Определение выходов 89Sr и 90Sr при облучении SrCo3 в нейтронной ловушке реактора СМ

Препарат 89SrCl2 широко применяется в ядер-ной медицине для паллиативной терапии костных метастазов. В ОАО “ГНЦ НИИАР” создан и используется более 15 лет технологический процесс получения радионуклида89Sr, основанный на пороговой реакции 89Y(n,p)89Sr, 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 88Sr в высокопоточном реакторе СМ (см. рис. 1).

Одновременно с целевым 89Sr в материале мишени нарабатывается радионуклид 90Sr (рис. 1), а присутствие в стартовом материале изотопа 84Sr (даже в незначительном количестве) приводит к образованию примеси радионуклида 85Sr. Содержание примесей радиоактивных изотопов стронция в препарате стронция-89 не должно превышать (относительно активности основного радионуклида 89Sr) 2.10-4% и 1.10-3% для 90Sr и 85Sr, соответствен-

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 ⁸⁸Sr, нейтронами ядерного реактора

В качестве регистрируемых нейтронных функционалов были избраны: плотность потока нейтронов в четырёх энергетических группах; скорости реакции (n, У ) на изотопах цепочки, позволяющие проверить используемые при расчёте трансмутации ядерные константы; скорость реакции (n, У ) на⁵⁹Со для определения температуры нейтронного газа:

^=293,6- е /4-(37Л F / R )2, где F– плотность потока тепловых нейтронов, R– скорость реакции (n, У ) на 59Co 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 ChainSolver [2], позволяющей учитывать эффекты резонансного самоэкранирова-ния 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

Рис. 2. Цепочка трансмутации, заданная в программе ChainSolver

Параметр	Ампула №1	Ампула №2	Ам пула №3	Ам пула №4
Ф (E<0,5 эВ), см-2с-1	1,39•1015	1,47•1015	1,69•1015	1,69•1015
Ф (0,5 эВ-2с-1	1,06•1014	9,57•1013	1,33•1014	1,27•1014
Ф (100 эВ -2с-1	1,27•1015	1,17•1015	1,01•1015	1,02•1015
Ф (E>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. суто к	18,25	18,25	21,39	21,39

Таблица 2. Сечения ядерных реакций, происходящих при облучении изотопов стронция нейтронами (значения, использованные для расчета выходов продуктов активации стронция, выделены подчеркиванием)

Нуклид Сечени е реакции (n,γ) при энергии 0,0253 Эв, барн Резонансный интеграл реакции (n, γ), барн Сечения для реакций с нейтронами спектра деления, барн Источник (n,γ) (n,p) 84Sr 0,95 11,31 - - ChainSolver [2] 1,28 10,00 - - S. F. Mughabghab et al 2006[3] 0,82 11,18 0,072 4,01•10-3 ENDF/B-VII.1 [4] 85Sr 21,76 166,21 0,043 0,012 JEFF-3.0/A[4] 88Sr 0,0580 0,0650 2,36•10-3 4,94•10-6 ChainSolver 0,0087 0,0248 3,37•10-3 1,18•10-5 ENDF/B-VII.1 0,0058 0,0237 1,93•10-3 1,19•10-5 JENDL-4.0[4] 89Sr 0,42 - 2,44•10-3 2,80•10-6 ChainSolver 0,42 0,40 2,70•10-3 5,64•10-6 CENDL-3.1[4] 90Sr 0,90 - 4,20•10-3 1,08•10-6 ChainSolver 0,90 0,48 5,94•10-3 7,09•10-6 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 4,20•10-4 JEF-2.2[4] 91Y 1,40 - 1,22•10-2 1,04•10-5 ChainSolver 1,40 2,77 1,25•10-2 1,45•10-5 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 88Sr. 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 L = 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(89Sr), Бк	А(85Sr), Бк	А(90Sr), Бк
1	1,93•1010	8,7•106	4,1•104
2	1,95•1010	1,6•1010	5,1•104
3	2,16•1010	9,9•106	6,0•104
4	2,28•1010	1,0•107	6,6•104

Таблица 4. Изотопный состав стартового материала

Изотоп	Относительное содержание изотопа, атомных %
	natSrCO 3	88SrCO 3
84 Sr	0,56	0,001±0,001
86Sr	9,86	0,033±0,001
87Sr	7,00	0,059±0,001
88Sr	82,58	99,907±0,001

Таблица 5. Параметры ампул с карбонатом стронция

Параметр	Ампула №1	Амп ула №2	Ампула №3	Ампула №4
Материал таблеток	88SrCO 3	natSrCO 3	88SrCO 3	88SrCO 3
Масса материала в сердечнике, г	1,60	2,52	1,62	1,66
Диам етрсердечника, 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 ядер88Sr в мишени, см-3	9,03•1022	1,23•1022	1,00•1022	1,33•1022

Рис. 3. Зависимости удельной активности изотопов стронция от времени облучения

№ 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

Рис. 4. Схема размещения облучаемых образцов в пенале для облучения

для измерения активности радионуклидов стронция (суммарная и удельная активность 89Sr, относительная активность 85Sr, относительная активность 90Sr).

Для измерения активности радионуклида 89Srприменяли жидкостно-сцинтилляционный спектрометр “QANTULUS”, в качестве сцинтиллятора использовали сцинтиллятор марки ОptiPhaseHiSafe.

Содержание радионуклида 85Sr 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” c алгоритмом для анализа сложных мультиплетов.

Большое количество радиоактивных примесей в облученных образцах делает невозможным прямое определение удельной активности 89Sr и доли 90Sr. 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 Sr.specresin (TRISKEMInternational, Франция). Колонки 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 89Sr и доли 90Sr.

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 NaOHс 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 BeckmanDU 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:

А уд

А изм

3,7 • 10⁴ • С ( Sr )

A t

• 2 T '/2

где Ауд – удельная активность стронция, Ки/г;

С (Sr) – концентрация стронция, мкг/мл;

А_изм – измеренная объемная активность, Бк/мл; A t - время с момента окончания облучения, сут;

T1/2 – период полураспада 89Sr, сут

Для определения доли радионуклида 90Sr отбирали аликвоты очищенных растворов, содержащих не менее 2.108 Бк 89Sr. Аликвоты выдержали в течение 7суток для накопления 90Y, который является дочерним продуктом распада 90Sr. После этого провели выделение 90Y методом экстракционной хроматографии в системе Д2ЭГФК/ тефлон – HNO3. Методика основана на извлечении солей иттрия сорбентом из азотной кислоты с концентрацией 0,5 моль/л и последующем элюировании азотной кислоты с концентрацией 6 моль/л. Всего проводили два цикла очистки, которые позволяют получить коэффициент очистки иттрия от стронция ~106. Активность 90Y в полученном растворе измеряли методом жидкостно-сцинтилляционной спектроскопии.

СРАВНЕНИЕ РАСЧЕТНЫХ

И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ДАННЫХ

В табл. 6 обобщены расчетные и экспериментальные значения удельной активности 89Sr, соотношения активностей 85Sr:89Sr и 90Sr:89Sr.

Таблица 6. Сравнение расчетных и экспериментальных данных

гЗ ч к	Соотношения активностей 85Sr: 89Sr, %		Соотношения активностей 90Sr: 89Sr, %		Удельная активность 89Sr, Ки/г
	Расчетные оценки	Экспериментальные данные	Расчетные оценки	Экспериментальные данные	Расчетные оценки	Экспериментальные данные
№1	4,7∙10-2	5,8∙10-2	2,14•10-4	6,1•10-5	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	1,04•10-4	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 нейтронно-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 89 Sr(n, / ) 90 Sr.

Дальнейшее совершенствование расчетной модели связано с определением эффективного сечения реакции 89 Sr(n, / ) 90 Sr (переход к одногрупповому представлению скорости реакции).

Работа выполнена при поддержке Минобрнауки России (договор от “12” февраля 2013 г. № 02.G25.31.0015).