3.2.2.4 Радионуклидные источники и препараты

Производство ионизирующих источников излучения и радионуклидных препаратов

Данные по номенклатуре и объёму радионуклидной продукции, выпускаемой ОАО «ГНЦ НИИАР» в 2012 году, в целом воспроизводят аналогичные показатели, достигнутые в предыдущие три-четыре года.

Изменение объёма производства конкретных видов продукции в основном обуславливалось колебаниями рыночного спроса. По сравнению с 2011 годомпроизошло увеличение на 7 % (в денежном выражении) объёма поставок источников на основе селена-75, кобальта-60, на 17 % – увеличение объёма поставок источников на основе иридия-192, на 33 % был увеличен объём производства и продаж препарата вольфрама-188, на 65 % – прочих радионуклидов. В 4,8 раза вырос объём продаж препарата иода-131, в 11,2 раза – препарата марганца-89.

В то же время на 9 % сократился объём поставок источников на основе гадолиния-153, препарата железа-55, на 10 % – препарата стронция-89, объём поставок препарата фосфора-33 уменьшился на 12 %, на 20 % снизился объём реализации препарата иода-125, на 25 % – бария-133. Сокращение объёмов заказа на эти радионуклиды связано с изменениями рыночной конъюнктуры.

Заказ на изготовление источников на основе калифорния-252 был выполнен своевременно, однако по просьбе заказчика поставка была перенесена на I квартал 2013 года, что привело к снижению объёма продаж относительно 2011 года на 29 %.

Перечисленное сокращение заказов на часть номенклатуры было компенсировано ростом заказов на другие виды радионуклидной продукции, что позволило сохранить объём продаж на уровне 2011 года.

Номенклатура радионуклидной продукции

Объём выручки от реализации радиоизотопной продукции в 2012 году

Динамика реализации радиоизотопной продукции за 2011–2012 гг.

Прогноз развития рынка традиционной номенклатуры радионуклидной продукции ОАО «ГНЦ НИИАР» на 2013 год и последующие годы благоприятный, так как в 2012 году были сформированы

условия для увеличения объёма потребления этих радионуклидов как за рубежом, так и в России. Об этом свидетельствуют запросы на поставку в 2013 году препаратов стронция-89, вольфрама-188, иода-125 и иода-131.

Важно отметить начавшуюся реструктуризацию распределения реакторного ресурса в связи с началом реализации в ОАО «ГНЦ НИИАР» ряда федеральных целевых программ, предусматривающих проведение реакторных экспериментов. На 2012 год запланирована остановка производства источников на основе радионуклида кобальта-60, что связано с передачей радиационно-защитной камеры для размещения производства МОКС-топлива. Также планируется прекращение переработки облучённых европиевых мишеней (производство гадолиния-153) в связи с необходимостью выполнения работ по федеральной целевой программе «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года».

Для компенсации производственных потерь, связанных с возникшей конкуренцией за технологические ресурсы, совместно с ФГБОУ ВПО «Ульяновский государственный университет» была направлена конкурсная заявка в Минобрнауки РФ на реали- зацию проекта «Комплексная модернизация и развитие производства реакторных радионуклидов в ОАО „ГНЦ НИИАР” для обеспечения развития ядерной медицины и радиационных технологий». Конкурс проводился в рамках постановления Правительства Российской Федерации от 09.04.2010 г. № 218 «О мерах государственной поддержки развития кооперации российских высших учебных заведений и организаций, реализующих комплексные проекты по созданию высокотехнологичного производства». Решением конкурсной комиссии проект ОАО «ГНЦ НИИАР» был признан победителем. Заявленный проект предусматривает создание нового участка производства ионизирующих источников излучения и радионуклидов медицинского назначения: иридия-192, селена-75, стронция-89, лютеция-177, вольфрама-188, иттрия-90, радия-223, генераторов альфа-эмиттеров, создание нового участка производства ионизирующих источников излучения на основе кобальта-60, модернизацию действующего производства иода-131 и калифорния-252. Проект планируется реализовать за три года.

В отчётном году ОАО «ГНЦ НИИАР» получил лицензии, дающие право на эксплуатацию радиационного источника и обращение с радиоактивными веществами, а также их транспортирование.

                                                а                                                   ;                                             б

Лицензии, полученные отделением радионуклидных источников и препаратов в 2012 году: а – на право эксплуатации радиоактивного источника; б – на право обращения с радиоактивными веществами при их транспортировании

Исследования в области химии радиоактивных элементов, разработки новых технологий получения радионуклидов

Мишени для синтеза 117-го элемента

Синтез и изучение свойств сверхтяжёлых элементов являются одним из фундаментальных направлений современной ядерной физики. Исследования в этой области активно проводятся как в нашей стране, так и в ядерных центрах других стран, например Германии, Японии, США. В настоящее время Россия занимает лидирующее положение в этой области.

В лаборатории ядерных реакций имени Г.Н. Флерова Объе- динённого института ядерных исследований (г. Дубна) были синтезированы и изучены ядерно-физические свойства новых элементов с порядковыми номерами 115, 116 и 118.

Данные нуклиды были получены путём облучения мишеней, изготовленных в ОАО «ГНЦ НИИАР», на основе высокообогащённых изотопов америция-243, кюрия-245,248,249 и калифорния-249 ионами кальция-48.

Для синтеза отсутствующего в этом ряду элемента с порядковым номером 117 необходимо было наличие весового количества 97Bk249, получение которого являлось и является сложной технической задачей.

В ОАО «ГНЦ НИИАР» были успешно решены научные и технологические задачи, связанные с изготовлением мишени на основе высокообогащённого 97Bk249. Берклий наносился на сегменты из титановой фольги методом электрохимического осаждения с применением апротонных электролитов. А изготовленные в ОАО «ГНЦ НИИАР» мишени были также успешно использованы в лаборатории ядерных реакций им. Г.Н. Флерова Объединённого института ядерных исследований  для получения 117-го элемента.

Закрытый источник альфа-частиц на основе кюрия-244 для космических исследований

Источники альфа-излучения используются в рентгеноспектральном анализе для экспрессного исследования проб вещества в лабораторных и полевых условиях. Спектрометрические характеристики открытых альфа-источников могут меняться из-за взаимодействия его активной части с продуктами радиолиза воздуха, что приводит к ухудшению их экологической безопасности. Для стабилизации свойств источника поверхность активной части необходимо изолировать от окружающей среды нанесением защитных покрытий, что не должно, однако, существенно изменять основные характеристики источника – выход альфа-частиц и полуширину альфа-линии.

а                                            б

в                                             г

Внешний вид источника альфа-излучения (а – корпус, активная часть, пружинистая шайба и пробка; б – торцевая часть; в – выходное окно из титановой фольги толщиной 3 мм) и установки лазерной сварки «КВАНТ-15» (г)

В ОАО «ГНЦ НИИАР» была изучена возможность нанесения защитных покрытий на основе оксида кремния и металлического алюминия. Но так как эти покрытия отслаивались, была выбрана закрытая конструкция источника, корпус и выходное окно которого изготавливали из титана, обладающего высокой химической стойкостью.

В процессе разработки закрытой конструкции источника были отработаны режимы герметизации, проведён анализ качества сварных соединений. Сварку корпуса, фольги и шайбы проводили на установке лазерной сварки с использованием гелия в качестве защитного газа.

Внешний вид многоцелевого исследовательского комплекса NASA «Mars Science Laboratory Curiosity Rover»

Закрытыми источниками на основе кюрия-244 активностью около 370 МБк (10 мКи), изготовленными по данной технологии, оснащён альфа-протонно-рентгеновский спектрометр в составе многоцелевого исследовательского комплекса NASA «Mars Science Laboratory Curiosity Rover», посадка которого на поверхность Марса успешно состоялась 6 августа 2012 года. Тестовые испытания спектрометра прошли 11 сентября и показали хорошие результаты.

Циклический процесс получения актиния-227 и тория-228,229 из радия-226

Радионуклидная терапия с использованием короткоживущих альфа-излучающих радионуклидов, таких как актиний-225, висмут-212,213, радий-223, свинец-212 и других, рассматривается как один из перспективных методов лечения склонных к образованию метастаз онкологических заболеваний. Одним из способов получения этих радионуклидов является облучение радия-226 в высокопоточном реакторе. При облучении радия происходит накопление актиния-227, тория-228 и тория-229, которые могут быть использованы в качестве материнских изотопов для получения указанных выше альфа-излучателей.

image description

Схема циклического процесса получения актиния-227 и тория-228,229 из радия-226

Для получения тория-229 выбрана схема, предполагающая на первом этапе облучение радиевых мишеней для накопления актиния-227 (20–30 сут). Часть актиния используется для получения радия-223 и тория-227, а часть – для изготовления актиниевых мишеней и их облучения в реакторе.

При облучении актиния-227 получается смесь изотопов тория, обогащённая по торию-229. Такая смесь может быть использована для генерирования актиния-225. Смесь изотопов тория, получающаяся на первой стадии с соотношением 228Th:229Th приблизительно 7:1, может быть использована для получения радия-224.

В ОАО «ГНЦ НИИАР» проведены опытные облучения радиевых мишеней в ядерном реакторе СМ. Стартовую композицию для облучения получали соосаждением карбоната радия с карбонатом свинца и последующим прокаливанием. Избыток оксида свинца играет роль разбавителя при облучении в реакторе, что позволяет уменьшить масштаб эффекта резонансного самоэкранирования и повысить удельный выход продуктов активации радия.

После радиохимической переработки облучённых мишеней был определён выход продуктов активации радия.

Активность основных компонентов в облучённой радиевой мишени

Изотоп

Экспериментальные значения выхода на 1 г радия-226, ГБк

Мишень 1

Мишень 2

Aктиний-227

78

98

Торий-228

1,5∙103

1,3∙103

Торий-229

0,59

0,035

Торий-230

1,12∙10‑3

5,69∙10‑4

Полученные изотопы будут использованы для генерации короткоживущих альфа-излучающих радионуклидов, используемых в ядерной медицине. Дальнейшие исследования направлены на проведение полномасштабных экспериментов.

Получение препарата самария-152

Впервые в ОАО «ГНЦ НИИАР» получен и отправлен заказчику препарат самария-152 с массовой долей основного изотопа 99,37 % (для сравнения: самарий-152, обогащённый методом масс-сепарации, обычно имеет обогащение не более 96–97 %).

Схема трансмутации ядер при облучении европия в ядерном реакторе

По итогам работ, проведённых в отделении радионуклидных

источников и препаратов за отчётный период, получены два патента на изобретения.