Сравнительный анализ схем реакторной наработки лютеция-177 Текст научной статьи по специальности «Химические технологии»

УДК 621.039.8.002:621.039.554

СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ СХЕМ РЕАКТОРНОЙ НАРАБОТКИ ЛЮТЕЦИЯ-177

© 2013 В.А. Тарасов, Е.Г. Романов, Р.А. Кузнецов ОАО "ГНЦ НИИАР", Ульяновская область, Димитровград-10 Поступила в редакцию 26.11.2013

В статье проведен сравнительный анализ двух схем реакторного получения радионуклида медицинского назначения лютеция-177. Определены количественные и качественные характеристики, сформулированы ограничения эффективности применения той или иной схемы.

Ключевые слова: Реакторное облучение, лютеций-177, удельная активность, выход радионуклида.

Две схемы реакторного получения 177Ьи

Радионуклид 177Ьи (Т1/2= 6,734 дня) является весьма перспективным для применения в современной ядерной медицине. Для получения препарата 177Ьи высокой удельной активности могут быть использованы такие широко известные способы, как:

- облучение нейтронами ядерного реактора стартового материала, содержащего 176Ьи;

- облучение нейтронами ядерного реактора стартового материала, содержащего 176УЬ.

На рис. 1 представлена схема цепочек накопления 177Ьи.

Отметим, что отсутствие достоверных данных по нейтронным сечениям для ряда нуклидов (ко-роткоживущих: УЬ-175, УЬ-177 и др.) практически не влияет на корректность теоретического анализа схем накопления, так как в данном случае скорость активации нейтронами мала по сравнению со скоростью радиоактивного распада.

Моделирование трансмутации нуклидов производилось с использованием комплекса программ ОШР_ХХ1 [1], включающего в себя электронную базу ядерно-физических данных МКЕ, программу автоматического нахождения цепочек образования нуклидов СЬашР1^ег и программу расчета кинетики образования нуклидов СЬаш5о1уег. В расчетах показателей трансмутации учитывался нестационарный эффект самоэкранирования резонансов сечения поглощения изотопов цепочки. Главное приближение, принимаемое при расчете трансмутации,- предполо-

Тарасов Валерий Анатольевич, заместитель директора Отделения радионуклидных источников и препаратов. E-mail: orip@niiar.ru

Романов Евгений Геннадьевич, кандидат технических наук, начальник лаборатории Отделения радионуклидных ис -точников и препаратов. E-mail: orip@niiar.ru Кузнецов Ростислав Александрович, кандидат химических наук, директор Отделения радионуклидных источников и препаратов. E-mail: orip@niiar.ru

жение об отсутствии влияния изменений состава облучаемого материала на характеристики режимов работы реактора как источника нейтронов.

Для проведения предварительного анализа эффективности двух схем предположим, что производитель 177Ьи располагает:

• моноизотопами 176Ьи и 176УЬ, к тому же, материалы не содержат химических примесей;

• кроме того, производитель имеет возможность реализовать цикл облучения любой продолжительности и химически разделить лютеций, гафний и иттербий сразу после окончания облучения.

Накопление 177Ьи из 176Ьи

Кроме целевого 177Ьи, при облучении 176Ьи образуется "вредный" 177шЬи (Т = 160,4 сут), а также стабильные изотопы гафния 177,178,179Н1. На рис.2 и 3 представлены результаты расчетов накопления 177Ьи из 176Ьи для различных значений плотности потока тепловых нейтронов.

Как и следовало ожидать, максимальные значения удельной активности 177Ьи пропорциональны плотности потока тепловых нейтронов и достигаются достаточно быстро. При облучении 176Ьи в потоке 2х1015 см-2 с-1 (такой поток тепловых нейтронов доступен лишь в двух реакторах мира: ИБШ, США, Ок-Ридж и СМ, Россия, Димитровград) за 10 суток достигается максимальное значение удельной активности равное 76 000 Ки/г. Это значение составляет примерно 70% от теоретической удельной активности 177Ьи (~ 110 000 Ки/г) и, видимо, является на настоящее время пределом качества при реализации схемы реакторного получения 177Ьи из 176Ьи.

Данные рис.2 недостаточны для оценки производительности изучаемой схемы по наработке 177Ьи. В процессе облучения лютеций интенсивно выгорает, поэтому максимум выхода 177Ьи (активность на грамм облучаемого материала) достигается раньше максимума удельной активности и существенно меньше (см. табл. 1).

ИМ76 ( 23.5 Ш-177 , 374 НГ-178 4 85

708 717 188

УЬ-174 ( 69.4 УЬ-175 , УЬ-176 < 2.85 УЬ-177 ,

27 4.18 а 6.3 1.91 Ъ

В-распад

Изомерный

Нуклид

(Т1/2) '

(п, у) тепловое сечение, барн

(п, у) резонансный интеграл,

Рис. 1. Схема цепочек накопления 177Ьи

й

и

к

нч

и >>

80000 70000 60000 50000 40000 30000 20000 10000 о

ф= 1 = 2х1015 сьг2 с1

= 5x10 14 см2 с1 -

ф-

ф = 1х1( )исм- с 1

о

10

15 20 25 30 35 40 45 50 Время облучения, еут

Рис. 2. Зависимость удельной активности 177Ьи от времени облучения 176Ьи для различных значений плотности потока тепловых нейтронов (Ф)

Для того, чтобы определить активность 177Ьи соответствующую максимуму удельной активности достаточно перемножить значения удельной активности 177Ьи и массу лютеция в облучаемой мишени (табл. 1, 2-ой столбец). Возвращаясь к примеру облучения 176Ьи в потоке 2 X1015 см-2 с-1, получим через десять суток ~44 000 Ки 177Ьи с удельной активностью 76 000 Ки/г Ьи. Максимальный выход 177Ьи достигается через 5 суток облучения и составляет 55 000 Ки, но достигаемая при этом удельная активность несколько ниже ~ 66 000 Ки/г.

В каждом конкретном случае производитель должен решать, либо стремиться к наилучшему качеству конечного препарата 177Ьи, либо к наибольшей производительности.

Еще одним фактором, определяющим качество препарата 177Ьи (наряду с удельной активностью) является относительное содержание долгоживущего изомера 177тЬи.

В рассматриваемом диапазоне изменения величин теплового потока 1X 1014 + 2 X 1015 см-2 с-1, отношение активностей 177тЬи/177Ьи изменяется

Таблица 1. Показатели накопления 177Ьи при облучении 1 грамма 176Ьи (для различных значений потока тепловых нейтронов)

Плотность потока тепловых нейтронов, см-2 с"1 Макс. уд. активность 177Lu, Ки/г Время ее достижения, сут (Содержание Lu в мишени, г) Макс. активность 177Lu, Ки Время ее достижения, сут Уд. активность 177Lu, Ки/г

1х1014 13 000 10 000

40 20

(0,68) 12 000

5х1014 45 000 30 000

20 12

(0,54) 40 000

2х1015 76 000 55 000

10 5

(0,58) 66 000

Е Hf - 1,45 х 1021 ядер (42%)

I 177Lu - 1,37 х 1021 ядер (40%)

I 177mLu - - 4,51 х 1020 ядер (13%)

176Lu - 1,49 х 1020 ядер (5%)

Рис. 3. Баланс ядер при облучении 176Lu

от 0,03 до 0,01 (данные приведены для момента достижения максимума удельной активности 177Ьи, дальнейшее облучение приводит к резкому возрастанию доли 177тЬи)

Диаграмма на рис.3 иллюстрирует баланс ядер при облучении 176Ьи на момент достижения максимума удельной активности 177Ьи.

Накопление 177Ьи из 176УЬ

При «идеальной» реализации схемы реакторного получения 177Ьи из 176УЬ при облучении образуется лишь один изотоп лютеция, поэтому в нейтронном поле любой интенсивности получаем 177Ьи с теоретической удельной активностью (~ 110 000 Ки/г Ьи).

В данном случае, более интересен другой параметр накопления, характеризующий производительность рассматриваемой схемы. На рис. 4 приведена временная зависимость выхода 177Ьи (Ки/на грамм стартового 176УЬ) для различных значений плотности потока тепловых нейтронов.

В отличие от кривых (рис. 2) зависимости выхода (рис. 4) не имеют ярко выраженных максимумов в рассматриваемом диапазоне изменения продолжительности цикла облучения. Это позволяет в широких пределах варьировать вре-

мя облучения, практически не теряя в величине выхода 177Lu.

Диаграмма на рис.5 иллюстрирует баланс ядер при облучении 176Yb на момент достижения максимума выхода 177Lu.

Для анализа эффективности изучаемой схемы важно знать интегральный выход 177Lu при полном использовании одного грамма 176Yb, т.е. с учетом возврата иттербия в производственный цикл после химической переработки облученной мишени.

Введем обозначения:

• y - выход 177Lu за один цикл облучения, Ки/г 176Yb;

• Birr - оставшаяся после цикла облучения доля 176Yb, отн.ед;

Тогда интегральный выход 177Lu (Ymax, Ки) из одного грамма 176Yb составит:

Ymax= y ■ (1) + y -(1- Birr) + y -(1- Birr)-

J max 4 7 J max 4 / j max 4 7

(Birr) ...+...

+ y -(Birr)n +..., учитывая, что Birr < 1 получим:

max

Ymax = y

m

Z (Birr)n = y/(1- Birr)

Вычисленные значения интегральных выходов 177Ьи для различных значений плотности потока тепловых нейтронов приведены в табл. 2.

И=1

600 550 500 £ 450 С 400 "й 350 300 rJ 250

О

"ч 200 В 150 m 100 50 0

0 10 20 30 40 50

Время облучения, сух

Рис. 4. Зависимость выхода 177Ьи от времени облучения 176УЬ для различных значений плотности потока тепловых нейтронов (Ф)

Таблица 2. Интегральный выход 177Ьи из одного грамма 176УЬ

Плотность потока тепловых нейтронов, см-2 с-1 Выход 177Ьи за один цикл облучения, утах Ки/г 176УЬ Оставшаяся после цикла облучения доля 176Yb, Birr отн.ед Интегральный выход 177Lu (требуемое число циклов 1/(1- Birr)), Ки

1X1014 27 0,99873 -21 000 (790)

5 X1014 134 0,99368 -21 000 (160)

2 X1015 530 0,97495 -21 000 (40)

Из данных табл. 2 следует, что интегральный выход 177Ьи при полном использовании одного грамма 176УЬ не зависит от уровня нейтронного потока, но достигается за разное количество циклов облучения (увеличение выхода 177Ьи «компенсируется» ростом выгорания 176УЬ за один цикл).

Предварительные выводы

Перед проведением сравнительного анализа двух схем получения 177Ьи, сделаем два важных замечания:

При сравнении необходимо ориентироваться на минимальное потребительское значение

удельной активности 177Ьи, равное 20 000 Ки/г;

• Настоящая и ближайшая перспективная мировая потребность в препарате 177Ьи может исчисляться видимо сотнями кюри в год (по крайней мере, не десятками тысяч, которые можно получить с применением обеих схем).

С учетом сделанных замечаний, на первый план при сравнительном анализе выходят показатели качества получаемого 177Ьи, а не количественные характеристики .

Сделаем ряд предварительных выводов об эффективности схем получения 177Ьи:

. Схемы 176Ьи ^ 177Ьи и 176УЬ ^ 177Ьи обладают высокой производительностью. Из одного грамма 176Ьи можно единовременно (или, разделив грамм на порции, за требуемое число циклов) получить до 55 000 Ки 177Ьи. При полном использовании одного грамма 176УЬ можно получить примерно 21 000 Ки 177Ьи;

• При реализации схемы 176УЬ ^ 177Ьи для нейтронного поля любой интенсивности получаем 177Ьи с теоретической удельной активностью (~ 110 000 Ки/г Ьи). Таким образом, производство 177Ьи с использованием данной схемы может быть организовано даже на базе низкопоточных реакторов;

Достигаемое значение удельной активности 177Ьи при использовании схемы 176Ьи ^ 177Ьи существенно меньше (до 70% от теоретического значения) и пропорционально плотности потока тепловых нейтронов. Минимальное потребительское значение удельной активности 177Ьи, равное 20 000 Ки/г, можно достичь в потоке тепловых нейтронов ~ 1,8 X1014 см-2с-1. С учетом необходимого запаса для компенсации распада 177Ьи при проведении послереакторных операций (упаковка, аттестация, транспортировка Заказчику), необходима плотность потока тепловых нейтронов в диапазоне 3 + 4 X1014 см-2с-1;

• При реализации схемы 176Ьи ^ 177Ьи неизбежно появляется «вредный» долгоживущий 177тЬи, доля (по активности) которого в 177Ьи может достигать 3%;

• 177Ьи, полученный по схеме 176Ьи ^ 177Ьи, не потребует послереакторной радиохимической переработки. Тогда, как схема 176УЬ ^ 177Ьи предполагает химическое отделение иттербия после облучения для возврата его в производственный цикл.

Суммируя плюсы и минусу обеих схем, авторы считают схему получения 177Ьи облучением 176УЬ более предпочтительной. Она позволяет получать препарат 177Ьи с максимально высокой удельной активностью и может быть реализована практически на базе любого реактора (если не требуется высокая производительность). Из-за необходимых химических переработок эта схема более затратна, но, с другой стороны, опреде-

ляющим может стать соотношение стоимостей обогащенных 176Ьи и 176УЬ.

Факторы, ограничивающие эффективность схем получения 177Lu

Мы рассматривали идеальные варианты реализации схем 176Ьи ^ 177Ьи и 176УЬ ^ 177Ьи.

Проанализируем основные факторы, ограничивающие эффективность реализации схем получения 177Ьи:

• На практике, реализация непрерывного облучательного цикла заданной продолжительности не всегда возможна. Любая реакторная установка работает по определенному графику, который предусматривает, в частности, необходимые для перегрузки ядерного топлива остановки. Кроме того, зачастую облучаемые мишени недоступны во время работы реактора и могут быть извлечены лишь на остановках. Таким образом, не всегда удается реализовать оптимальный режим облучения, что приводит к снижению эффективности процесса. Это касается обеих схем, но более существенно для схемы получения 177Ьи из 176Ьи (из-за наличия ярко выраженных максимумов во временных зависимостях, см. рис. 2).

• Наличие в стартовых 176Ьи и 176УЬ микропримесей других химических элементов имеет принципиальное значение для схемы 176УЬ ^ 177Ьи, если в стартовом 176УЬ присутствует даже небольшая примесь лютеция. Из диаграммы баланса ядер при облучении 176УЬ (рис. 5) следует, что даже при облучении в высоком потоке нейтронов (Ф= 2 X1015 см-2 с-1) из грамма стартового материала образуется лишь ~ 4,8 мг 177Ьи (0,48 масс.%). Таким образом, наличие в стартовом 176УЬ примеси стабильных изотопов лютеция на уровне нескольких десятых масс.% приведет к заметному снижению удельной активности 177Ьи. Для эффективной реализации схемы 176УЬ ^ 177Ьи может потребоваться дополнительная процедура химической очистки стартового материала от примесей лютеция.

• Степень обогащения стартового материала нуклидами 176Ьи или 176УЬ:

- для схемы 176Ьи ^ 177Ьи все просто, с уменьшением обогащения стартового материала по 176Ьи пропорционально уменьшается удельная активность получаемого 177Ьи. Для сохранения приемлемого качества препарата потребуется более высокий нейтронный поток, что не всегда можно реализовать на практике (даже для «идеальной» схемы необходимы потоки на уровне 3 + 4 X1014 см-2с-1, см. выше);

- для схемы 176УЬ ^ 177Ьи от обогащения стартового материала по 176УЬ зависит только выход 177Ьи, который прямо пропорционален обогаще-

нию. Важным (для кинетики удельной активности 177Ьи) является наличие в стартовом материале стабильного изотопа 174УЬ, из которого по реакции 174УЬ(п, Г)175УЬ(в- )175Ьи(п, Г)176Ьи (см. рис.1) в процессе облучения образуются стабильные изотопы лютеция.

Более того, накопившийся короткоживущий 175УЬ (Т = 4,18 сут) уже после облучения (до момента химического отделения лютеция от иттербия) генерирует стабильный 175Ьи.

На рис. 6 приведены временные зависимости удельной активности 177Ьи для различных составов стартовой смеси изотопов иттербия (для простоты, считали, что в стартовой смеси содержатся только два изотопа иттербия 174УЬ и 176УЬ).

Зависимости рис. 6 наглядно иллюстрируют, что проблема 174УЬ является определяющей при реализации схемы получения 177Ьи облучением 176УЬ.

Действительно, при использовании моноизотопа 176УЬ удельная активность получаемого 177Ьи (равная теоретической) не меняется во времени, изменяется лишь его общая активность. Наличие 174УЬ в стартовой смеси изотопов иттербия и, как следствие, появление в процессе облучения стабильных изотопов лютеция, приводит к совершенно другой кинетике. Удельная активность быстро достигает своего максимального значения, которое несколько меньше теоретического, а затем, с ростом содержания стабильного 175Ьи, начинает уменьшаться. Учитывая, что выход 177Ьи монотонно возрастает на всем временном

интервале (рис. 4), максимум удельной активности соответствует минимальным значениям выхода 177Ьи. После облучения, удельная активность 177Ьи падает быстрей, чем вследствие радиоактивного распада 177Ьи, из-за прироста массы стабильного 175Ьи.

Таким образом, можно выделить ключевые проблемы, влияющие на эффективность реализации рассматриваемых схем получения 177Ьи:

• Для эффективной реализации схемы 176Ьи^177Ьи необходим высокообогащенный 176Ьи и высокопоточный реактор (с плотностью потока тепловых нейтронов на уровне ~ 2 + 5 X 1014 см-2с-1). Кроме того, требует отдельного исследования проблема долгоживущего «вредного» 177шЬи (например, определение минимально допустимой доли, не влияющей на потребительские качества получаемого препарата 177Ьи);

• Для эффективной реализации схемы 176УЬ ^ 177Ьи требуется стартовый иттербий с минимальным содержанием 174УЬ. Производитель 177Ьи, реализующий схему 176УЬ^ 177Ьи, должен иметь экспрессную радиохимическую процедуру отделения лютеция от иттербия. Как следует из вышеприведенных данных (рис. 5), массовая доля нуклида 177Ьи в иттербиевой мишени на момент окончания облучения составляет не более нескольких десятых процентов. Данная величина определяет требования к радиохимической технологии отделения иттербия. Для получения конечного препарата с массовым содержанием примеси иттербия не более 1% относительно массы 177Ьи, не-

,-1 ..¿ч

¡2 л

О

о

К

|

§

Э «

-

К

ё

О)

£

140000 120000 100000 80000 60000 40000 20000 0

;ая удельн 1Я активное

1 георетпчес ть

1

3

ч—{

о С шучение выдержк ау

0 5 10 15 20 25 30

Время облучения и выдержки, сут

цифры у кривых - содержание 174УЬ в смеси, масс.%

Рис. 6. Зависимость удельной активности 177Ьи от времени облучения и послереакторной выдержки (облучение смеси 174УЬ и 176УЬ в нейтронном потоке Ф= 2 х 1015 см-2 с-1)

обходимо обеспечить отделение иттербия с коэффициентом очистки не менее пх105.

Работа выполнена при поддержке Министерства образования и науки Российской Федерации.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. RSICC Newsletters, No.491, January 2006, Radiation Safety Information Computational Center, ORNL, P.1.

COMPARATIVE ANALYSIS OF FLOWSHEETS FOR LUTETIUM-177 REACTOR PRODUCTION

© 2013 V.A. Tarasov, E.G. Romanov, R.A. Kuznetsov

JSC SSC RIAR, Ulyanovsk Region, Dimitrovgrad-10

The paper presents a comparative analysis of two flowsheets for reactor production of medical-purpose radionuclide Lu-177. The qualitative and quantitative characteristics were defined and application limits for both flowsheets were specified.

Key words: reactor irradiation, lutetium-177, specific activity radionuclide yield.

Valery Tarasov, Radionuclide Sources and Radiochemicals Division, Director Deputy. E-mail: orip@niiar.ru Eugeny Romanov, Candidate of Technics, Radionuclide Sources & Radiochemicals Division, Head of Laboratory. E-mail: orip@niiar.ru

Rostislav Kuznetsov, Candidate of Chemistry, Radionuclide Sources and Radiochemicals Division, Director. E-mail: orip@niiar.ru