ПРОИЗВОДСТВО РАДИОИЗОТОПОВ

ПРОИЗВОДСТВО РАДИОИЗОТОПОВ

Ядерные реакции, описанные  в предыдущем разделе, происходят в ядерном реакторе или в ускорителях частиц.

3.1 Ядерные реакторы

1.1.1      Справочная информация

В ядерном реакторе, ядро урана-235 захватывает тепловые нейтроны (нейтроны с энергией порядка 0.025 эВ) и разделяется на два нуклида. В процессе образуются два или три быстрых нейтрона (нейтроны с энергией выше чем 0.10 MэВ).  Для того, чтобы процесс деления стал самоподдерживающимся, быстрые нейтроны, полученные в результате деления, замедляются до энергии тепловых для того, чтобы они могли быть захвачены ядрами урана-235.  В качестве замедлителя быстрых нейтронов используют такие вещества, как тяжёлая вода или графит. Процесс деления контролируется благодаря поглощению части свободных нейтронов встроенными стержнями из нейтронно-поглощающих материалов, таких как кадмий или бор.

Плотность потока нейтронов обозначается греческой буквой  фи (F) и измеряется в числе нейтронов пересекающих определённую площадь. Единица измерения  Ф  количество нейтронов на сантиметр квадратный  (n cм-2).

Величина плотности потока нейтронов, как их энергия являются критическими факторами в производстве радионуклидов. Ядерный реактор, используемый для производства радионуклидов должен обладать достаточно высокой плотностью потока нейтронов и возможностью использования как тепловых, так и быстрых нейтронов.

Примечание: Термин «поток нейтронов» часто используется как для обозначения нейтронного потока (n cm-2), так и плотности потока нейтронов (числа нейтронов пресекающих единицу площади в секунду)(n cm-2 s-1).

Ядерный реактор используется для производства радионуклидов в результате ядерных реакций: (n,g), (n,p), а также  процесса ядерного деления (n,f).

Количество произведённых радионуклидов в перечисленных выше реакциях (наработка) зависит от числа ядер-мишеней, вероятности протекания реакций (эффективное сечение, обозначается греческой буквой сигма  (s) измеряется в барнах (1 барн = 10-24 кв. см.)), плотности потока нейтронов, времени (облучения) и постоянной распада нарабатываемого радионуклида. Обратите внимание на то, что число атомов-мишеней уменьшается в процессе облучения благодаря тому, что мишень «сгорает».  Заметим так же, что плотность потока нейтронов может быть ниже для внутренней части мишени чем для наружной.

Эффективность некоторых реакций зависят от накопления  продуктов последующего радиоактивного распада, например при производство технеция-99m из молибдена-98, описанного в следующем разделе. Более сложные ядерные реакции происходят, когда радиоизотопы, нарабатывающиеся при облучении, подвергаются последующей нейтронной активации, а также как радиоактивному распаду.

1.1.2      Примеры нейтрон-гамма (n,g) реакций

Тепловые нейтроны поглощаются ядром материала мишени, и при этом излучается гамма радиация.  Образовавшийся нуклид, как правило, нестабилен и в конечном итоге распадается с испусканием бета/гамма излучения. В Таблице 2 даны примеры радионуклидов обычно получаемых в результате (n,g) реакций.

Таблица 2

Примеры радионуклидов полученных в результате  (n,g) реакций

Продукт Нуклид -мишень Материал мишени Реакция
Co-60 Co-59 Кобальт — металл (n,g)
Na-24 Na-23 Na  содержащая смесь (n,g)
Cu-64 Cu-63 Cu  содержащая смесь (n,g)
I-131 Te-130 Te  содержащая смесь (n,g) конечный продукт получают в результате b распада Te-131
Tc-99m Mo-98 Mo  содержащая смесь (n,g) конечный продукт получают в результате b распада Mo-99

 

В некоторых случаях, получаемый радиоизотоп является прямым результатом нейтронного облучения нуклида мишени.  В других, это результат радиоактивного распада, сопровождающего облучение. Например, облучение мишеней молибден-98 для получения технеций-99m в начале даёт  молибден -99, который, претерпевая бета-распад, дает необходимый продукт.

Mo99 ® b + Tc99m

Этот метод получения Tc-99m используется для непосредственного локального применения радиоизотопа и не подходит для его массового производства.

В (n,g) реакциях в большинстве случаев конечным продуктом является изотоп нуклида мишени, который не может быть выделен химически в чистом виде из материала мишени.  Можно сказать, что продукт не является «чистым».  Например, недавно облучённая мишень из  Co-59 может содержать ядра различных изотопов кобальта (Co-59, Co-60 и возможно Co‑61, Co-62, в зависимости от сечений реакций нейтронного захвата и их периодов радиоактивного полураспада).

Используйте вашу таблицу нуклидов для проверки периодов полураспада  Co-61 и Co-62. Что значит тот факт, что изотоп присутствует в давно облучённой мишени Co-59?  Радионуклиды с малым периодом полураспада распались. Используйте вашу таблицу нуклидов для того, чтобы определить какие ещё нуклиды могут присутствовать в образце Tc-99m полученном в результате (n,g) типа реакции.

1.1.3      Реакции деления (n,f)

Реакции деления происходят в ядерных реакторах при взаимодействии ядер U235 с тепловыми нейтронами с последующим выделением дополнительных нейтронов.  Реакция обозначается следующим образом (n,f).

В число продуктов деления урана входит более 360 радионуклидов, почти половины элементов периодической таблицы. Многие из этих продуктов деления являются полезными радиоизотопами, применяемыми в практической деятельности. Наработка конкретного радионуклида зависит от выхода продуктов ядерного деления, числа атомов U235 в мишени, плотности потока нейтронов, времени облучения и констант радиоактивного распада продуктов ядерного деления.

Мишень может содержать набор различных нуклидов, полученных в результате как деления, так и захвата нейтронов.

Обычную (n,f) реакцию используют для  получения Mo99 (для последующего использования в генераторах Tc99m) путём облучения спеченного диоксида урана. Этот метод предпочтителен для массового производства, так как выход  Mo99 намного выше чем, получаемый при использовании (n,g) реакции.

1.1.4      Примеры протон/нейтронных реакций (n,p)

Данная реакция часто применяется для получения радиоизотопов для использования в качестве трассеров при различных исследованиях. Таким образом, с использованием быстрых  и тепловых нейронов производят Фосфор-32 из  серной мишени (95% S32), углерода-14 из азота-14 или серы–35 из хлора-35.

1.1.5      Реакторное производство радионуклидов с нехваткой нейтронов

Иногда реакторы используются для получения радиоизотопов с нехваткой нейтронов. Например, Фтор-18 обычно производится в ускорителе, но он может быть получен и  в реакторе с использованием  мишени из карбоната лития.  Литий-6 обстреливается нейтронами с получением альфа частицы и ядер трития (H-3).  Это нейтрон альфа реакция  (n, a). Тритон затем вступает во взаимодействие с  O-16  и образует F-18 и нейтрон. Это тритон-нейрон реакция (t,n).

Это показывает, что интересующий радионуклид может быть получен различными способами, хотя часто на практике один метод проще и эффективнее чем остальные.

Три основных способа получения радионуклидов в ядерных реакторах:

  • · Продукты деления  (см. Tc99m)
  • (n,g) реакции (см. Co60)
  • (n,p) реакции (см. P32)