[发明专利]一种液态熔盐堆生产高活度比Sr-89和Sr-90的方法以及系统

说明书

本发明公开了一种液态熔盐堆生产高活度比Sr‑89和Sr‑90的方法以及系统，包括：提供一种布置有若干石墨慢化组件的液态熔盐堆，Kr‑89和Kr‑90在堆运行时直接裂变产生，采用吹气方法将气体裂变产物Kr从熔盐堆中分离，首先采用冷却方法将气体Kr‑90及其子产物Rb‑90衰变生产固体Sr‑90，再采用吹气方法将剩余的气体Kr与固体Sr进行分离，再采用冷却方法将气体Kr‑89及其子产物Rb‑89衰变生产固体Sr‑89，最后采用化学分离分别提取，实现高活度比Sr‑89和Sr‑90的制备。根据本发明，提供了一种生产效率提高的、操作便捷的、经济成本低的液态熔盐堆生产Sr‑89和Sr‑90的方法以及系统。

技术领域

本发明涉及核反应堆工程及核技术应用领域，更具体地涉及一种液态熔盐堆生产高活度比Sr-89和Sr-90的方法以及系统。

背景技术

Sr-89是治疗骨癌转移的重要放射性同位素之一。Sr-89是纯β衰变(最大衰变能量为1492.1keV)，半衰期为(50.5d)。Sr-89是一种碱土元素，其化学性质与Ca相似，对代谢活动骨有很高的亲和力，静脉注射后，会选择性地集中在成骨活性增加的部位。Sr-89被吸入骨骼的矿物结构中，病变的骨骼新陈代谢将不会发生，而健康的骨骼在两周之内就会代谢掉注射的剂量。Sr-89的β粒子在骨组织中的自由路径不超过7mm，其辐射作用仅局限于骨骼的小范围内，对附近的软组织的辐射作用不明显。因此，Sr-89可用于肿瘤治疗以减轻骨转移引起的骨痛。Sr-89在20世纪40年代首次被用于医疗。1999年，俄罗斯开发了一种类似的药物“注射用等渗Sr-89氯化物溶液”，一次注射氯化锶约4mCi，有效期为3-6个月。

Sr-89目前主要生产方式有两种方式，辐照Sr-88和Y-89。在热中子堆中生产是通过⁸⁸Sr(n,γ)⁸⁹Sr反应，利用热中子辐照富集⁸⁸SrCO₃靶料制备⁸⁹Sr，其中Sr-88的热中子俘获截面为5.8mb。由于天然Sr靶中含有Sr-84，在中子辐照天然Sr靶时Sr-84俘获中子生成对人体危害大的Sr-85。为了降低Sr-85杂质，要求辐照靶材中Sr-88富集度高于99.9％，高富集度Sr靶价格昂贵，产品的活度比较低。在快中子堆中生产Sr-89主要是通过⁸⁹Y(n,p)⁸⁹Sr反应。尽管天然Y-89的富集度为100％，但是该核反应存在阈能高(720keV)、反应截面小(0.3mb)等难题，利用该方法生产Sr-89的产率低、且工艺复杂。此外，尽管辐照U-235裂变会产生大量的Sr-89，其裂变产额高达4.7％。然而，U-235裂变同时也产生大量的Sr-90同位素，其裂变产额为5.8％。在Sr-89的医学治疗中，其杂质的放射性活度比必须低于百万分之二(2ppm)。因此，直接采用辐照固体铀靶生产的Sr-89无法满足医用要求。

Sr-90是一种长寿命放射性同位素，半衰期为28.9年，发生β衰变形成Y-90，衰变能为0.546MeV。Sr-90可用于制作同位素电池，因为它具有功率密度高(0.45W/g)、寿命长、环境要求低等，钛酸锶稳定性高，耐高温，几乎无毒。此外，利用⁹⁰Sr/⁹⁰Y发生器还可以实现Y-90的生产。Y-90半衰期平均2.67天，最高能量2.67MeV，其发射的β射线平均可穿透2.5mm的组织，1MBq钇90在每千克人体组织中可释放50Gy的剂量。Y-90可用于肝癌治疗。钇90微球具有半衰期短、能量密度高、辐射距离短、免于后期辐射隔离和辐射保护、人体兼容性佳的特点。

Sr-90主要来自反应堆中U-235裂变产生，其裂变产额为5.7％。目前，Sr-90主要从高放核废料中分离提取。然而，尽管高放乏燃料冷却5-10年，但其仍含有大量放射性核素，如半衰期30年的Cs-137、4.76y的Eu-155、88.8年的Sm-151等，且裂变产物化学成分复杂，其分离成本较高。

因此，如何保证高放射性纯度的、低成本的Sr-89和Sr-90的稳定供应是使用医用放射性核素进行医学治疗的重大难题之一。

发明内容