Разработка экологически безопасной технологии производства технеция-99m для ядерной медицины
В работе обобщены результаты исследований ядерно–физических основ технологии производства технеция-99m.
Saved in:
| Date: | 1999 |
|---|---|
| Main Authors: | , , , , , , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
1999
|
| Series: | Вопросы атомной науки и техники |
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/79589 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Разработка экологически безопасной технологии производства технеция-99m для ядерной медицины / В.Н. Борискин, Н.П. Дикий, А.Н. Довбня, Е.П. Медведева, В.А. Попенко, Г.Д. Пугачев, Ю.Д. Тур, В.Л. Уваров // Вопросы атомной науки и техники. — 1999. — № 1. — С.54-56. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-79589 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-795892025-02-09T09:44:40Z Разработка экологически безопасной технологии производства технеция-99m для ядерной медицины Борискин, В.Н. Дикий, Н.П. Довбня, А.Н. Медведева, Е.П. Попенко, В.А. Пугачев, Г.Д. Тур, Ю.Д. Уваров, В.Л. Приложения ядерных методов В работе обобщены результаты исследований ядерно–физических основ технологии производства технеция-99m. Работа поддержана Украинским научно-технологическим центром, контракт № 432. 1999 Article Разработка экологически безопасной технологии производства технеция-99m для ядерной медицины / В.Н. Борискин, Н.П. Дикий, А.Н. Довбня, Е.П. Медведева, В.А. Попенко, Г.Д. Пугачев, Ю.Д. Тур, В.Л. Уваров // Вопросы атомной науки и техники. — 1999. — № 1. — С.54-56. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/79589 621.039.85 ru Вопросы атомной науки и техники application/pdf Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| language |
Russian |
| topic |
Приложения ядерных методов Приложения ядерных методов |
| spellingShingle |
Приложения ядерных методов Приложения ядерных методов Борискин, В.Н. Дикий, Н.П. Довбня, А.Н. Медведева, Е.П. Попенко, В.А. Пугачев, Г.Д. Тур, Ю.Д. Уваров, В.Л. Разработка экологически безопасной технологии производства технеция-99m для ядерной медицины Вопросы атомной науки и техники |
| description |
В работе обобщены результаты исследований ядерно–физических основ технологии производства технеция-99m. |
| format |
Article |
| author |
Борискин, В.Н. Дикий, Н.П. Довбня, А.Н. Медведева, Е.П. Попенко, В.А. Пугачев, Г.Д. Тур, Ю.Д. Уваров, В.Л. |
| author_facet |
Борискин, В.Н. Дикий, Н.П. Довбня, А.Н. Медведева, Е.П. Попенко, В.А. Пугачев, Г.Д. Тур, Ю.Д. Уваров, В.Л. |
| author_sort |
Борискин, В.Н. |
| title |
Разработка экологически безопасной технологии производства технеция-99m для ядерной медицины |
| title_short |
Разработка экологически безопасной технологии производства технеция-99m для ядерной медицины |
| title_full |
Разработка экологически безопасной технологии производства технеция-99m для ядерной медицины |
| title_fullStr |
Разработка экологически безопасной технологии производства технеция-99m для ядерной медицины |
| title_full_unstemmed |
Разработка экологически безопасной технологии производства технеция-99m для ядерной медицины |
| title_sort |
разработка экологически безопасной технологии производства технеция-99m для ядерной медицины |
| publisher |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| publishDate |
1999 |
| topic_facet |
Приложения ядерных методов |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/79589 |
| citation_txt |
Разработка экологически безопасной технологии производства технеция-99m для ядерной медицины / В.Н. Борискин, Н.П. Дикий, А.Н. Довбня, Е.П. Медведева, В.А. Попенко, Г.Д. Пугачев, Ю.Д. Тур, В.Л. Уваров // Вопросы атомной науки и техники. — 1999. — № 1. — С.54-56. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. |
| series |
Вопросы атомной науки и техники |
| work_keys_str_mv |
AT boriskinvn razrabotkaékologičeskibezopasnojtehnologiiproizvodstvatehneciâ99mdlââdernojmediciny AT dikijnp razrabotkaékologičeskibezopasnojtehnologiiproizvodstvatehneciâ99mdlââdernojmediciny AT dovbnâan razrabotkaékologičeskibezopasnojtehnologiiproizvodstvatehneciâ99mdlââdernojmediciny AT medvedevaep razrabotkaékologičeskibezopasnojtehnologiiproizvodstvatehneciâ99mdlââdernojmediciny AT popenkova razrabotkaékologičeskibezopasnojtehnologiiproizvodstvatehneciâ99mdlââdernojmediciny AT pugačevgd razrabotkaékologičeskibezopasnojtehnologiiproizvodstvatehneciâ99mdlââdernojmediciny AT turûd razrabotkaékologičeskibezopasnojtehnologiiproizvodstvatehneciâ99mdlââdernojmediciny AT uvarovvl razrabotkaékologičeskibezopasnojtehnologiiproizvodstvatehneciâ99mdlââdernojmediciny |
| first_indexed |
2025-11-25T11:46:49Z |
| last_indexed |
2025-11-25T11:46:49Z |
| _version_ |
1849762736019341312 |
| fulltext |
УДК 621.039.85.(085)
Разработка экологически безопасной технологии производства технеция-
99m для ядерной медицины*
В.Н.Борискин, Н.П.Дикий, А.Н.Довбня, Е.П.Медведева, В.А.Попенко,
Г.Д.Пугачев, Ю.Д.Тур, В.Л.Уваров
ИФВЭЯФ ННЦ ХФТИ, г. Харьков
ВВЕДЕНИЕ
В современной ядерно–медицинской диагностике
технеций-99m обеспечивает до 90% анализов при
уровне годового потребления в развитых странах до
2 Ки на 10 тыс. населения [1]. Традиционная
технология его производства основана преиму-
щественно на наработке молибдена-99 (материнского
ядра изотопа технеций-99m) в специализированных
реакторах с последующей переработкой
высокоактивной мишени методами “мокрой”
радиохимии [2]. Эти процедуры достаточно сложны
технически и экологически небезопасны. В ряде работ
[3,4] была рассмотрена возможность наработки
молибдена-99 на ускорителе электронов. Однако эти
исследования не были доведены до практической
реализации. Ранее авторами была
продемонстрирована возможность создания
технологии производства пертехнетата-99m (основно-
го реагента для создания радиофармпрепаратов с
технецием-99m) при помощи сильноточного
ускорителя электронов [5]. В работе обобщены
результаты исследований ядерно–физических основ
данной технологии.
1. КОМПЬЮТЕРНОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ
Воздействие электронами с энергией 20...25 МэВ
на конвертер тормозного излучения сопровождается
эмиссией из последнего смешанного потока
тормозных фотонов, фотонейтронов и электронов.
При анализе реакций, определяющих наработку
молибдена-99 в мишени природного изотопного
состава, ранее рассматривались, в основном,
фотоядерные реакции на 100Мо [3,4], содержание
которого в природном молибдене составляет 9.63%.
Для оптимизации условий генерации 99Мо по этому
каналу нами была разработана компьютерная модель
на основе программного пакета GEANT [6]. В рамках
модели были исследованы процессы генерации
излучения из конвертера (тантал) реального состава,
охлаждаемого водой, а также взаимодействия этого
излучения с Мо-мишенью в виде цилиндра массой
100 г (определяется условиями последующей радио-
химической обработки). Выполненный в 2D-
геометрии анализ показал, что оптимальная толщина
Та для энергии электронов Ео=20МэВ составляет
2 мм. При этом не менее 10% начальной мощности
пучка выделяется в мишени, что при проектном
значении мощности пучка 20 кВт создает проблемы с
охлаждением такой мишени.
2. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ИССЛЕДОВАНИЕ
МЕХАНИЗМОВ НАРАБОТКИ 99Мо
2.1. Учитывая высокую стоимость обогащен ного
молибдена (до $1000 за 1 г), в рамках
разрабатываемой технологии особый интерес
представляет изучение всех возможных каналов
генерации 99Мо (равно как и других изотопов) в
мишени природного изотопного состава под
воздействием выходящего из конвертера смешанного
е,γ,n-излучения. Исследование этих процессов
проводилось на ускорительном стенде ЭПОС [7] со
смледующими параметрами пучка:
энергия электронов Ео, МэВ до 30
средний ток пучка, мкА до 500.
На выходе ускорителя пучок сканируется в
вертикальной плоскости с частотой 3Гц. Поперечный
размер потока электронов в экспериментах намного
превосходил размеры мишеней, что обеспечивало
геометрию их облучения, близкую к
плоскопараллельной. В процессе облучения мишени
охлаждались водой, что определяло существенное
увеличение потока нейтронов.
* Работа поддержана Украинским научно-технологическим центром, контракт № 432.
54
−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−−
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ 1999, № 1.
СЕРИЯ: ЯДЕРНО−ФИЗИЧЕСКИЕ ИССЛЕДОВАНИЯ (33)..
2.2. Для экспериментального исследования
зависимости выхода 99Мо от толщины и материала
конвертера было проведено облучение пластинок из
природного Мо толщиной 0.1 мм, помещавшихся
непосредственно за конвертерами из W и Та
различной толщины. После облучения измерялась
наведенная парциальная γ-активность пластинок на
линии Еγ=739.7 кэВ, соответствующей 99Мо.
Измерения проводились при помощи Ge(Li)
детектора, результаты приводились к одинаковому
флюенсу электронов. Полученные таким образом
зависимости выхода 99Мо от толщины конвертера
приведены на рис.1.
Рис. 1. Зависимость выхода 99Мо от толщины
конвертера
Одновременно определялась наработка “фоновых”
для данной технологии изотопов 95Nb, 96Nb и 88Zr
(рис.2).
2.3.Для определения зависимости удельного
выхода 99Мо от толщины Мо-мишени пакет из 100
пластинок был помещен за Та-конвертером
оптимальной толщины 2 мм. После облучения была
измерена активность пластинок на линии Еγ=739.7 кэВ
с учетом глубины их расположения в пакете.
Результаты представлены на рис. 3.
2.4.Для изучения вклада различных компонент
взаимодействующего с мишенью излучения в выход
99Мо было выполнено облучение Мо-пластинок в
геометрии, приведенной на рис. 4. Полученные при
этом результаты представлены на рис. 5.
3. ОБСУЖДЕНИЕ
Анализ экспериментальных данных (рис.1)
показывает, что заметная наработка 99Мо имеет место
при непосредственном воздействии ускоренных
электронов на Мо-мишень, что можно объяснить
протеканием в ней (е,e’n) и (е,e’р) реакций на 100Мо. В
последнем случае наработка 99Мо идет по схеме
100Мо(е,e’р) 99Nb(T1/2=15c)→99Mo. Эти реакции, по-
видимому, определяют и начальный участок
приведенной на рис.3 зависимости (до суммарной
толщины конвертера и мишени 5...6, г/см2).
Последний вывод подтверждают также зависимости
выхода 95Nb и 96Nb от толщины конвертера(рис.2а и
2б), не имеющие максимума при dТа=2мм
(соответствующего максимуму выхода тормозных γ-
квантов).
Последний проявляется в аналогичной зависимости
для 88Zr (рис.2в, Ео=21 МэВ), по-видимому, за счет
реакции 92Мо(γ,α)88Zr, в то время как при Ео=27 МэВ
вероятно превалирует канал 92Мо(e,e’α)88Zr.
Рис. 2. Зависимость выходов “фоновых” изотопов
от толщины Та-конвертера.
Данные на рис. 4,5 также, по нашему мнению,
демонстрируют суперпозицию разных каналов
наработки 99Мо в природном молибдене. Так,
основной вклад в активность образцов 1,14,15 можно
объяснить (е,е’)-реакциями. Наблюдаемые в образцах
55
4, 8 и 11 максимумы активности можно связать с
дополнительным вкладом фотоядерного канала как за
счет тормозных фотонов из конвертера (образцы 7, 8),
так и генерацией фотонов в самих образцах (4, 11).
Абсолютный максимум наработки 99Мо, наблюдаемый
на образце 16 (10 мкКи/мкА.час.гМо), можно
объяснить, помимо упомянутых реакций, также
проявлением 98Мо(n, γ)99Мо-канала.
Рис. 3. Зависимость выхода 99Мо от толщины Мо-
мишени.
Рис. 4. Геометрия облучения Мо-мишени.
Рис.5. Выход Мо из элементов мишени (рис.4).
Для оценки его вклада за конвертером был
помещен образец молибдена, обогащенный изотопом
98Мо(95%). Измеренный на образце после облучения
выход 99Мо показывает, что в мишени из природного
молибдена до 50% 99Мо может определяться
нейтронами (особенно в присутствии воды).
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Проведенные исследования показали, что путем
облучения мишени из природного молибдена на
сильноточном ускорителе электронов можно
проводить эффективную наработку 99Мо на изотопах
100Мо и 98Мо. Оценки показывают, что в случае пучка
с энергией 20...25 МэВ и средним током до 1mA
можно производить в сутки до 1Ки 99Мо. Этой
активности достаточно для обеспечения нужд региона
с населением в несколько миллионов человек.
Применение электролиза растворенной мишени для
выделения из нее технеция-99m обеспечивает его
достаточную изотопную чистоту, что подтвердили
медицинские испытания изготовленных данным
методом радиофармпрепаратов [5].
Предлагаемая технология позволяет производить
технеций-99m в экологически безопасных условиях на
сравнительно недорогих ускорителях электронов. Ее
дополнительным преимуществом является
совместимость с другими традиционными для
ускорителей электронов программами (стерилизация,
активационный анализ, модификация материалов и
т.д.).
Литература
1. U.Amaldi, Proc.V Europ.Part.Acc.Conf.EPAC-96,
v.1,p.244-248.
2. В.А.Соколов. Генераторы короткоживущих
радиоактивных изотопов. М.:Атомиздат,
1975, с.29.
3. M.H.McGregor.-Rep. N 1771, Appl.Rad. Corp.
Walnut Greek,California,USA.
4. М.Г.Давыдов, С.А.Марескин. Радиохимия, 1993,
№ 5, с.91-96.
5. М.П.Дикий та ін. Укр. радіолог. журн.1996, №2,
с.186.
6. М.П.Дикий и др. ВАНТ, сер.ЯФИ, 1997,
вып.4,5(31,32), т.ІІ,с. 165-167.
7. A.N.Dovbnya et al. Bull.Amer.Phys.Soc.,1997, v.42,
N3, p.1391.
Статья поступила: в редакцию 25 мая 1998 г.,
в издательство 1 июня 1998 г.
56
ВВЕДЕНИЕ
1. компьютерное моделирование
2. экспериментальное исследование механизмов наработки 99мо
3. ОБСУЖДЕНИЕ
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Литература
|