商用壓水堆核電站輻照生產(chǎn)醫(yī)用同位素89Sr

劉曉黎，唐 霄，王 帥

(中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院 核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，成都 610041)

89Sr是用于減輕惡性腫瘤骨轉(zhuǎn)移骨痛的親骨性放射性核素[1]。89Sr是一種純?chǔ)路派湫院怂兀l(fā)射最大能量β射線是1.46 MeV，對(duì)軟組織的平均射程為2.4 mm。89Sr衰變過(guò)程中發(fā)射的β射線能量適中，對(duì)患者的骨髓造血功能無(wú)明顯影響，對(duì)人體無(wú)明顯的毒副作用。111～148 MBq的89Sr可使惡性腫瘤骨轉(zhuǎn)移引起的骨痛明顯緩解3～6個(gè)月，有效率可達(dá)60%～84%，具有重要臨床應(yīng)用價(jià)值。

89Sr一般由其他核素通過(guò)輻射轉(zhuǎn)化的方式生產(chǎn)。目前89Sr的生產(chǎn)方式主要有以下3種。1) 在熱譜的同位素生產(chǎn)堆輻照碳酸鍶(SrCO3)靶件[2-4]。88Sr發(fā)生中子俘獲反應(yīng)產(chǎn)生89Sr，即88Sr(n，γ)89Sr。為保證89Sr產(chǎn)品的純度，靶件應(yīng)采用高富集度的鍶，其中88Sr含量>99.9%，這種方式可以在常規(guī)研究堆中生產(chǎn)89Sr，而且后處理過(guò)程簡(jiǎn)單，只需利用HCl對(duì)靶件進(jìn)行溶解后蒸餾提純。美國(guó)橡樹(shù)嶺國(guó)家實(shí)驗(yàn)室的高通量同位素堆(HFIR)和波蘭的研究堆MARIA都采用這種方式生產(chǎn)89Sr，是目前國(guó)際上生產(chǎn)89Sr的主要方式之一。2) 在快譜反應(yīng)堆中輻照氧化釔(Y2O3)靶件[5-8]。89Y吸收中子釋放質(zhì)子產(chǎn)生89Sr，即89Y(n，p)89Sr。印度對(duì)快中子增殖試驗(yàn)堆(FBTR)和中國(guó)原子能科學(xué)研究院的鈉冷快堆都進(jìn)行了生產(chǎn)89Sr的探索，但目前尚在研發(fā)階段。3) 在溶液堆運(yùn)行時(shí)產(chǎn)生的輻解氣體中提取89Sr[9-10]。235U發(fā)生裂變產(chǎn)生89Kr，這種氣態(tài)裂變產(chǎn)物將隨溶液堆中的輻解氣泡一起脫離堆芯，進(jìn)入堆芯上部氣空間或氣體復(fù)合回路中，經(jīng)歷一定時(shí)間的衰變后最終轉(zhuǎn)變?yōu)?9Sr。俄羅斯Kurchatov研究院和美國(guó)TCI藥業(yè)公司聯(lián)合對(duì)溶液堆生產(chǎn)89Sr進(jìn)行了探索，提出了在溶液堆輻解氣體中提取89Sr的具體方法。上述三種生產(chǎn)方式均需利用不同類型的專用反應(yīng)堆，對(duì)生產(chǎn)條件要求較高，生產(chǎn)能力受到極大制約。我國(guó)尚無(wú)成熟的89Sr生產(chǎn)渠道，相關(guān)藥品材料主要依靠進(jìn)口，造價(jià)高昂，市場(chǎng)缺口大。因此，研發(fā)一種低成本易推行的反應(yīng)堆生產(chǎn)同位素的方式對(duì)于改善患者生活質(zhì)量，推廣核醫(yī)學(xué)具有重要意義。

近年來(lái)我國(guó)的核電發(fā)展十分迅速，裝機(jī)容量穩(wěn)步增長(zhǎng)，目前國(guó)內(nèi)已有超過(guò)二十臺(tái)商用壓水堆核電站在役運(yùn)行，這些核電站堆芯以熱譜壓水堆堆芯為主，其中子通量能譜滿足將88Sr轉(zhuǎn)換為89Sr的能量要求。如利用商用壓水堆核電站進(jìn)行89Sr的輻射生產(chǎn)，就可以不再依賴特種反應(yīng)堆，極大降低生產(chǎn)成本并增加生產(chǎn)的便利性。

為了探索利用商用壓水堆核電站在正常運(yùn)行期間同步進(jìn)行89Sr輻射生產(chǎn)的生產(chǎn)方案可行性和發(fā)展前景，本文針對(duì)該生產(chǎn)方式進(jìn)行模擬計(jì)算，對(duì)出堆后輻射產(chǎn)物的活度、主要雜質(zhì)等進(jìn)行分析，并將計(jì)算結(jié)果與《中國(guó)藥典》中對(duì)藥品的相關(guān)規(guī)定進(jìn)行對(duì)比，以確定輻射后的產(chǎn)品是否滿足藥品的需求。本文研究旨在開(kāi)發(fā)一種新的低成本、易實(shí)現(xiàn)的89Sr輻射生產(chǎn)方式，以降低放射性同位素的輻照生產(chǎn)成本，推動(dòng)相關(guān)藥品的生產(chǎn)和應(yīng)用。

1 89Sr的生產(chǎn)原理

商用壓水堆核電站的堆芯屬于熱譜反應(yīng)堆，進(jìn)行89Sr輻射生產(chǎn)原理與熱譜的同位素堆生產(chǎn)89Sr方法類似，需將高純度的SrCO3制作成靶件，放入堆芯的活性段，在反應(yīng)堆運(yùn)行期間進(jìn)行輻照。

89Sr在熱譜中的產(chǎn)生機(jī)理示于圖1。

高純度89Sr在堆芯中通過(guò)88Sr(n,γ)89Sr反應(yīng)生成89Sr。89Sr是β放射性核素，半衰期為50.5 d，衰變產(chǎn)物為穩(wěn)定核素89Y。89Sr的半衰期較短，在人體內(nèi)殘留率較低，對(duì)周?chē)h(huán)境及人員的輻射危害極小，但存在不耐儲(chǔ)存的問(wèn)題，要求成品89Sr的比活度盡量高，從產(chǎn)生到制成藥品的流程盡量簡(jiǎn)單高效、耗時(shí)短，避免藥品比活度不足造成藥品效果不滿足標(biāo)準(zhǔn)要求。同時(shí)，89Sr在輻照生產(chǎn)的過(guò)程中還將通過(guò)89Sr(n,γ)90Sr反應(yīng)生成90Sr。90Sr也是一種β放射性核素，半衰期為28.5 a，如果進(jìn)入人體，將對(duì)人體組織造成長(zhǎng)期的輻照損傷，是一種極毒放射性核素，需要對(duì)輻照產(chǎn)物中90Sr的含量進(jìn)行評(píng)估。

目前，國(guó)內(nèi)現(xiàn)役的商用壓水堆核電站最常用的燃料組件為方形的AFA 3G型燃料組件，其構(gòu)成示于圖2。該類型的燃料組件包含17×17方形排列的289個(gè)柵元，其中包括264根燃料棒，1個(gè)測(cè)量管和24個(gè)導(dǎo)向管。

燃料組件中的導(dǎo)向管除了少部分根據(jù)需要放置控制棒、可燃毒物棒或中子源組件外，還留有大量空余的導(dǎo)向管位置。這些空導(dǎo)向管中一般裝入阻流塞組件以避免冷卻劑旁流。本研究中，將裝有SrCO3粉末的靶件替代阻流塞放入空導(dǎo)向管中進(jìn)行輻照生產(chǎn)。

導(dǎo)向管位于燃料組件內(nèi)部，具有相對(duì)較高的通量密度。且空導(dǎo)向管僅作為結(jié)構(gòu)材料，對(duì)堆芯的運(yùn)行、控制等方面不產(chǎn)生影響，是理想的輻照位置。

2 89Sr的生產(chǎn)要求和對(duì)堆芯的影響

利用商用壓水堆輻照89Sr的生產(chǎn)要求其生產(chǎn)流程盡量簡(jiǎn)化，以及生產(chǎn)過(guò)程不影響反應(yīng)堆的正常運(yùn)行。

裝有碳酸鍶粉末的輻照靶件設(shè)計(jì)為雙層密封容器，一方面確保靶件具有足夠的強(qiáng)度以承受堆內(nèi)的高壓高溫環(huán)境，另一方面也確保原料不受外界污染，可以在輻照完成后經(jīng)過(guò)簡(jiǎn)單處理直接生產(chǎn)成藥品，簡(jiǎn)化生產(chǎn)流程、縮短生產(chǎn)時(shí)間。

靶件封裝完成后，在核電站換料期間的燃料組配插階段代替阻流塞裝入目標(biāo)燃料組件的目標(biāo)導(dǎo)向管中，隨目標(biāo)燃料組件一起裝入反應(yīng)堆進(jìn)行輻照。在循環(huán)壽期末的停堆換料時(shí)，靶件隨燃料組件一起進(jìn)入乏燃料池，在乏燃料池中移除外殼，裝入鉛質(zhì)防護(hù)容器，移出乏燃料池，送至實(shí)驗(yàn)室熱室進(jìn)行后續(xù)處理并制成藥品。靶件的生產(chǎn)和后處理均在反應(yīng)堆外進(jìn)行，裝入燃料組件和從燃料組件中拆解的過(guò)程與對(duì)組流塞的操作基本一致，不會(huì)對(duì)核電廠正常的換料大修進(jìn)程造成影響。裝有高純度碳酸鍶靶材的靶件包殼設(shè)計(jì)為與阻流塞具有相同的尺寸和外部結(jié)構(gòu)，使之仍可起到避免冷卻劑旁流的作用，利用靶件取代組流塞而不會(huì)對(duì)反應(yīng)堆運(yùn)行的流體力學(xué)和傳熱特性等性能產(chǎn)生影響。

Sr同位素是重要的反應(yīng)堆裂變產(chǎn)物之一，在堆芯內(nèi)有較大含量。Sr同位素的中子吸收截面遠(yuǎn)小于不銹鋼。將與不銹鋼制成的組流塞相同尺寸的靶件放置入堆芯后，靶件對(duì)中子的吸收作用小于組流塞對(duì)中子的吸收作用。合理設(shè)計(jì)組流塞長(zhǎng)度尺寸和布置位置，可以進(jìn)一步減小二者對(duì)堆芯反應(yīng)性的影響差異，不會(huì)對(duì)堆芯的循環(huán)長(zhǎng)度和運(yùn)行經(jīng)濟(jì)性造成較大影響。

綜合上述因素，輻照生產(chǎn)過(guò)程不會(huì)對(duì)反應(yīng)堆安全性和運(yùn)行產(chǎn)生影響，可以在核電廠正常運(yùn)行的同時(shí)進(jìn)行。

3 輻照生產(chǎn)可行性

3.1 分析假設(shè)和計(jì)算程序

為了研究使用商用壓水堆核電站輻照生產(chǎn)89Sr的可行性，基于秦山第二核電廠實(shí)際的堆芯參數(shù)，建立單組件計(jì)算模型，對(duì)靶件的輻照過(guò)程進(jìn)行模擬計(jì)算。秦山第二核電廠堆芯裝載了121個(gè)燃料組件，額定熱功率為1 930 MW，每個(gè)換料周期運(yùn)行約480 d。

模擬計(jì)算使用蒙卡燃耗軟件RMC[11]。蒙卡燃耗RMC由核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院與清華大學(xué)共同開(kāi)發(fā)。蒙卡方法進(jìn)行計(jì)算的一般思路為：首先建立單個(gè)粒子在給定幾何系統(tǒng)中的真實(shí)運(yùn)動(dòng)歷史，即粒子從特定初始源位置出發(fā)，在介質(zhì)中經(jīng)過(guò)隨機(jī)游動(dòng)過(guò)程，發(fā)生各種碰撞反應(yīng)，直至粒子被吸收或穿出系統(tǒng)而結(jié)束的過(guò)程；然后通過(guò)跟蹤大量粒子，獲得充足的隨機(jī)實(shí)驗(yàn)樣本；再利用統(tǒng)計(jì)方法給出隨機(jī)變量某個(gè)數(shù)值特征的估計(jì)量，用該估計(jì)量作為問(wèn)題的解。RMC是多物理多尺寸耦合核能系統(tǒng)數(shù)值分析平臺(tái)的物理計(jì)算核心，能夠處理復(fù)雜幾何結(jié)構(gòu)、采用連續(xù)能量點(diǎn)截面對(duì)復(fù)雜能譜和材料進(jìn)行描述，并能夠根據(jù)實(shí)際問(wèn)題的需要對(duì)精細(xì)核素鏈燃耗模擬。通常粒子歷史模擬包括源參數(shù)抽樣、輸運(yùn)過(guò)程模擬、碰撞模擬，以及結(jié)果統(tǒng)計(jì)等步驟。

在本研究中，RMC軟件可以直接模擬靶件中各種核素在堆芯平均通量的中子場(chǎng)中與中子發(fā)生反應(yīng)和衰變的完整過(guò)程，直接得到靶件內(nèi)各種核素的核子數(shù)目。對(duì)各時(shí)間點(diǎn)89Sr的核子數(shù)目進(jìn)行統(tǒng)計(jì)，直接得到當(dāng)前時(shí)間點(diǎn)89Sr的實(shí)時(shí)產(chǎn)量。

3.2 輻照出堆產(chǎn)品比活度評(píng)估

為滿足醫(yī)療要求，《中國(guó)藥典》規(guī)定每1 mL藥品溶液中含89Sr量應(yīng)為6.0～12.5 mg，放射性活度≥37 MBq。即產(chǎn)品的比活度≥2.96×109Bq/g Sr。

商用壓水堆核電站堆芯的中子通量密度與同位素生產(chǎn)堆相比較低。以國(guó)外的生產(chǎn)情況為例，美國(guó)橡樹(shù)嶺國(guó)家實(shí)驗(yàn)室的高通量同位素生產(chǎn)堆(HFIR)采用輻照88Sr靶件的方式生產(chǎn)89Sr，該反應(yīng)堆在輻照孔道靶件處的熱中子通量高達(dá)2.5×1015n·cm-2·s-1；波蘭的研究堆MARIA也采用這種方式生產(chǎn)89Sr，其熱中子通量約為4×1014n·cm-2·s-1。而國(guó)內(nèi)現(xiàn)役商用核電站，以秦山第二核電廠為例，其平均熱中子通量約為3.5×1013n·cm-2·s-1，通量水平遠(yuǎn)低于國(guó)外生產(chǎn)堆。89Sr的產(chǎn)額與中子通量相關(guān)，較低的中子通量導(dǎo)致其生產(chǎn)效率偏低，同時(shí)出堆產(chǎn)品的比活度也偏低。

為了研究商用壓水堆輻照生產(chǎn)89Sr的可行性，進(jìn)行89Sr的產(chǎn)額計(jì)算。計(jì)算分別針對(duì)普通純度(99.95%)和高純度(99.995%)的碳酸鍶原料進(jìn)行。計(jì)算考慮碳酸鍶原料密度為3.7 g/cm3，88Sr的同位素豐度為99.9%。

表1給出將兩種不同純度的原材料放入堆芯輻照一個(gè)換料周期(約480 d的滿功率運(yùn)行)后，反應(yīng)堆停堆時(shí)和停堆15 d后的89Sr比活度和89Sr/90Sr放射性活度比。其中15 d的時(shí)間考慮了靶件在堆芯內(nèi)輻照完成后卸出堆芯之后，再經(jīng)過(guò)沖洗、拆裝、運(yùn)輸、溶解、提純等一系列流程后制成藥品的時(shí)間。

表1 輻照產(chǎn)品活度估算Table 1 Activity estimation of irradiated products

用于輻射生產(chǎn)的SrCO3原材料純度越高，89Sr產(chǎn)品的比活度越高，雜質(zhì)的比含量越小，產(chǎn)品品質(zhì)越高。同時(shí)，由于89Sr的衰變周期較短，后處理的時(shí)間將對(duì)其比活度產(chǎn)生較大的影響。根據(jù)計(jì)算結(jié)果，普通純度的原材料，考慮足夠的后處理時(shí)間，通過(guò)商用核電站輻照的89Sr比活度滿足《中國(guó)藥典》中關(guān)于醫(yī)療藥品的活度要求。

為了計(jì)算結(jié)果的保守性，本研究采用堆芯平均中子通量進(jìn)行同位素產(chǎn)量計(jì)算。事實(shí)上，堆芯不同徑向位置的燃料組件功率具有較大差異，同一組件不同高度的通量密度也有較大差異。精細(xì)合理地設(shè)計(jì)輻照靶件在堆芯的徑向和軸向位置，可以進(jìn)一步提高同位素產(chǎn)品中89Sr的比活度。

3.3 輻照時(shí)間對(duì)伴生雜質(zhì)的影響

輻照生產(chǎn)期間，89Sr在不斷產(chǎn)生的同時(shí)，也通過(guò)89Sr(n，γ)90Sr的反應(yīng)轉(zhuǎn)化成90Sr雜質(zhì)。90Sr為極毒放射性核素，如果進(jìn)入人體，會(huì)對(duì)人體組織造成長(zhǎng)期的輻照損傷。雖然《中國(guó)藥典》中并未對(duì)90Sr雜質(zhì)進(jìn)行要求，但為確保產(chǎn)品安全，行業(yè)內(nèi)一般要求89Sr產(chǎn)品中90Sr與89Sr的放射性活度比小于10-5。

為研究商用壓水堆核電站堆芯中輻照生產(chǎn)89Sr過(guò)程中雜質(zhì)90Sr的含量情況，對(duì)主要的輻射產(chǎn)物89Sr在一個(gè)輻照周期內(nèi)的含量變化進(jìn)行計(jì)算和研究。

89Sr和90Sr在輻照過(guò)程中產(chǎn)額隨時(shí)間的變化示于圖3。由圖3可見(jiàn)，89Sr的產(chǎn)額在輻照前期迅速累積，但由于其半衰期較短，在輻照的200 d后由于不斷衰變而使其產(chǎn)額累計(jì)速率減緩，進(jìn)入平衡期。而90Sr的半衰期較長(zhǎng)，在整個(gè)輻照時(shí)間內(nèi)呈線性增長(zhǎng)。因此在89Sr的產(chǎn)額進(jìn)入平衡期后，隨著時(shí)間的推移，90Sr雜質(zhì)的含量將不斷增大。

圖3 89Sr(a)與 90Sr(b)產(chǎn)額隨輻照時(shí)間的變化Fig.3 The yield of 89Sr(a) and 90Sr(b) varies with irradiation time

因此，專門(mén)進(jìn)行89Sr輻照生產(chǎn)的醫(yī)用同位素反應(yīng)堆一般以4～6個(gè)月為一個(gè)生產(chǎn)周期，即避免89Sr進(jìn)入平衡期后降低轉(zhuǎn)化效率，又可以避免過(guò)多90Sr的累積。而商用壓水堆核電站的運(yùn)行時(shí)間受電網(wǎng)需求和發(fā)電計(jì)劃制約，難以實(shí)現(xiàn)靈活的輻照時(shí)間，正是利用商用壓水堆核電站進(jìn)行同位素生產(chǎn)的主要缺點(diǎn)。目前國(guó)內(nèi)核電站普遍使用18個(gè)月?lián)Q料的燃料管理策略?？紤]到輻照生產(chǎn)應(yīng)在不影響電廠正常運(yùn)行的前提下進(jìn)行，對(duì)經(jīng)歷一個(gè)典型的換料周期(480 d)后的靶件內(nèi)關(guān)鍵同位素放射性活度比進(jìn)行計(jì)算研究。

根據(jù)計(jì)算結(jié)果，輻照一個(gè)換料周期(480 d)后的產(chǎn)品中，89Sr與90Sr的放射性活度比約為1.861×10-6，滿足行業(yè)內(nèi)對(duì)雜質(zhì)含量的限值要求。

因此，從輻照產(chǎn)品中89Sr的比活度、雜質(zhì)含量這兩個(gè)主要參數(shù)來(lái)看，使用商用壓水堆輻照生產(chǎn)符合醫(yī)用標(biāo)準(zhǔn)的89Sr的方案可行。

3.4 產(chǎn)能初步估算

以秦山第二核電廠的堆芯為例，對(duì)產(chǎn)能進(jìn)行初步評(píng)估。

根據(jù)燃料組件內(nèi)組流塞的尺寸，假設(shè)原料靶件長(zhǎng)度與阻流塞長(zhǎng)度一致，為222 mm，考慮包殼厚度后，靶件內(nèi)部直徑為7 mm，原料以理論密度計(jì)算，每個(gè)靶件預(yù)計(jì)可裝入約31.6 mg原料，預(yù)計(jì)輻照后產(chǎn)出18.8 mg滿足藥品放射性活度要求的Sr原料，可供生產(chǎn)約1.5支藥品。秦山第二核電廠每個(gè)機(jī)組的堆芯均裝載的121個(gè)燃料組件中，除去控制棒、中子源等組件的位置，全堆仍有超過(guò)2 000個(gè)空導(dǎo)向管位置可以裝載靶件進(jìn)行輻照生產(chǎn)。

此處假設(shè)靶件尺寸與組流塞一致是基于保守的考慮。反應(yīng)堆的燃料組件導(dǎo)向管的長(zhǎng)度為3 658 mm，靶件的長(zhǎng)度與之相比非常短，只占全長(zhǎng)的16.5%。由于Sr同位素的中子吸收截面較小，即使使用更長(zhǎng)的靶件也不會(huì)對(duì)堆芯反應(yīng)性產(chǎn)生大的影響。但結(jié)構(gòu)部件的改變將導(dǎo)致堆內(nèi)傳熱、流體等其他方面的影響，需要進(jìn)行更詳細(xì)全面的論證，因此本文分析計(jì)算使用的靶件尺寸仍與阻流塞尺寸保持一致。在進(jìn)行更詳細(xì)的反應(yīng)性、流體和熱工的分析和論證后，單個(gè)靶件的長(zhǎng)度和同位素裝量具有很大的增加空間。

本文的研究結(jié)論適用于其他使用AFA 3G型燃料組件的商用核電站，包括裝載157個(gè)燃料組件的M310型核電廠和裝載177個(gè)燃料組件的華龍一號(hào)型核電廠。目前全國(guó)在役和在建的使用AFA 3G型燃料組件的壓水堆核電機(jī)組已超過(guò)20臺(tái)，產(chǎn)能前景十分可觀。

4 結(jié)論

89Sr是重要的用于臨床緩?fù)此幤返暮怂?，主要通過(guò)特種反應(yīng)堆輻照進(jìn)行生產(chǎn)，生產(chǎn)條件要求苛刻，價(jià)格高昂。本文基于89Sr同位素的產(chǎn)生機(jī)理，提出使用商用壓水堆核電站進(jìn)行生產(chǎn)的方法。在核電站使用AFA 3G型燃料組件的導(dǎo)向管位置裝入碳酸鍶粉末靶件，可在不影響電廠正常運(yùn)行的情況下進(jìn)行醫(yī)用同位素89Sr的生產(chǎn)。為了進(jìn)一步研究利用商用壓水堆核電站生產(chǎn)89Sr同位素的可行性，利用蒙卡程序RMC建立秦山第二核電廠堆芯中子場(chǎng)和燃料組件結(jié)構(gòu)，并對(duì)輻照生產(chǎn)過(guò)程進(jìn)行了模擬計(jì)算和分析，結(jié)果表明，在經(jīng)歷核電廠一個(gè)換料周期(480 d)的輻照后，可以得到比活度和雜質(zhì)含量均滿足藥品要求的產(chǎn)品。

本文研究的生產(chǎn)方法適用于國(guó)內(nèi)使用同類燃料組件的大部分現(xiàn)役壓水堆核電站?？紤]到國(guó)內(nèi)壓水堆核電站目前的裝機(jī)容量和未來(lái)的發(fā)展趨勢(shì)，該生產(chǎn)方式在降低同位素生產(chǎn)的輻照成本和增加產(chǎn)能方面有較大潛力，具有較好的推廣應(yīng)用前景。研究結(jié)論可為醫(yī)用放射性同位素的生產(chǎn)方式提供新的途徑，為推廣放射性同位素的生產(chǎn)應(yīng)用和改善患者的生活質(zhì)量做出貢獻(xiàn)。