Способ получения технеция-99m
METHOD OF PRODUCING TECHNETIUM-99m

99m
Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. В настоящее время технеций-99m (Tc) является одним из наиболее востребуемых радионуклидов для диагностики заболеваний и визуализации различных патологий.
99m
99
99
99
.
5
99m
Радионуклид Tc является изомером Tc, то есть находится в возбужденном (метастабильном) состоянием по отношению к долгоживущему изотопу Tc. Период полураспада Tc равен 2,1410 лет. Снятие возбуждения Tc осуществляется путем испускания гамма-кванта с энергией 0,14 МэВ.
99
99m
99
99m
99
99m
99m
99
99m
99
Технеций-99m является дочерним продуктом распада молибдена-99 (Mo). Соотношение периодов полураспада Tc (6,02 час) и Mo (66 час) предопределяет возможность получения Tc непосредственно в медицинской клинике с использованием специальных радиохимических генераторов Mo/Tc. В этом случае, задача получения Tc сводится к накоплению необходимого количества Mo. В естественной природе Tc и Mo практически не встречаются и, поэтому, могут быть получены только искусственным путем.
99m
99m
99
99
99
Известно много способов получения Tc, которые в основном основаны на получении Tc из Mo. Подавляющее большинство известных способов получения Mo, основано на выделении этого радионуклида из осколков деления, образующихся при облучении в атомном реакторе мишени из высокообогащенного урана (ВОУ). Основными недостатками этого способа являются: необходимость использования дорогостоящего и ограниченного к распространению (из-за угрозы ядерного терроризма) ВОУ, трудности его повторного (многократного) использования, и значительные объемы образующихся при выделении Mo радиоактивных отходов (РАО).
99m
16
99m
99
99
99m
99m
Годовая мировая потребность в Tc достигает сотен тысяч кюри (~10 Бк/год) и по прогнозам должна ежегодно возрастать на 3-8%. В этой связи, МАГАТЭ считает необходимым принятие всех возможных мер по увеличению производства Tc и Mo, включая развитие небольших по мощности технологий для обеспечения поставок на местные и региональные рынки не только генераторов Mo/Tc, но и непосредственно Tc.
99m
99
99
МАГАТЭ рекомендует применять альтернативные (без использования ВОУ) способы получения Tc и Mo, основанные на использовании атомных реакторов и/или ускорителей (Non-HEU production technologies for molybdenum-99 and technetium-99m, IAEA Nuclear energy series No NF-T-5.4, 2013). Известные реакторные технологии получения Mo основаны на использовании:
- процесса деления (образование осколков) в гетерогенных и гомогенных (в виде растворов) мишенях из естественного или низкообогащенного урана;
98
99
98
- реакции радиационного захвата Mo(n,γ)Mo в мишенях из естественного (или обогащенного по Mo) молибдена.
99
Технологии получения Mo на ускорителях основаны на использовании:
235
- процесса деления U под действием нейтронов (n), полученных на ускорителях протонов (p) или дейтронов (d) по реакциям (p,n) и (d,n) в тяжелых мишенях-конверторах;
100
99
- фотоядерной реакции Mo(γ, n)Mo. Для осуществления этой реакции используют высоко-энергетичные гамма-кванты, которые образуются при торможении потока электронов в тяжелой мишени на линейном ускорителе электронов.
99
99
Основной и общий недостаток для всех технологий получения Mo из осколков деления связан с образованием большого количества радиоактивных отходов: газообразных, образующихся в процессе растворения облученной мишени из урана, жидких (высокоактивные растворы) и твердых (сорбенты, ионообменные смолы, нерастворенные остатки оболочек и др.), образующихся при выделении Mo из растворенного урана.
99
99
99
99m
Общим недостатком всех «активационных» технологий получения Mo является низкая удельная активность получаемого Mo в материале мишени, что существенно затрудняет изготовление и эксплуатацию генератора Mo/Tc.
99m
100
99m
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому техническому решению, является прямой способ получения Tc, основанный на использовании реакции Mo(p,2n)Tc. Этот способ был детально всесторонне проанализирован и изложен в отчете BNMS - Британского общества ядерной медицины (Future Supply of Medical Radioisotopes for UK Report, 2014, -120p), который и выбран за прототип.
100
99m
100
99m
99m
Способ предполагает изготовление тонкой мишени на основе металлического молибдена, обогащенного (до 99,7%) по изотопу Mo, облучение в течение 3-6 часов мишени на циклотроне протонами с энергией 18-22 МэВ, накопление в материале мишени заданного количества Tc по реакции Mo(p,2n)Tc, растворение облученной мишени, радиохимическое выделение Tc из раствора, использование оставшегося материала мишени для изготовления новой мишени и последующее её повторное облучение на циклотроне.
99m
99
99m
99
95
Этот способ позволяет теоретически получать до 32 Ки (1,2 ГБк) Tc при облучении в течение 6 часов на циклотроне TR19 с энергией протонов 18 МэВ и токе 0,5 мА. Содержание примесной активности в готовом препарате составляет для Мо ~0,015% и менее 0,05% для всех других радионуклидов. В процессе радиохимического выделения и очистки Tc образуются радиоактивные отходы (растворы и ионообменные смолы), содержащие Мо и Nb.
99m
99m
100
99m
100
99m
Для обеспечения ритмичной и бесперебойной поставки Tc в медицинские учреждения необходимо предусмотреть круглосуточную работу циклотрона в течение многих лет. Следовательно, получение Tc из Mo на циклотроне нельзя рассматривать в качестве единственно возможного (безальтернативного) способа и задача поиска дополнительных источников получения Tc является актуальной. Таким образом, недостатком прототипа является необходимость использования дорогостоящего ускорителя (циклотрона) и высокообогащенного Mo. Крупномасштабное производство Tc требует использования более простых, дешевых и надежных решений (технологий).
99m
Предлагаемое техническое решение направлено на упрощение технологии получения Tc, обеспечение возможности крупномасштабного получения технеция-99m и расширение перечня потенциальных поставщиков целевого радионуклида за счет возможности использования способа на различных источниках быстрых нейтронов, включая исследовательские и коммерческие атомные реакторы, а также, ускорители и нейтронные генераторы, при одновременном обеспечении условий наработки целевого радионуклида такого же объема и качества, как в способе по прототипу.
99m
Решение указанной задачи достигается путем использования для наработки Tc нового материала мишени и новой ядерной реакции, которые ранее не использовались, и дополнительных технологических процессов, которые ранее не применялись.
99
99
99m
пор.
В основе предлагаемого способа лежит использование новой мишени, которую изготавливают из материала на основе долгоживущего радиоактивного изотопа технеция-99 (Tc) и использования пороговой ядерной реакции неупругого рассеяния быстрых нейтронов Tc(n,n’)Tc. Экспериментальные данные по измеренным значениям сечения этой реакции приведены на фиг. (Библиотека ядерных данных ENDF/B VII.1. Experimental Nuclear Reaction Data (EXFOR), www.nndc.bnl.gov/exfor/exfor.htm). Эта реакция является пороговой и протекает только при энергии налетающего нейтрона больше пороговой Е~0,5 МэВ.
99
100
99
99m
99m
99
100
В результате взаимодействия быстрого нейтрона с ядром Tc происходит сначала временное поглощение нейтрона ядром-мишенью с образованием составного ядра (Tc). После короткого времени нейтрон переиспускается с уменьшенной энергией, а ядро-мишень остается в возбужденном состоянии. При этом часть энергии налетающего (первичного) нейтрона расходуется на перевод ядра Tc в возбужденное (метастабильное) состояние (Tc), а оставшаяся энергия распределяется в виде кинетической энергии между рассеянным (вторичным) нейтроном и возбужденным ядром отдачи Tc. Строго говоря, при неупругом рассеянии процесс образования ядер отдачи будет происходить дважды. Первый раз ядро отдачи образуется, когда первичный нейтрон поглотился ядром Tc, и образовалось составное ядро (Tc), а второй раз – при испускании вторичного нейтрона из составного ядра.
99m
яо
n
Кинетическая энергия ядра отдачи (Tc) – Е зависит от энергии рассеянного нейтрона Е и может быть записана в виде:
яо
n
.
Е = m  Е /M,     (1)
где:  m и M - масса нейтрона и ядра отдачи, соответственно (m=1 и M=99).
n
яо
Tc
Al
Tc
99m
При Е = 2,0 МэВ, энергия ядра отдачи Е = 20 кэВ, пробег ядра отдачи в материале мишени из металлического технеция составит R ~ 10 нм, а, например, в алюминии пробег может достигать R ~ 16 нм. Если характерный размер мишени значительно больше длины пробега ядра отдачи, то ядро Tc может выйти из материала мишени только если оно образовалось в тонком поверхностном слое с толщиной меньше R, а внутренние слои мишени будут недоступны для выхода.
99m
99
99
99
99m
99m
Для отделения образующегося Tc от исходного Tc материал мишени необходимо изготовить из смеси двух материалов: «рабочего», где протекает реакция неупругого рассеяния нейтронов, и «буферного», где происходит накопление целевого радионуклида. Если рабочий материал мишени изготовить из труднорастворимых соединений Tc и окружить его легко растворимым инертным, не содержащим Tc, буферным материалом, то часть выходящих из рабочего материала мишени ядер Tc будет переходить и накапливаться в буферном материале. Разделить рабочий и буферный материал можно, например, путем растворения буферного материала в воде или в растворителе и последующей фильтрации и/или центрифугирования. Тогда накопленный Tc будет содержаться в растворе буферного материала, а «рабочий» материал мишени останется в исходном твердом состоянии (в осадке), который можно использовать для повторного (многократного) заполнения новым буферным материалом и последующего облучения.
Рабочий материал мишени должен быть изготовлен из мелкодисперсных частиц металлического технеция или его труднорастворимых соединений с характерным размером частиц сопоставимым или меньше пробега ядра отдачи в материале частицы. Для того чтобы вероятность выхода ядер отдачи из рабочего материала мишени была близка к единице характерный размер частиц рабочего материала не должна превышать 10-50 нанометров. Такие частицы принято называть наночастицами. Известно, что большинство материалов на основе металлсодержащих наночастиц термодинамически нестабильны. Для стабилизации металлсодержащих наночастиц  используют различные композиционные материалы на основе полимеров (полиэтилен, полипропилен, политетрафторэтилен, и другие), которые имеют сравнительно высокую термическую стойкость, уникальные реологические свойства, химически инертны и технологичны (А.С. Фионов «Композиционные материалы на основе металлсодержащих наночастиц и матрицы полиэтилена высокого давления для применения в задачах электромагнитной совместимости», Автореф. дис. на соиск. учен. степ. к. т. н.: специальность 05.16.06, Ин-т металлургии и материаловедения им. А. А. Байкова РАН. - Москва: 2011. - 24 с.).
Известны также способы стабилизации наночастиц различных металлов на поверхности микроносителей, позволяющие обеспечить контакт наночастиц с внешней средой. Существует, например, технология создания нанокомпозитов, в которых кобальтсодержащие наночастицы локализованы на поверхности гранул ультрадисперсного политетрафторэтилена (УПТФЭ), со следующими параметрами (Г.Ю. Юрков, В.М. Бузник, С.В. Кондрашов и др. Магнитные композиционные материалы на основе ультрадисперсного политетрафторэтилена и кобальтсодержащих наночастиц. «Все материалы. Энциклопедический справочник», № 1, 2013. www.viam.ru/public):
- средний размер микрогранул УПТФЭ равен 100 нм;
- все микрогранулы покрыты кобальтсодержащими наночастицами со средним размером 3 нм;
- концентрация кобальта в композите составляет 5,53% (по массе).
99
Подобный композиционный материал, созданный на основе металлического технеция (Tc), может быть использован в качестве рабочего материала мишени.
99
2
Для изготовления рабочего материала мишени могут быть также использованы различные химические соединения технеция, например, на основе мелкодисперсных труднорастворимых в воде микрочастиц диоксида технеция-99 (TcО), с характерным размером частиц до нескольких десятков микрон.
99
На заводе РТ-1 ФГУП «ПО «Маяк» разработана технология радиохимического выделения Tc из облученного ядерного топлива АЭС и накоплен значительный запас этого радионуклида. Выполненные исследования по определению дисперсного состава имеющегося на предприятии диоксида технеция, показали, что:
- анализируемый образец диоксида обладает низкой кристалличностью, со средним размером частиц 1,65 мкм:
- кристаллы диоксида технеция имеют свойство объединяться в конгломераты размерами от 3 до 50 мкм.
99m
Таким образом, частицы полученного на предприятии диоксида технеция имеют «неправильную» форму с развитой внешней поверхностью. Такая форма и размеры частиц диоксида технеция позволяют, с одной стороны, облегчить процесс отделения частиц рабочего материала мишени от раствора буферного материала, а, с другой стороны, получить приемлемый выход ядер отдачи Tc из частиц диоксида технеция (точное значение выхода может быть определено только экспериментально).
99m
99m
4
2
3
4
3
Для фиксации вышедших из рабочего материала мишени ядер Tc, необходимо окружить частицы связующим материалом (буфером), в котором должны накапливаться покинувшие мишень ядра (атомы) Tc. Буферный материал должен быть изготовлен из легкорастворимых химических соединений, состоящих из «легких» элементов с небольшим порядковым номером (зарядом ядра), при активации которых в нейтронном поле не образуется радионуклидов с высокой удельной активностью на момент выделения и использования целевого радионуклида. Использование буферного материала, состоящего из «легких» элементов, позволяет увеличить длину пробега ядер отдачи в буферном материале и, тем самым, повысить степень их фиксации. В качестве такого буферного материала мишени целесообразно использовать химические соединения, содержащие следующие элементы: водород, углерод, азот, кислород и фтор, поскольку при активации этих элементов образуются, или очень короткоживущие (с периодом полураспада менее нескольких минут), или очень долгоживущие (с периодом полураспада более нескольких тысяч лет) радионуклиды. Примерами таких легко растворимых в воде соединений могут быть, например, соли аммония (гидрокарбонат – (NH)CO, нитрат – NHNO и др.).
Рабочий материал мишени не должен растворяться в воде или в растворителе, который используется для растворения буферного материала.
99
99m
Сечение реакции Tc(n,n’)Tc имеет максимум (~0,32 б) в области энергий 5-8 МэВ, а в области 2-11 МэВ – превышает 0,2 б (фиг.). Поэтому, при выборе источника нейтронов, необходимо, чтобы в спектре нейтронов превалировала (была максимальной) доля нейтронов с энергией 2-11 МэВ. Использование источников нейтронов с более высокой долей энергией нейтронов (больше 10-11 МэВ) нежелательно, поскольку в этой области энергий резко возрастает вклад реакций типа (n,p) и (n,α), которые могут приводить к накоплению в облучаемой мишени вредных примесей с высокой удельной активностью. Такой спектр быстрых нейтронов (с энергией в области 2-11 МэВ) можно получить на различных ускорителях (циклотрон, линейный ускоритель и др.) заряженных частиц (дейтроны, протоны) при их взаимодействии с материалом конвертора (металлический бериллий, литий и др.) или на нейтронных генераторах. В тех случаях, когда использование ускорителей невозможно или неоправданно дорого, в качестве источника нейтронов можно использовать исследовательские или коммерческие атомные реакторы.
235
99
99m
.
-25
2
10
Усредненное по спектру деления U значение сечения реакции Tc(n,n’)Tc составляет 0,15 б (1,510 см). Расчеты показывают, что использование реакторного спектра быстрых нейтронов (близкого к спектру деления) не приводит к накоплению в облучаемой мишени вредных примесей с высокой удельной активностью (пример 2). При облучении мишени в реакторе необходимо учитывать возможное накопление вредной активности по реакции радиационного захвата при взаимодействии тепловых и промежуточных нейтронов с основными и примесными химическими элементами, входящими в состав мишени. При необходимости, для снижения вклада вредной активности, накапливающейся в буферном материале мишени за счет реакции радиационного захвата, облучаемую мишень окружают слоем кадмия толщиной не менее 0,5 мм и/или слоем вещества содержащего бор-10 (В). Расчеты показывают, что при выполнении вышеперечисленных условий предлагаемая технология позволяет практически полностью исключить образование всех видов радиоактивных отходов.
99m
Продолжительность облучения мишени в потоке быстрых нейтронов определяется исходя из условия накопления необходимой активности Tc в облучаемой мишени.
Технологическая схема такого процесса предполагает следующие стадии:
99
- изготовление рабочего мишенного материала, состоящего из мелкодисперсных частиц металлического технеция (Tc) и/или его труднорастворимых соединений;
- окружение частиц твердым буферным материалом, растворимым в воде или других растворителях;
99m
- облучение мишени в потоке быстрых нейтронов и накопление образующегося Tc в буферном материале;
- разделение рабочего и буферного материалов мишени путем растворения буферного материала в воде или в растворителе;
99m
- выделение Tc из полученного раствора путем фильтрации и/или центрифугирования и, при необходимости, дополнительную радиохимическую очистку его от примесей;
99
- возврат оставшегося (нерастворенного) рабочего материала мишени на основе Tc для заполнения его новым буферным материалом с целью последующего повторного (многократного) облучения в нейтронном потоке.
Окружение рабочего материала мишени буферным материалом можно проводить, например, путем погружения твердого рабочего материала в раствор буферного материала, с последующим высушиванием.
99m
99m
По сравнению с прототипом, предлагаемый способ позволяет упростить технологию получения Tc, обеспечить крупномасштабное получение Tc, расширить перечень потенциальных поставщиков целевого радионуклида за счет возможности использования способа на различных источниках быстрых нейтронов, включая исследовательские и коммерческие атомные реакторы, а также различные типы ускорителей заряженных частиц.
Возможность реализации заявляемого технического решения подтверждается следующими примерами.
Пример 1 демонстрирует расчет накопления активности целевого радионуклида в мишени при её облучении в атомном реакторе.
99
99m
99m
При облучении мишени из Tc в реакторе с интегральной плотностью потока быстрых нейтронов с энергией больше 0,5 МэВ – φ и продолжительности облучения Т, активность образующегося Tc – А(Tc) можно записать в виде:
99m
99
.
.
.
.
А(Tc) = N(Tc)  φ σ (1 – ехр(-λ  Т)),    (2)
где:
235
99
99m
.
-25
2
σ – усредненное по спектру деления U микроскопическое сечение ядерной реакции Tc(n,n’)Tc, σ=0,15 барн (1,510 см);
99m
-1
λ– постоянная распада Tc  (λ =  0,116, час);
99
99
N(Tc) – число ядер Tc в облучаемой мишени.
99
13
-2
-1
99m
.
12
99m
При массе Tc в материале мишени равной 100 г, φ = 3,0∙10, см∙с и Т = 6 час выражение (2) примет значение: А(Tc) = 1,410 Бк (36 Ки). Таким образом, при выбранных параметрах облучения с использованием предлагаемого способа накопленная в мишени активность Tc может быть сопоставима или больше, чем в способе по прототипу.
99
Пример 2 демонстрирует расчет возможного накопления в материале мишени сопутствующей (вредной) активности, образующейся из Tc в результате других пороговых ядерных реакций при облучении в реакторном спектре быстрых нейтронов. Параметры таких ядерных реакций (Справочник/ Под. ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. – М. Энергоиздат, 1991. – 1232 с.) и результаты расчетов, выполненных по уравнению (2) приведены в таблице 1.
99m
96
.
-4
Результаты расчетов, приведенные в таблице 1 показывают, что доля активности вредных примесей (по отношению к активности целевого радионуклида – Tc) не превысит для Nb – 1,110 (0,011%). В способе по прототипу такое содержание примесной активности считается допустимым, что позволяет исключить дополнительную радиохимическую очистку целевого радионуклида и образование радиоактивных отходов.
99
100
При облучении мишени в атомном реакторе, помимо пороговых реакций на быстрых нейтронах будут протекать реакции радиационного захвата на тепловых и эпитепловых (резонансных) нейтронах, как в материале мишени Tc(n,γ)Tc, так и на ядрах буферного материала.
100
100
При распаде Tc (период полураспада 15 с) образуется стабильный изотоп рутения-100 (Ru), концентрация которого будет чрезвычайно мала и не будет накладывать ограничений на конечное использование целевого радионуклида.
При выборе буферного материала необходимо использовать материалы не содержащие в своем составе основных и примесных химических элементов при активации которых образуются радионуклиды с высокой удельной активностью на момент выделения и использования целевого радионуклида.
99m
Таким образом, качество получаемого целевого радионуклида (Tc), по критерию содержания посторонней активности, не уступает способу по прототипу.
99m
яо
Пример 3 демонстрирует расчет вероятности выхода ядра отдачи Tc из частицы материала мишени – Y в зависимости от энергии ядра отдачи – Е (от длины пробега ядра отдачи – L в материале мишени) и от характерного размера и формы частиц мишенного материала.
0
0
99
n
n
n
n
возб.
Если энергия первичного (налетающего) нейтрона Е будет больше ~1,0 МэВ, то энергия рассеянного (вторичного) нейтрона – Е будет близка к энергии первичного нейтрона (Е≈ Е), поскольку энергия необходимая для перевода Tc в возбужденное (метастабильное) состояние – Е = 0,14 МэВ существенно меньше энергии налетающего нейтрона. При таких энергиях нейтрона энергию ядра отдачи в материале мишени можно рассчитывать по уравнению (1).
Tc
2
Tc
Tc
99
Максимальные значения сечения реакции неупругого рассеяния (0,2 - 0,3) б наблюдаются в диапазоне энергий первичного нейтрона от 2 до 11 МэВ. При таких энергиях нейтронов длина пробега ядра отдачи в материале мишени, изготовленной из металлического технеция, может составить L ~ (10-50) нм. Если мишень изготовлена не из металлического технеция, а из соединения технеция в состав которого входят менее тяжелые атомы (например, из ТсО), то пробег ядра отдачи в веществе такой мишени – L будет больше, чем L (L > L).
99m
99m
99
Для «толстой» мишени, когда ее характерный размер – D значительно больше пробега ядра отдачи (D > L), образовавшиеся ядра Tc могут выйти из материала мишени только из тонкого поверхностного слоя с толщиной меньше L, а внутренние слои мишени будут недоступны для выхода. Для любой частицы скорость образования Tc всегда прямо пропорциональна объему частицы (числу ядер Tc в частице) – V, а скорость выхода ядер отдачи из частицы будет пропорциональна площади поверхности – S этой частицы. Таким образом, вероятность выхода ядра отдачи из частицы большого размера (D > L) будет прямо пропорциональна её поверхности и обратно пропорциональна её объему (Y ~  S/V). Известно, что для всех возможных пространственных объемных геометрических фигур, минимальное значение параметра S/V наблюдается для объектов в виде шара (сферической формы). Следовательно, для частиц с заданным (постоянным) объемом, наименьшее значение Y будет для частиц в виде шара (сферической формы), а максимальный выход будет для частиц с максимальной площадью поверхности, например, в виде тонких «иголок» (нитей) или тонких «чешуек» (пластин). В общем случае, для реальной мишени, содержащей частицы «неправильных» форм и разнообразных размеров, точный расчет выхода Y – невозможен и может быть определен только экспериментально. В аналитическом виде эта задача может быть точно и легко решена только для мишени, состоящей из сферических частиц.
106
99
Оценку относительного выхода ядер отдачи Y из частиц мишени сферической формы диаметром D в зависимости от длины пробега ядра отдачи L в материале мишени, выполним по уравнению (Козарь А.А., Перетрухин В.Ф. Использование эффекта отдачи осколков деления для удаления Ru из искусственного рутения, получаемого трансмутацией Tc. – Вопросы радиационной безопасности, 2011, № 4. – С. 70–72):
Y = 1,     при D<L   (3)
.
.
3
Y = 1,5 L/D – 0,5 (L/D), при D>L
Результаты расчетов для частиц сферической формы разного диаметра D при L=10 нм и L=20 нм выполнены по уравнению (3) и приведены в таблице 2.
99m
Полученные значения являются нижней оценкой реального выхода для частиц любой другой геометрической формы и одинакового объема (массы). Данные таблицы 2 показывают, что при использовании в мишени сферических частиц с диаметром 1 микрон выход ядер отдачи в буферный материал будет составлять около 2%. В ряде случаев даже такое значение выхода получаемой активности Tc может быть приемлемым. Вместе с тем, очевидно, что если в мишени будут использованы частицы «нитеобразной» и/или «чешуйчатой» формы с поперечным размером менее 10 нм и неограниченными размерами по длине или площади поверхности, то вероятность выхода ядер отдачи будет близка к 100% (Y ≈ 1).