加速器直接生产99mTc的化学分离纯化研究现状

^99mTc（T_1/2＝6.01 h）是⁹⁹Mo的衰变子体,是目前核医学临床诊断应用最为广泛的放射性核素,其使用量约占所有诊断放射性同位素的80%。近年来,基于回旋加速器通过核反应¹⁰⁰Mo(p,2n)^99mTc直接生产^99mTc已经成为国际上比较认可的方法,具有不需要反应堆、无高浓缩铀、放射性废物少、不存在核扩散风险等优势。本文针对加速器直接生产技术所发展的几种^99mTc化学分离纯化方法进行了详细阐述,包括柱色谱分离、溶剂萃取、化学沉淀以及热色谱法。本工作可为我国开展加速器直接生产^99mTc提供一定的参考。     

靶向PSMA放射性小分子药物研究进展

前列腺癌(PCa)是男性死亡的常见诱因,严重危害着人们的生命健康。随着靶向前列腺特异性膜抗原（PSMA）的放射性药物在PET/CT和SPECT/CT中的应用,前列腺癌诊断的灵敏度与精确度得到了有效提高。本文首先对靶向PSMA小分子药物的核心结构单元进行介绍,然后重点介绍基于脲基发展而来的靶向PSMA放射性药物（放射性核素包括：⁶⁸Ga、¹⁸F、¹¹C、^99mTc、⁶⁴Cu、¹²³I、¹²⁵I、¹³¹I、¹⁷⁷Lu、²²⁵Ac、²¹³Bi和²¹²Pb等）,以及在前列腺癌中的诊断与治疗研究进展,最后对该研究领域进行总结与展望。     

医用同位素99Mo吸附分离研究进展

医用同位素⁹⁹Mo是一种广泛应用于核医学领域的重要核素。由于常规的高浓缩铀裂变生产⁹⁹Mo的过程中存在安全隐患,人们已经开始寻找其他可靠的⁹⁹Mo生产途径。在分离⁹⁹Mo和^99mTc的方法中柱层析法具有很大优势,其中的关键是层析柱的材料,材料对⁹⁹Mo吸附能力关系到未来新一代⁹⁹Mo-^99mTc发生器的制备。本研究对医用同位素⁹⁹Mo的吸附分离进行综述,介绍⁹⁹Mo生产方式,⁹⁹Mo和^99mTc分离方法 ,以及目前对Mo具有一定吸附效果的吸附材料,为未来利用低比活度⁹⁹Mo吸附制备⁹⁹Mo-^99mTc发生器提供参考。     

质控实验室内131I气溶胶的来源分析及其控制措施

由于碘易挥发，对于从事¹³¹I放射性药品生产和质量检验的人员，容易形成内照射危害。本研究以质量检验过程为例，确定¹³¹I气溶胶的来源及其挥发量，并研究可采取的控制措施。研究发现，质控实验室内¹³¹I气溶胶的最大来源是放射性废物中的毛细管和移液器吸头，其单位时间内挥发的¹³¹I气溶胶活度最高可达1.93×10⁵ Bq/h。采用密封放射性废物措施后，能显著降低¹³¹I气溶胶的浓度。本研究结果对于妥善处理质量检验过程产生的放射性废物、降低质控实验室¹³¹I气溶胶的浓度，保护质检工作人员的健康与安全具有现实意义。     

凝胶型99Mo-99mTc发生器研究现状

与裂变型⁹⁹Mo-^99mTc发生器相比，凝胶型⁹⁹Mo-^99mTc发生器制备^99mTc具有工艺简单、产生的放射性废物容易处理、对环境影响小等优点。本文主要论述了凝胶型⁹⁹Mo-^99mTc发生器与裂变型⁹⁹Mo-99mTc发生器的区别，堆照生产⁹⁹Mo原料和凝胶材料的研究进展，凝胶结构以及凝胶组分等多种条件因素对凝胶型⁹⁹Mo-^99mTc发生器性能的影响等，并对低比活度⁹⁹Mo生产^99mTc的研究进展进行综述。     

压水堆中嬗变99Tc和129I的计算研究

选取大亚湾压水堆作为嬗变参考堆,研究在压水堆中嬗变长寿命裂变产物⁹⁹Tc和¹²⁹I的可行性。计算结果表明：在1个换料周期（18个月）内,⁹⁹Tc的最大嬗变率为15.69%,¹²⁹I的最大嬗变率为9.18%。通过对不同堆芯方案进行安全性分析发现：添加⁹⁹Tc和¹²⁹I后,堆芯有效增殖因数k_eff降低且随燃耗变化的幅度变小;堆芯径向中子通量密度分布无明显变化但径向功率峰因子降低;考虑燃料温度系数、慢化剂温度系数、硼微分价值以及控制棒价值等,得出在反应性温度系数及反应性控制方面不会导致安全问题,相反有优化作用。因此,从安全角度分析,在压水堆中嬗变⁹⁹Tc和¹²⁹I是可行的。     

北京地区大气中7Be、137Cs和131I活度浓度分布规律初步研究

介绍了全面禁止核试验条约（CTBT）国际监测系统（IMS）北京核素台站和北京放射性核素实验室的大气气溶胶取样和测量过程;对核素台站和放射性核素实验室的大气气溶胶的长期监测数据进行了统计分析,得到了⁷Be、¹³⁷Cs和¹³¹I活度浓度的分布特点和规律,为深入研究大气中相关放射性核素浓度分布规律奠定了基础。     

低浓缩铀靶辐照后裂变核素产量的理论研究

用低浓缩铀靶代替高浓缩铀靶辐照进行⁹⁹Mo、¹³¹I等医用放射性核素生产是一个必然的趋势。本文利用输运计算程序DRAGON研究了靶件²³⁵U富集度、中子注量率、辐照时间对⁹⁹Mo、¹³¹I、⁹⁰Sr、⁹⁵Zr、²³⁹Pu等核素比活度变化的影响,以及不同²³⁵U富集度下裂变体系组成和总比活度的变化规律。计算结果表明,本文考察的10余种核素比活度的变化随辐照时间的不同而有所不同,其中⁹⁹Mo、¹³¹I、¹⁴⁷Nd和¹³³Xe等核素的比活度可快速达到饱和,⁸⁹Sr、¹⁰³Ru、⁹⁵Zr和¹⁴¹Ce等缓慢达到饱和,而⁹⁹Tc、⁸⁵Kr和⁹⁰Sr、²³⁹Pu在计算时间内达不到饱和,但所有核素的比活度随时间的变化趋势与靶件²³⁵U富集度无关;⁹⁹Mo、¹³¹I、⁹⁰Sr、⁹⁵Zr等核素的比活度均随靶件²³⁵U富集度提高而增加,而²³⁹Pu比活度则随着靶件富集度的减少而显著增加,提示改用低浓缩铀靶进行⁹⁹Mo、¹³¹I等医用放射性核素生产时应特别关注²³⁹Pu带来的影响;核素比活度随中子注量率的增加而线性增加,且斜率基本相同;靶件辐照时间的改变不会明显影响裂变体系的组成,在低浓缩铀（²³⁵U含量≤20%）区域,靶件²³⁵U富集度对裂变体系的组成影响很小。     

短寿命核素气溶胶监测相关问题探讨

目前的放射性气溶胶连续监测仪或连续空气监测仪,都是针对长寿命的α放射性核素(如U,Pu)或β放射性核素(如¹³⁷Cs,⁹⁰Sr),因而在采样测量过程中都不考虑被监测核素的衰变修正。但是,包括核电站在内的具有反应堆运行的核设施,对某些短寿命放射性核素(如⁸⁸Rb,¹³⁸Cs 以及¹⁸F等)的气溶胶监测也是重要的。本文针对短寿命核素气溶胶监测中的有关问题进行讨论,提出了相关的可供监测仪器报告监测结果的实际可行的数据处理方法。     

高浓铀靶裂变法生产钼-99发展的综述

随着放射性药物化学和核医学的快速发展,放射性诊断核素^99mTc在临床的应用越来越广泛,从而使得当前全球对其母体核素⁹⁹Mo的需求量不断增加。目前高浓铀靶裂变法生产⁹⁹Mo仍是最广泛使用的方法。本文系统介绍了国内外采用高浓铀靶裂变法生产⁹⁹Mo的发展历史和生产工艺。     

靶向叶酸受体的正电子分子探针研究进展

叶酸能与多种肿瘤细胞膜表面的叶酸受体（FR）特异性结合,通过FR介导的内吞作用进入细胞,为放射性核素选择性载带提供良好的途径。基于受体和配体间的高度亲和性,可将多种放射性核素与叶酸分子及其衍生物偶联,制备核医学显像探针。本文主要对非金属正电子核素（¹⁸F、¹²⁴I）和金属正电子核素（⁶⁸Ga、⁴⁴Sc、¹⁵²Tb）标记的叶酸及其衍生物PET显像探针与炎症PET显像探针进行综述,并展望其临床前景。     

衰变对AP1000核电厂LBLOCA始发严重事故源项的影响

文中采用FORTRAN编写了放射性核素的衰变和生成程序(DAIC)，并通过燃耗计算程序进行了验证；以AP1000核电厂为研究对象，选取大破口始发的严重事故，采用严重事故分析程序MELCOR模拟事故进程并结合DAIC程序计算释放至安全壳的源项。进行衰变对源项的影响研究。研究结果表明，衰变对¹³¹I、^131mXe、¹³³Xe、⁸⁵Kr和¹³⁴Cs等半衰期长的核素释放份额影响不大，其结果与不考虑衰变的结果接近，结果曲线整体呈上升趋势，达到最大值后保持不变；衰变对¹³⁴I、¹³⁵I、¹³⁸Xe、¹³⁸Cs和⁸⁷Kr等半衰期较短的核素的释放份额影响较大，结果曲线先上升后下降。     

急性摄入131I的医学应急参考可测量推导

通过推导与甲状腺待积器官剂量相关的¹³¹I可测量,为¹³¹I生产单位职业卫生管理和制定相关作业的医学应急计划提供参考。依据我国《职业性放射性甲状腺疾病诊断》规定的甲状腺待积器官剂量以及《国际辐射防护和辐射源基本安全标准》为避免严重确定性效应和降低随机性效应而推荐的防护行动水平,推算单次吸入达到相应的甲状腺待积器官剂量时的实用量,包括工作场所浓度、甲状腺¹³¹I含量和尿碘日排量。当人员(不考虑个体防护)停留的工作场所¹³¹I化合物和¹³¹I蒸气浓度C_A分别达2.1×10⁴ Bq/m³和1.2×10⁴ Bq/m³,或甲状腺¹³¹I含量M(t)_甲达3.8×10⁴ Bq,或尿¹³¹I日排量M(t)尿达4.5×10¹ Bq时,应该根据防护目的,结合职业人员接触时间、体力劳...     

131I标记卟啉化合物结合光动力治疗对肿瘤生长的抑制作用

利用放射性核素¹³¹I标记了卟啉化合物TPPOH和TPPNH₂得到¹³¹I-TPPOH和¹³¹I-TPPNH₂。建立了接种人肝癌细胞系SMMC-7721的裸鼠皮下肿瘤模型。将¹³¹I-TPPOH和¹³¹I-TPPNH₂直接注入肿瘤,考察了卟啉化合物、¹³¹I和光照对肿瘤生长的抑制效果。结果显示,¹³¹I-TPPOH和¹³¹I-TPPNH₂在注射14 d后仍大量滞留在肿瘤组织中。在β射线和光动力的双重作用下,两种¹³¹I标记的卟啉化合物均表现出对肿瘤生长较强的抑制能力。以上结果提示,基于“卟啉+¹³¹I+光动力治疗”结合的概念可开发一种新的实体肿瘤治疗剂。     

M310核电站含氢废气处理系统容量分析及优化

核岛含氢废气来自一回路,含有氢气和裂变产生的放射性核素,放射性核素主要是惰性气体包括⁸⁵Kr、^85mKr、⁸⁸Kr、¹³³Xe、¹³⁵Xe,还有少量¹³¹I、¹³²I、¹³³I、¹³⁵I、¹³²Te等。M310核电站广泛使用压缩贮存衰变工艺处理含氢废气,出现了衰变箱容量紧张的问题,制约了一回路吹扫操作,影响大修进程,也形成了安全隐患,亟需改造优化。本文以含氢废气中氢气产生的源头为重点,调查研究各种运行工况及操纵规程、规范,分析气体产生量和组份,判断出关键因素为停堆时容控箱气相空间吹扫过程,通过计算得到气体流量的峰值、总体积和氢气的含量。经过比较分析,在满足放射性衰变前提下,提出了针对各类工艺方案需要配备的合理的系统容量,且具有较好的经济性,避免过大冗余造成浪费,解决了工艺优化的难题。     

离子液体在放射性核素标记中的应用

离子液体是一类新的绿色化学溶剂,在诸多领域有着广阔的应用前景。目前已经有学者将离子液体应用于放射性核素标记领域。本文综述了几种重要放射性核素或其稳定同位素在离子液体中的标记研究。在¹⁸F、¹²⁵I标记中,使用离子液体可以促进标记反应的进行,简化标记反应流程,缩短反应时间,并减少副产物的产生。此外,由于离子液体对金属离子的溶解度高、有着较好缓冲能力等优势,离子液体也被应用于⁹⁹Tc^m、⁶⁸Ga的标记研究。作为一个新的应用方向,离子液体在放射性核素标记中的应用可能会为放射性药物的发展提供新的动力。     

用于医用核素钼-99的制备方法

⁹⁹Mo的衰变子体核素^99mTc是核医学中应用最为广泛的放射性同位素,其使用量约占所有放射性同位素的70%。基于对目前国内外⁹⁹Mo制备方法的文献调研,阐述了医用⁹⁹Mo的主要制备方法,包括反应堆生产⁹⁹Mo、加速器制备⁹⁹Mo和中子发生器制备⁹⁹Mo。从靶件形式与化学提取等方面重点分析了以高浓铀（HEU）或低浓铀（LEU）为靶材料,利用反应堆生产裂变⁹⁹Mo的方法。鉴于近年来使用加速器与中子发生器制备⁹⁹Mo的方法已取得了较大进展,本文亦对此进行了较详细的阐述,并对进一步的研究工作提出建议。     

分化型甲状腺癌患者行131I治疗辐射防护的知信行现状调查

为了解分化型甲状腺癌患者¹³¹I治疗辐射防护知信行现状及其相关影响因素,我们采用自行设计的辐射防护知信行问卷对某三甲医院核医学科2018年3—6月期间行¹³¹I治疗的330名甲状腺癌患者进行现场调查。结果提示,分化型甲状腺癌患者¹³¹I治疗辐射防护知识、态度、行为百分制平均得分分别为(58±17.88)分、(90.28±7.48)分、(72.13±7.83)分,三者两两正相关,学历是影响患者辐射防护知识水平的主要因素。甲状腺癌患者¹³¹I治疗辐射防护态度积极,但防护知识水平和行为不足,应注重出院后的防护措施指导,并重点关注低学历患者。     

干馏法从铀的裂变产物中分离131I

¹³¹I是一种重要的医用放射性同位素,但因湿法分离技术上的缺陷,使得从铀裂变产物中获取¹³¹I的工艺具有环境污染严重、提取效率低的缺点。因铀裂变产物中¹³¹I的产额较高,为拓展¹³¹I的获取途径,提高铀裂变产物的利用效率,开展铀裂变产物中¹³¹I分离的新工艺研究十分必要。与传统湿法分离工艺不同,本工作采用了干馏法进行铀裂变产物中¹³¹I的分离。为了得到高的¹³¹I分离效率,将分离过程分为低温粉化、高温干馏和中低温保温三个阶段,并研究高温干馏阶段温度对131I分离效率的影响。实验发现：当干馏温度高于950 ℃时,¹³¹I的分离效率≥98%。此外,研究结果还表明,在该干馏温度下,碘和¹⁰³Ru 均可挥发出铀靶片,但产物收集液中却仅含有碘。为了解释这一现象,对碘的分离过程进行分析,结合实验结果和理论计算,推测挥发物中碘和¹⁰³Ru分离的原因为：¹⁰³Ru与氧反应生成挥发性RuO₄,从铀的裂变产物挥发出;因加热管内温度较高,RuO₄在迁移过程中发生了分解,生成RuO₂沉积在加热管内部。因此,利用干馏法从铀的裂变产物中分离¹³¹I时,为了得到放化纯度高的碘产品,不仅要合理规划分离过程,还需科学设计加热管的长度。     

甲癌患者131I治疗出院标准及时间研究进展

¹³¹I治疗是分化型甲状腺癌患者术后安全、有效、重要的辅助治疗方式,同时有可能产生辐射危害。为了减少其辐射危害,甲状腺癌患者行大剂量¹³¹I治疗后需住院隔离治疗,其体内放射性活度、周围当量剂量率的高低等因素决定了患者需住院隔离时间的长短。本文介绍甲状腺癌患者¹³¹I治疗后出院标准、体内活度估算、辐射剂量的监测、住院隔离时间以及其预测因素等研究进展,为临床工作中实施规范、合理的出院标准以及进一步开展相关研究提供参考。