高通量工程试验堆辐照生产89Sr计算研究

马立勇　刘水清　朱磊

【摘 要】89Sr是重要的医用同位素，拟利用高通量工程试验堆（HFETR）批量生产89Sr，2016年开展了89Sr生产试验，并改进了89Sr产量计算方法，计算结果表明：按照本文批量生产模式预计HFETR的89Sr年生产能力为50Ci，满足国内市场需求。

【关键词】HFETR；同位素；89Sr

0 引言

医用同位素89Sr可用于减轻恶性肿瘤骨转移骨痛等，目前国内医用89Sr 完全从国外进口，国内年用量约30-50Ci。

中國核动力院所属高通量工程试验堆（HFETR）是一座水作慢化剂和冷却剂、铍作反射层的压力壳型工程试验堆，采用多层套管型燃料元件，辐照和试验任务充足，年运行超过200天，为提高HFETRT利用效率，拟利用HFETR元件中孔辐照碳酸锶靶件生产医用同位素89Sr。

1 靶件简介

元件中孔碳酸锶靶中靶核88Sr富集度为99.95%，靶件由外靶管和内靶管组成；外靶管中装8支内靶管，外靶管为高纯铝管（99.99%），内腔长度为1000mm；内靶管为高纯石英管（99.98%）， 外部长度100mm，外径9mm，内腔长度70mm，内径7mm，8支石英管纵向排列，石英内靶管之间由铝弹簧（长度10m左右）隔开，防止内靶管破碎，每支内靶管装0.8g碳酸锶；内靶管装入外靶管后，依次进行充氦、焊封和检漏，确保靶件的安全可靠。

2 89Sr产量计算与测量

在HFETR内利用靶核88Sr生产89Sr同位素的核反应链为：

查询靶核88Sr核素的全能谱中子反应截面，虽然热群（E<0.625eV）中子的（n，γ）反应截面大于快群（E>0.625eV）中子反应截面，但是88Sr核素在共振能区（0.01MeV～1 MeV）、高能区（1MeV～20MeV）的（n，γ）反应截面与热中子能区（E<0.625eV）相比是有影响的，而在HFETR元件中孔辐照条件下，快群（E>0.625eV）中子注量率基本上是热群中子注量率的3～4倍，因此88Sr与快群中子发生（n，γ）反应对89Sr产量的贡献是需要考虑的。通过分析和调研，选取MCNP程序（国际常用的中子、光子输运计算程序）对HFETR堆芯和碳酸锶靶件建立计算模型，使用MCNP程序的FMn卡（计数乘子卡）计算全能谱中子88Sr（n，γ）89Sr反应率的方法来计算快群中子核反应对89Sr产量的贡献。

选取HFETR典型堆芯进行分析表明快群中子核反应对89Sr产量的贡献约为60%。在2016年度开展了89Sr生产试验，碳酸锶靶件在HFETR辐照后，经热室切割再进行89Sr提取，实际活度测量表明，在HFETR元件中孔辐照1炉，1g碳酸锶靶件可生产89Sr约95mCi，若连续辐照2炉则1g碳酸锶靶件可生产89Sr至150mCi左右，经过多个碳酸锶靶件的89Sr产量计算值与实测值比较可知，89Sr产量计算值比实测值高15%左右，基本可以满足碳酸锶靶件辐照89Sr产量预示需求。

3 89Sr生产能力展望

HFETR元件中孔辐照条件下统计全能谱中子对89Sr产量的贡献，采用MCNP程序的计数乘子卡计算相关核反应率，同时进行衰变修正，得出碳酸锶靶件辐照后89Sr产量。

选取目前HFETR的典型装载，计算出每一个元件中孔中89Sr的比活度和活度，再结合提取工艺损失、89Sr自身衰变和供货要求，建议批量辐照碳酸锶靶的生产模式为：

1）选用HFETR中子注量率较高的元件中孔将锶靶连续辐照两炉段后出堆；

2）参考HFETR辐照靶件装载情况，进行适当优化后可选取约20个元件中孔用于89Sr生产，靶件入堆模式采用每炉段入10根锶靶，每次辐照2炉段，依次循环入堆，每炉段有10根靶件产品出堆（第一炉除外）。

按照此生产模式，同时参考已完成的辐照生产试验中89Sr的计算产量及实测产量，预计每炉段可生产89Sr约7Ci，按照HFETR年运行8炉段估计，每年可生产89Sr 56Ci，保守估计HFETR的89Sr年生产能力为50Ci，可以满足国内市场需求。

【参考文献】

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[责任编辑：田吉捷]