypton-89 and krypton-90 radioisotopes, which are 190.7 and 32.2 s, respectively, allows the strontium-90 impurity content in the target radioisotope to be reduced to a level of ≈ 10 - due to the exposure of the gas phase removed from the liquid salt fuel 4 at.% And thus ensure high radioisotope purity of strontium-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]. The fundamental possibility of using fluoride salt melts as liquid salt fuel in nuclear reactors was demonstrated during the creation and testing of experimental reactors 25 ARE (Aircraft Reactor Experiment) with a capacity of 2.5 MW and MSRE (Molten Salt Reactor Experiment) with a capacity of 7.3 MW, operating in the USA in 50-60 years [V.L. Blinkin, V.M. Novikov. Liquid salt nuclear reactors // M .: Atomizdat, 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.From the experience of the MSRE reactor, it is known that krypton, without forming stable chemical compounds in the fluoride melt and having very low solubility in fuel, almost completely leaves the melt and is in the gas phase above the salt surface [In book. Liquid Salt Nuclear Reactors, p. 28]. The process of escape of fragmentation gases from the melt can be intensified by sparging fuel with helium or argon. In this case, according to experimental data, the exit time of fragmentation krypton into the gas phase does not exceed 20 seconds. Most other fragments, such as Zr, Ba, Sr, Cs, Br, I, rare-earth elements and almost all uranium, having stable compounds well soluble in fuel salt, remain in the melt. A stream of inert gas sparging the molten salt, krypton can be removed outside the reactor or the accelerator target, and then brought to a conditional quality in the holding and purification system. The capture of impurities of fragmentation elements formed during fission simultaneously with krypton and passing in small amounts into the gas phase is carried out by filtration and sorption on activated carbon and chemical sorbents, for example NaF or MgF 2 .
Предложенный способ производства радиоизотопа стронция-89 может быть осуществлен следующим образом. The proposed method for the production of a strontium-89 radioisotope can be carried out as follows.
Варианты осуществления изобретения. Embodiments of the invention.
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. A metal ampoule containing liquid salt nuclear fuel is placed in the active zone of a nuclear reactor or target of a charged particle accelerator or any other device in which the conditions for the fission reaction in a salt melt by irradiating the fuel with a neutron flux are maintained, sealed, and connected to the gas circuit. As a result of the fission reaction of uranium-235 or the nuclei of other fissile materials, a krypton-89 radioisotope is produced in the salt melt, which, without entering into chemical reactions with the fuel material or fragmentation elements, enters the gas phase above the surface of the salt melt, separating from the fuel composition containing the bulk of fission fragments and fissile materials. The process of removing krypton-89 can be intensified by sparging an inert gas salt (helium, argon) through the melt. Removing the gas fraction from the free volume of the ampoule above the surface of the salt melt is carried out using the same inert gas. With a gas stream, the krypton-89 radioisotope is sent through an airtight circuit to the pre-exposure system, where it is cleaned from the krypton-90 accompanying it due to the natural decay of the latter and giving the long-lived strontium-90 radioisotope, and then the krypton-89 is sent to the capture system, where it remains until complete decay into the desired radioisotope strontium-89. The capture system is a set of gas traps, the volume of which is sufficient for the accumulation of krypton for several tens of minutes. The strontium-89 radioisotope resulting from the decay of krypton-89 is removed from a transport inert gas by means of its sorption in a coal trap. Purified from the target radioisotope transport inert gas is recycled into an ampoule containing liquid salt fuel. After removal from coal traps, the strontium-89 radioisotope is subjected to final radiochemical purification and transferred to the commodity form.
В качестве примера реализации предложенного способа рассмотрим следующие варианты ядерно-физических установок. As an example of the implementation of the proposed method, we consider the following options for nuclear physics facilities.
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 ≈350oC. 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.Example 1. The liquid salt loop in a traditional solid fuel reactor. A metal channel made of a structural material based on Hastelloy-N nickel alloy or 12X18H10T stainless steel, filled with a salt composition of the composition LiF-BeF 2 -UF 4 and connected to the gas circuit, is placed and irradiated in the active zone or reflector of a research or energy nuclear reactor. Above the surface of the salt melt, a chemical sorbent NaF is placed in an ampoule to capture aerosols and volatile fluorides entering the gas phase simultaneously with fragmentation krypton-89. The fuel channel is equipped with an electric heater for pre-melting the salt composition at a temperature of ≈350 o C. Heat removal and transportation of gaseous products containing the krypton-89 radioisotope is carried out by sparging helium through a molten salt. The gas stream is fed through a sealed circuit into a metal container, where it is held for 500 s for the complete decay of krypton-90, the precursor of the strontium-90 impurity radioisotope. Then the gas stream is sent to the capture system for final exposure for 60-80 minutes until the complete decay of krypton-89 into the strontium-89 radioisotope. After cooling in a heat exchanger, helium is recycled to fuel salt.
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.Example 2. A liquid salt nuclear reactor. The reactor installation is an all-metal casing connected to a circuit containing a pump, a heat exchanger and a gas purification system. The core of a nuclear reactor is assembled from graphite blocks having channels for pumping fuel salt. A molten fluoride salt containing lithium-7 fluorides and / or beryllium and / or zirconium and / or sodium and fluorides of fissile materials (for example, molten LiF-BeF 2 -ThF 4 -UF 4 salt) is pumped through channels and sent to heat exchanger. As a result of irradiation of uranium-233, -235, -238, thorium-232 nuclei, actinide nuclei in the reactor core, a krypton-89 radioisotope is produced, which enters the gas phase above the melt surface. The gas phase is removed from the volume of the active zone by blowing free cavities with helium and sent to a chemical sorbent. Then the gas stream is fed into the intermediate exposure system, and then sent to the tank for the final decay of krypton-89 into the desired radionuclide strontium-89. After purification, the transport inert gas helium is recycled to the reactor core.
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.Example 3. The target of the particle accelerator. A beam of protons accelerated by a high-current linear accelerator to energies of 100 - 1000 MeV is sent to a converter of metal lead, in which neutrons are generated due to the nuclear cascade. From the converter, the neutrons are sent to the surrounding liquid salt target, which is an all-metal casing with a graphite neutron moderator and a fuel composition of the composition LiF-BeF 2 -UF 4 -PuF 3 circulating in a closed loop, which includes heat engineering and pumping equipment, and also a gas cleaning system. Due to the fission of the nuclei of uranium and plutonium in salt, fragmentation krypton is produced, the removal of which is carried out in the same way as in example 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. The proposed method for producing the radioisotope of strontium-89 allows more than a thousand times, compared with the method selected for the prototype, to increase the productivity of the process and use the most common research nuclear reactors with a thermal neutron spectrum to obtain this radioisotope.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99103964A RU2155398C1 (en) | 1999-02-23 | 1999-02-23 | Radioisotope strontium-89 production process |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99103964A RU2155398C1 (en) | 1999-02-23 | 1999-02-23 | Radioisotope strontium-89 production process |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2155398C1 true RU2155398C1 (en) | 2000-08-27 |
Family
ID=20216486
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU99103964A RU2155398C1 (en) | 1999-02-23 | 1999-02-23 | Radioisotope strontium-89 production process |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2155398C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2009120110A1 (en) * | 2008-03-27 | 2009-10-01 | Институт Ядерных Исследований Российской Академии Наук | Method for producing radiostrontium |
-
1999
- 1999-02-23 RU RU99103964A patent/RU2155398C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ПАВЛОВИЧ В.Б. и др. 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. * |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2009120110A1 (en) * | 2008-03-27 | 2009-10-01 | Институт Ядерных Исследований Российской Академии Наук | Method for producing radiostrontium |
| EP2259269A1 (en) * | 2008-03-27 | 2010-12-08 | Uchrezhdenie Rossiiskoi Akademii Nauk Institut Yadernykh Issledovany RAN (IYAI RAN) | Method for producing radiostrontium |
| EP2259269A4 (en) * | 2008-03-27 | 2011-09-21 | Uchrezhdenie Rossiiskoi Akademii Nauk Inst Yadernykh I Ran Iyai Ran | Method for producing radiostrontium |
| US8929503B2 (en) | 2008-03-27 | 2015-01-06 | Uchrezhdenie Rossiiskoi Akademii Nauk Institut Yadernykh Issledovany Ran (Iyai Ran) | Method for producing radiostrontium |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP6279656B2 (en) | Method and apparatus for producing radioisotopes | |
| JP4618732B2 (en) | Method and apparatus for manufacturing radioactive molybdenum | |
| Lee et al. | Development of industrial-scale fission 99Mo production process using low enriched uranium target | |
| JP2002504231A (en) | Neutron-driven element converter | |
| EP3413318B1 (en) | Method for preparing radioactive substance through muon irradiation, and substance prepared using said method | |
| RU2155398C1 (en) | Radioisotope strontium-89 production process | |
| Shikata et al. | Production of 99 Mo and its application in nuclear medicine | |
| RU2102807C1 (en) | Method for producing molybdenum radioisotope | |
| RU2498434C1 (en) | Method to produce radionuclide bismuth-212 | |
| RU2155399C1 (en) | Strontium-89 radioisotope production process | |
| RU2276816C2 (en) | Method for producing strontium-89 radioisotope | |
| Mausner et al. | Reactor production of radionuclides | |
| RU2688196C9 (en) | The method of producing radioisotope molybdenum-99 | |
| RU2145127C1 (en) | Method for producing and separating fission molybdenum-99 from uranium-containing homogeneous liquid phase | |
| Zvonarev et al. | 89Sr production in fast reactors | |
| RU2270488C2 (en) | Method for radiation treatment of parts and materials by hard gamma-rays | |
| Chuvilin et al. | The low radioactive waste method of a fission Mo-99 production | |
| Vereshchagin et al. | 89 Sr production in a reactor with solution fuel | |
| JP2001074891A (en) | Device and method for manufacturing radioactive isotope | |
| WO1996013039A1 (en) | Process for production of molybdenum-99 and management of waste therefrom | |
| JPH1048390A (en) | Method for extinguishing radioactivity of radioactive iodine and neutron irradiation device therefor | |
| Audero et al. | Research reactor spent fuel management in Argentina | |
| Kaskiewicz et al. | Preparation of carrier-free caesium-131 from irradiated barium | |
| Lukinykh et al. | Management of high-level waste arisen from SNF reprocessing by non-aqueous methods |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20140224 |