利用医用同位素生产堆生产89Sr

医用同位素生产堆(MIPR)是一种新型的同位素生产堆,是以低浓铀或高浓铀为燃料的水均匀溶液反应堆8。9Sr是用于减轻恶性肿瘤骨转移骨痛的亲骨性放射性药物。本文介绍了医用同位素生产堆的结构、特点以及用它来生产89Sr的原理。     

俄罗斯准备使用低浓铀生产医用放射性同位素

<正>【国际裂变材料专家组(IPFM)网站2017年9月7日报道】全俄实验物理研究所(VNIIEF)计划使用阿格斯-M(Argus-M)研究堆生产医用同位素。该研究堆是库尔恰托夫研究所(Kurchatov Institute)阿格斯(Argus)均匀性水溶液反应堆的改良版。库尔恰托夫研究所的这座反应堆已于2014年完成燃料低浓化改造。阿格斯-M未来也将使用低浓铀燃料。     

欧铀准备生产高丰度低浓铀

正【英国《国际核工程》网站2019年2月12日报道】欧洲铀浓缩美国公司(Urenco USA)近日宣布有能力提供高丰度低浓铀。世界上绝大多数在运核电机组通常使用铀-235丰度不到5%的低浓铀燃料。但是,目前正在开发的许多先进反应堆需要使用铀-235丰度为5%～20%的高丰度低浓铀燃料。这种低浓铀还可用于医用同位素生产以及科研活动。     

美国继续出口高浓铀 支持医用同位素生产

正【国际裂变材料专家组网站2020年1月22日报道】美国能源部(DOE)近期决定发放许可证,允许继续出口高浓铀,支持其他国家开展医用同位素生产。该许可证于2020年1月2日生效,有效期不超过两年。2012年《美国医用同位素生产法》(AMIPA)规定,在该法生效7年后的2020年1月终止高浓铀出口,前提是能够证明美国的钼-99供应充足。     

美加企业合作开展医用同位素生产技术研究

<正>【世界核新闻网站2015年2月23日报道】加拿大诺迪安公司(Nordion)及其母公司美国施洁国际公司(Sterigenics International)2015年2月20日与美国通用原子能公司(General Atomics)及密苏里大学研究堆中心(MURR)签署了为建立全球医用同位素可靠新来源而开展合作的多份协议。根据这些协议,施洁和诺迪安将接收密苏里大学研究堆中心研究堆使用通用原子能提供的低浓铀靶件生产的钼-99。     

溶液堆的应用及其核燃料处理

溶液堆在医用同位素的生产方面具有一些优势,本文对溶液堆的发展过程进行了介绍,对用于医用同位素生产的水溶液均相反应堆的技术特点、核素生产以及相关的核燃料处理问题进行了综述.溶液堆可以提取的同位素主要有99Mo, 131I, 89Sr等.在核燃料处理方面,溶剂萃取法是切实可行的方法,针对硫酸和硝酸2种溶液体系,推荐了硝酸体系的φ=30% TBP流程.溶液堆运行1～2年左右,冷却3～5个月进行后处理,放射性浓度大于99%的裂变和腐蚀产物被去除,铀的回收率大于99.5%,回收的铀可以回堆继续应用,形成一个快速处理循环.在后处理设备方面,小型化的核用离心萃取器及过滤设备是最好的选择.     

研究试验堆用于同位素生产的物理分析

本文对研究试验堆开展同位素生产进行了物理分析。分析了控制棒提棒顺序对同位素产量的影响,提出了提棒因子的概念。依据点堆模型和反应性-燃耗线性公式,得到了同位素的转换比和产量公式。最后根据这些公式,分析了高通量工程试验堆(HFETR)在高浓铀和低浓铀堆芯装载下,堆芯炉的运行寿期、燃料元件装载数量、燃料元件初始平均燃耗和堆芯功率对同位素转换比和产量的影响。结果显示,从小到大提棒、增加堆芯燃料组件盒数和功率水平均会增加堆芯同位素产量,而全年运行段数（运行段间检修时间不变）和堆芯平均初始燃耗增加则起到相反的作用。这些结果已经用于指导反应堆的堆芯装载设计。     

比利时开始使用低浓铀生产钼-99

正【世界核新闻网站2020年5月4日报道】比利时BR2研究堆近期完成靶件低浓化改造,首次利用低浓铀靶生产放射性同位素钼-99。这座研究堆此前一直利用高浓铀靶生产钼-99。为了消除高浓铀带来的扩散风险,该堆于2015年启动靶件低浓化改造工作。     

乌兹别克斯坦的高浓铀乏燃料被运回俄罗斯

【国际原子能机构网站2006年4月20日报道】在2006年4月19日结束的一次秘密行动中,一批来自乌兹别克斯坦的高浓铀乏燃料被安全运回俄罗斯。这批乏燃料中含有的铀足以制造2.5枚核弹头。自前苏联解体以来,这是首次将研究堆的乏燃料运回俄罗斯。在严密的安全措施保护下,这批总计达63kg的高浓铀乏燃料被分4次运往俄罗斯的马雅克(Mayak)后处理厂。国际原子能机构(IAEA)视察员监督并核实了这次历时16天的运输过程。这批燃料是俄罗斯为乌兹别克斯坦核物理研究院的一座10MW研究堆提供的。这座研究堆目前被用于科学研究及生产医用同位素。这次运输…     

美国资助国内企业研发新型钼-99生产技术

<正>【英国《国际核工程》网站2017年1月5日报道】美国国家核军工管理局(NNSA)近日与三家企业签订项目资助协议,帮助这些企业研发不使用高浓铀的新型钼-99生产技术。Shine医疗技术公司(Shine Medical Technologies)计划采用次临界加速器和低浓铀生产钼-99,北极星医用同位素公司(North Star Medical Radioisotopes)正在研发线性加速器技术,通用原子能公司(General Atomics)则正在研发低浓铀靶件裂变技术。     

医用同位素生产堆应急停堆系统设计研究

医用同位素生产反应堆(MIPR)以硝酸铀酰（或硫酸铀酰）水溶液为核燃料,主要生产医用同位素⁹⁹Mo和¹³¹I。反应堆的安全性是需要关注的重要问题。当发生一次冷却水泵故障、误提棒、气回路氢氧复合能力丧失等事故而未能紧急停堆的情况下,由应急停堆系统实现反应堆停堆。本文介绍了应急停堆系统的设计原理及运行方式,并分析了“正压卸料”和“负压卸料”停堆方式应急停堆瞬态过程。结果表明,“正压卸料”应急停堆可在150 s内完成燃料的完全排出;“负压卸料”应急停堆可在700 s内完成燃料的完全排出。“正压卸料”的燃料排出速度比“负压卸料”快,该研究结果可对反应堆临界安全分析提供输入数据。     

Mo在Al2O3上的吸附、解吸性能及其与U、Sr、Cs、I等杂质元素的分离

目前国际⁹⁹Mo面临供应危机,急需新技术和新反应堆。医用同位素生产堆是以²³⁵UO₂(NO₃)₂溶液为燃料的专用反应堆,生产成本低、三废少、经济效益高。本工作利用Al₂O₃为分离材料,从模拟的医用同位素生产堆（MIPR）燃料溶液中分离和纯化Mo。结果表明,经两次分离,Mo的总回收率大于 60%, U、Sr、Cs、I等杂质可以被除去,采用Al₂O₃从MIPR燃料溶液中提取⁹⁹Mo工艺可行。     

Steady-state thermal hydraulic and safety analyses of a proposed mixed fuel (HEU&LEU) core for Pakistan research reactor-1

Pakistan Research Reactor (PARR-1) was converted from Highly Enriched Uranium (HEU) to Low Enriched Uranium (LEU) fuel, in 1992. The reactor is running successfully with an upgraded power level of 10 MW. In order to save money on the purchase of costly fresh LEU fuel elements, it is being thought to use some of the less burnt HEU spent fuel elements along with the present LEU fuel elements. In the present study steady-state thermal hydraulics of a proposed mixed fuel core (see Fig. 2) has been carried out. Results show that the proposed core, comprising of 24 LEU and 5 HEU standard fuel elements, with 4 LEU and one HEU control fuel elements, can be safely operated at a power level of 9.86 MW without compromising on safety. Standard computer codes and correlations were employed to compute various parameters, which include: coolant velocity distribution in the core; critical velocity; pressure drop; saturation temperature; temperature distribution in the core and margins to Onset of Nucleate Boiling (ONB), Onset of Flow Instability (OFI) and Departure from Nucleate Boiling (DNB).     

医用同位素生产现状及技术展望

本文概述同位素生产技术,介绍医用同位素生产现状,分析供求关系和面临的问题,提出医用同位素的发展趋势和技术展望。随着核医学迅速发展,医用同位素在疾病诊断和临床治疗中发挥越来越重要的作用。我国人口基数庞大,国内医用同位素主要依赖进口。建立产能高、安全性好的医用同位素生产堆有望突破核医学的发展瓶颈。传统反应堆同位素生产技术仍有优化空间,新型反应堆同位素生产技术亟待研究和推广,不依赖反应堆的同位素生产技术仍具有一定的市场前景。     

医用同位素生产堆(MIPR)生产99Mo的应用前景

介绍了世界上99Mo生产的现状,医用同位素生产堆的基本结构、特点以及用它来生产99Mo的优点和方法.     

Performance of UO2 ceramic fuel in low-power research reactors

The Low Enriched Uranium UO₂ fuel performance in low-power research reactors is assessed in this paper. The usability of this fuel has been demonstrated in some research reactors in the world (SLOWPOKE-2). The fuel proved to be usable in the miniature neutron source low-power research reactors when about 50 fuel rods were substituted by as many dummy rods, while in SLOWPOKE reactors the number of fuel pins reduced by 98. About 3.8531 mk reactivity was rendered available at reactor start-up in MNSRs. The power of MNSRs needed to be increased by about 19%. Shut-down margin, effective shut-down margin, and control rod worth all decreased.     

A nondestructive method for discriminating MOX fuel from LEU fuel for safeguards purposes

Plutonium-rich mixed oxide fuel (MOX) is increasingly used in thermal reactors. However, spent MOX fuel could be a potential source of nuclear weapons material and a safeguards issue is therefore to determine whether a spent nuclear fuel assembly is of MOX type or of LEU (Low Enriched Uranium) type.     

Simulation of reactivity transients in current MTRs

This work aims at simulation of reactivity induced transients in High Enriched Uranium (HEU) and Low Enriched Uranium (LEU) cores of a typical Material Test research Reactor (MTR) using PARET code. The transient problem was forced through specification of externally inserted reactivity as a function of time. Reactivity insertions are idealized by ramps and steps. Superdelayed-critical transients, superprompt-critical transients and quasistatic transients are selected for the analysis. Ramp and step reactivity functions were employed to simulate these perturbations. The effect of initial power on transient behavior has also been investigated. The low enriched uranium core is analyzed for transients without scram. The magnitudes of maximum reactivity insertions are chosen to be in the range of $0.05 to 2.0 for different reactivity insertion times. Transient simulation with scram reveals that response of both HEU and LEU-cores is similar for selected ‘ramps’ and ‘steps’. The difference is observed in the peak values of power and coolant, clad and fuel temperatures. Trip level is achieved earlier in case of LEU-core. The peak clad temperatures in both LEU and HEU-cores remain below the melting point of aluminum-clad for the selected reactivity insertions. Simulation show that the LEU-core is more sensitive to perturbations at low power as compared to the transients at full power. For reactivity transients at low power level, power rises sharply to a higher peak value. In transients at full power, the peak power barely exceeds the trip level. The power oscillations after the first peak are observed for transients without scram.