劉曉黎，唐 霄，王 帥

(中國核動力研究設計院 核反應堆系統(tǒng)設計技術重點實驗室，成都 610041)

89Sr是用于減輕惡性腫瘤骨轉移骨痛的親骨性放射性核素[1]。89Sr是一種純β放射性核素，發(fā)射最大能量β射線是1.46 MeV，對軟組織的平均射程為2.4 mm。89Sr衰變過程中發(fā)射的β射線能量適中，對患者的骨髓造血功能無明顯影響，對人體無明顯的毒副作用。111～148 MBq的89Sr可使惡性腫瘤骨轉移引起的骨痛明顯緩解3～6個月，有效率可達60%～84%，具有重要臨床應用價值。

89Sr一般由其他核素通過輻射轉化的方式生產(chǎn)。目前89Sr的生產(chǎn)方式主要有以下3種。1) 在熱譜的同位素生產(chǎn)堆輻照碳酸鍶(SrCO3)靶件[2-4]。88Sr發(fā)生中子俘獲反應產(chǎn)生89Sr，即88Sr(n，γ)89Sr。為保證89Sr產(chǎn)品的純度，靶件應采用高富集度的鍶，其中88Sr含量>99.9%，這種方式可以在常規(guī)研究堆中生產(chǎn)89Sr，而且后處理過程簡單，只需利用HCl對靶件進行溶解后蒸餾提純。美國橡樹嶺國家實驗室的高通量同位素堆(HFIR)和波蘭的研究堆MARIA都采用這種方式生產(chǎn)89Sr，是目前國際上生產(chǎn)89Sr的主要方式之一。2) 在快譜反應堆中輻照氧化釔(Y2O3)靶件[5-8]。89Y吸收中子釋放質(zhì)子產(chǎn)生89Sr，即89Y(n，p)89Sr。印度對快中子增殖試驗堆(FBTR)和中國原子能科學研究院的鈉冷快堆都進行了生產(chǎn)89Sr的探索，但目前尚在研發(fā)階段。3) 在溶液堆運行時產(chǎn)生的輻解氣體中提取89Sr[9-10]。235U發(fā)生裂變產(chǎn)生89Kr，這種氣態(tài)裂變產(chǎn)物將隨溶液堆中的輻解氣泡一起脫離堆芯，進入堆芯上部氣空間或氣體復合回路中，經(jīng)歷一定時間的衰變后最終轉變?yōu)?9Sr。俄羅斯Kurchatov研究院和美國TCI藥業(yè)公司聯(lián)合對溶液堆生產(chǎn)89Sr進行了探索，提出了在溶液堆輻解氣體中提取89Sr的具體方法。上述三種生產(chǎn)方式均需利用不同類型的專用反應堆，對生產(chǎn)條件要求較高，生產(chǎn)能力受到極大制約。我國尚無成熟的89Sr生產(chǎn)渠道，相關藥品材料主要依靠進口，造價高昂，市場缺口大。因此，研發(fā)一種低成本易推行的反應堆生產(chǎn)同位素的方式對于改善患者生活質(zhì)量，推廣核醫(yī)學具有重要意義。

近年來我國的核電發(fā)展十分迅速，裝機容量穩(wěn)步增長，目前國內(nèi)已有超過二十臺商用壓水堆核電站在役運行，這些核電站堆芯以熱譜壓水堆堆芯為主，其中子通量能譜滿足將88Sr轉換為89Sr的能量要求。如利用商用壓水堆核電站進行89Sr的輻射生產(chǎn)，就可以不再依賴特種反應堆，極大降低生產(chǎn)成本并增加生產(chǎn)的便利性。

為了探索利用商用壓水堆核電站在正常運行期間同步進行89Sr輻射生產(chǎn)的生產(chǎn)方案可行性和發(fā)展前景，本文針對該生產(chǎn)方式進行模擬計算，對出堆后輻射產(chǎn)物的活度、主要雜質(zhì)等進行分析，并將計算結果與《中國藥典》中對藥品的相關規(guī)定進行對比，以確定輻射后的產(chǎn)品是否滿足藥品的需求。本文研究旨在開發(fā)一種新的低成本、易實現(xiàn)的89Sr輻射生產(chǎn)方式，以降低放射性同位素的輻照生產(chǎn)成本，推動相關藥品的生產(chǎn)和應用。

1 89Sr的生產(chǎn)原理

商用壓水堆核電站的堆芯屬于熱譜反應堆，進行89Sr輻射生產(chǎn)原理與熱譜的同位素堆生產(chǎn)89Sr方法類似，需將高純度的SrCO3制作成靶件，放入堆芯的活性段，在反應堆運行期間進行輻照。

89Sr在熱譜中的產(chǎn)生機理示于圖1。

高純度89Sr在堆芯中通過88Sr(n,γ)89Sr反應生成89Sr。89Sr是β放射性核素，半衰期為50.5 d，衰變產(chǎn)物為穩(wěn)定核素89Y。89Sr的半衰期較短，在人體內(nèi)殘留率較低，對周圍環(huán)境及人員的輻射危害極小，但存在不耐儲存的問題，要求成品89Sr的比活度盡量高，從產(chǎn)生到制成藥品的流程盡量簡單高效、耗時短，避免藥品比活度不足造成藥品效果不滿足標準要求。同時，89Sr在輻照生產(chǎn)的過程中還將通過89Sr(n,γ)90Sr反應生成90Sr。90Sr也是一種β放射性核素，半衰期為28.5 a，如果進入人體，將對人體組織造成長期的輻照損傷，是一種極毒放射性核素，需要對輻照產(chǎn)物中90Sr的含量進行評估。

目前，國內(nèi)現(xiàn)役的商用壓水堆核電站最常用的燃料組件為方形的AFA 3G型燃料組件，其構成示于圖2。該類型的燃料組件包含17×17方形排列的289個柵元，其中包括264根燃料棒，1個測量管和24個導向管。

燃料組件中的導向管除了少部分根據(jù)需要放置控制棒、可燃毒物棒或中子源組件外，還留有大量空余的導向管位置。這些空導向管中一般裝入阻流塞組件以避免冷卻劑旁流。本研究中，將裝有SrCO3粉末的靶件替代阻流塞放入空導向管中進行輻照生產(chǎn)。

導向管位于燃料組件內(nèi)部，具有相對較高的通量密度。且空導向管僅作為結構材料，對堆芯的運行、控制等方面不產(chǎn)生影響，是理想的輻照位置。

2 89Sr的生產(chǎn)要求和對堆芯的影響

利用商用壓水堆輻照89Sr的生產(chǎn)要求其生產(chǎn)流程盡量簡化，以及生產(chǎn)過程不影響反應堆的正常運行。

裝有碳酸鍶粉末的輻照靶件設計為雙層密封容器，一方面確保靶件具有足夠的強度以承受堆內(nèi)的高壓高溫環(huán)境，另一方面也確保原料不受外界污染，可以在輻照完成后經(jīng)過簡單處理直接生產(chǎn)成藥品，簡化生產(chǎn)流程、縮短生產(chǎn)時間。

靶件封裝完成后，在核電站換料期間的燃料組配插階段代替阻流塞裝入目標燃料組件的目標導向管中，隨目標燃料組件一起裝入反應堆進行輻照。在循環(huán)壽期末的停堆換料時，靶件隨燃料組件一起進入乏燃料池，在乏燃料池中移除外殼，裝入鉛質(zhì)防護容器，移出乏燃料池，送至實驗室熱室進行后續(xù)處理并制成藥品。靶件的生產(chǎn)和后處理均在反應堆外進行，裝入燃料組件和從燃料組件中拆解的過程與對組流塞的操作基本一致，不會對核電廠正常的換料大修進程造成影響。裝有高純度碳酸鍶靶材的靶件包殼設計為與阻流塞具有相同的尺寸和外部結構，使之仍可起到避免冷卻劑旁流的作用，利用靶件取代組流塞而不會對反應堆運行的流體力學和傳熱特性等性能產(chǎn)生影響。

Sr同位素是重要的反應堆裂變產(chǎn)物之一，在堆芯內(nèi)有較大含量。Sr同位素的中子吸收截面遠小于不銹鋼。將與不銹鋼制成的組流塞相同尺寸的靶件放置入堆芯后，靶件對中子的吸收作用小于組流塞對中子的吸收作用。合理設計組流塞長度尺寸和布置位置，可以進一步減小二者對堆芯反應性的影響差異，不會對堆芯的循環(huán)長度和運行經(jīng)濟性造成較大影響。

綜合上述因素，輻照生產(chǎn)過程不會對反應堆安全性和運行產(chǎn)生影響，可以在核電廠正常運行的同時進行。

3 輻照生產(chǎn)可行性

3.1 分析假設和計算程序

為了研究使用商用壓水堆核電站輻照生產(chǎn)89Sr的可行性，基于秦山第二核電廠實際的堆芯參數(shù)，建立單組件計算模型，對靶件的輻照過程進行模擬計算。秦山第二核電廠堆芯裝載了121個燃料組件，額定熱功率為1 930 MW，每個換料周期運行約480 d。

模擬計算使用蒙卡燃耗軟件RMC[11]。蒙卡燃耗RMC由核動力研究設計院與清華大學共同開發(fā)。蒙卡方法進行計算的一般思路為：首先建立單個粒子在給定幾何系統(tǒng)中的真實運動歷史，即粒子從特定初始源位置出發(fā)，在介質(zhì)中經(jīng)過隨機游動過程，發(fā)生各種碰撞反應，直至粒子被吸收或穿出系統(tǒng)而結束的過程；然后通過跟蹤大量粒子，獲得充足的隨機實驗樣本；再利用統(tǒng)計方法給出隨機變量某個數(shù)值特征的估計量，用該估計量作為問題的解。RMC是多物理多尺寸耦合核能系統(tǒng)數(shù)值分析平臺的物理計算核心，能夠處理復雜幾何結構、采用連續(xù)能量點截面對復雜能譜和材料進行描述，并能夠根據(jù)實際問題的需要對精細核素鏈燃耗模擬。通常粒子歷史模擬包括源參數(shù)抽樣、輸運過程模擬、碰撞模擬，以及結果統(tǒng)計等步驟。

在本研究中，RMC軟件可以直接模擬靶件中各種核素在堆芯平均通量的中子場中與中子發(fā)生反應和衰變的完整過程，直接得到靶件內(nèi)各種核素的核子數(shù)目。對各時間點89Sr的核子數(shù)目進行統(tǒng)計，直接得到當前時間點89Sr的實時產(chǎn)量。

3.2 輻照出堆產(chǎn)品比活度評估

為滿足醫(yī)療要求，《中國藥典》規(guī)定每1 mL藥品溶液中含89Sr量應為6.0～12.5 mg，放射性活度≥37 MBq。即產(chǎn)品的比活度≥2.96×109Bq/g Sr。

商用壓水堆核電站堆芯的中子通量密度與同位素生產(chǎn)堆相比較低。以國外的生產(chǎn)情況為例，美國橡樹嶺國家實驗室的高通量同位素生產(chǎn)堆(HFIR)采用輻照88Sr靶件的方式生產(chǎn)89Sr，該反應堆在輻照孔道靶件處的熱中子通量高達2.5×1015n·cm-2·s-1；波蘭的研究堆MARIA也采用這種方式生產(chǎn)89Sr，其熱中子通量約為4×1014n·cm-2·s-1。而國內(nèi)現(xiàn)役商用核電站，以秦山第二核電廠為例，其平均熱中子通量約為3.5×1013n·cm-2·s-1，通量水平遠低于國外生產(chǎn)堆。89Sr的產(chǎn)額與中子通量相關，較低的中子通量導致其生產(chǎn)效率偏低，同時出堆產(chǎn)品的比活度也偏低。

為了研究商用壓水堆輻照生產(chǎn)89Sr的可行性，進行89Sr的產(chǎn)額計算。計算分別針對普通純度(99.95%)和高純度(99.995%)的碳酸鍶原料進行。計算考慮碳酸鍶原料密度為3.7 g/cm3，88Sr的同位素豐度為99.9%。

表1給出將兩種不同純度的原材料放入堆芯輻照一個換料周期(約480 d的滿功率運行)后，反應堆停堆時和停堆15 d后的89Sr比活度和89Sr/90Sr放射性活度比。其中15 d的時間考慮了靶件在堆芯內(nèi)輻照完成后卸出堆芯之后，再經(jīng)過沖洗、拆裝、運輸、溶解、提純等一系列流程后制成藥品的時間。

表1 輻照產(chǎn)品活度估算Table 1 Activity estimation of irradiated products

用于輻射生產(chǎn)的SrCO3原材料純度越高，89Sr產(chǎn)品的比活度越高，雜質(zhì)的比含量越小，產(chǎn)品品質(zhì)越高。同時，由于89Sr的衰變周期較短，后處理的時間將對其比活度產(chǎn)生較大的影響。根據(jù)計算結果，普通純度的原材料，考慮足夠的后處理時間，通過商用核電站輻照的89Sr比活度滿足《中國藥典》中關于醫(yī)療藥品的活度要求。

為了計算結果的保守性，本研究采用堆芯平均中子通量進行同位素產(chǎn)量計算。事實上，堆芯不同徑向位置的燃料組件功率具有較大差異，同一組件不同高度的通量密度也有較大差異。精細合理地設計輻照靶件在堆芯的徑向和軸向位置，可以進一步提高同位素產(chǎn)品中89Sr的比活度。

3.3 輻照時間對伴生雜質(zhì)的影響

輻照生產(chǎn)期間，89Sr在不斷產(chǎn)生的同時，也通過89Sr(n，γ)90Sr的反應轉化成90Sr雜質(zhì)。90Sr為極毒放射性核素，如果進入人體，會對人體組織造成長期的輻照損傷。雖然《中國藥典》中并未對90Sr雜質(zhì)進行要求，但為確保產(chǎn)品安全，行業(yè)內(nèi)一般要求89Sr產(chǎn)品中90Sr與89Sr的放射性活度比小于10-5。

為研究商用壓水堆核電站堆芯中輻照生產(chǎn)89Sr過程中雜質(zhì)90Sr的含量情況，對主要的輻射產(chǎn)物89Sr在一個輻照周期內(nèi)的含量變化進行計算和研究。

89Sr和90Sr在輻照過程中產(chǎn)額隨時間的變化示于圖3。由圖3可見，89Sr的產(chǎn)額在輻照前期迅速累積，但由于其半衰期較短，在輻照的200 d后由于不斷衰變而使其產(chǎn)額累計速率減緩，進入平衡期。而90Sr的半衰期較長，在整個輻照時間內(nèi)呈線性增長。因此在89Sr的產(chǎn)額進入平衡期后，隨著時間的推移，90Sr雜質(zhì)的含量將不斷增大。

圖3 89Sr(a)與 90Sr(b)產(chǎn)額隨輻照時間的變化Fig.3 The yield of 89Sr(a) and 90Sr(b) varies with irradiation time

因此，專門進行89Sr輻照生產(chǎn)的醫(yī)用同位素反應堆一般以4～6個月為一個生產(chǎn)周期，即避免89Sr進入平衡期后降低轉化效率，又可以避免過多90Sr的累積。而商用壓水堆核電站的運行時間受電網(wǎng)需求和發(fā)電計劃制約，難以實現(xiàn)靈活的輻照時間，正是利用商用壓水堆核電站進行同位素生產(chǎn)的主要缺點。目前國內(nèi)核電站普遍使用18個月?lián)Q料的燃料管理策略?？紤]到輻照生產(chǎn)應在不影響電廠正常運行的前提下進行，對經(jīng)歷一個典型的換料周期(480 d)后的靶件內(nèi)關鍵同位素放射性活度比進行計算研究。

根據(jù)計算結果，輻照一個換料周期(480 d)后的產(chǎn)品中，89Sr與90Sr的放射性活度比約為1.861×10-6，滿足行業(yè)內(nèi)對雜質(zhì)含量的限值要求。

因此，從輻照產(chǎn)品中89Sr的比活度、雜質(zhì)含量這兩個主要參數(shù)來看，使用商用壓水堆輻照生產(chǎn)符合醫(yī)用標準的89Sr的方案可行。

3.4 產(chǎn)能初步估算

以秦山第二核電廠的堆芯為例，對產(chǎn)能進行初步評估。

根據(jù)燃料組件內(nèi)組流塞的尺寸，假設原料靶件長度與阻流塞長度一致，為222 mm，考慮包殼厚度后，靶件內(nèi)部直徑為7 mm，原料以理論密度計算，每個靶件預計可裝入約31.6 mg原料，預計輻照后產(chǎn)出18.8 mg滿足藥品放射性活度要求的Sr原料，可供生產(chǎn)約1.5支藥品。秦山第二核電廠每個機組的堆芯均裝載的121個燃料組件中，除去控制棒、中子源等組件的位置，全堆仍有超過2 000個空導向管位置可以裝載靶件進行輻照生產(chǎn)。

此處假設靶件尺寸與組流塞一致是基于保守的考慮。反應堆的燃料組件導向管的長度為3 658 mm，靶件的長度與之相比非常短，只占全長的16.5%。由于Sr同位素的中子吸收截面較小，即使使用更長的靶件也不會對堆芯反應性產(chǎn)生大的影響。但結構部件的改變將導致堆內(nèi)傳熱、流體等其他方面的影響，需要進行更詳細全面的論證，因此本文分析計算使用的靶件尺寸仍與阻流塞尺寸保持一致。在進行更詳細的反應性、流體和熱工的分析和論證后，單個靶件的長度和同位素裝量具有很大的增加空間。

本文的研究結論適用于其他使用AFA 3G型燃料組件的商用核電站，包括裝載157個燃料組件的M310型核電廠和裝載177個燃料組件的華龍一號型核電廠。目前全國在役和在建的使用AFA 3G型燃料組件的壓水堆核電機組已超過20臺，產(chǎn)能前景十分可觀。

4 結論

89Sr是重要的用于臨床緩痛藥品的核素，主要通過特種反應堆輻照進行生產(chǎn)，生產(chǎn)條件要求苛刻，價格高昂。本文基于89Sr同位素的產(chǎn)生機理，提出使用商用壓水堆核電站進行生產(chǎn)的方法。在核電站使用AFA 3G型燃料組件的導向管位置裝入碳酸鍶粉末靶件，可在不影響電廠正常運行的情況下進行醫(yī)用同位素89Sr的生產(chǎn)。為了進一步研究利用商用壓水堆核電站生產(chǎn)89Sr同位素的可行性，利用蒙卡程序RMC建立秦山第二核電廠堆芯中子場和燃料組件結構，并對輻照生產(chǎn)過程進行了模擬計算和分析，結果表明，在經(jīng)歷核電廠一個換料周期(480 d)的輻照后，可以得到比活度和雜質(zhì)含量均滿足藥品要求的產(chǎn)品。

本文研究的生產(chǎn)方法適用于國內(nèi)使用同類燃料組件的大部分現(xiàn)役壓水堆核電站。考慮到國內(nèi)壓水堆核電站目前的裝機容量和未來的發(fā)展趨勢，該生產(chǎn)方式在降低同位素生產(chǎn)的輻照成本和增加產(chǎn)能方面有較大潛力，具有較好的推廣應用前景。研究結論可為醫(yī)用放射性同位素的生產(chǎn)方式提供新的途徑，為推廣放射性同位素的生產(chǎn)應用和改善患者的生活質(zhì)量做出貢獻。