CC BY
69
Известия Самарского научного центра Российской академии наук, т. 16, №6, 2014 УДК 542.548.:546.44
ОПРЕДЕЛЕНИЕ ВЫХОДОВ 89Sr И 90Sr ПРИ ОБЛУЧЕНИИ SrCO3 В НЕЙТРОННОЙ ЛОВУШКЕ РЕАКТОРА СМ
@ 2014 Р.А. Кузнецов1, В.А. Тарасов1, Е.Г. Романов1, П.С. Буткалюк1, И.В. Целищев1, Д.В. Козлов2
1 ОАО "ГНЦ НИИАР", г.Димитровград 2 Научно-исследовательский технологический институт им. С.П.Капицы Ульяновского государственного университета
Поступила в редакцию 16.12.2014
Приведены результаты расчетно-экспериментального моделирования реакторного накопления 89Sr при облучении изотопно-обогащенного карбоната 88Sr. Облучение в нейтронной ловушке реактора СМ в течение 25-30 суток позволяет получить 89Sr с удельной активностью 0,5-0,6 Ки/г, доля примесных радионуклидов стронция составляет (0,6-1)10-5% (90Sr) и (4-6)-10-2% (85Sr). Ключевые слова: высокопоточный реактор СМ, 89Sr, 90Sr, нейтронные сечения, карбонат стронция.
ВВЕДЕНИЕ
Препарат 898гС12 широко применяется в ядерной медицине для паллиативной терапии костных метастазов. В ОАО "ГНЦ НИИАР" создан и используется более 15 лет технологический процесс получения радионуклида898г, основанный на пороговой реакции 89У(п,р)898г, протекающей на быстрых нейтронах. Используемый для облучения реактор БОР-60 в настоящее время переориентируется на решение материаловедческих задач ядерной энергетики, что ограничивает его доступность для крупномасштабной наработки радионуклидов. Альтернативный подход для получения стронция-89 - облучение изотопно-обогащенного 888г в высокопоточном реакторе СМ (см. рис. 1).
Одновременно с целевым 898г в материале мишени нарабатывается радионуклид 908г (рис. 1), а присутствие в стартовом материале изотопа 848г (даже в незначительном количестве) приводит к образованию примеси радионуклида 858г. Содержание примесей радиоактивных изотопов стронция в препарате стронция-89 не должно превышать (относительно активности основного радионуклида 898г) 2.10-4% и 1.10-3% для 908г и 858г, соответствен-
Кузнецов Ростислав Александрович, кандидат химических наук, директор отделения радионуклидных источников и препаратов. E-mail: [email protected]
Тарасов Валерий Анатольевич, заместитель директора отделения радионуклидных источников и препаратов. E-mail: [email protected]
Романов Евгений Геннадьевич, кандидат технических наук, начальник лаборатории. E-mail: [email protected] Буткалюк Павел Сергеевич, старший научный сотрудник. E-mail: [email protected]
Целищев Иван Васильевич, начальник управления. E-mail: [email protected]
Козлов Дмитрий Владимирович, кандидат физико-математических наук, начальник лаборатории. E-mail:[email protected]
но. В отличие от других примесей, отделение изотопов стронция от целевого 89Sr химическими методами после облучения невозможно. Следовательно режимы облучения должны обеспечивать наработку радионуклидов стронция на уровне, соответствующем требованиям к препарату.
Как правило, расчетные модели кинетики накопления как целевого радионуклида, так и примесных радионуклидов, образующихся при облучении стартового материала в реакторе, основываются на ядерно-физических данных, доступных из различных библиотек (ENDF/B, JEF, JEFF, JENDL, RUSFONDи др.). Вместе с тем, во многих случаях необходимо знание эффективных сечений ядерных реакций, учитывающих характеристики спектров нейтронов в конкретных позициях облучения, особенности режимов облучения и др. Оценка эффективных сечений проводится, как правило, на основании измерения выхода радионуклидов, образующихся при облучении специально подготовленных образцов.
В рамках настоящей работы проводилась оценка выхода радионуклидов при облучении образцов природного стронция и стронция, обогащенного по нуклиду 88Sr, в нейтронной ловушке реактора СМ, обеспечивающей высокую плотность потока тепловых нейтронов. Оценка проводилась расчетным способом и экспериментально.
РАСЧЕТНЫЕ ОЦЕНКИ
Для определения нейтронно-физических характеристик (НФХ) в облучаемых объемах был проведен прецизионный расчет по программе MCNP [1], использующей метод Монте-Карло. Была задана трехмерная модель реакторной установки (РУ СМ) с реальной загрузкой каналов отражателя, ячеек активной зоны и центральной нейтронной ловушки.
Рис. 1. Схема трансмутации ядер при облучении стронция, обогащенного по изотопу 888г, нейтронами ядерного реактора
В качестве регистрируемых нейтронных функционалов были избраны: плотность потока нейтронов в четырёх энергетических группах; скорости реакции (п, у) на изотопах цепочки, позволяющие проверить используемые при расчёте трансмутации ядерные константы; скорость реакции (п, у ) на 59Со для определения температуры нейтронного газа:
Тп8=293,6-^/4-(37,2-^ /Я)2, где Р- плотность потока тепловых нейтронов, Я-скорость реакции (п, у)на 59Со в тепловой группе.
Результаты моделирования условий облучения представлены в табл. 1, где приведены значения НФХ, усреднённые по объему образцов карбоната стронция в каждой из ампул.
Моделирование превращений ядер при облучении нейтронами проводилось с использованием программы СЬат8о1уег [2], позволяющей учитывать эффекты резонансного самоэкранирования в облучаемом материале, а также фактический график работы реактора с детальным заданием уровня мощности. Программа позволяет варьировать значения ядерных констант, определяющих скорости превращения ядер при облучении нейтронами. Моделируемая цепочка трансмутации нуклидов представлена на рис. 2. Литературные данные о сечениях ядерных реакций, использованные для расчета выходов продуктов активации стронция приведены в табл. 2.
Значения активностей изотопов стронция на
Таблица 1. Условия облучения экспериментальных стронциевых ампул
Параметр Ампула №1 Ампула №2 Ампула №3 Ампула №4
Ф (Е<0,5 эВ), см-2с-1 1,39^1015 1,47^1015 1,69^1015 1,69^1015
Ф (0,5 эВ<Е<100 эВ), см-2с-1 1,06^1014 9,57^1013 1,33^1014 1,27^1014
Ф (100 эВ <Е<100 кэВ), см-2с-1 1,27^1015 1,17^1015 1,01-1015 1,02^1015
Ф (Е>100 кэВ), см-2с-1 1,77^1015 1,86^1015 1,35^1015 1,33^1015
Температура нейтронного газа, К 459 458 480 483
Время облучения, эфф. суток 18,25 18,25 21,39 21,39
(гУГ)^ У-90т 3.19 И
1 1Т 1
У-89 (п,у) У-90 V?) „ У-91
2.67 с! 58.5 с!
Зг-85т 1.13 ь Бг-87т 2.81 И V \р\ \Р-
(п,у) ^ \ \
1Т 1 1Т \ \
Зг-84 (п,у) Зг-85 (п,у) Зг-86 (п,у) Зг-87 (п,у) Зг-88 (п,7) Зг-89 (п,7) Эг-ЭО (п,Т) гг-91
64.8 а 50.5 с1 28.8 у 9.63 И
Рис. 2. Цепочка трансмутации, заданная в программе СЬаш8о1уег
Таблица 2. Сечения ядерных реакций, происходящих при облучении изотопов стронция нейтронами (значения, использованные для расчета выходов продуктов активации стронция,
выделены подчеркиванием)
Нуклид Сечение реакции (п,у) при энергии 0,0253 Эв, барн Резонансный интеграл реакции (п,у), барн Сечения для реакций с нейтронами спектра деления, барн Источник
(п,т) (П^)
0,95 11,31 - - ChainSolver [2]
1,28 10,00 S. F. Mughabghab et al 2006[3]
0,82 11,18 0,072 4,0М0"3 ENDF/B-VII. 1 [4]
21,76 166,21 0,043 0,012 JEFF-3.0/A[4]
0,0580 0,0650 2,36^10"3 4,9440"6 ChainSolver
0,0087 0,0248 3,37^10"3 1,1840"5 ENDF/B-VII. 1
0,0058 0,0237 1,93^10"3 1,1940"5 JENDL-4.0[4]
0,42 - 2,44^10"3 2,8040"6 ChainSolver
0,42 0,40 2,70^10"3 5,6440"6 CENDL-3.1[4]
0,90 - 4,20^10"3 1,0840"6 ChainSolver
0,90 0,48 5,94^10"3 7,0940"6 JEFF-3.1.1[4]
89Y 1,28 1,00 6,26^10"3 2,0^10"4 ChainSolver
90Y 3,30 2,58 5,42^10"3 - ENDF/B-VII. 1
3,50 4,65 1,77^10"2 4,2040"4 JEF-2.2[4]
9^ 1,40 - 1,22^10"2 1,0440"5 ChainSolver
1,40 2,77 1,25^10"2 1,4540"5 ENDF/B-VII. 1
момент окончания облучения, полученные в результате прогнозных расчетов, приведены в табл. 3.
Кинетика процесса накопления изотопов стронция при облучении показана на рис. 3.
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ ЧАСТЬ
Для изготовления опытных образцов использовали карбонат стронция природного изотопного состава и карбонат стронция, обогащенный по изотопу 888г. Изотопный состав материалов (табл. 4) определяли масс-спектральным анализом, выполненным при помощи масс-спектрометра МИ1201В стрехленточным термоионизационным источником ионов и электронным умножителем ВЭУ-2А.
Подготовка стартового материала к облучению заключалась в изготовлении таблеток прессованием с последующим спеканием в трубчатой
печи при 730 оС. Таблетки использовались для формирования сердечника ампул, представляющих собой трубки из нержавеющей стали 12Х18Н10Т (О 8,9х0,5 мм, длина Ь = 51 мм) с концевыми деталями. Параметры облучаемых ампул приведены в табл.5.
После загрузки стартового материала ампулы заполнялись гелием и герметизировались аргонодуговой сваркой. В реактор ампулы загружались в составе специального пенала, который представляет собой стальную трубку Ш10х0,3 мм с концевыми элементами и перфорацией на боковой поверхности для протекания теплоносителя через внутренний объём. Позиционирование ампул в пенале осуществлялось с использованием алюминиевых трубок (рисунок 4). Нижний край ампул №1 и №4 располагался на высоте -0,9 см относительно центральной плоскости активной зоны, нижний край ампулы
Таблица 3. Расчетные значения активности основных продуктов активации стронция
на момент окончания облучения
№ ампулы А(8!^г), Бк А(85Sr), Бк А(90Sr), Бк
1 1,93^1010 8,7^106 4,Ы04
2 1,95^1010 1,6^1010 5,М04
3 2,16^1010 9,9^106 6,0404
4 2,28^1010 1,0^107 6,6404
Время облучения, сутки
Рис. 3. Зависимости удельной активности изотопов стронция от времени облучения Таблица 4. Изотопный состав стартового материала
Изотоп Относительное содержание изотопа, атомных %
па48гСОз 888гСОз
848г 0,56 0,001±0,001
868г 9,86 0,033±0,001
878г 7,00 0,059±0,001
888г 82,58 99,907±0,001
Таблица 5. Параметры ампул с карбонатом стронция
Параметр Ампула №1 Ампула №2 Ампула №3 Ампула №4
Материал таблеток 888гСО3 па48гСО3 888гСО3 888гСО3
Масса материала в сердечнике, г 1,60 2,52 1,62 1,66
Диаметрсердечника, мм 7,05 6,80 7,05 6,40
Длинасердечника, мм 18,35 22,95 16,9 15,6
Плотность материала в сердечнике, г/см3 2,22 3,02 2,46 3,27
Концентрация ядер888г в мишени, см-3 9,03^1022 1,23^1022 1,00^1022 1,33^1022
№ 2 и №3 - на высоте -6,0 см.
Пеналы с ампулами облучали в центральной нейтронной ловушке реактора СМ. Ампулы № 1,2 облучались в течение двух малых кампаний реактора, энергонаработка реакторной установки составила 18,25 эфф. суток. Ампулы №№ 3,4 облучались в течение трёх малых кампаний ре-
актора, энергонаработка реактора составила 21,39 эфф. суток.
После облучения ампулы подвергались механической разделке, таблетки карбоната стронция растворялись в азотной кислоте. Растворы нитрата стронция отфильтровывались через фильтр "зеленая лента" и от них отбирались аликвоты
промывали азотной кислотой с концентрацией 4 моль/л и десорбировали стронций бидистилли-рованной водой. От очищенных растворов отбирали аликвоты, которые использовались для определения удельной активности 898г и доли 908г.
Определение удельной активности выполняли по следующей методике.
Аликвоту раствора упарили досуха, остаток после упаривания растворили в 3 мл дистиллированной воды, перенесли в мерные колбы объемом 25 мл, добавили 15 мл этиленгликоля, 3 мл раствора №ОНс концентрацией 0,05 моль/л, перемешали и охладили в течение 15 мин в бане со льдом. Затем добавили по 3,0 мл 0,08 % раствора мурексида в 80% этиленгликоле, перемешали, довели водой объем раствора в колбе до метки и вновь охладили в бане со льдом в течение 15 мин.
Измерение оптической плотности полученных растворов проводили на спектрофотометре БесктапВи 530 относительно раствора сравнения при л= 510 нм в кварцевой кювете объемом с длиной оптического пути 1,0 см. Концентрацию стронция в растворе определяли с помощью калибровочного графика. Удельную активность в момент окончания облучения рассчитывали по формуле:
Рис. 4. Схема размещения облучаемых образцов в пенале для облучения
для измерения активности радионуклидов стронция (суммарная и удельная активность 898г, относительная активность 858г, относительная активность 908г).
Для измерения активности радионуклида 898гприменяли жидкостно-сцинтилляционный спектрометр "ЦЛКТЦЪи8", в качестве сцинтил-лятора использовали сцинтиллятор марки ОptiPhaseHi8afe.
Содержание радионуклида 858г определяли с помощью гамма-спектрометра на основе полупроводникового Ge(Li)-детектора типа ДГДК-В150с энергетическим разрешением 3,0 кэВ по линии 1,3 МэВ. Обработку гамма-спектров проводили при помощи стандартного программного обеспечения фирмы "ГринСтар" с алгоритмом для анализа сложных мультиплетов.
Большое количество радиоактивных примесей в облученных образцах делает невозможным прямое определение удельной активности 898г и доли 908г. Поэтому для измерения указанных параметров аликвотные части растворов облученного материала подвергали очистке от примесей методом экстракционной хроматографии. Для этого растворы облученных образцов пропускали через колонки с сорбентом Sг.specгesin (ТШ8КЕМ!^егпаиопа1, Франция). Колонки
А д =■
д?
. 271/2
3,7 • 104 • С()
где Ауд - удельная активность стронция, Ки/г;
С (8г) - концентрация стронция, мкг/мл;
А - измеренная объемная активность, Бк/мл;
изм г ' / '
Д t - время с момента окончания облучения, сут;
Т1/2 - период полураспада 898г, сут
Для определения доли радионуклида 908г отбирали аликвоты очищенных растворов, содержащих не менее 2.108 Бк 898г. Аликвоты выдержали в течение 7суток для накопления 90У, который является дочерним продуктом распада 908г. После этого провели выделение 90У методом экстракционной хроматографии в системе Д2ЭГФК/ тефлон - НКО3. Методика основана на извлечении солей иттрия сорбентом из азотной кислоты с концентрацией 0,5 моль/л и последующем элю-ировании азотной кислоты с концентрацией 6 моль/л. Всего проводили два цикла очистки, которые позволяют получить коэффициент очистки иттрия от стронция ~106. Активность 90У в полученном растворе измеряли методом жид-костно-сцинтилляционной спектроскопии.
СРАВНЕНИЕ РАСЧЕТНЫХ
И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ДАННЫХ
В табл. 6 обобщены расчетные и экспериментальные значения удельной активности 898г, соотношения активностей 858г:898г и 908г:898г.
Таблица 6. Сравнение расчетных и экспериментальных данных
Соотношения активностей Соотношения активностей Удельная активность 89Sr, Ки/г
3 ^ 85Sr: 89Sr, % 90Sr:89Sr, %
a Расчетные Экспериментальные Расчетные Экспериментальные Расчетные Экспериментальные
оценки данные оценки данные оценки данные
№1 4,7-10-2 5,8-10-2 2,14^10-4 6,Ы0-5 0,52 0,562
№2 - - 2,66^10-4 ~4^10-5 0,43 0,473
№3 4,6-10-2 4,6-10-2 2,78^10-4 9,4^10-5 0,61 0,581
№4 4,4-10-2 4,4-10-2 2,89^10-4 1,0440-4 0,62 0,678
Приведенные в табл. 6 данные показывают хорошее совпадение расчетных и экспериментальных значений для удельной активности 89Sr, а также для соотношения активностей 85Sr: 89Sr. Это говорит не только о надежности применяемой системы ядерно-физических констант, но и, что более важно, о корректном определении ней-тронно-физических характеристик в объеме облучаемого материала;
Большие отличия (завышение в ~3 раза) расчетных значений соотношения активностей 90Sr: 89Sr от экспериментальных объясняются недостоверными данными по сечению ядерной реакции 89Sr(n, r)90Sr.
Дальнейшее совершенствование расчетной модели связано с определением эффективного сечения реакции 89Sr(n, ^)90Sr (переход к одно-групповому представлению скорости реакции).
EVALUATION OF 89Sr AND 90Sr YIELD FOR SrCO3 IRRADIATIONS IN SM REACTOR NEUTRON TRA3P
@ 2014 R.A. Kuznetsov1, V.A.Tarasov1, E.G. Romanov1, P.S. Butkalyuk1, I.V. Tselishev1, D.V. Kozlov2
'Joint Stock Company "State Scientific Center - Research Institute of Atomic Reactors", Dimitrovgrad 2 Research Institute of Technology named after S.P. Kapitsa of Ulyanovsk State Technical University
The results of numerical simulation and experimental studies of 89Sr production by irradiation of 88Sr-enrihed carbonate in a nuclear reactor are shown. 89Sr samples with specific activity of 0.5-0.6Ci/g are produced by use of 25-30 days irradiation in SM reactor neutron trap. Impurities are estimated to be of value (0.6-1.0>10-5% for 90Sr и (4.0-6.0>10-2% for 85Sr.
Key words: high-flux reactor SM, 89Sr, 90Sr, neutron cross-sections, strontium carbonate
Rostislav Kuznetsov, Candidate of Chemistry, Director of Isotope Department. E-mail: [email protected] Valery Tarasov, Deputy Director of Isotope Department. E-mail: [email protected]
Evgenii Romanov, Candidate of Technics, Head of Isotope Production Laboratory. E-mail: [email protected] Pavel Butkalyuk, Senior Researcher of Isotope Department. E mail: [email protected]
Ivan Tselishev, Laboratory Head. E-mail: [email protected] Dmitry Kozlov, Candidate of Physics and Mathematics, Head of Laboratory of Materials. E-mail: [email protected]
Работа выполнена при поддержке Минобрна-
уки России (договор от "12" февраля 2013 г. № 02.G25.31.0015).
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4C, Editor Briesmeister J.F., Report LA-13709-M, 2000. Los Alamos, USA.
2. Программа ChainSolver, Romanov, E.G.2003, A tool to calculate nuclear transmutations in a neutron flux, IAEA 1404 code. URL: http://www.oecd-nea.org/ tools/abstract/detail/iaea1404 (дата обращения 12.11.2014).
3. Mughabghab S.F. Atlas of Neutron Resonances, Resonance Parameters and Thermal Cross Sections Z=1-100, 5th Edition, National Nuclear DataCenter BNL Upton, USA, 2006.
4. Программа JANIS 3.4, a Java-based nuclear data display program, NEA 1760 code. URL: http:// www.oecd-nea.org/tools/abstract / detail / nea-1760/ (дата обращения 12.11.2014).
