Speaker
Description
В настоящее время наибольший спрос среди радиоизотопов приходится на 99Mo, получивший широкое применение в ядерной медицине: его используют для диагностики онкологических заболеваний благодаря распаду на 99mTc. Удобство использования 99mTc в медицинских процедурах заключается в: моноэнергетическом спектре гамма-квантов с пиком 140,51 кэВ, что позволяет минимизировать облучение пациента; относительно небольшом периоде полураспада в 6,01 ч, что сравнимо со средней продолжительностью исследования.
В мире существует два основных способа получения изотопа 99Mo на исследовательских реакторах. Первый метод получения основан на облучении урановой мишени и даёт в результате высокую удельную активность молибдена-99. Однако, несмотря на его преимущество, применение данного метода обусловлено высоким выходом радиоактивных отходов в результате извлечения молибдена-99 из урановой мишени. Также данный метод поднимает вопросы ядерного нераспространения, так как около 80% мирового спроса на 99Mo приходится на высокообогащённые урановые мишени. Второй метод заключается в нейтронной активации 98Mo при использовании оксида молибдена или металлического молибдена и имеет несколько ощутимых преимуществ по сравнению с первым: относительно низкая стоимость и широкая распространённость исходного материала; реакторы с плотностью потока тепловых нейтронов 1014 н/(см2∙сек)) и выше могут производить 99Mo; отходы незначительны. Главным недостатком данного метода является низкая удельная активность: при облучении тепловыми нейтронами удельная активность природного молибдена достигает 1 Ки/г, а обогащённого на 100% 98Mo – 10 Ки/г. Это объясняется малым сечением захвата для тепловых нейтронов – всего 0,13 барн, однако существует возможность повысить удельную активность путём облучения эпитепловыми нейтронами, для которых сечение захвата нейтронов в разы выше (6,7 барн).
В данной работе приведены результаты численного моделирования методом Монте-Карло различных конфигураций специально разработанных облучательных устройств, позволяющих повысить долю эпитепловых нейтронов в зоне облучения, а следовательно увеличить удельную активность 99Mo. Показано влияние материального состава экранов на пространственно-энергетическое распределение нейтронов в зоне облучения мишени. Предложены различные варианты конструкций облучательных устройств для оптимизаций условий облучения и на основе полученных результатов был выбран оптимальный дизайн облучательного устройства для наработки 99Mo в реакторе ВВР-К.
| Section | Energy and materials science (Section 2) |
|---|
