|
Навигация |
|
|
|
Журнал |
|
|
|
Атомные Блоги |
|
|
|
PRo IT |
|
|
|
Подписка |
|
|
|
Задать вопрос |
|
|
|
Наши партнеры |
|
|
|
PRo-движение |
|
|
|
PRo Погоду |
|
|
|
Сотрудничество |
|
|
|
Время и Судьбы |
|
|
| |
[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 |
|
|
|
Рейтинг статьи |
|
Средняя оценка работы автора: 5 Ответов: 5
|
|
|
опции |
|
|
|
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 ]
|
|
|