高通量工程試驗堆輻照生產89Sr計算研究

馬立勇　劉水清　朱磊

【摘 要】89Sr是重要的醫用同位素，擬利用高通量工程試驗堆（HFETR）批量生產89Sr，2016年開展了89Sr生產試驗，并改進了89Sr產量計算方法，計算結果表明：按照本文批量生產模式預計HFETR的89Sr年生產能力為50Ci，滿足國內市場需求。

【關鍵詞】HFETR；同位素；89Sr

0 引言

醫用同位素89Sr可用于減輕惡性腫瘤骨轉移骨痛等，目前國內醫用89Sr 完全從國外進口，國內年用量約30-50Ci。

中國核動力院所屬高通量工程試驗堆（HFETR）是一座水作慢化劑和冷卻劑、鈹作反射層的壓力殼型工程試驗堆，采用多層套管型燃料元件，輻照和試驗任務充足，年運行超過200天，為提高HFETRT利用效率，擬利用HFETR元件中孔輻照碳酸鍶靶件生產醫用同位素89Sr。

1 靶件簡介

元件中孔碳酸鍶靶中靶核88Sr富集度為99.95%，靶件由外靶管和內靶管組成；外靶管中裝8支內靶管，外靶管為高純鋁管（99.99%），內腔長度為1000mm；內靶管為高純石英管（99.98%）， 外部長度100mm，外徑9mm，內腔長度70mm，內徑7mm，8支石英管縱向排列，石英內靶管之間由鋁彈簧（長度10m左右）隔開，防止內靶管破碎，每支內靶管裝0.8g碳酸鍶；內靶管裝入外靶管后，依次進行充氦、焊封和檢漏，確保靶件的安全可靠。

2 89Sr產量計算與測量

在HFETR內利用靶核88Sr生產89Sr同位素的核反應鏈為：

查詢靶核88Sr核素的全能譜中子反應截面，雖然熱群（E<0.625eV）中子的（n，γ）反應截面大于快群（E>0.625eV）中子反應截面，但是88Sr核素在共振能區（0.01MeV～1 MeV）、高能區（1MeV～20MeV）的（n，γ）反應截面與熱中子能區（E<0.625eV）相比是有影響的，而在HFETR元件中孔輻照條件下，快群（E>0.625eV）中子注量率基本上是熱群中子注量率的3～4倍，因此88Sr與快群中子發生（n，γ）反應對89Sr產量的貢獻是需要考慮的。通過分析和調研，選取MCNP程序（國際常用的中子、光子輸運計算程序）對HFETR堆芯和碳酸鍶靶件建立計算模型，使用MCNP程序的FMn卡（計數乘子卡）計算全能譜中子88Sr（n，γ）89Sr反應率的方法來計算快群中子核反應對89Sr產量的貢獻。

選取HFETR典型堆芯進行分析表明快群中子核反應對89Sr產量的貢獻約為60%。在2016年度開展了89Sr生產試驗，碳酸鍶靶件在HFETR輻照后，經熱室切割再進行89Sr提取，實際活度測量表明，在HFETR元件中孔輻照1爐，1g碳酸鍶靶件可生產89Sr約95mCi，若連續輻照2爐則1g碳酸鍶靶件可生產89Sr至150mCi左右，經過多個碳酸鍶靶件的89Sr產量計算值與實測值比較可知，89Sr產量計算值比實測值高15%左右，基本可以滿足碳酸鍶靶件輻照89Sr產量預示需求。

3 89Sr生產能力展望

HFETR元件中孔輻照條件下統計全能譜中子對89Sr產量的貢獻，采用MCNP程序的計數乘子卡計算相關核反應率，同時進行衰變修正，得出碳酸鍶靶件輻照后89Sr產量。

選取目前HFETR的典型裝載，計算出每一個元件中孔中89Sr的比活度和活度，再結合提取工藝損失、89Sr自身衰變和供貨要求，建議批量輻照碳酸鍶靶的生產模式為：

1）選用HFETR中子注量率較高的元件中孔將鍶靶連續輻照兩爐段后出堆；

2）參考HFETR輻照靶件裝載情況，進行適當優化后可選取約20個元件中孔用于89Sr生產，靶件入堆模式采用每爐段入10根鍶靶，每次輻照2爐段，依次循環入堆，每爐段有10根靶件產品出堆（第一爐除外）。

按照此生產模式，同時參考已完成的輻照生產試驗中89Sr的計算產量及實測產量，預計每爐段可生產89Sr約7Ci，按照HFETR年運行8爐段估計，每年可生產89Sr 56Ci，保守估計HFETR的89Sr年生產能力為50Ci，可以滿足國內市場需求。

【參考文獻】

[1]蔡善鈺.放射性同位素生產與應用現狀及其發展趨向[J].同位素，1999，12（1）：49-57.

[2]徐傳效，等.高通量工程試驗堆（HFETR）運行十年[M].四川科學技術出版社，1990.

[3]X-5 Monte Carlo Team， MCNP-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code，Version 5，vol_II，3-95.

[4]鄧啟民，等.用MIPR生產99Mo、131I和89Sr的可行性研究[J].核動力工程，2011（6）：79-83

[責任編輯：田吉捷]