Производство р/н в реакторах

Для производства р/н в ядерных реакторах применяются две технологии: а) реакция активации стабильных изотопов в потоке нейтронов; б) извлечение р/н из продуктов деления урана, накапливающихся в тепловыделяющих элементах. Рассмотрим их поочередно.

Внутри активной зоны ядерного реактора, как известно, существуют очень интенсивные потоки нейтронов, возникающие в результате деления ядер урана. Если в такой поток поместить некоторое количество стабильного изотопа (мишень), то под действием бомбардирования нейтронами ядра изотопа будут подвергаться ядерным превращениям, становясь радиоактивными.

Так как нейтроны не имеют заряда, они могут приблизиться к ядру на расстояние действия ядерных сил и в результате ядерной реакции образовать новое составное ядро, имеющее дополнительный нейтрон. Этот процесс называется активацией. Схематически этот процесс обозначается следующим образом

(1.84)

Образовавшееся в результате активации дочернее ядро D имеет излишек нейтронов по сравнению с ядром стабильного изотопа, поэтому обычно оно распадается с испусканием -частицы.

В простейшем случае для получения гипотетического р/н используется как мишень ядроВ результате бомбардировки потоком нейтронов оно захватывает нейтрон, новое ядро оказывается в возбужденном состоянии, которое снимается путем испускания γ-излучения. Таким образом,

(1.85)

Активность получаемого дочернего изотопа будет равна

(1.86)

где t – время облучения мишени; N_p(0) – число ядер материнского изотопа в начальный период времени; Φ – флюенс нейтронов.

Максимальная активность дочернего р/н достигается после облучения в течение времени t_max, равному

(1.87)

При облучении мишени в течении периода полураспада активность дочернего р/н достигнет половины от максимальной Если σΦ << λ_D, то уравнение (1.86) переходит в простую зависимость экспоненциального роста активности дочернего р/н

(1.88)

Одной из серьезных проблем при реакторном производстве радионуклидов заключается в том, что вещество мишени и образующегося р/н представляют один и тот же химический элемент. Поэтому их нельзя разделить химическим путем и, следовательно, требуемый радионуклид получается в смеси с дочерним изотопом или, как принято говорить, с "носителем". При мечении фармпрепарата такой смесью присутствие носителя уменьшает отношение активности к полной массе элемента в радиофармпрепарате. Это отношение называют специфической активностью продукта и его по возможности следует увеличивать.

По второй технологии некоторые р/н получают из продуктов деления урана, образующихся тепловыделяющих элементах (твелов) при работе реактора. К таким р/н относятся ⁹⁹Mo, ¹³¹I, ¹³³Xe и др. Эти нуклиды выделяют химическим путем из твэлов, когда они извлекаются из реактора для замены свежими. Радионуклиды, извлекаемые из твэлов, как правило, имеют более высокую специфическую активность, чем получаемые с помощью бомбардировки нейтронами.