Научно-технологическое развитие производства радионуклида медицинского назначения 99Мо и молибден-технециевых генераторов с помощью исследовательского реактора ВВР-Ц (13.02.2012)

Автор: Кочнов Олег Юрьевич

Кочнов Олег Юрьевич

научно - технологическое

РАЗВИТИЕ ПРОИЗВОДСТВА РАДИОНУКЛИДА МЕДИЦИНСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ 99Мо И МОЛИБДЕН-ТЕХНЕЦИЕВЫХ ГЕНЕРАТОРОВ С ПОМОЩЬЮ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА ВВР-Ц

Специальность 05.14.03

«Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации»

Автореферат диссертации на соискание ученой степени

доктора технических наук

Москва - 2011

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии «Научно-исследовательский физико-химический институт им. Л.Я. Карпова»

Официальные оппоненты

Доктор технических наук, профессор Грачев Алексей Фролович

Доктор технических наук - Иванов Валентин Борисович

Доктор физико-математических наук Чувилин Дмитрий Юрьевич

Ведущая организация: Открытое акционерное общество

«Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов», г. Димитровград.

Защита состоится «__» ___________ 2012 г. на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 при Российском Национальном Центре «Курчатовский институт», 123182, г. Москва, пл. Курчатова 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Российского Национального Центра «Курчатовский институт».

Автореферат разослан «___» ___________ 2012 г.

Учёный секретарь

диссертационного совета Доктор технических наук, профессор Мадеев Виктор Георгиевич

Общая характеристика работы

Актуальность работы. Актуальной проблемой современного общества является создание новых технологий получения препаратов для диагностики и лечения таких социально значимых заболеваний, как онкологические и сердечно-сосудистые.

Для ранней диагностики и терапии заболеваний различных органов человека широкое применение нашли в ядерной медицине радионуклиды, в виде радиофармацевтических препаратов (РФП). Радиофармацевтическим препаратом является химическое соединение, содержащее в своей молекуле определенный радиоактивный нуклид и вещество, разрешенное для введения в организм человека с диагностической или лечебной целью.

В связи с интенсивным развитием в стране методов диагностики и лечения на основе ядерной медицины, развитие производства 99Мо и молибден-технециевых генераторов для отечественных медицинских центров представляет собой важную народно-хозяйственную задачу. Поэтому диссертационная работа, направленная на решения этой важной народнохозяйственной задачи и посвященная научно-технологическим аспектам развития производства Мо-99 и молибден-технециевых генераторов, является актуальной.

Цель работы - разработка научно-технологических основ и практическая реализация расширения наработки радионуклидов медицинского назначения 99Мо на реакторе ВВР-ц и производства молибден-технециевых генераторов.

Для достижения цели автор решал следующие задачи:

Разработка мер и обоснование возможности увеличения наработки 99Мо и повышения безопасности и информативности этой наработки на реакторе ВВР-ц;

Разработка усовершенствованного облучательного устройства и мишени для наработки 99Мо;

Разработка нового типа молибден-технециевого генератора, а также линии по автоматизированной зарядке генераторов;

Разработка технологии переработки урансодержащих отходов;

Предложения по модернизации существующего реактора ВВР-ц с заменой на ИВВ.10 М, а также использование для производства 99Мо растворного реактора.

Научная новизна результатов работы заключается в следующем:

Разработаны новые научно-технологические решения по развитию производства осколочного 99Мо на реакторе ВВР-ц;

Впервые экспериментально подтверждена возможность увеличения на порядок производительности 99Мо;

Разработаны новые усовершенствованные конструкции облучательного устройства и мишени с ураносодержащим материалом для производства 99Мо;

Разработан новый тип молибден-технециего генератора ГТ-4К;

Разработана технология автоматизированной зарядки генераторов, удовлетворяющая международным требованиям GMP;

Впервые в стране разработана технология переработки ураносодержащих отходов с целью повторного использования выделенного урана в цикле для наработки 99Мо;

В качестве дальнейшего развития производства 99Мо реактора ВВР-ц сформулированы предложения для разработки нового типа исследовательского ядерного реактора ИВВ.10 М, специализированного для наработки радионуклидов, и для создания растворного реактора типа «Аргус».

Практическая значимость работы:


загрузка...