49-2游泳池反應堆輻照生產90Y的可行性研究

左亞杰,陳曉亮,張 宇,張偉堅,王 碩,陳效先

(中國原子能科學研究院,北京 102413)

90Y半衰期為2.7 d,是純β-射線釋放核素,射線最大能量2.3 MeV,平均能量0.93 MeV,在組織內最大射程可達12 mm,可用于肝癌、腫瘤靶向、類風濕性關節(jié)炎及血友病的治療,是一種重要的醫(yī)用放射性核素[1-3]。2021年我國成功實施首例醫(yī)用同位素90Y的臨床治療肝癌手術, 2022年,隨著國家對90Y放射性微球的臨床試驗或上市使用的批準,90Y玻璃微球、90Y樹脂微球逐步應用到臨床[4-5]。在政策支持和市場需求雙重推動下,90Y微球治療領域存在巨大的潛在發(fā)展空間。目前國內90Y主要依賴進口,為滿足90Y的市場需求,實現自主化生產,研究在現有反應堆上制備90Y微球具有重要意義。

當前供核醫(yī)學使用的90Y主要通過兩種生產方式[6]:(1) 中子輻照89Y金屬或其氧化物發(fā)生89Y(n,γ)90Y反應制得有載體90Y;(2) 從235U裂變產物中提取90Sr,制成90Sr-90Y發(fā)生器。其中反應堆輻照89Y是一種應用廣泛、成本較低的生產方式。

49-2游泳池式輕水反應堆(簡稱49-2堆)作為一座有著50余年安全運行經驗的游泳池式反應堆,生產放射性同位素是其重要的用途之一。本研究通過MCNP6建模分析49-2堆堆芯典型輻照位置的輻照水平,應用SCALE6.1程序得到產品核素成分、比活度等數據,并與49-2堆上開展的90Y輻照實驗數據進行對比驗證,分析49-2堆用于90Y生產的可行性。

1 49-2堆介紹

49-2堆是我國自主設計建造的第一座研究堆,核功率3.5 MW,近年年平均功率運行100 d以上[6]。49-2堆芯主要參數列于表1。49-2堆最大熱中子注量率為5.2×1013n/(cm2·s),采用輕水作為慢化劑和冷卻劑,鈹和石墨作為反射層。堆外有垂直孔道10個,堆內垂直孔道11個,堆內為組件式布置,主要用于新型核燃料及材料、儀器儀表等的輻照考驗和研發(fā)任務、放射性同位素的輻照及工藝技術研究、單晶硅中子摻雜、寶石輻照改色、中子活化分析、人員培訓、低溫供熱演示驗證及公眾核科技宣傳等[7]。

表1 49-2堆芯主要參數

2 90Y輻照生產可行性分析

2.1 反應堆輻照生產90Y原理

利用反應堆中子轟擊高純度的氧化釔靶發(fā)生(n,γ)反應,獲得90Y:

89Y(n,γ)微觀俘獲截面示于圖1,可以看出89Y的快中子俘獲截面較小,熱中子反應截面更大,因此輻照位置的熱中子通量大小對90Y生產的影響更大。

圖1 89Y(n,γ)90Y微觀俘獲截面

2.2 堆內典型輻照位置輻照能力分析

利用蒙特卡羅程序(MCNP6)開展49-2堆典型輻照位置的中子特性研究。利用MCNP6程序,對堆芯燃料組件、控制棒組件、堆內部件、垂直輻照孔道、堆內樣品裝載、輻照容器等進行了全堆芯幾何精細模擬。為了探究輻照位置對產量的影響,根據49-2堆芯組件布置的特點,選取堆芯內3個具有代表性的典型輻照位置(圖2)進行計算,分別為:靠近中心的E8處、靠近反射層的H8處、靠近反射層且周圍有其他孔道的D10處。輻照孔道的中子通量密度以及能譜分布對其應用實驗極其重要。輻照孔道的中子通量密度直接決定放射性同位素生產的產量;中子能譜關系著某種放射性同位素是否適宜在492-2堆上生產;軸向通量分布是否均勻影響了輻照靶件的布置方式。因此對上述幾種參數計算分析,分別計算中子通量密度、中子能譜、孔道軸向功率分布。

圖2 E8、H8、D10孔道堆芯位置示意圖

2.2.1輻照位置中子通量密度 輻照位置的中子通量密度和中子能譜決定靶件的放射性同位素90Y產量。因此,在建模和計算過程中,這2項參數是重點關注的堆芯物理量。49-2堆芯的各典型位置平均中子通量密度列于表2,可以看出,中子通量密度從大至小為E8>H8>D10。在堆芯外圍位置,中子注量率下降約一倍,此位置需要更長的輻照時間。

表2 堆芯典型輻照孔道平均中子通量密度

2.2.2輻照孔道中子能譜分析 49-2堆芯3個典型位置的中子能譜示于圖3。由2.1節(jié)可知,89Y的中子俘獲反應與能量低于10 keV的中子反應截面較大,從圖3中可以看出,堆芯的3個孔道能譜結構差異性不大,孔道中的低能中子份額較高,適合90Y同位素生產。 其中E8位置熱中子通量密度最大,熱中子份額高,綜合考慮,為90Y生產的最佳位置。

圖3 堆芯典型輻照位置中子能譜

2.2.3輻照孔道軸向通量分布 由于49-2反應堆活性區(qū)高度只有500 mm,中子通量軸向分布不均勻性對輻照過程中同位素活度也有一定影響?？椎垒S向總中子通量分布示于圖4,由于孔道周圍控制棒的影響,通量最大處在中平面以下,150～250 mm段中子通量密度高且分布較為均勻,可以在該段布置靶件。實際生產中為提高孔道利用率,通常在整個活性區(qū)高度分段布置靶件,輻照一段時間后,采用倒頭或換位等方法來解決孔道軸向通量分布不均勻的問題。

圖4 輻照位置軸向通量分布

2.3 輻照出堆比活度評估

采用美國橡樹嶺國家實驗室研發(fā)的SCALE6.1程序為計算工具,用于臨界安全計算、燃耗計算、放射源項分析、靈敏度分析等[8]。計算時主要調用SCALE6.1的TRITON序列,并使用238群ENDF/B-VII截面庫進行燃耗計算。TRITON序列主要調用ORIGEN-S執(zhí)行核素的燃耗計算,設置靶件輻照時間并劃分步長,輸出卡中得到靶件內各核素隨時間的積累量。

49-2堆為組件式布置,換料時間靈活,周期約30 d,將高純度的氧化釔靶放入堆芯輻照一個周期,90Y比活度隨輻照時間的變化示于圖5。E8、D10、H8三個位置中子通量密度分別1.44×1014n/(cm2·s)、7.23×1013n/(cm2·s)、5.66×1013n/(cm2·s),產品比活度逐漸減小。

圖5 90Y產量隨輻照時間的變化

可以看出90Y的比活度在輻照前期迅速增長,但由于其半衰期較短,在輻照15 d左右,由于衰變平衡使其活度增長大幅放緩進入平衡期,此時得到的產品比活度最大:E8孔道產品比活度為24.94 Ci/g,H8孔道產品比活度為12.53 Ci/g,D10孔道產品比活度為9.81 Ci/g,之后再增加輻照時間比活度增長小于1%。因此建議90Y最大輻照生產周期不超過15 d,實際輻照時間應根據醫(yī)用需求選擇,降低生產成本。

目前90Y微球主要有玻璃微球和樹脂微球兩種[10]。通過反應堆輻照含89Y2O3的玻璃微球可以生產90Y玻璃微球,其醫(yī)用比活度指標要求大于100 mCi/50 mg微球(Y2O3的含量40%)[11],考慮一定時間的分裝滅菌及倉儲運輸時間(約3 d),其出堆時的比活度應≥4 Ci/g;對應于純氧化釔,要求出堆時比活度>10 Ci/g。醫(yī)用90Y樹脂微球的生產過程是將高純氧化釔入堆輻照,輻照后的90Y2O3用鹽酸或硝酸制成90Y溶液,之后用離子交換法吸附到樹脂微球上,考慮到后續(xù)工藝以及倉儲和運輸等流程,要求反應堆輻照后的90Y比活度>370 GBq(10 Ci)/g[12]。綜合考慮兩種微球生產工藝流程,計算分析過程采用10 Ci/g作為比活度標準。

對于不同孔道生產90Y所需的輻照時間分別為:E8孔道輻照2 d可達到醫(yī)用加工標準,90Y出堆比活度為10.32 Ci/g;H8孔道需要輻照6 d,90Y出堆比活度為10.10 Ci/g;D10孔道通量較低,靶件90Y出堆的飽和比活度為10 Ci/g,在此通道生產經濟性不高。綜合考慮輻照時間和產品活度,E8、H8孔道均滿足90Y輻照生產需求,在E8孔道生產所需時間更短經濟性更好。

E8孔道雜質比活度隨輻照時間的變化示于圖6、圖7,90Y產品的雜質主要成分為91Y、91mY,其余核素占比很小(<10-5)。91Y半衰期較長且為β放射性核素,出堆時的比活度為1.36×10-4Ci/g。

圖6 雜質含量隨輻照時間的變化

圖7 雜質核素比活度隨輻照時間的變化

3 實驗數據對比

3.1 實驗材料和方法

實驗材料及設備:高純氧化釔(純度>99.99%);石英安瓿空瓶;鋁箔;49-2游泳池式輕水反應堆;高純鍺γ譜儀:美國ORTEC公司;90Y活度儀(4π筒式活度儀):美國CAPINTEC公司;BS201S電子分析天平:德國Sartorius。

將0.8 g高純氧化釔樣品用鋁箔包裹后裝入石英瓶,通過吊籃放入堆芯H8孔道軸向高度約為75 mm位置,在滿功率(3 500 kW)下輻照62.5 h,出堆冷卻7 d后進行活度測量。

90Y活度計選擇電離室為探測器,使用90Sr-90Y標準源進行刻度,測定干燥90Y粉末的放射性活度。活度計檢定合格,6次測量結果相對標準偏差≤1%,測量精確度為1%。測量過程中涉及的不確定度主要來源有三個方面:(1) 樣品計數統(tǒng)計引起的不確定度,實驗測量中一般計數引起的統(tǒng)計不確定度為1%以內;(2) 樣品本底扣除引起的不確定度,此項引起的不確定度相當小,可以忽略;(3) 標準源的刻度過程,也就是標準源的計數統(tǒng)計和標準源不確定度。上述包含不確定度的各種因素均相互獨立,詳見表3。

表3 90Y活度測量不確定度分析

3.2 結果與討論

表4為90Y 輻照實驗活度測量結果,根據測量結果推算出堆時刻樣品的比活度,與理論計算值進行對比。

表4 H8孔道90Y輻照實驗

3個輻照樣品的活度平均值為4.73 Ci/g,樣品在石英瓶內的不同位置對輻照產額的影響較小,誤差小于3.6%。H8孔道該輻照位置中子通量密度為5.67×1013n/(cm2·s),計算得90Y出堆比活度為4.92 Ci/g。通過將理論計算結果與實驗值進行對比,偏差為4.02%,符合較好,驗證了49-2反應堆輻照生產90Y物理計算模型的可靠性。

由于輻照時間較短,且輻照位置處通量較小,故實驗值與計算值不滿足醫(yī)用需求(>10 Ci/g)。根據理論計算,對于H8孔道,在75～350 mm高度范圍中子通量密度>5.67×1013n/(cm2·s),可生產滿足活度要求的90Y。

4 結論

通過建立49-2堆芯計算模型,在堆芯3個位置處完成了高純Y2O3靶輻照生產90Y放射性同位素的模擬計算,得到以下結論。

(1) 49-2反應堆可作為90Y放射性同位素的輻照生產平臺,E8、H8孔道是較為合適的輻照位置。(2) E8孔道中心位置中子通量密度為1.44×1014n/(cm2·s),生產90Y所需輻照時間為2 d;H8孔道中心位置中子通量密度為7.23×1013n/(cm2·s),所需輻照時間為6 d;D10孔道通量水平不滿足醫(yī)用生產要求。

(3) 輻照一個換料周期后的放射性雜質核素量相對較低,其中β放射性核素91Y的比活度為1.36×10-4Ci/g。

理論計算與實驗數據驗證表明,在49-2研究堆上能夠滿足醫(yī)用90Y同位素生產要求。