Polski reaktor Maria jest w stanie zwiększyć produkcję jodu-131
Narodowe Centrum Badań Jądrowych od wielu lat jest wiodącym producentem promieniotwórczego jodu, stosowanego w terapii i diagnostyce medycznej. Naukowcy z Zakładu Badań Reaktorowych nieustannie badają i optymalizują procesy tej produkcji. Najnowszy sposób napromieniania pozwoli na zwiększenie aktywności uzyskanego materiału, ograniczy ilość ciepła wydzielanego podczas produkcji i zmniejszy ilość odpadów promieniotwórczych.
Jod-131 jest powszechnie stosowanym radioizotopem, który rozpada się poprzez emisję cząstki beta. Stosowany jest w leczeniu nadczynności tarczycy oraz jej niektórych nowotworów, które wykazują zdolność pochłaniania tego pierwiastka. Jod-131 jest stosowany również jako znacznik w radioterapii np. jako metajodobenzyloguanina -131I (131I-MIBG) w terapii guzów chromochłonnych i nerwiaka płodowego.
Obecnie dwutlenek telluru używany jako materiał tarczowy przy produkcji jodu-131 jest najczęściej napromienianym materiałem w reaktorze MARIA – wyjaśnia inż. Anna Talarowska z Zakładu Badań Reaktorowych. Przed każdym cyklem pracy reaktora, do jego kanałów załadowywanych jest średnio około stu czterdziestu zasobników z TeO2. Rocznie napromienianych jest ponad 3000 zasobników w kanałach pionowych reaktora MARIA. Po przetworzeniu w naszym OR POLATOM jod w postaci radiofarmaceutyków lub roztworów radiochemicznych trafia do odbiorców na całym świecie. Modernizacja procesu napromieniania telluru pozwoli na bardziej wydajną produkcję.
Jod–131 powstaje w wyniku przemiany β- niestabilnego izotopu 131mTe. Ten ostatni powstaje w wyniku wychwytu neutronu przez atom telluru–130. Warunki pozwalające na wychwyt neutronu przez 130Te panują w reaktorach badawczych takich jak reaktor MARIA. Rdzenie tych reaktorów są projektowane w taki sposób, aby możliwe było umieszczenie zasobników z materiałem tarczowym na określony, optymalny czas napromienienia. Do reaktora MARIA jako tarcza trafia tzw. tellur naturalny, czyli taki, jaki występuje naturalnie w przyrodzie – tłumaczy uczona. Składa się on z ośmiu stabilnych izotopów. Izotop 130Te stanowi jedynie ok. 34 % naturalnego telluru. Pozostałe stabilne izotopy telluru mają większy od 130Te przekrój czynny na wychwyt neutronów. Dzięki dużym wartościom przekrojów czynnych w tellurze znajdującym się w polu neutronów termicznych, a szczególnie epitermicznych, ma miejsce duża generacja ciepła, będącego rezultatem intensywnie zachodzących reakcji jądrowych. Dotyczy to szczególnie izotopu 123Te (stanowiącego 0,9 % naturalnego telluru), którego przekrój czynny na wychwyt neutronów to jest ponad 1000 razy większy, niż w przypadku 130Te. Oznacza to, że dużo łatwiej zachodzi reakcja neutronów z 123Te niż 130Te i jest to efekt niepożądany.
Istotą proponowanej zmiany w sposobie produkcji jest napromieniowanie tarcz z naturalnym tellurem o wzbogaceniu w 130Te do 95% (zamiast dotychczasowych 33,8%). Dzięki czemu zmniejszy się liczba reakcji neutronów z innymi izotopami telluru, które stanowią nieużyteczną część końcowego produktu, a znaczącą podwyższy się wydajność napromieniania. Nowy sposób napromieniania tarcz pozwoli na uzyskanie większej aktywności 131I, przy jednoczesnym zmniejszeniu ilość odpadów produkcyjnych i bardziej efektywnym wykorzystaniu kanałów pionowych reaktora. Zwiększenie aktywności końcowego produktu, zmniejszenie ilości odpadów i optymalizacja wykorzystania kanałów, to krok ku wydajniejszej produkcji, a więc też szerszemu dostępowi tego radioizotopu. Cały czas analizujemy procesy napromieniania tak aby możliwie najlepiej zmaksymalizować ich efekty – podkreśla inż. Talarowska.
Otrzymane wyniki dotychczasowych analiz pozwalają na wyciągnięcie dwóch zasadniczych wniosków: zastosowanie wzbogaconego telluru znacznie zwiększa wydajność produkcji oraz zmniejsza generację ciepła w zasobnikach. Obecnie trwają prace eksperymentalne, których wyniki pozwolą dokonać końcowej oceny. Z punktu widzenia reaktora MARIA niezbędne jest przygotowanie dokumentacji – m.in. instrukcji i procedur.
Komentarze (0)