Расчетное обоснование модернизации активной зоны реактора ВВР-ц для увеличения наработки радионуклидов медицинского назначения тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Фомин Роман Васильевич

• Фомин Роман Васильевич
• кандидат наук
• 2019

Оглавление диссертации кандидат наук Фомин Роман Васильевич

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. АНАЛИЗ РАЗВИТИЯ ПРОИЗВОДСТВА РАДИОНУКЛИДОВ ДЛЯ ЯДЕРНОЙ МЕДИЦИНЫ

1.1. История развития ядерной медицины

1.2. Масштабы применения технологий ядерной медицины в мире, динамика развития и перспективы

1.3. Основные производители радионуклидов и радиофармпрепаратов в мире и в России

1.4. Особенности получение 99Мо

Выводы по главе

ГЛАВА 2. РАЗРАБОТКА МОДЕЛИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА ВВР-Ц

2.1. Краткое описание ИЯР ВВР-ц

2.1.1. Назначение и основные параметры

2.1.2. Активная зона реактора

2.1.3. Топливо ИЯР ВВР-ц

2.1.4. Нейтронно-физические характеристики реактора

2.2. Моделирование и проведение нейтронно-физических расчетов

2.2.1. Создание прецизионной расчетной модели активной зоны реактора ВВР-ц

2.2.2. Верификация разработанной модели

Выводы по 2 главе

ГЛАВА 3. МОДЕРНИЗАЦИЯ МИШЕНЕЙ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА РАДИОНУКЛИДОВ МЕДИЦИНСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ

3.1. Разработка модернизированной мишени для производства 99Мо

3.2. Исследование возможности наработки 99Mo из 98Мо

3.3. Последующая модернизация мишеней для увеличения наработки 99Мо

Выводы по главе

ГЛАВА 4. МОДЕРНИЗАЦИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА ВВР-Ц ДЛЯ УЛУЧШЕНИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА

4.1. Использования Be для улучшения нейтронно-физических характеристик реактора

4.2. Оценка влияния Be блоков на наработку радионуклидов медицинского назначения

4.3. Переход на низкообогащенное топливо

Выводы по главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМЫХ СОКРАЩЕНИЙ

БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК

Введение

Исследовательские реакторы используются в целом ряде научно -технических работ, таких как: исследования пучков нейтронов, изучение материалов и неразрушающий контроль, производство радиофармацевтических препаратов (РФП) для медицинского и промышленного использования, легирование кремния и т.д. С учетом критических сборок в России функционирует более 60 исследовательских реакторов.

По данным МАГАТЭ на 2015 год 37% от общего числа исследовательских реакторов так или иначе используется для наработки радиоизотопов. Однако значительной проблемой является тот факт, что многие из них были построены в 60-х - 70-х годах прошлого века. В настоящее время 70% работающих в мире исследовательских реакторов находятся в эксплуатации более 30 лет, а 50% -более 40 лет. В России в настоящее время при отсутствии возможности широкого строительства новых установок, задача модернизации существующих исследовательских реакторов становится актуальной. При этом исследовательские реакторы обладают значительными преимуществами перед ускорителями, нарабатывают радионуклиды для производства РФП, обеспечивая большую производительность и низкую стоимость производства. Стоит отметить, что мировое потребление и производство радиофармацевтических препаратов ежегодно растет на 10-15% и к 2020 году прогнозируемый объем потребления РФП в мире превысит 20 млрд.$/год.

АО «НИФХИ им. Л.Я. Карпова» наряду с АО «ГНЦ НИИАР» и АО «ГНЦ РФ ФЭИ» является крупнейшим поставщиком целевых радионуклидов для производства РФП в России. В России в настоящее время производится более 20 РФП, наиболее востребованными из которых являются 99Mo /99mTc, 13% 8^г, 15^т и ряд других. Построенный в 1964 году в АО «НИФХИ им. Л.Я. Карпова» (в то время филиал НИФХИ им Л.Я. Карпова) реактор ВВР-ц в настоящее время активно используется для наработки 99Mo, 131!, 15^т и ряда других РФП.

Радиоизотоп 99Mo наиболее важен для медицинских применений, являясь родительским ядром для производства который, имея короткий период

полураспада (порядка 6-ти часов) и низкоэнергетическое излучение, позволяет минимизировать дозу облучения, что позволяет широко использовать его для диагностики целого ряда опасных заболеваний, включая онкологические. Порядка 85% диагностических процедур в мире производится именно с использованием

99штс

Основными производителями 99Mo в России являются реакторы РБТ-6 и РБТ-10 в АО «ГНЦ НИИАР» и ВВР-ц в АО «НИФХИ им. Л.Я. Карпова». Наработка 99Mo производится в специальных экспериментальных каналах (ЭК) и зависит от времени работы и мощности реактора, которые определяют плотность потока нейтронов в ЭК и эффективность использования мишени. Обычно мишень содержит обогащенный уран, в котором в результате деления и образуется 99Мо, выделяемый различными химическими методами.

Таким образом, наиболее перспективными способами увеличения наработки 99Mo может быть модернизация активной зоны реактора ВВР-ц с целью увеличения числа ЭК, увеличения плотности потока нейтронов при соблюдении максимальной разрешенной мощности реактора (15 МВт) и модернизации мишеней, используемых для наработки 99Мо.

В первой главе, которая носит обзорный характер, представлен анализ основных источников и способов производства радионуклидов для ядерной медицины. Показаны масштабы применения, перспективы, динамика развития и проблемы технологий ядерной медицины в мире и России. Проведено сравнение эффективностей наработки 99Мо при производстве на ядерных реакторах и ускорителях заряженных частиц. Исследованы способы и технологии повышения наработки 99Мо.

Вторая глава посвящена описанию конструкции реактора ВВР-ц, разработке

нейтронно-физической модели для проведения расчетных исследований и ее

верификации. Модель строилась для проведения нейтронно-физических расчетов

методом Монте-Карло. Детально моделировалась геометрия всех твэлов (топливо,

5

оболочка, водяной зазор, температуры компонентов), изотопный состав топлива в зависимости от выгорания, геометрия и состав органов СУЗ, отражателей, конструкций мишеней для наработки радионуклидов.

В третьей главе представлено расчетное обоснование модернизации существующих мишеней, используемых для получения изотопа 99Mo с целью увеличения наработки данного радионуклида. Кроме того, в данной главе рассматривается возможность реализации на реакторе ВВР -ц «активационной» технологии получения 99Mo.

Четвертая глава посвящена улучшения нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора. В данной работе рассматривалось два основных варианта связанных с подобной модернизацией: размещение бериллиевых блоков и переход на низкообогащенное ядерное топливо. При этом каждый из предложенных вариантов имеет свои преимущества. Так за счет размещения бериллия было получено увеличение нейтронного потока в экспериментальных каналах, что в свою очередь увеличило наработку радионуклидов, а при переходе на низкообогащенное ядерное топливо улучшаются эксплутационные показатели установки.

Объектом исследования является конструкция активной зоны реактора и мишеней для наработки 99Mo.

Предметом исследования является увеличение наработки 99Мо посредством модернизации реакторной установки ВВР-ц посредством проведения цикла нейтронно-физических расчетов.

Целью данной диссертационной работы является расчетное обоснование модернизации активной зоны реактора ВВР-ц и мишеней для увеличения наработки 99Mo.

Для достижения поставленной цели необходимо решить ряд задач:

1) Разработать расчетную модель активной зоны реактора ВВР-ц для проведения специализированных исследований по модернизации действующей реакторной установки и осуществления оценки наработки радионуклидов в экспериментальных каналах реактора;

2) Оценить эффективность наработки радионуклидов медицинского назначения на примере изотопа 99Мо;

3) Обосновать целесообразность использования Ве в активной зоне реактора ВВР-ц;

4) Оценить влияние перехода на низкообогащенное топливо в активной зоне ядерного реактора ВВР-ц на эффективность наработки 99Мо.

При написании применялась следующая совокупность методов:

- Метод Монте-Карло, используется для совместного моделирования переноса различного вида частиц (нейтронов, фотонов, электронов);

- Метод матричной экспоненты с контролем выбора шага, используется для решения задач изотопной кинетики (расчеты выгорания топлива в процессе кампании, расчеты процессов распада и т.д.).

Достоверность полученных результатов работы подтверждается сравнением результатов проведенных расчетов с экспериментальными данными, полученными в АО «НИФХИ им. Л.Я. Карпова» на реакторе ВВР-ц, такими как: плотности потоков нейтронов в активной зоне, данными по длительности кампании реактора, изменению запаса реактивности и весам ОР СУЗ.

Новизна проводимого исследования состоит в том, что:

- Создана и протестирована детальная нейтронно-физическая модель (полностью моделировалась геометрия всех твэлов, изотопный состав топлива в зависимости от выгорания, геометрия и состав органов СУЗ, отражателей), используемая для обоснования модернизации активной зоны действующего реактора и оценки наработки радионуклидов в активной зоне реактора ВВР-ц;

- Проведен сравнительный анализ способов повышения эффективности наработки изотопа 99Мо в активной зоне реактора для различных типов мишеней, исследованы новые конструкции мишеней для наработки 99Мо;

- Проведены расчетные исследования различных вариантов размещения бериллиевого отражателя на периферии активной зоны реактора для улучшения его нейтронно-физических характеристик и увеличения наработки радионуклидов;

- Проведены расчеты, показывающие возможность перевода реактора ВВР-ц на использование низкообогащенного топлива в активной зоне.

Практическая ценность работы состоит в следующем:

- Проведен сравнительный анализ способов повышения эффективности наработки изотопа 99Мо в активной зоне реактора для различных типов мишеней, создана новая конструкция мишени, позволяющая значительно увеличить наработку 99Мо;

- На основании проведенных исследований принято решение о модернизации активной зоны реактора ВВР-ц, результатом которой будет создание дополнительного экспериментального канала, который может быть использован для наработки радионуклидов, получен акт о внедрении результатов исследования;

- Показана принципиальная возможность использования низкообогащенного топлива в активной зоне реактора ВВР-ц, при сохранении количества нарабатываемых радионуклидов, определяемого по активности нуклида в Ки.

На защиту выносятся:

- Расчетные модели новых конструкций мишени, внедрение которых позволит значительно увеличить наработку 99Мо.

- Вариант модернизации активной зоны реактора ВВР-ц, позволяющий создать дополнительный экспериментальный канал, который будет использован для наработки радионуклидов.

- Результаты исследований по обоснованию принципиальной возможности использования низкообогащенного топлива в ТВС реактора ВВР-ц без уменьшения наработки радионуклидов.

Личный вклад автора:

- Автор лично провел верификацию разработанной нейтронно -физической модели реактора ВВР-ц по плотности потоков нейтронов в активной

зоне, данными по длительности кампании реактора, изменению запаса реактивности и весам ОР СУЗ;

- Автор лично разработал расчетные модели новых мишеней для наработки 99Мо, и провел расчеты, показывающие, что их использование позволит значительно увеличить наработку 99Мо;

- Автор лично провел поисковые исследования, связанные с использованием бериллия в качестве отражателя для улучшения нейтронно-физических свойств реактора ВВР-ц;

- Автор лично разработал расчетную модель и провел расчеты, связанные с оценкой использования низкообогащенного топлива в активной зоне реактора.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчетное обоснование модернизации активной зоны реактора ВВР-ц для увеличения наработки радионуклидов медицинского назначения»

Апробация работы.

Основные результаты диссертационной работы апробированы на международных и российских конференциях:

- XII Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров» (Россия, Обнинск, 2011);

- XIII Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров» (Россия, Обнинск, 2013);

- XVII ежегодная конференция МО ЯОР «Молодежь в атомной науке и производстве» (Россия, Обнинск, 2012);

- IX Международная конференции «Будущее атомной энергетики» (Россия, Обнинск, 2013);

- X Международная конференция «Будущее атомной энергетики» (Россия, Обнинск, 2014);

- XII Международная конференция «Будущее атомной энергетики» (Россия, Обнинск, 2016);

- XII Международная конференция «Будущее атомной энергетики» (Россия, Обнинск, 2017);

- XVIII школа-семинар по проблемам физики реакторов «Волга-2014» (Россия, база отдыха «Волга», 2014);

- Конференции молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике» (Россия, Москва, 2017);

- VI Международная молодежная научная школа-конференция «Современные проблемы физики и технологий» (Россия, Москва, 2017);

- VI Международная молодежная научная школа-конференция «Современные проблемы физики и технологий» (Россия, Москва, 2018).

Публикации. По теме диссертации опубликовано 9 статей в ведущих рецензируемых научно-технических журналах из перечня ВАК [27; 29; 31; 35; 68; 69], 3 статьи включено в базы данных Web of Science и Scopus [36; 70; 86], 18 публикаций в сборниках и трудах конференций [24; 25; 26; 28; 30; 32; 33; 34; 37; 71; 72; 73; 74; 75; 76; 77; 78;79].

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, с выводами по каждой из них, заключения, библиографического списка и приложений. Работа изложена на 114 страницах, содержит 28 рисунков, 33 таблицы и список литературы из 91 наименований на 1 1 страницах.

Глава 1. Анализ развития производства радионуклидов для ядерной медицины

1.1. История развития ядерной медицины

В настоящее время известно 106 химических элементов. Из них только 81 элемент имеет как стабильные, так и радиоактивные изотопы. Оставшиеся 25 элементов являются радиоактивными изотопами. На сегодняшний день открыто примерно 1700 нуклидов, причем число изотопов, известных для каждого отдельного элемента, колеблется от 3 до 29. Из данных нуклидов только 271 нуклид стабилен, остальные же являются радиоактивными. Более 300 из них нашли практическое применение в различных аспектах человеческой жизни.

Наибольшей областью использования радионуклидов в современном мире является ядерная медицина. На ее нужды идет более половины производимых изотопов от годового производства радионуклидов во всем мире. В состав человеческого организма входит 72 элемента периодической таблицы Менделеева (например - кислород, водород, углерод, азот, кальций и др.), из-за этого сегодня трудно представить крупную больницу или клинику, в которой при установлении диагноза заболевания не использовались бы различные радиоактивные препараты и меченные ими соединения. Учитывая большие перспективы диагностики с использование радиоизотопов, растет и расширяется количество методов исследований, в которых применяются как давно апробированные (хорошо известные радиоактивные нуклиды), так и абсолютно новые способы, в которых применяются ранее не используемые в лечебной практике радионуклиды.

Радионуклиды применяются в ядерной медицине в основном в виде радиофармацевтических препаратов (РФП) для диагностики и терапии различных заболеваний органов человека. Радиофармацевтическим препаратом называется химическое соединение, содержащие в своей молекуле определенный радиоизотоп, который может быть введен человеку с целью диагностики или

лечения. Отличительной особенностью диагностического РФП в данном случае является отсутствие ярко выраженного фармакологического эффекта.

РФП подразделяются на:

1) Закрытые РФП;

2) Открытые РФП.

В закрытых РФП радиоактивный материал заключен в оболочку (капсулу или защитное покрытие), предотвращающую контакт с ним пациента или персонала, а также не допускающее радиоактивного загрязнения окружающей среды. В клинической практике закрытые РФП применяют для контактной (аппликационной, внутриполостной и внутритканевой) лучевой терапии. Помимо этого, закрытые РФП применяются со специальными источниками низкоэнергетического фотонного излучения для просвечивания и исследования минерального состава костных тканей человека.

В открытых РФП допускается прямой контакт радиоактивного вещества с окружающей средой (и с человеческим организмом в частности). Для данного типа радиоактивное загрязнение выше уровня, установленного для закрытых РФП. К препаратам этого типа, как правило относятся:

- Меченые соединения, используемые в исследованиях методом радиоизотопных индикаторов, применяемых in vivo;

- Лечебно-диагностические РФП;

- Рассасывающиеся в организме препараты (нити, пленки, губки) для контактной лучевой терапии;

- Применяемые in vitro РФП для радиоиммунного анализа.

На сегодняшний день в ядерной медицине применяется свыше 200 закрытых РФП.

Для диагностических целей применяются радиоизотопы, которые при введении в организм участвуют в исследуемых видах обмена веществ или изучаемой деятельности органов и систем, и при этом могут быть зарегистрированы методами радиометрии. Такие радиоактивные препараты, как

правило, имеют короткий эффективный период полураспада, что обусловливает незначительную лучевую нагрузку на организм обследуемого.

Основным критерием отбора радиоактивных препаратов, используемых при проведении лучевой терапии опухолей, является способность формирования необходимой дозы ионизирующего облучения в районе опухоли при минимальном воздействии данного облучения на окружающие здоровые ткани. Этот эффект достигается путём применения РФП в различных агрегатных состояниях и способах доставки в организм (растворы, суспензии, гранулы, иглы, проволока, аппликационные повязки и др.) и использованием наиболее подходящего изотопа, обладающего требуемым излучением (с конкретным видом испускаемой частицы и ее энергетической характеристикой).

Радиоактивное облучение в медицине направлено на лечение/диагностику больного. Однако получаемые в результате подобного лечения дозы оказываются выше необходимых. Пациент должен получать минимальную дозу при облучении. В связи с этим одной из основных задач, стоящих перед создателями РФП, является снижение получаемых доз облучения пациентов при проведении различных медицинских операций с использованием радионуклидов. Это означает выбор таких радионуклидов и меченных ими соединений, применение которых позволяет получать требуемую диагностическую информацию при минимально возможном облучении пациентов [11].

Выбор конкретного радионуклида осуществляется в соответствии со следующими требованиями:

- Низкая токсичность препарата;

- Малый период полураспада (не более нескольких часов);

- Удобный для регистрации вид излучения.

В современных развитых странах каждые 3 - 5 лет происходит удвоение числа радионуклидных процедур. Этому, в немалой степени, способствует внедрение в медицинскую практику этих стран следующих типов исследований:

- РФП на основе изотопа 99тТс;

- Короткоживущих циклотронных радионуклидов (67Ga, ш!п, 113[, 201Т1);

13

- Ультракороткоживущих радионуклидов, излучающих позитроны

(11е,13к, 15о, 18б).

Основные источники производства радионуклидов для ядерной медицины следующие:

- Ядерные реакторы;

- Ускорители заряженных частиц (циклотроны и линейные ускорители);

- Радионуклидные генераторы (как вторичный источник).

В мировом объеме производства радионуклидов их основным поставщиком являются исследовательские ядерные реакторы. Этот факт обычно связывают с их большим количеством и доступностью в самые первые годы развития ядерной медицины, которые пришлись на границу 40-х и 50-х годов, а также с дешевизной производства на них большинства известных радионуклидов. К середине 80-годов ежегодная наработка радионуклидов только для ядерной медицины на реакторах всего мира достигла в стоимостном выражении 500 млн. долларов. Однако за последние два десятилетия обнаруживается существенный рост в использовании ускорителей заряженных частиц для указанных целей, который объясняется более приемлемыми ядерно-физическими характеристиками получаемых с их помощью радионуклидов с дефицитом нейтронов.

Первые годы производство радиоизотопов было сосредоточено вблизи крупных центров, обладающих исследовательскими реакторами. Наиболее часто при облучении в реакторах использовали тепловые нейтроны со значением потока от 1013 н/см2-с до 1015 н/см2-с. При этом основным типом используемой ядерной реакции для получения радионуклидов была реакция радиационного захвата нейтронов (п, g). Выходы изотопов по данному типу реакции уменьшаются с увеличением энергии налетающих нейтронов. Поэтому облучение стартовых материалов (мишеней), осуществляется в каналах производственных или исследовательских реакторов с тепловым спектром нейтронов. При этом в качестве материалов мишеней применяются термически и радиационно-стойкие

металлы, термостойкие окислы и соли, содержащие стартовый нуклид в природной или изотопно-обогащенной форме.

Еще один тип реакции, используемый для крупного производства медицинских радионуклидов, это реакция деления ядер (п, :£). Основные радионуклиды, применяемые в медицине и образующиеся в результате деления 235и под действием тепловых нейтронов, включают в себя 137Сб, 13% 90Бг, 99Мо и

др. [1].

Преимущества, а в ряде случаев незаменимость методов ядерной медицины способствовали на протяжении последних десятилетий её устойчивому развитию и превращению в неотъемлемую часть клинической практики в развитых странах мира.

Мировое производство и потребление радиофармацевтических препаратов растет ежегодно на 10-15%. Только в США с использованием РФП ежегодно производится около 13 млн. диагностических процедур и 100 млн. лабораторных тестов, применяется около 50 тыс. терапевтических доз, а в области ядерной медицины практикуют более 30 тыс. специалистов. Однако стоит отметить, что большая часть используемых в США РФП импортируется из других стран.

Отечественная же радиофармацевтика в течение достаточно долгого времени обеспечивалась за счет производства радиоизотопов внутри страны. Однако к настоящему времени, в связи с прекращением эксплуатации ряда исследовательских реакторных установок и отсутствием должного уровня финансирования научно-исследовательских работ, проводимых на реакторах и ускорителях, часть применяемых радионуклидов импортируются. Это касается в первую очередь 99Мо для производства генераторов 99тТс, также имеются проблемы с поставками 12% 201Т1 и ш!п. В России, ввиду крайне длительной коммерческой реализации проектов по получению новых радионуклидов с целью последующей разработки новых РФП, практически невозможно проведение требуемых научно-исследовательских работ, отвечающих всем мировым стандартам.

В части рутинных технологий однофотонной эмиссионной компьютерной томографии (ОФЭКТ) и, частично ПЭТ, Россия имеет в распоряжении отечественные РФП. Но необходимы разработки отдельных новых высокоспецифичных препаратов на основе меченых пептидов и моноклональных антител в первую очередь с 99mTc и 123I (ОФЭКТ), а также группы препаратов для ПЭТ, в том числе с 68Ga.

Развитие методов радионуклидной терапии в России нуждается в создании и внедрении достаточно большого количества препаратов на основе 32P, 90 Y, 177Lu, 188Re, а-излучающих радионуклидов (в особенности генератора 225Ac/213Bi), а также модельных радионуклидов, препаратов и программ для обеспечения дозиметрического планирования радионуклидной терапии.

1.2. Масштабы применения технологий ядерной медицины в мире, динамика развития и перспективы

В 1998 г. в Журнале ядерной медицины (J. Nucl. Med. США) был опубликован аналитический обзор компании Frost&Suüivan «Будущее ядерной медицины». Обзор сделан с целью в первую очередь маркетинговых исследований в области использования радионуклидов медицинского назначения в США на период до 2020 года. В общем, проведенные изыскания предрекали резкий рост применения РФП и средств ядерной медицины, а в особенности использование методов ПЭТ и радионуклидной терапии. Сегодня, спустя почти двадцать лет после данной публикации, можно отметить правильность полученных оценок. Так как основным потребителем радиоизотопов для медицины является США (более половины производимых в мире РФП), то эти направления и тенденции развития ядерной медицины являются общими для всех стран.

Распределение уровня использования технологий ядерной медицины по регионам и странам мира напрямую связано с количеством имеющейся

диагностической аппаратуры и специализированных отделений радионуклидной диагностики и терапии в каждой стране. В таблицах 1 и 2 представлены соответствующие сведения из различных специализированных изданий. Приведенные данные, не содержат точных данных по Российской Федерации, так как они зачастую не публикуются.

Таблица 1 - Количество процедур по ядерной медицине, проводимых в мире

Страна Применений в год (на /1000 чел)

Канада 65

Германия 34

США 32

Чехия 28

Нидерланды 16

Дания 15

Болгария 15

Швеция 14

Россия 7

Австралия 12

Япония 12

Аргентина 11

Италия 11

В еликобритания 11

Финляндия 10

Швейцария 10

Словакия 9

Новая Зеландия 8

Тайвань 7

Ирландия 6

Украина 5

Португалия 4

Болгария 3

Румыния 3

Особенно быстро ядерная диагностика начала развиваться после того, как в

1963 году Хол Ангер разработал свою гамма-камеру - принципиально новый

прибор для получения радиоизотопных изображений. В последующие годы,

используя камеру Ангера в качестве основы, ведущие мировые производители

медицинского оборудования разработали для рынка множество самых

разнообразных вариантов этого аппарата. Гамма-камера дает возможность для одномоментной регистрации излучения инкорпорированного РФП без перемещения детектора над пациентом. Это основное отличие и преимущество камеры Ангера от сканеров, которые применялись раньше и позволяли получать изображение распределения РФП в пространстве лишь за счет механического перемещения детектора с тяжелой защитой, что делало невозможным визуализацию быстропротекающих физиологических процессов. Современные гамма-камеры, оснащаются специализированными компьютерами для обеспечения хорошего пространственного разрешение и высокой скорости регистрации фиксируемого излучения.

В последние годы ведущие фирмы-производители медицинской аппаратуры выпускают на мировой рынок технику, которая объединяет в себе однофотонные эмиссионные томографы с компьютерной томографией (КТ) и магнитно-резонансную томографию (МРТ). Тем самым совмещая высокое пространственное разрешение последних и функциональность первых.

Таблица 2 - Количество гамма-камер на миллион жителей (по данным IAEA)

Всего На миллион жителей

Индустриальные страны

Северная Америка 8940 33.0

Япония 2700 21.6

Австралия 300 16.0

Западная Европа 3740 10.3

Прочие 500 3.8

Всего 16240 17.7

Развивающиеся страны

Восточная Европа 605 2.2

Латинская Америка 953 2.1

Западная Азия 166 1.0

Азия 879 0.3

Африка 86 0.2

Всего 2689 0.7

Россия ~150 1.0

Параллельно с разработкой и модернизацией аппаратуры для ОФЭКТ техническую реализацию получила и идея ПЭТ. Позитронно-эмиссионная томография - это метод исследования внутренних органов человека или животного. Сам метод основан на регистрации пары гамма-квантов, возникающих при аннигиляции позитронов с электронами. Базовым принципом, лежащим в основе конструирования позитронных томографов, является способ регистрации гамма-излучения с помощью парных кристаллов. После распад соответствующих радионуклидов испускаются позитроны, которые аннигилируясь с электронами окружающих тканей организма, образуют два пучка протонов с энергией 511 кэВ, имеющих диаметрально противоположные направления движения вдоль одной оси. Разместив вокруг тела пациента набор детекторов, можно определить координаты оси, вдоль которой произошла подобная аннигиляция.

Высокая энергия излучения позволяет не учитывать поглощение частиц в тканях, но при большой дозе введенного вещества для безопасности больного требуется использование только короткоживущих и ультракороткоживущих изотопов. Данные изотопы должны изготавливаться непосредственно в клинике (с использованием ускорителей заряженных частиц), что в значительной степени (наряду с высокой стоимостью специализированной аппаратуры) ограничивает применение этого метода. Тем не менее, в последние годы отмечается увеличение количества ПЭТ-центров и ПЭТ-исследований во всем мире (таблица 3). Так, например, в США количество ПЭТ-центров возросло за два года (2003-2005 гг.) в два с половиной раза. Одной из новейших диагностических технологий считают также совмещение ПЭТ-КТ.

Таблица 3 - Количество ПЭТ-центров в мире

Страна 1992 1996 2000 2003 2005 2010

США 60 82 176 800 2000 3000

Япония 23 24 35 60 120 150

Германия 15 16 22 66 80 100

Бельгия 6 6 8 11 15 20

В еликобритания 8 8 6 11 15 25

Австралия 2 2 5 7 10 15

Корея 0 2 5 18 52 70

Китай 14 60 100

Тайвань 8 13 20 30

Россия 1 2 2 4 5 <10

Европа 163

Другие 36 35 37 150 500

Всего 150 175 285 1150 3990

Главным фактором, ограничивающим развитие в РФ методов ядерной

диагностики, является отсутствие требуемого количества диагностической техники, которая российскими предприятиями выпускается в сравнительно небольших количествах. Кроме того, в клиниках ряда ведомств, имеющих достаточный уровень финансирования для закупки оборудования ядерной медицины, наибольшее развитие получили методы УЗИ, КТ и ЯМР -томографии, поскольку организация работы подобных подразделений не требует получения настолько большого количества разрешительной документации, как лицензирование и штатная эксплуатация отделений радионуклидных исследований.

Географическая доступность ядерной медицины для населения также остается на низком уровне. В настоящее время РФП используются в ежедневной клинической практике более 300 медицинскими учреждениями РФ, 25% которых расположены в регионах Москвы и Санкт-Петербурга. Технологии ПЭТ также доступны только в этих двух регионах. За последние годы наблюдается рос количества пациентов, прошедших ПЭТ-процедуры, несмотря на достаточно высокие цены процедур.

Еще одной проблемой развития ядерной медицины в РФ является вопрос подготовки специализированных кадров для отделений радионуклидной диагностики и терапии, а также производств радиофармпрепаратов.

В последние годы интенсивно развивается лучевая терапия открытыми источниками радионуклидов, которая является эффективным средством как самостоятельного, так и комбинированного лечения больных. В английской аббревиатуре метод называется OST (Open Sources Nherapy) или ERT (Endo Radionuclide Therapy). Эти методы особенно эффективны в лучевой терапии злокачественных лимфом, рака щитовидной железы, гормонозависимых опухолей, при метастатическом поражении скелета и лимфатической системы, ревматоидных артритах и др.

Среди более 30 радионуклидов, использующихся в радионуклидной терапии, наибольшее распространение на заре развития ядерной медицины получили методики лечения с использование изотопов 32P, 198Au, 131I (подавляющее большинство), 90Y. Вместе с тем сегодня перечень нуклидов, используемых с целью лечения людей, значительно расширился. Широко применяются изотопы 89Sr, 153Sm, 186Re и 188Re. Интенсивные поисковые исследования ведутся в области получения и использования препаратов 67Cu, 117mSn, 124I, 149Tb, 166Ho, 177Lu, 211At, 212Bi, 225Ac, 213Bi и др. [16].

Современные препараты представляют собой в большинстве случаев меченые антитела или пептиды. Реакция мечения, как правило, реализуется посредством бифункциональных хелатирующих агентов (БФХА), которые могут присоединяться к молекулам биологически активного соединения, с одной стороны, и, с другой стороны, имеют хелатирующие группировки, способные связывать катионы металлов.

Самым первым изотопом, использованным в составе терапевтического РФП

был 32P, но из-за обнаруженного повреждающего действия на костный мозг

пациентов, его применение было ограничено. Однако, препараты с изотопом 32P

используют для лечения гемофилии, полицетемии, суставов и др. Суспензия

фосфата, 32P трехвалентного хрома описана в собрании нормативных документов

21

к лекарственным препаратам США (коммерческое название препарата Phosphocoll) и успешно применяется при радиосиновектии. В данном случае суспензию, содержащую радионуклид, вводят непосредственно в сустав.

До 1980 - х годов изотоп 1311 был единственным широко применяемым терапевтическим РФП. Даже сегодня он используется в множестве процедур (ежегодно в Европе - более 90000 ГБк, в РФ - около 2000 ГБк). Йодотерапия не имеет альтернативы при тяжелых формах рака щитовидной железы, тиреотоксикоза и гипертиреоидизма у больных с большим риском оперативного лечения и непереносимости медикаментов. Успешным оказалось лечение нейроэндокринных опухолей с препаратами метайодбензилгуанидина и мечеными пептидами. Радиоиммунотерапия на первых этапах своего становления и развития также проводилась с применением препаратов с использование изотопа 1311.

В последнее годы огромное число публикаций по радионуклидной терапии посвящено использованию изотопа 90У. Этот радионуклид достаточно широко применялся еще в 60-70 -е годы прошлого столетия в форме коллоидных растворов и суспензий для радиосиновектомии, а также для интратуморального или интраартериального введения в онкологии. Эти методики и сегодня успешно используются во многих странах мира. При этом для данных препаратов не требовался без носителя, в следствии чего его получали путем облучения в ядерном реакторе природной окиси азата иттрия. Вместе с тем появилось много новых РФП с представляющих собой меченые пептиды, в первую очередь октреотид.

Одним из новейших направлений применения микроисточников (брахитерапия) с изотопами 103Pd или 1251 является лечение рака предстательной железы и некоторых других онкопатологий. Это направление активно используется в мире в течение последних десятилетий. С середины 90-х годов регулярно появляются публикации о методе направленной брахитерапии после баллонной ангиопластики в кардиохирургии.

Большинство европейских стран обладают собственными специализированными центрами радионуклидной терапии, общее количество которых еще в 1997 г. составляло 630, а количество «активных коек» (специализированных палат, соответствующих международным и национальным правилам радиационной безопасности) было 1520 и увеличилось к началу 2001 г. до ~3000 или 1 на 160 тыс. чел. населения (таблица 5). Не менее 2/3 больных с доброкачественными поражениями щитовидной железы нуждались в радионуклидном лечении, а для онкологических больных оно требовалось в 10 -70% случаев в зависимости от вида и места расположения опухоли (еще в 30 -80% обычно назначается дистанционная или контактная лучевая терапия). Общее количество радионуклидов, использованных только в 1997 г. составляло ~90 000 ГБк. К настоящему времени в 3 - 4 раза возросло количество используемого изотопа 9(^. С 2000 г. начался коммерческий выпуск и использование препарата на основе изотопа 153Бш - Quadramet (Российский аналог - Оксабифор). Рост потребления относительно новых радионуклидов (188Яе, 177Ьи, 166Но, 67Си и др.) сдерживается в связи с крайне длительной процедурой клинических испытаний и регистрации новых препаратов, что занимает, как правило, от 5 до 10 лет. Кроме того, в течение первых 5 - 10 лет использования новых РФП становятся ясны их положительные или негативные факторы. Именно по этим причинам рост объемов использования ожидался к 2005-2006 и 2009-2010 годам, когда должны были быть закончены все формальные процедуры по ряду препаратов нового поколения. Достаточно ясно из имеющихся сведений, что разносторонние возможности радионуклидной терапии еще только предстоит определить, а масштабы ее использования будут непрерывно увеличиваться.

В РФ в отношении радионуклидной терапии положение можно считать катастрофическим, поскольку регулярно функционирует только одно специализированное отделение терапии с открытыми источниками радионуклидов в медицинском радиологическом научном центре (МРНЦ) в городе Обнинск.

По оценкам МРНЦ ежегодно требуется проводить более 50 000 процедур (таблица 4), а проводится только 2000 (в основном используются изотопы 1311 и 153Бш). За 5 лет было пролечено примерно 500 человек, больных диффузным токсическим зобом, а текущая потребность подобного лечения составляет 25 000 человек. Во времена СССР имелось 2000 «активных коек», а сегодня их только 16, и только в МРНЦ.

Таблица 4 - Потенциальная ежегодная потребность в радионуклидной терапии в РФ

Заболевания Количество больных

Диффузный токсический зоб 25 000

Рак щитовидной железы 4 000

Онкологические заболевания других органов 14 000

Заболевания опорно-двигательной системы 7 000

Всего 50 000

В настоящее время пролечивается 2 000

Также в МРНЦ с 2001 года принимают больных на лечение костных метастазов препаратами на основе изотопа 153Бш. Данное лечение проходит достаточно успешно, однако в течение года есть возможность принять не более 50 пациентов. В ограниченных количествах проводится амбулаторное лечение метастатических болей с помощью изотопа 89 Sr в РОНЦ ЦНИРРИ, клинической больнице № 6. Очереди пациентов на лечение радиоизотопами составляют сотни человек, но большинство из них погибает, не дождавшись медицинской помощи.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Фомин Роман Васильевич, 2019 год

Библиографический список

1. Radioisotopes in Medicine (Updated May 2014): [Электронный ресурс]. URL: http://www.world-nuclear.org/info/Non-Power-Nuclear Applications/ Radioisotopes/Radioisotopes-in-Medicine/. (Дата обращения: 02.05.2016).

2. Alain Alberman, Grzegorz Krysztoszek, Marin Ciocanescu, Kevin Charlton, Leo Sannen, Vladimir Vrban, "Scenario for sustainable Molybdenum-99 production in Europe", 2011.

3. Jean-Pierre Cabocel, Pierre Verbeek, "Report on molybdenum-99 production for nuclear medicine - 2010 - 2020", 2009.

4. N. Ramamoorthy "Overview of 99Mo Production Crisis and Options for Improving Supplies" // TWG-RR Meeting, 2010.

5. DOE Idaho Operations Office, "Draft Environmental Assessment for the Resumption of Transient Testing of Nuclear Fuels and Materials", 2013.

6. Civilian HEU: Canada (Jan. 15, 2014): [Электронный ресурс]. URL: http://www.nti.org/analysis/articles/civilian-heu-canada/. (Дата обращения: 09.05.2017).

7. Civilian HEU: South Africa (Jan. 8, 2014): [Электронный ресурс]. URL: http://www.nti.org/analysis/articles/civilian-heu-south-africa/. (Дата обращения: 09.05.2016).

8. SAFARI-1 research reactor (2012): [Электронный ресурс]. URL: http://www.necsa.co.za/SAFARI-1-670.aspx. (Дата обращения: 09.05.2017).

9. Research Reactors: [Электронный ресурс]. URL: http://www.world-nuclear.org/info/Non-Power-Nuclear-Applications/ Radioisotopes/Research-Reactors/. (Дата обращения: 02.05.2017).

10. И.А. Чусов, А.С. Шелегов, О.Ю. Кочнов. Особенности конструкций исследовательских реакторов водо -водяного типа. Ядерная энергетика, Изв. ВУЗов, №3, 2016,с.116-126.

11. Нормы радиационной безопасности (НРБ 99/2009).

12. Колесов В.В. Использование программы MCNP для проведения нейтронно-физического расчета ядерных реакторов. Учебное пособие по курсу "Физический расчет ядерных реакторов". - Обнинск: ИАТЭ, 2008.

13. N.A. Hanan, J.R. Liaw and J. E. Matos. Feasibility Study for LEU Conversion of the WWR-K Reactor at the Institute of Nuclear Physics in Kazakhstan Using a 5-Tube Fuel Assembly. International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. Vienna, Austria 2004.

14. В.В.Колесов, Д.А.Камаев, В. Ф. Украинцев, Д.В. Хитрик. Использование метода интервальных вычислений для получения оценок погрешностей характеристик топлива в процессе кампании. Ядерная энергетика, Изв. ВУЗов, №2, 2007,с.3-7.

15. Judith F. Briesmeister, Ed., "MCNP - A General Monte Carlo Code for Neutron and Photon Transport. Version 3A", LANL report LA7396-M, Rev.2, 1986.

16. А.С. Герасимов, Т.С, Зарицкая, А.П, Рудик. Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - 575с.

17. VisualBurnOut. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ №2009617021. Зарегистрировано в Реестре программ для ЭВМ 9 декабря 2009 года.

18. V. Kolesov, D. Kamaev, D. Hitrick, V. Ukraintsev. Assessment of Nuclear Concentration Uncertainties in Isotope Kinetics by the Interval Calculation Method. The Annual Meeting on Nuclear Technology. Hamburg, Germany, 2008, Report 101.

19. Молибден-99 - текущее состояние дел. Доклад из США: [Электронный ресурс]. URL: http://www.atominfo.ru/news/air5708.htm. (Дата обращения: 25.04.2016).

20. Герасимов А.С., Киселёв Г.В., Ланцов М.Н. // Атомная энергия, т.87, вып.2, с.104-108, 1989.

21. Аринкин Ф.М., Бейсебаев А.О., Гизатулин Ш.Х. и др. О возможности использования бериллиевого отражателя в существующей активной зоне реактора ВВР-К. Вестник НЯЦ РК, вып. 4, декабрь 2008, с. 104-112.

105

22. Григорьев Е.И., Киреев А.Ф., Мелехин Ю.А,, Ярына В.П. Контролируемые нейтронные поля на реакторе ВВР-Ц для задач ядерной технологии. Атомная энергия, т. 68, вып. 2, 1990. с. 131-133.

23. О.Ю. Кочнов, В.В. Колесов. Влияние бериллиевого отражателя, помещенного в активную зону реактора ВВР-ц на ее нейтронно-физические характеристики. Известия ВУЗов. Серия: Ядерная энергетика, 2012, т.2, с.

24. В.В. Колесов, О.Ю. Кочнов, Ю.В. Волков, В.Ф. Украинцев, Р.В. Фомин. Создание прецизионной модели реактора ВВР-ц для последующей оптимизации его конструкции и наработки радионуклидов. В сб.: «Безопасность АЭС и подготовка кадров-2011», Обнинск, 2011, т.2, с. 144-146.

25. V. Kolesov, O.Kochnov, V.Ukraintsev, Yu.Volkov, R.Fomin. Creation and validation of the precision model of the WWR-C reactor for optimization of 99Мо productivity. В сб.: «Безопасность АЭС и подготовка кадров-2011», Обнинск, 2011, т. 1, с. 29-31.

26. В.В. Колесов, Р.В. Фомин. Создание прецизионной модели реактора ВВР-ц для последующей оптимизации его конструкции и наработки радионуклидов. В сб.: «Знания молодых ядерщиков - атомным станциям», Москва, 2011, с. 5051.

27. В.В. Колесов, О.Ю. Кочнов, Ю.В. Волков, В.Ф. Украинцев, Р.В. Фомин. Создание прецизионной модели реактора ВВР-ц для последующей оптимизации его конструкции и наработки 99Мо и других радионуклидов. Ядерная энергетика, Известия ВУЗов, №4, 2011, с.129-134.

28. В.В. Колесов, Р.В. Фомин. Создание прецизионной модели реактора ВВР-ц для последующей оптимизации его конструкции и проведения тестовых расчетов. В сб.: «Студенчество - будущее атомной энергетики-2011», Обнинск, 2011, с. 20.

29. В.В. Колесов, О.Ю. Кочнов, Р.В. Фомин. Оценка энерговыделения в мишени с урансодержащим материалом при производстве 99Мо с использованием мишеней усовершенствованной конструкции на реакторе ВВР-ц. Ядерная

энергетика, Известия ВУЗов, №4, 2012, с. 23-30.

106

30. В.В. Колесов, Р.В. Фомин. Создание прецизионной модели реактора ВВР -ц для последующей оптимизации его конструкции и оптимизации мишеней для наработки радионуклидов. В сб.: «Студенчество - будущее атомной энергетики-2012», Обнинск, 2011, с. 35.

31. В.В. Колесов, О.Ю. Кочнов, Р.В. Фомин. Оценка увеличения производства 99Мо при различных компоновках активной зоны на реакторе ВВР-ц. Ядерная энергетика, Известия ВУЗов, №1, 2013, с. 110-116.

32. В.В. Колесов, Д.С. Самохин, Р.В. Фомин. Разработка прецизионной нейтронно-физической модели реактора ВВР-ц для решения задач оптимизации мишеней для наработки радионуклидов медицинского назначения. В сб.: «УМНИК-2013», Обнинск, 2013, с. 35-38.

33. В.В. Колесов, О.Ю. Кочнов, Р.В. Фомин. Оценка увеличения производства 99Мо и 13П при различных компоновках активной зоны на реакторе ВВР-ц. В сб.: «Безопасность АЭС и подготовка кадров-2013», Обнинск, 2013, с. 208-213.

34. В.В. Колесов, Р.В. Фомин. Оценка увеличения производства 99Мо и 13П при различных компоновках активной зоны на реакторе ВВР-ц. В сб.: «Будущее атомной энергетики -2013», Обнинск, 2013, с. 17.

35. А.В. Соболев, А.С. Зевякин, Р.В. Фомин, В.В. Колесов, О.Ю. Кочнов. Модернизация мишеней для наработки молибдена, в сб.: «Инновации в атомной энергетике», Москва, АО «НИКИЭТ», 2017, с. 1023-1033.

36. В.В. Колесов, О.Ю. Кочнов, Р.В. Фомин. Улучшение нейтронно-физических характеристик ВВР-Ц посредством замены части ТВС активной зоны на бериллиевый отражатель. Атомная энергия. - 2015, т.118, вып.4, с. 191-193.

37. Р.В. Фомин, В.В. Колесов, О.Ю. Кочнов. Моделирование активной зоны реактора ВВР-ц для увеличения наработки радиоактивных нуклидов. В сб.: «Атомные электростанции сверхмалой мощности для прикладных и учебных целей», Обнинск, 2016, с. 18-20.

38. «Атомная стратегия 2007 №05. Ядерная медицина», с. 4-6.

39. The Supply of Medical Radioisotopes «Medical Isotope Supply in the Future: Production Capacity and Demand Forecast for the 99Mo/99mTc Market, 20152020», 2014.

40. A Supply and Demand Update of the Molybdenum-99 Market. OECD Nuclear Energy Agency. 2012, August. [Электронный ресурс]. URL: http://www.oecd-nea.org/med-radio/docs/2012-supply-demand.pdf (Дата обращения: 25.01.2017).

41. А.В. Хлопков, Майлз Помпер, В.В. Чекина. Прекращение использования ВОУ в производстве медицинских изотопов: возможности для сотрудничества России и США, HEU Mo-99 Report, 2014.

42. Parrish Staples, Chairman's Summary, Mo-99 Topical Meeting, Chicago, April 2013. [Электронный ресурс]. URL: http://mo99.ne.anl.gov/2013/pdfs/2013Mo99_Chairmans_Summary.pdf (Дата обращения: 25.01.2017).

43. Global Experience, Global Opportunity. Nordion Annual Report 2012. P. 4-5. 13, 22. [Электронный ресурс]. URL: http://www.nordion.com/reports/2012_engannual.pdf (Дата обращения: 05.12.2015).

44. Encouraging Reliable Supplies of Molybdenum-99 Produced without Highly Enriched Uranium. 2012, June 7. [Электронный ресурс]. URL: http://www.whitehouse.gov/the-press-office/2012/06/07/fact-sheet-encouraging-reliable-suppliesmolybdenum-99-produced-without- (Дата обращения:

05.12.2015).

45. US Govt Contract for SA Medical Isotopes. 2010, November 5. [Электронный ресурс]. URL: http://www.southafrica.info/business/success/necsa051110.htm (Дата обращения: 05.12.2015 г.). CRP on Production of Mo-99 from LEU or Neutron Activation. [Электронный ресурс]. URL: http://www.iaea.org/ OurWork/ST/NE/NEFW/Technical_Areas/RRS/mo99.html (Дата обращения:

25.01.2016).

46. В.Г. Виденский, В.Г. Петин. Рецензия на: Облучение населения США за счет медицинских диагностических процедур. NCRP Report No. 100,1989. - P.103. Мед. радиология - 1990. - T. 35. - № 6. - с. 50.

47. Non-HEU production technologies for molybdenum-99 and technetium- 99m. — Vienna : International Atomic Energy Agency, 2013. p. ; 29 cm. — (IAEA nuclear energy series, ISSN 1995-7807; no. NF-T-5.4) STI/PUB/1589.

48. Druce M. Medical Radioisotope Production - The Australian Experince. Trans. Amer. Nucl. Soc.- 1996. - V.74. - p. 130.

49. О.Ю. Кочнов, В.В. Поздеев. Опыт модернизации производства осколочного 99Мо на ядерном реакторе ВВР-Ц. Ядерная физика и инжиниринг, г. Москва, 2012.

50. Е.С.Гуреев, С. Хужаев, А. Султанов. Способ изготовления стерильного генератора технеция-99м. А.с. СССР № 1679896.

51. Е.С. Гуреев, С. Хужаев, А. Султанов, П.К. Хабибуллаев. Способ выделения технеция-99м. А.с. СССР № 1762669.

52. Sameh A.A. "Production of fission Mo-99 from LEU uranium silicide target materials", Proc. Sym. Isotope and Radiation Applications. Institute of Nuclear Energy Research, 2000, Taiwan, China 2000.

53. OECD NUCLEAR ENERGY AGENC. The Supply of Medical Radioisotopes: Review of Potential Molybdenum-99/Technetium-99m Production Technologies. OECD, Paris 2010.

54. W.R. MCDonell, G.R. Caskey, C.L. Angerman. High-Performance Uranium-Metal Fuels for Savannah River Reactors. Symposium on 50 Years of Excellence in Science and Engineering at the Savannah River Site May 17 Aiken, SC, USA (2000), p. 23-30.

55. D. Novotny, G. Wagner . Procedure of Small Scale Production of Mo-99 on the Basis of Irradiated Natural Uranium Target. Consultant's Report on Small Scale Fission Molybdenum-99 Production from Low Enriched Uranium (LEU), Vienna, 2003, IAEA, Vienna (2003).

56. A Report of National Academy of Sciences. (Molybdenum-99 for Medical Imaging) [Электронный ресурс]. URL: http://www.snmmi.org/files/FileDownloads/NAS%20Mo-99%20Report.pdf (Дата обращения: 15.04.2017).

57. W.L. Cheng, C.S. Lee, C.C. Chen, Y.M. Wang, G. Ting. Study on the Separation of Molybdenum-99 Recycling of Uranium to Water Boiler. Appl. Rad. Isot. - 1989. -V.40. - No 4. - p. 315-324.

58. D.E. Glenn, S. Heger, R. Ball. Production of Molybdenum-99 using Solution Reactors. Trans. Amer. Nuc. Soc. - 1996. - V.74. - p. 138-139.

59. П.П. Болдырев, В.В. Борзенков, В.С. Голубев, О.И. Грудкин. Создание в РНЦ "Курчатовский институт" демонстрационного ядерно-технологического комплекса производства осколочного 99Мо на базе растворного реактора "Аргус". 12 ежегодная конф. Ядерного общества России "Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии". 25-29 июня, 2001. Димитровград, ГНЦ НИИАР. - С. 257.

60. Zhuikov, B.L. Production of medical radionuclides in Russia: Status and future. Applied Radiation and Isotopes, 2014, V. 84, p. 48-56.

61. J. Cifka, P. Vesely. Some factors influencing the elution of technetium -99m Generators. Radiochim. Acta. - 1971. - No 16. - p. 30.

62. L.G. Colombetti, V. Husak, V. Dvorak. Study of the Purity of 99mTc Sublimed from Fission 99Mo and the Radiation Dose from the Impurities. Int. J. Appl. Radiat. Isot. - 1974. - No 25. - p. 35-41.

63. Z. Dehai, X. Degao, C. Vangchu. Hehuaxue yu fangshe huahue. J. Nucl. Radiochem.-1990. - V. 14.- No 3. - p. 174-179.

64. Desai C.N. Fission produced 99Mo. Int. Symp. Radiochem. Radiat. Chem., Preprint vol., Bombay, February 4-7, 1991. - 1T-30/1-1T-30/5.

65. Druce M. Medical Radioisotope Production - The Australian Experince. Trans. Amer. Nucl. Soc.- 1996. - V.74. - p. 130.

66. A. Eckardt, K. Runge, K. Jantsch. Fission Molybdenum-99 Production and Nuclear

Safety in the AMOR-1. Isotopenpraxis. - 1990. - V.26. - No 3.- p. 140-141.

110

67. R.V. Fomin, V.V. Kolesov, O.Y. Kochnov. The Most Efficient Target Development to Increase the 99Mo Production Using the VVR-ts Reactor Core. XIII International Youth Scientific and Practical Conference «FUTURE OF ATOMIC ENERGY -AtomFuture 2017», KnE Life Sciences, p. 84-90. DOI 10.18502/11.

68. V.Yu. Kolmykov, A.S. Zevyakin, R.V. Fomin, A.V. Sobolev. Modernization of the Target Design for Molybdenum Production. XIII International Youth Scientific and Practical Conference «FUTURE OF ATOMIC ENERGY - AtomFuture 2017», KnE Life Sciences, p. 138-146. DOI 10.18502/17.

69. R.V. Fomin, V.V. Kolesov, O.Y. Kochnov. Modernization of the VVR-TS reactor core for the increasing of the radionuclides production. IOP Conf. Series: Journal of Physics: Conf. Series Volume 781, Number 1 (012031).

70. В.В. Колесов, Р.В. Фомин, А.С. Зевякин, О.Ю. Кочнов. Оценка увеличения производства 99Мо при использовании мишеней усовершенствованной конструкции на реакторе ВВР-ц. В сб.: «Современные проблемы физики и технологий. VI Международная молодежная научная школа-конференция, посвященная 75-летию НИЯУ МИФИ и 95-летию академика Н.Г. Басова», Москва, 2017, с. 330-331.

71. Р.В. Фомин, Д.А. Доков. Оценка результатов нейтронно-физического расчета бенчмарк-модели ТВС реактора ВВР-ц в зависимости от параметров подготовки констант комплексом NJOY. В сб.: «Атомные электростанции сверхмалой мощности для прикладных и учебных целей», Обнинск, 2017, с. 28-29.

72. А.С. Зевякин, А.В. Соболев, В.В. Колесов, Р.В. Фомин, О.Ю. Кочнов. Модернизация мишеней для наработки молибдена. В сб.: «Инновации в атомной энергетике», Москва, АО «НИКИЭТ», 2017, с. 48.

73. А.С. Зевякин, В.Ю. Колмыков, Р.В. Фомин. Модернизация конструкции мишени для наработки молибдена. В сб.: «Будущее атомной энергетики-AtomFuture 2017», Обнинск, ИАТЭ, 2017, с. 61.

74. Р.В. Фомин, В.В. Колесов. Разработка наиболее эффективной мишени для увеличения наработки 99Mo на реакторе ВВР-ц. В сб.: «Будущее атомной энергетики-AtomFuture 2017», Обнинск, ИАТЭ, 2017, с. 62.

75. А.С. Зевякин, В.Ю. Колмыков, Р.В. Фомин. Сравнение теплогидравлических характеристик мишеней для наработки молибдена. В сб.: «Современные проблемы физики и технологий. VII Международная молодежная научная школа-конференция», Москва, 2018, с. 236-237.

76. А.С. Зевякин, В.Ю. Колмыков, А.В. Соболев, Р.В. Фомин. Сравнение теплогидравлических характеристик мишеней для наработки молибдена. В сб.: «Тепломассоперенос в системах обеспечения тепловых режимов энергонасыщенного технического и технологического оборудования. Международная молодежная научная школа-конференция», Томск, 2018, с. 47-49.

77. А.С. Зевякин, В.Ю. Колмыков, Р.В. Фомин. Теплогидравлический расчет мишени стержневого типа для наработки радиоизотопов. В сб.: «Инновационные ядерные реакторы малой и сверхмалой мощности», Обнинск, 2018, с. 52-53.

78. А.С. Зевякин, В.Ю. Колмыков, Р.В. Фомин. Модернизация конструкции мишени для наработки радиоизотопов. В сб.: «II Международной (XV Региональной) научной конференции «Техногенные системы и экологический риски», Обнинск, 2018, с. 15-16.

79. Р.Г. Муранака. Перевод исследовательских реакторов на низкообогащенное урановое топливо. Бюллетень МАГАТЭ, том 25, №1, с. 20-24.

80. А.С Дьяков. О конверсии российских исследовательских реакторов. Центр по изучению проблем контроля над вооружениями, энергетики и экологии. [Электронный ресурс]. URL: http://www.armscontrol.ru/ pubs/conversion-of-research-reactors-m-russia.pdf (Дата обращения: 27 августа 2018).

81. А.С Дьяков. Перспективы конверсии российских исследовательских реакторов с топливом с высокообогащенным ураном. Science and Global Security, 2014, Volume 22, p. 166-187.

82. С.А. Соколов, А.И. Радаев, О.А. Кравцова, С.Ю. Булкин, Ю.С. Черепнин, В.А. Лукичев. Перевод исследовательского реактора ВВР-к на низкообогащенное урановое топливо как основа для разработки и внедрения ТВС ВВР-кн в существующих и перспективных бассейновых исследовательских реакторах. Атомная энергия. 2015. Т. 118. № 2. с. 68-71.

83. Y. Gonchsrov, A. Enin, I. Zaporozhets, P.Chakrov, S. Gizatulin, F.Arinkin, Y. Cherepnin. Low enriched uranium fuel for WWR-k reactor. RRFM-2013. Saint-Peterburg, 2013, p. 107-114.

84. Буклет ОАО «НЗХК» Ядерное топливо для исследовательских реакторов. [Электронный ресурс]. URL: http://www.nccp.ru/press/booklets/ (Дата обращения: 14 мая 2017).

85. E.H. Wilson, A. Bergeron, J.A. Stillman, T.A. Heltemes, D. Jaluvka, L. Jamison. U.S. high performance research reactor conversion program: an overview on element design. RRFM-2017. Rotterdam, 2017.

86. О.Ю. Кочнов, В.В. Колесов, Р.В. Фомин, П.А. Фомиченко. Возможность увеличения числа экспериментальных каналов ВВР-ц за счет изменения конструкции активной зоны. Атомная энергия. 2018. Т. 125. № 3. с. 146-148.

87. Коноплёв К. А., Онегин М. С., Полтавский А. С. Современные программные средства для обоснования безопасности и обеспечения эксплуатации реактора ВВР-М. [Электронный ресурс]. URL: http://nrd.pnpi.spb.ru/wwrm50/pdf/ch22.pdf (Дата обращения: 9 марта 2017).

88. К.А. Коноплёв, С.Л. Смольский, М.С. Онегин, А.С. Полтавский. Построение компьютерной модели реактора ВВР-М для расчета нейтронно-физических характеристик на основе программного средства MCNP. Отчет ПИЯФ ЭР-279. Гатчина. 2008. 24 с.

89. В.Ф. Разбудей. Моделирование нейтронных экспериментов на исследовательском реакторе ВВР-М ИЯИ НАН Украины. Ядерная физика и энергетика. 2011. Т12 №2 с. 198-208.

90. Программа MCNP (версии 4С и 5) с библиотекой констант DLC-200.

Нейтронно-физические расчеты стационарных состояний исследовательских

113

реакторов ПИК и ВВР-М, а также критического стенда ФМ ПИК. Регистрационный номер ПС в ЦЭП № 600. Аттестационный паспорт № 259 от 17.03.2009 г. Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору. М. 2009.

91. Руководство для пользователей под редакцией J.F. Breismeister. "MCNP - A General Monte-Carlo N - Particle Transport Code", - version 4C; отчет Лос Аламосской Национальной лаборатории LA-13709-M. 2000.