proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
К юбилею атомной отрасли
  Агентство  ПРоАтом. 20 ЛЕТ с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
Сроки строительства блоков АЭС в РФ выросли до 10 лет. Причины?
Спешка не требуется
Плохая организация на площадке
Слабый контроль со стороны Заказчика
Некачественный проект
Брак комплектующих в поставках
Другое

Результаты
Другие опросы
Актуальная тема
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.

[29/06/2010]     Не потерять приоритет

Н.А. Нерозин, директор института изотопов и радиофармпрепаратов ГНЦ РФ-ФЭИ, к.т.н.

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
 

 
Связанные ссылки
· Больше про Ядерная и лучевая медицина
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Ядерная и лучевая медицина:
Применение радионуклидов в медицине

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 5
Ответов: 5


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 10 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Не потерять приоритет (Всего: 0)
от Гость на 29/06/2010
А как же откаты при внедрении отечественных разработок? При закупке зарубежных технологий все ясно. Пусть она хоть трижды устарела. Договорились о завышенной цене, получили откат, и все довольны. В шоколаде и на "Мерседесах".


[ Ответить на это ]


Re: Не потерять приоритет (Всего: 0)
от Гость на 30/06/2010
Хорошая деловая статья, побольше бы таких толковых авторов. Познавательно и актуально. Никифор


[ Ответить на это ]


Re: Не потерять приоритет (Всего: 0)
от Гость на 01/07/2010
"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." 
В окружающуюю среду может ничего и не выйдет. А вот горячую камеру Равшан с Джамшуд явно будут чистить!


[ Ответить на это ]


Re: Не потерять приоритет (Всего: 0)
от Гость на 01/07/2010
Где-то читал, что в Аргусе обогащение 90%. интересно какой запас реактивности? Что будет с трубопроводами контура, по которым циркулирует эта жуткая смесь осколков, какое там в итоге будет Ph и его динамика? Как эту смесь потом утилизировать? По бочкам разливать, и дальше -"Приказано хранить вечно"? Как с бочек делать теплосъем, жуткий радиолиз воды, значит на каждый контейнер платиновый катализатор и т.д. По всем этим факторам растворные реакторы - очень проблемная тема. У них там на "Западе" на проблему смотрят комплексно, с разных позиций, поэтому растворники и не развивают, хотя могли бы запросто. У нас впереди идет сама идея без глубокой инженерной проработки, которую делать не умеют или не хотят. В ФЭИ всегда была очень слабая инженерная проработка, уничтожили инженерную и конструкторскую школы, остались только одни "научнные руководители", которые сейчас на хрен ни кому не нужны. БН ОКБМ сделает и без ФЭИ и его "научного руководства" во главе с очень неуважаемым Зродниковым. МБИР и СВБР будут в Димитровграде. А в ФЭИ будет проект вот этого очень сырого аппарата?


[ Ответить на это ]


Re: Не потерять приоритет (Всего: 0)
от Гость на 01/07/2010
Коллега!
1. Слабо знаю инженеррную специфику Аргуса. А что за информация, что его хотят посадить на площадку ФЭИ? РАстворный конечно, изрядная гадость.
2. По поводу глубокоуважатого Зро- неактуально, там теперича Рачков. Егойный решпект- абельность мне не ясна.
3. МБИР и СВБР- это точно сядут на НИИАРе. И это хорошо.
Всех благ


[
Ответить на это ]


Re: Не потерять приоритет (Всего: 0)
от Гость на 01/07/2010
Все, кто работал с Аргусом, считают, что аппарат хуже придумать невозможно  


[ Ответить на это ]


Re: Не потерять приоритет (Всего: 0)
от Гость на 01/07/2010
Почему-то никто из производителей Молибдена в РФ не рассмаривают проблему Криптона-85, тяжелый инертный газ, чистый бета-излучатель, T(1/2)=10,2 года. На 1 Ci молибдена образуется 1,3 Ci Криптона-85 или что-то около. В Бельгии и Голландии его ловят с помощью криогенных ловушек. В Обнинске в НИФХИ его вообще не ловят и сдувают в трубу. Особенность в том, что мишень открывают на шестой рабочий день, как правило это выходные. Контроля со стороны СЭС нет. Ветер соверщенно спокойно может уложить это добро на территории города или сдуть в сторону Москвы. Криптон-85 хотя и инертный газ, но очень даже здорово накапливается в печени. Тоже самое с иодом-131 в ввиде метилиодида. В Обнинске по официальным данным содержание йода-131 в воздухе в 2 раза выше, чем на МАЯКе, хотя и в пределах ПДК. НИФХИ предлагали специалисты из Радиевого института сделать криогенные ловушки для криптона и нормальные иодные фильтры, вместо самодельных. Так и были посланы далече... Доброго здоровья всем Обнинцам!


[ Ответить на это ]


Re: Не потерять приоритет (Всего: 0)
от Гость на 02/07/2010
Помнится лет 15-20 назад в ФЭИ был начат проект по реализации производства Мо99 на базе растворного реактора-с солидным финансированием(более 3 млрд в тех руб.) и с переоборудованным для этих целей зданием (224). Срок реализации-1997г.Где это?Новый мыльный пузырь?ПЕНСИОНЕР


[ Ответить на это ]


Re: Не потерять приоритет (Всего: 0)
от Гость на 03/07/2010
В Питере давно обходятся без генераторов Технеция. Стабильный молибден-98 облучают в канале на ЛАЭС или в ПИЯФ, переработку делают в Радиевом институте, тут же готовят лекарственные формы по GMP. Развозят по клиникам. Все это работает уже много лет. Чистое произвоство, отходов ноль. В Москве можно сделать тоже самое, облучать на Смоленской АЭС, перерабатывать в Обнинске. Доставлять готовые формы. Только кому это на хрен нужно? Лучше проект типа растворника запустить, чтобы бабла попилить, а дальше трава не расти.


[ Ответить на это ]


Re: Не потерять приоритет (Всего: 0)
от Гость на 30/09/2016
Это не авторы. При этом ни одной ссылки на авторов разработки такого реакторного комплекса из Курчатовского института


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
Сайт построен на основе технологии PHP-Nuke. Открытие страницы: 0.19 секунды
Рейтинг@Mail.ru