АНАГААХЫН ЗОРИУЛАЛТТАЙ ЦАЦРАГ ИДЭВХТ ИЗОТОП ҮЙЛДВЭРЛЭХ ТУХАЙ

Харьцангуй богино наст цацраг идэвхт изотопыг (ЦИИ) анагаах ухаан, аж үйлдвэрлэл, судалгаа шинжилгээ зэрэг олон салбаруудад өргөн ашигладаг. 2016 оны байдлаар дэлхийн ЦИИ-ын зах зээл 9.6 тэрбум америк доллараар үнэлэгдсэний ойролцоогоор 80%-ийг анагаахын ЦИИ-ын зах зээл эзэлсэн байна [1].

ЦИИ-уудыг хурдасгуур болон цөмийн реактор дээр бай материалыг шарж, дараагаар нь химийн боловсруулалт хийн гарган авдаг туршлага дэлхий дахинаа өргөн ашиглагддаг. Жишээлбэл: Цөмийн оношлогоонд хамгийн өргөн (~80%) ашиглагддаг ЦИИ бол техниций-99м (^99mTc). ^99mTc изотоп нь ⁹⁹Mo изотопын бета задралаас үүсдэг. Дэлхийн томоохон ЦИИ үйлдвэрлэгчдийн дийлэнх хувь нь (95%) ураны хуваагдалд үндэслэсэн аргаар ⁹⁹Мо-^99mTc изотопыг үйлдвэрлэдэг бол нейтрон идэвхжилийн аргад үндэслэсэн үйлдвэрлэлийг Энэтхэг, Казакстан, Хятад, Узбекстан, Вьетнам, АНУ зэрэг орнууд хийж гүйцэтгэж дотоодын болон хөрш орнуудынхаа ⁹⁹Mo-^99mTc изотопын хэрэглээг хангаж байна.

Дэлхийд томоохон ЦИИ нийлүүлэгчдийг дурдвал: Mallinckrodt Pharmaceuticals (Ирланд), MDS Nordion (Канад), IRE (Европ), NTP (Өмнөд Африк), Isotop-NIIAR (ОХУ), ANSTO (Австрали) г.м. ЦАУ-д хамгийн өргөн хэрэглэгддэг Mo⁹⁹-Tc^99m изотопыг MDS Nordion ~40%, Mallinckrodt 25%, IRE 17%, NTP 10% зэрэг хувиар дэлхийн зах зээлд нийлүүлдэг [1].

1. Ураны хуваагдалд үндэслэсэн ⁹⁹Мо изотоп үйлдвэрлэл

Дэлхийн зах зээл дээр нийлүүлэгдэж буй ⁹⁹Mo изотопын дийлэнх буюу ~95% нь ураны хуваагдалд үндэслэсэн аргаар үйлдвэрлэгддэг. Үйлдвэрлэлийн схемыг 1-р зурагт дэлгэрэнгүй харуулав.

Өндөр эсвэл бага баяжуулалттай ²³⁵U бай материалыг ⁹⁹Mo гарган авахад ашигладаг. Олон улсын атомын энергийн агентлагын (ОУАЭА) тодорхойлсноор: ²³⁵U изотопын агууламж ≥20% бол өндөр баяжуулалтай (HEU), ²³⁵U изотопын агууламж <20% бол бага баяжуулалтай (LEU) гэж хуваадаг. Одоогийн байдлаар ихэнх үйлдвэрлэгчид өндөр баяжуулалттай ²³⁵U бай материалыг ашигладаг. Өндөр баяжуулалттай ²³⁵U изотопын хуваагдлын бүтээгдэхүүнд ⁹⁹Mo изотоп ~20%-ийн гаралттайгаар үүсдэг нь энэ бай материалыг сонгох нэг шалтгаан юм. Гэвч сүүлийн жилүүдэд цөмийн зэвсэг үл дэлгэрүүлэхтэй холбогдуулан ОУАЭА-аас өндөр баяжуулалттай уран бай материалыг бага баяжуулалттай болгох тал дээр эрчимтэй ажлууд хийгдэж байна. Бай-материал нь металл, нунтаг исэл, хайлшан байж болох ба реакторын голомт дахь шарлагын байрлалд таарч байхаас хамааран цилиндр, хавтгай (2-р зураг) г.м. олон төрлийн хэлбэр хэмжээтэй.

Энэхүү бай материалыг Аргентин улсад Ra-3 5MW чадалтай реакторт 2002 оноос ⁹⁹Мо изотоп үйлдвэрлэлд ашиглаж байна. Бай материалын урт ойролцоогоор 15 см (2-р зураг). Реакторын голомт дахь дулааны нейтроны урсгал нь 4.8·10¹³ н/(сек·см²). 7 хоногт боловсруулалтын дараах байдлаар 200Ки идэвхтэй ⁹⁹Мо изотоп үйлдвэрлэх хүчин чадалтай.

²³⁵U-ны цөм дулааны нейтроны үйлчлэлээр хуваагдалд орж 2-3 хуваагдлын бүтээгдэхүүн болон 2-3 нейтрон үүсдэг. Хуваагдлын бүтээгдэхүүний ~6% нь ⁹⁹Мо изотоп байдаг. Баяжуулалтаас хамааран энэ гаралт ~20% хүртэл өсөх боломжтой. Мөн ураны хуваагдлын бүтээгдэхүүнд ¹³¹I, ¹³³Xe зэрэг цөмийн анагаах ухаанд өргөн ашиглагддаг изотопууд ⁹⁹Мо изотоптой хамт үүсдэг. Бай-материалд үүсэж буй ⁹⁹Мо цөмийн тоо хэмжээ шарлагын хугацаа, ²³⁵U-ны агууламж, ²³⁵U-ны дулааны нейтроны огтлол, реакторын голомт дахь дулааны нейтроны урсгал ба ⁹⁹Mo цөмийн хагас задралын үе зэрэг олон хэмжигдэхүүнээс хамаардаг. Дулааны нейтроны 10¹⁴ n/(сек·см²) зэрэгт урсгалтай реакторт бай-материалыг 5-7 хоногт шарахад ⁹⁹Mo цөмийн идэвх ханалтанд хүрдэг. Шарлагын явцад бай-материал дахь нийт ²³⁵U цөмийн ~6% нь л хуваагдалд ордог бол үлдсэн ~94% нь хаягдал бүтээгдэхүүн болдог. Хаягдалаа дахин боловсруулж дахин ашиглах бүрэн боломжтой.

Цөмийн реактор дээрх бай-материалын шарлага дууссаны дараагаар ойролцоогоор 12 цагийн хугацаанд усан санд хийж хөргөөд химийн боловсруулалт хийх байгууламж руу хамгаалалтын хайрцганд хийж явуулдаг. Энэ байгууламжид бай-материалд үүссэн ⁹⁹Мо изотопыг ялган авч генератор үйлдвэрлэх байгууламж руу тээвэрлэдэг. Бай материалын химийн найрлага, бүтцээс хамааран үйлдвэрлэгчид хүчлийн ба шүлтийн уусгалт гэсэн 2 аргын аль тохирохыг ⁹⁹Mo изотопыг ялган авах процессд ашигладаг. Химийн боловсруулалтаас маш өндөр цэвэршилттэй ⁹⁹Mo изотоп уусмал байдлаар генератор үйлдвэрлэх байгууламж руу тээвэрлэгддэг. Тухайн байгууламжид ⁹⁹Mo-^99mTc генераторыг хэрэглэгчийн хүссэн тун хэмжээтэйгээр үйлдвэрлэдэг. Генератор дотор ⁹⁹Mo изотопыг агуулсан уусмалыг Al₂O₃ (alumina) шингээгчид шингээж байрлуулдаг. Генераторд байрлах шингээгч дундуур давсны уусмал гүйлгэж ⁹⁹Mo изотопын бета задралаас үүссэн ^99mTc изотопыг ялган авдаг. Энэ процессыг саах гэж нэрлэдэг. Генератороос ^99mTc нь NaTcO₄ нэгдэлтэй уусмал байдалтайгаар саагддаг. Сааж авсан уусмалаа олон янзын химийн холбогч нэгдлүүдтэй нэгтгэж ЦАУ-ны оношилгоо, эмчилгээнд ашигладаг. Цөмийн нэг удаагийн дүрслэл оношилгоонд дунджаар 15-30мКи тун хэмжээтэй ^99mTc изотопын нэгдэл хэрэглэгддэг.

2. Нейтрон идэвхжилийн аргад үндэслэсэн ⁹⁹Mo изотоп үйлдвэрлэл

Нейтрон идэвхжилийн аргад ⁹⁸Mo бай материалыг нейтроноор шарж ⁹⁸Mo(n,ɣ)⁹⁹Mo урвалыг үндэслэн ⁹⁹Mo изотопыг гарган авдаг. Энэ арга нь дээрх аргатай адил үйлдвэрлэлд нэвтэрчихсэн, зарим орнууд дотоодын ⁹⁹Mo изотопын хэрэглээ буюу бага хэмжээний үйлдвэрлэлд ашигладаг. Дулааны нейтроноор явагдах ⁹⁸Mo(n,ɣ)⁹⁹Mo урвалаас үүсэж буй ⁹⁹Mo изотопын хувийн идэвх нейтроны урсгалаас хамааран 3.7-74 ГБк/гр байдаг. Хэрэв өндөр баяжуулалттай ⁹⁸Mo бай материал ашиглавал байгалийн тархалт (24.13%)-тай ⁹⁸Мо бай материал хэрэглэснээс 4-5 дахин их хувийн идэвхтэй ⁹⁹Мо гарган авах боломжтой. Гэвч молебден баяжуулалтын өртөг өндөр (>95%-аас дээш баяжуулахад ~4200$/гр) байдгаас байгалийн тархалттай ⁹⁸Мо бай материал ашиглах хандлагатай байдаг. Энэ аргаас гарж буй ⁹⁹Мо изотопын хувийн идэвх нь ураны хуваагдалаас үүсэж буй ⁹⁹Мо изотопын хувийн идэвх (10⁴ ГБк/гр)-ээс олон эрэмбэ бага байдаг нь томоохон изотоп үйлдвэрлэгчдын үйлдвэрлэлдээ ашигладаггүйн шалгаан нь юм.

Одоогоор үйлдвэрлэлд байгалийн тархалттай, өндөр цэвэршилттэй (>99,5%) ⁹⁸MoO₃ нунтаг эсвэл үрлэн бай материалыг түлхүү хэрэглэдэг. Молебдены ихэнх изотопууд дулааны болон резонансын нейтроны урвалын огтлол өндөртэй байдаг. Үүнээс үүдэн ^99mTc изотоптой ижил химийн шинж чанартай нэмэлт тун үүсгэгч изотопууд үүсэж болох учраас бай материалыг цэвэршилтийг өндөр байхыг шаарддаг.

Бай-материалыг реактор дээр ойролцоогоор 4-7 хоног шарсны дараагаар хар тугалган хамгаалалттай тусгай зориулалтын хайрцаганд хийж химийн боловсруулалт хийх байгууламж руу тээвэрлэнэ. Шарагдсан бай-материал дахь ⁹⁹Мо изотопын хувийн идэвх сул байдаг. Иймдээ ч ураны хуваагдалд үндэслэсэн аргыг бодвол хялбар химийн боловсруулалт шаарддаг. Улс орнууд циркони молибден гелэн генераторыг үйлдвэрлэх замаар ялгах (БНХАУ, Энэтхэг, Казакстан г.м орнууд ашигладаг) эсвэл метил этель котен (MEK) уусгалтаар ялгах (Энэтхэг, ОХУ) гэсэн 2 үндсэн аргаар химийн боловсруулалт явуулдаг.

Бай-материалыг реактор дээр ойролцоогоор 4-7 хоног шарсны дараагаар хар тугалган хамгаалалттай тусгай зориулалтын хайрцаганд хийж химийн боловсруулалт хийх байгууламж руу тээвэрлэнэ. Шарагдсан бай-материал дахь ⁹⁹Мо изотопын хувийн идэвх сул байдаг. Иймдээ ч ураны хуваагдалд үндэслэсэн аргыг бодвол хялбар химийн боловсруулалт шаарддаг. Улс орнууд циркони молибден гелэн генераторыг үйлдвэрлэх замаар ялгах (БНХАУ, Энэтхэг, Казакстан г.м орнууд ашигладаг) эсвэл метил этель котен (MEK) уусгалтаар ялгах (Энэтхэг, ОХУ) гэсэн 2 үндсэн аргаар химийн боловсруулалт явуулдаг.

⁹⁹Мо изотопын хувийн идэвх сулаас болоод 1-р аргад ашиглагддаг ⁹⁹Мо-^99mTc генераторыг шууд ашиглах боломжгүй. Энэ аргад гелэн генератор эсвэл том хэмжээний төвлөрсөн генераторын системыг ашигладаг. Генераторыг саах замаар өндөр цэвэршилттэй ^99mTc изотопыг гарган авч эмчилгээ, оношилгоонд ашигладаг.

3.Хурдасгуур дээр ⁹⁹Мо болон ^99mTc изотопуудыг гарган авах тухай

Дэлхийд их хэмжээний ⁹⁹Мо изотопын үйлдвэрлэл явуулдаг цөөхөн хэдэн реактор байдаг. Эдгээр реактор дээрх тооцоологдоогүй осол, засвар үйлчилгээнээс болоод изотопын нийлүүлэлтэд доголдол үүсэх магадлалтай. Үүний нэг жишээ гэвэл: 2009 онд дэлхийн изотоп үйлдвэрлэлийн ~40%-ийг дангаараа хангадаг Канадын NRU реакторт доголдол үүсэж тооцоологдоогүй хугацаагаар үйл ажиллагаа нь зогссон. Үүнээс үүдэн судлаачид реактораас гадна хурдасгуур дээр ⁹⁹Мо ба ^99mTc изотопуудыг үйлдвэрлэх найдвартай арга зам гарган авах судалгааг эрчимтэй хийж эхэлсэн. Хурдасгуур дээр ⁹⁹Мо болон ^99mTc изотопуудыг гарган авах олон төрлийн боломжийн талаарх судалгаа байдаг боловч эдгээр аргууд нь одоогийн байдлаар хэрэглээнд нэвтрээгүй, судалгааны явцдаа байна. Үүнээс циклотрон дээр ¹⁰⁰Mo(p,2n)^99mTc урвалаар ^99mTc изотопыг шууд гарган авах, мөн ¹⁰⁰Mo(ɣ,n)⁹⁹Мо цөмийн фото-урвалаар ⁹⁹Мо изотоп гарган авах гэсэн хамгийн боломжит 2 аргыг авч үзье.

Циклотроныг ¹⁸F, ¹⁵O, ¹¹C, ¹³N г.м PET оношилгоонд хэрэглэгддэг изотопуудыг гарган авахад өргөн ашигладаг. Өндөр баяжуулалттай ¹⁰⁰Мо бай материал дээр явагдах (p,2n) урвалаас 6 цагийн хагас задралын үетэй ^99mTc изотоп шууд үүсдэг. Энэ аргын талаарх олон судалгааны ажлууд [2-5] байдаг бөгөөд [2]-д ^99mTc изотопыг цэвэршилт сайтай, оношилгоонд ашиглаж болох стандартыг хангасан байдлаар гаргаад авчихсан одоогийн байдлаар өвчтөнд хэрэглэж болох эсэх талаарх туршилт хийж байгаа талаар, мөн ойрын хэдэн жилээс хэрэглээнд нэвтэрж болох талаар дурдсан байна. Богино хагас задралын үетэй ^99mTc изотоп урвалаас шууд үүсэж байгаа учраас их хэмжээний үйлдвэрлэл хийж хол зайд нийлүүлэлт хийх боломжгүй болдог, мөн ¹⁰⁰Мо изотопыг баяжуулахад өртөг өндөр гэх зэрэг дутагдалтай.

Электроны хурдасгуураас гарах саатлын гамма-квантаар явагдах цөмийн фото-урвал (¹⁰⁰Mo(ɣ,n)⁹⁹Мо)-аар ⁹⁹Мо изотоп гарган авах боломжийн талаарх [6-8] г.м олон ажлууд байдаг ч мөн л дээрх аргын адил зөвхөн судалгааны л түвшинд байна. Энэ талын судалгааг МУИС-ийн харьяа Цөмийн Физикийн Судалгааны Төв дээр Микротрон МТ-22 электроны цикл хурдасгуур дээр гүйцэтгэж тодорхой туршилтын үр дүнгүүдийг гарган авсан.

Ашигласан материал

1. Цацраг идэвхт изотоп анагаах ухаанд, холбоос: http://www.world-nuclear.org/information-library/non-power-nuclear-applications/radioisotopes-research/radioisotopes-in-medicine.aspx.
2. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, 2nd RCM on “Accelerator-based Alternatives to Non-HEU Production of Mo-99 / Tc-99m”, October 7-11, 2013, Legnaro, Italy.
3. RUTH, T., Accelerating production of medical isotopes, NATURE, Vol. 457(29) January 2009.
4. GAGNON, K., et al., Cyclotron Production of ^99mTc: Experimental measurement of the ¹⁰⁰Mo(p,x)⁹⁹Mo, ^99mTc and ^99gTc excitation functions from 8 to 18 MeV, Nucl. Med. and Biology 38 (2011) 907-916.
5.  A.V. Sabel’nikov et al., Radiochem. Vol. 48, No. 2, p. 191-194, (2006).
6.  Y. Danon, R. Block, and J. Harvey, Trans. Am. Nucl. Soc. 103, 1081 (2010).
7.  P. Tkac, D. A. Rotsch, M. A. Brown, V. Makarashvili, and G. F. Vandegrift, in Proceedings of the 2015 Mo-99 Topical Meeting, Boston, Massachusetts, 2015.
8. IAEA-TECDOC-1340, Manual for reactor produced radioisotopes, Austria, 2003, p. 141.

Мэдээ бэлтгэсэн: ЦФСТ-ийн ЭША Ч.Сайханбаяр