NCBJ: jeszcze bardziej wydajna produkcja jodu w reaktorze MARIA

Procesy tej produkcji badają i optymalizują procesy tej produkcji naukowcy z Zakładu Badań Reaktorowych.

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 - przypomina NCBJ w przesłanym PAP komunikacie.

„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, cytowana w komunikacie. - 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 telluru 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 naukowczyni. - Składa się on z ośmiu stabilnych izotopów. Izotop 130Te stanowi jedynie ok. 34 proc. 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 proc. 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 proc. (zamiast dotychczasowych 33,8 proc.). Dzięki czemu zmniejszy się liczba reakcji neutronów z innymi izotopami telluru, które stanowią nieużyteczną część końcowego produktu, a znaczącą podwyższy się wydajność napromieniania - wyjaśnia NCBJ. I dodaje, że 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.

Jak podaje NCBJ, 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" - czytamy w komunikacie.

PAP - Nauka w Polsce

agt/