Не потерять приоритет

Ядерная медицина в настоящее время стала важнейшей частью системы здравоохранения всех промышленно развитых стран. Получив основной толчок развития во второй половине ХХ века, когда бурно начала развиваться электроника и робототехника, ядерная медицина пополнила свой арсенал современным инструментарием для проведения процедур, особенно диагностических. Основной «лошадкой» в ядерной медицине является Тс-99м - продукт распада Мо-99, на долю которого приходится около 80% всех радиологических процедур в мире.


Тс-99м широко применяется при ранней диагностике онкологических, сердечнососудистых и ряда других заболеваний. В клиниках пользуются простыми и удобными в эксплуатации устройствами – генераторами, которые и являются источником Тс-99м. В генераторах происходит распад Мо-99 с периодом около 66 часов. Тс-99м элюируется путем прохождения солевого раствора через колонку из окиси алюминия, на которой сорбирован Мо-99. Солевой раствор избирательно вымывает только технеций, оставляя молибден на колонке. Такая процедура может производиться несколько раз в день в течение недели c одним и тем же генератором. Из-за относительно короткого периода полураспада Мо-99 невозможно его нарабатывать на склад. После выделения и паспортизации он немедленно идет на зарядку генераторов и затем отправляется в клиники. Одним из необходимых и основных факторов развития ядерной медицины является надежная и непрерывная поставка генераторных систем и радиофармпрепаратов в клиники, т.к. к процедуре с радиоактивным препаратом пациента готовят заранее.

Сегодня остро ощущается дефицит Мо-99 на мировом рынке. Он обусловлен тем, что ряд крупных производителей испытывают технические трудности с его производством. Некоторые производители прекратили производство из-за закрытия реакторов. Дефицит привел к тому, что возросшая в несколько раз цена на Мо-99 вызвала увеличение стоимости генераторов технеция. Если не принять кардинальных мер, ситуация будет ухудшаться из года в год, потому что наработка молибдена осуществляется в основном на исследовательских реакторах, и большинство из них уже выработали свой ресурс и должны в скором времени быть выведены из эксплуатации, а у других срок эксплуатации заканчивается через 5-10 лет. В связи с этим уже сейчас необходимо думать о проектировании и строительстве новых объектов для производства молибдена, принимая во внимание современные требования к аспектам безопасности, нераспространения и экологии.

Дефицит на мировом рынке косвенно повлиял и на российский рынок. Единственный российский производитель также начал постепенно поднимать цены на молибден, что привело к увеличению цены на генератор. В период ППР реактора мы вынуждены покупать молибден за рубежом по более высоким ценам. В связи с этими обстоятельствами в этом году в российских клиниках, пользующихся генераторами технеция, в течение месяца не будет современного диагностического средства.

Чтобы не допустить такой ситуации в будущем, в настоящее время закупается оборудование и технология производства молибдена у иностранной фирмы для того, чтобы в России было два производителя. Целесообразность такого пути вызывает сомнение и, в некотором смысле, недоумение. Почему Россия должна поддерживать иностранные фирмы и игнорировать отечественный опыт? Тем более что закупается старая технология, которую можно было бы воспроизвести в более короткие сроки и затратив на порядок меньше средств, используя опыт и знания российских ученых. В данном случае целесообразнее было бы воспользоваться новой технологией получения Мо-99, не имеющей аналогов в мировой практике, основанной на использовании растворных реакторов, и начать работы по ее практическому осуществлению. Российские ученые уже более 15 лет занимаются этой проблемой и знают, как решить ее в короткие сроки. Проработаны некоторые варианты технологии, проведены расчеты по безопасности, выбраны технологические параметры ведения процесса, некоторые расчеты и эксперименты проведены на действующем растворном реакторе “Аргус”,  ряд новшеств и позиций защищены патентами. В связи с возникшими проблемами на рынке молибдена, усилился интерес многих стран к технологии получения молибдена на основе растворного реактора. Китай уже несколько лет занимается разработкой растворного реактора мощностью 200 кВт, США приступила к разработке такой технологии, Аргентина, Австралия и другие страны выражают заинтересованность в ней. Российские ученые придерживаются концепции создания растворного реактора малой мощности, не более 100 кВт. Создав такой реактор, можно на его основе строить комплексы по производству Мо-99 различной производительности в зависимости от количества реакторов. Причем на каждые два реактора создается одна радиохимическая цепочка по выделению молибдена. Что же это за технология, в чем состоит ее преимущество в сравнении с традиционной, мишенной технологией?

Молибден-99 образуется при ядерном распаде урана-235. Практически весь Мо-99, используемый в мире, выделяется из осколков деления урана. При этом используется  технология, основанная на облучении в реакторах твердых урановых мишеней, которая включает следующие операции:
- изготовление мишеней из урана,
- облучение мишеней в реакторе в течение недели,
- извлечение мишеней из реактора и их выдержку,
- транспортировку мишеней в горячую лабораторию,
-дистанционную рубку мишеней перед растворением,
-растворение мишеней и радиохимическое извлечение молибдена,
- доочистка молибдена до норм, отвечающих медико-техническим требованиям,
- сбор и утилизация радиоактивных отходов,
- регенерация урана и возврат его в производственный цикл.

Новая технология производства Мо-99 с помощью растворного реактора исключает некоторые операции традиционной технологии и состоит в следующем. Мишенью для производства Мо-99 является активная зона реактора, которая представляет собой водный раствор солей урана-235 (уранил сульфат или уранил нитрат). Для получения Мо-99  раствор после выдержки пропускается через сорбционную колонку. На колонке селективно сорбируется молибден, а основная масса осколков деления и весь уран возвращается в реактор. После завершения процесса сорбции осуществляются операции промывки, и молибден десорбируется с колонки. Далее он поступает на аффинаж для доведения Мо-99 до нормативных требований по содержанию химических и радионуклидных примесей. Образующийся в реакторе радиолитический газ от радиолиза воды поступает в систему каталитической регенерации и способствует выносу из топливного раствора осколков деления в газовой и паровой фазе. Учитывая это, разработаны технологии селективного выделения из паровоздушной смеси одновременно с Мо-99 таких изотопов как стронций-89, стронций-90, йод-131, ксенон-133.

Каков же уровень безопасности такого реактора и комплекса в целом?

Опыт эксплуатации существующих растворных реакторов в мире, исследования, проведенные на критических сборках и реакторах, разработанных в ГНЦ РФ-ФЭИ, позволяет сделать вывод о высокой надежности и безопасности растворного реактора. Двадцатилетний опыт эксплуатации реактора “Аргус” (прототип данного реактора) в Курчатовском институте, который позволил отработать все динамические характеристики переходных процессов в активной зоне реактора и в системе регенерации радиолитического газа, демонстрирует практическое отсутствие радиационных нагрузок на персонал и окружающую среду, безопасную эксплуатацию при любых неисправностях оборудования и ошибках персонала, а также возможность размещения реактора в населенных пунктах.

Раствор в реакторе находится в пределах активной зоны и отбирается из реактора в ограниченном ядернобезопасном количестве, выдерживается необходимое время для распада короткоживущих высокоактивных нуклидов и используется как радиохимический раствор при выделении молибдена. При определении его радиационной безопасности рассмотрены случаи (события) при проливе раствора в объем горячих камер с выходом радиоактивных веществ в окружающую среду. Сделан вывод о непревышении установленных предельных доз для населения и окружающей среды. Локализующими элементами являются трубопроводы с двойными стенками и защитные элементы оборудования герметичных камер. После процесса выделения молибдена топливный раствор с ураном и всеми осколками деления возвращается в реактор.

Предлагаемая технология позволяет использовать растворный реактор мощностью в 10 и более раз ниже мощности исследовательского реактора для получения того же количества молибдена. Это уменьшает потенциальную опасность производства, а также возможные последствия в случае аварии с выходом радиоактивных веществ в окружающую среду. Растворный реактор при выбранной концентрации соли урана обладает по объему минимальной критмассой. Случайное разбавление раствора водой, хотя и увеличивает его объем, снижает реактивность. Выпаривание раствора, хотя и увеличивает концентрацию в нем урана, также снижает реактивность. Давление раствора в корпусе реактора ниже атмосферного. Поэтому при работе реактора течи раствора и утечка газовой среды из реактора исключены.

Особенностью растворных реакторов, важной с точки зрения безопасности, является образование радиолитического водорода при работе на мощности. Вопрос уничтожения водорода решается созданием специальной постоянно работающей системы сжигания пассивного принципа действия. Конструкция и режимы работы этой системы отработаны и проверены длительным опытом эксплуатации исследовательских растворных реакторов.

Растворному реактору присуща «внутренняя» безопасность, позволяющая даже при введении максимальной положительной реактивности с блокированием ограничителей мощности избежать каких-либо экстремальных последствий. Реактор имеет незначительный выбег по мощности в пределах проектных параметров, и, благодаря внутренне присущим свойствам безопасности, он просто заглохнет. Рассмотрен случай розлива высокоактивного топливного раствора с выходом парогазовой смеси в окружающую среду, и сделан вывод, что радиационное воздействие на население не достигнет пределов, требующих введения защитных мер.

Разрабатываемый проект на основе растворных реакторов малой мощности и его строительство позволит создать современный комплекс по производству наиболее востребованного в ядерной медицине изотопа Мо-99 и других изотопов непосредственно из топливного раствора реактора с использованием действительно инновационной технологии.

Наиболее значимые преимущества новой технологии по сравнению с традиционной «мишенной» технологией следующие:
- использование реактора малой мощности,
- сокращение радиоактивных отходов на 2-3 порядка,
- практически 100% использование урана-235 в активной зоне реактора для наработки изотопов против 0,5% в «мишенной» технологии,
- ожидаемое снижение себестоимости получаемых  изотопов в 2-2,5 раза,
- уровень безопасности комплекса значительно выше существующих аналогичных производств.

Состояние работ по проекту таково, что уже сейчас можно было бы приступить к проектированию комплекса, пока еще работают энтузиасты, которые начинали эти исследования, пока российские специалисты еще на шаг впереди зарубежных в создании этих технологий. Учитывая возросший интерес зарубежных специалистов к растворному реактору как источнику наработки Мо-99, мы можем быстро потерять это преимущество. Хотелось бы надеяться на поддержку данного проекта со стороны Росатома.

Принципиальная схема установки


Рисунок 1.

1-реактор; 2-система охлаждения реактора; 3-система регенерации воды;
4-петля выделения 99Mo; 5-холодильник; 6-насос; 7-колонка выделения 99Mo;
8-линия выделения изотопов из газо-паровой фазы топлива

Назад

Материалы из архива

6.2007 Сегодня годовщина Балаковской аварии 1985 года

Игорь Карпов, депутат городской думы, город Курчатов Курской области Как следовало из коротких сообщений Минэнерго на «одной из АЭС» во время горячих промывок 1 блока АЭС были объединены 1 контур РУ, имевший рабочие параметры, и система низкого давления. На последней сработал ПК и пар был сброшен в помещение РУ. В ходе аварии на «боевом посту» было заживо сварено сначала 11 человек, затем, после повторного открытия граничной арматуры, еще 3 работника.

1.2006 Еще раз о национальной гордости

"23 января в Москве состоялась рабочая встреча руководителя Федерального агентства по атомной энергии Сергея Кириенко и руководителя Управления национальной ядерной безопасности Министерства энергетики США Линтона Брукса... В ходе разговора было выражено обоюдное желание перехода от оказания американской стороной содействия России в этой области к полноценному партнерству. Были также обсуждены перспективы двустороннего сотрудничества в ядерной сфере.

10.2007 Программный комитет ярмарки «Атоммед-2007» провел первое заседание

Программный комитет ярмарки «Атоммед-2007» провел первое организационное заседание. В его работе приняли участие представители Российского агентства по здравоохранению, Комитета Государственной Думы по образованию и науке, Комитета Государственной Думы по охране здоровья, Главного военно-медицинского управления Министерства Обороны, Торгово-промышленной палаты РФ, ОАО «Российские железные дороги», Московского научно-исследовательского Онкологического института им. П.А. Герцена