Пятница, 15.11.2019, 03:08
Кафедра радиохимии и прикладной экологии
ФГАОУ ВПО «УрФУ имени первого Президента России Б.Н.Ельцина»
Меню сайта
Форма входа
Логин:
Пароль:
Категории раздела
Публикации сотрудников кафедры [1]
Поиск
Наш опрос
Оцените наш сайт
Всего ответов: 40
Главная » Статьи » Публикации сотрудников кафедры

Ядерная медицина

Ядерная медицина на сегодняшний день одна из самых инновационных отраслей в мире, а также и в России.Сегодня ядерная медицина в России находится в зачаточном состоянии, по крайней мере, ее мировые достижения не получили широкого применения. В развитых странах лучевой терапии подвергаются более 70% пациентов, в России, по разным данным, — от 7 до 23%.

Молибден-99 — самый ходовой «товар» для ядерной медицины, потому что он генерирует короткоживущий технеций-99m. А технеций-99m — это основная «рабочая лошадка», с помощью которой в мире проводят до 30 млн. процедур в год, или 80% от общего объема всех диагностических процедур, использующих радионуклиды (по ряду оценок, оборот мирового рынка изотопов и фармпрепаратов превышает $3 млрд. в год).


Технеций-99mГенератор технеция
Рис.1 - Изотопы технеция-99m                                        Рис.2 - Генератор технеция
-99m 

Минимальные потребности в молибдене-99 в мире сейчас составляют порядка 600 тыс. Ки/год. К тому же рынок устойчиво растет на 5—7% ежегодно. Традиционно престижный рынок молибдена-технеция поделен между Канадой, европейскими странами и ЮАР, но у Канады, удовлетворявшей до 40% мировой потребности в Мо-99, возникли проблемы с основным реактором-наработчиком (NRU), и ниша, можно сказать, неожиданно освободилась.

Госкорпорация «Росатом» готова полностью обеспечить потребности российской ядерной медицины и рассчитывает занять 20% мирового рынка производства молибдена-99. Об этом заявил генеральный директор ГК «Росатом» Сергей Кириенко на заседании Комиссии по модернизации и технологическому развитию экономики России, которое провел 29 апреля 2010 г. в Обнинске Президент РФ Дмитрий Медведев. Глава государства указал на необходимость развития ядерной медицины, методов диагностики и лечения с использованием радиофармпрепаратов. Выступая на заседании, С. Кириенко отметил, что по производству промышленных изотопов доля России в мировом производстве сегодня составляет 22%. [1]

Существующие технологии производства 99Мо в основном предусматривают облучение нейтронами урановых мишеней в канале ядерного реактора с последующей процедурой растворения мишени, выделения и очистки 99Мо от урана и продуктов деления в горячей камере. Значительные преимущества могла бы иметь технология выделения 99Мо из жидкого топлива гомогенных ядерных реакторов. По расчетам американских ученых для производства 15000 Ки 99Мо в неделю в случае гомогенных реакторов необратимо расходуется 1,5 г. U-235, тогда как в случае мишенных технологий – 21,1 г. U-235.
Использование гомогенных ядерных реакторов циркуляционного типа, обеспечивающих прокачку облученного ядерного топлива (ОЯТ) через загрузку селективного к 99Мо сорбента с возвратом жидкого топлива в активную зону реактора, создает возможность постоянной наработки 99Мо в еженедельных циклах: кампания – охлаждение топлива - селективное выделение 99Мо из облученного ядерного топлива в режиме рециркуляции –очистка 99Мо от примесей и перевод в товарную форму.

Использование гомогенных реакторов позволяет проводить многократное выделение 99Мо из растворного топлива. Однако при разработке технологии выделения 99Мо из облученного ядерного топлива требуется решить задачу не только получения 99Мо требуемой чистоты, но и минимизировать потери делящихся материалов, что особенно актуально для реакторов на высокообогащенном урановом топливе.

Разработана оригинальная технологическая схема выделения 99Мо из растворного топлива и возврата урана в растворное топливо с использованием неорганического сорбента Т-5М [2].

Указанная возможность в 2001-2002 г.г. продемонстрирована на реакторе с высокообогащенным урановым топливом "Аргус-20” РНЦ "Курчатовский институт” по предложенной нами технологии с использованием неорганических сорбентов сферической грануляции марки "Термоксид”.

Рис.3 - Реакторно-технологический комплекс для наработки молибдена – 99.

1 -  реактор "Аргус-20”

2 -  конденсатосборник

3 -  сорбционная колонка

4 -  транспортный контейнер


Совместно  с ФГУП «ПО "Маяк”»  разработана сорбционная технология выделения Мо-99 из облученных мишеней урана-235.

 Сорбционное выделение Мо-99 реализовано из растворов получаемых после азотнокислого растворения уранового блока с помощью неорганического сорбента «Термоксид-5», адаптированного для многократного использования в сильнокислых растворах (до 3 М азотной кислоты). Проведение процесса в режиме фронтальной хроматографии обеспечивает извлечение в сорбент не менее 98% Мо-99, при этом уран, алюминий и продукты деления остаются в растворе.

Предложенная технологическая схема состоит из двух циклов сорбционной очистки. На первом цикле осуществляется сорбция молибдена из азотнокислого раствора после растворения мишени. После сорбции проводится кислотная и водная промывки сорбента. На  втором цикле происходит окончательная очистка молибдена от примесей  [3].

 

  1. Ядерный сайт NUCLEAR.RU.
  2. Н.Д. Бетенеков, Е.И. Денисов, Т.А.Недобух, Л.М. Шарыгин. Патент США  № 6337055 от 08.02.2002
  3. С.И. Ровный, М.В. Логунов, Ю.А. Ворошилов, Н.Д. Бетенеков, Е.И. Денисов, Л.М. Шарыгин, К.В.  Бугров, В.Б. Никипелов. Патент РФ №2288516 от 25.04.2005. Способ получения концентрата радионуклида молибден-99.
Категория: Публикации сотрудников кафедры | Добавил: Ayvan (26.05.2012)
Просмотров: 2424 | Рейтинг: 5.0/1
Всего комментариев: 0
Добавлять комментарии могут только зарегистрированные пользователи.
[ Регистрация | Вход ]
Полезные ссылки
  • Мы на Википедии
  • Сайт УрФУ
  • Сайт ФтИ
  • База знаний
  • .
    Статистика

    Онлайн всего: 1
    Гостей: 1
    Пользователей: 0
    Copyright Department of RC&AE © 2019