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。     

电子加速器生产医用同位素钼-99的发展现状与展望

99 Mo的衰变子体99m Tc是核医学领域中应用最广泛的放射性同位素,近年全球主要的99 Mo生产堆面临着非计划检修及关停退役等问题,导致其供应不稳定,因此多个发达国家已在积极开发99 Mo生产的替代性技术.本文介绍了多种利用粒子加速器代替反应堆生产99 Mo的技术路线,总结了电子加速器生产99 Mo的国内外研究进展...     

加拿大政府投资同位素生产技术的研究

<正>【英国《国际核工程》网站2010年4月6日报道】加拿大政府已决定在2010财年预算中投资4800万加元用于医用同位素生产技术研发。这些资金将主要集中于基于回旋加速器或直线加速器的生产方案,以消除同位素     

反应堆科学技术——医用同位素生产堆零功率物理试验研究进展

2007年初，中国核动力设计研究院委托中国原子能科学研究院进行医用同位素生产堆技术研究。经近10个月的紧张工作，对YSR铀溶液临界装置（图1）进行堆芯容器的更换及相关设施的技术改进，为今后的一系列物理实验做准备。实验内容包括：最小临界质量测量、控制棒微分、积分价值测量、临界棒位和后备反应性测量、停堆深度测量、温度系数测量、空泡系数测量。     

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.     

医用同位素生产堆燃料溶液中碘价态研究

在模拟医用同位素生产堆(MIPR)运行体系中,研究了温度、时间、HNO3浓度和γ辐照对碘价态变化的影响.研究结果和MIPR运行环境的分析表明,在MIPR运行后,燃料溶液中的碘大部分以氧化形态存在,MIPR燃料溶液中的131I生产只能提取到氧化态的碘.     

医用回旋加速器常见固体靶金属核素应用优势与生产实施

为促进固体靶金属核素的生产与临床转化,进一步发挥其临床应用优势,北京协和医院基于医用回旋加速器,设计了制备场地布局及放射防护方案,分析了固体靶金属核素的特性及其生产实施方案。结果显示,该制备场地设计完备、布局合理,可实施固体靶金属核素⁶⁴Cu、⁸⁹Zr以及⁴⁴Sc的生产研究;这些核素具有良好的物理特性及广泛的临床用途,其临床应用范围有望得到进一步扩展,从而促进新型治疗领域与诊疗一体化发展。本研究结果可为医疗机构固体靶金属核素的生产实施与临床应用提供参考。     

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。     

加速器制备医用放射性同位素的现状与展望

加速器制备核素以其独特的自身优势成为制备放射性同位素的重要方式之一,在进入新世纪后作用与地位日益突出。本文对国内外加速器制备医用放射同位素技术的发展现状进行了简要概述,着重分析了¹⁸F、⁶⁴Cu、⁶⁸Ge/⁶⁸Ga、⁸⁹Zr、¹¹¹In、²¹¹At、²²⁵Ac等重要医用放射性核素研究进展,并对我国加速器制备医用同位素的应用前景进行了展望。     

医用同位素生产堆燃料溶液杂质元素分离研究

医用同位素生产堆(MIPR)长期运行后累积的裂变元素将影响反应堆的正常运行,需要定期去除裂变元素。本研究采用辐照稳定性好的水合五氧化二锑(HAP)、水合氧化锰(HMD)和三氧化二铝(Al₂O₃)联合纯化的方式,含有杂质元素的模拟MIPR燃料溶液经纯化后,Zr和Se基本定量去除,Sr的去除效率大于95%,Ru和Ce的去除效率大于80%,中子毒物Sm的去除效率可达72.2%;交换剂材料中的Mn、Sb和Al在模拟料液中的浓度低于10 mg/L;铀的平均损失率为0.83%。三种交换剂联合使用的方式能够满足MIPR纯化的设计要求。     

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。     

3×10~（12）s~（－1）强流中子发生器的应用及改进

文章描述了在３×１０￣（１２）ｓ－１强流中于发生器Ｌ，用１４ＭｅＶ中子进行合成新核素、多种核反应、活化样品、辐照育种、动物实验等研究工作概况。     

Concept of electron accelerator-driven system based on subcritical cascade reactor

A concept of accelerator-driven system consisting of electron accelerator, neutron-generating target and two-core subcritical blanket with fast and thermal neutron spectrum has been presented. Some general features of the cascade neutron multiplication in the two-core subcritical blanket are discussed. Calculation results are demonstrated for the processes of electron–photon–neutron interactions of electron beam with the target material. Neutronic and heat engineering characteristics of the facility are also described. It has been shown that with the system's subcritical level of 2% and electron beam power of 4 MW, the facility power is as high as 50 MW.     

加速器驱动次临界堆的安全和控制特性初步研究

加速器驱动次临界反应堆的结构特点使其安全和控制特性有别于临界反应堆。本工作使用数值计算和仿真运行方法,驱动堆的安全和控制特性进行了初步研究。结果表明：驱动堆不易发生瞬发临界,其安全特性优于临界堆,次临界度越深,安全性越好;驱动堆控制回路具有小的时间常数和超调量,调整时间短,控制特性亦优于临界堆。     

高温气冷堆放射性总量计算程序研发与验证

堆芯放射性总量计算是核电站辐射防护设计、屏蔽计算和环境影响评价的基础。为进一步提高高温气冷堆堆芯放射性总量计算分析能力,自主研发了高温气冷堆堆芯源项计算程序NUIT,计算了HTR-10和HTR-PM堆芯内特定燃耗的燃料元件的放射性,并与KORIGEN程序的计算结果进行了对比。计算结果表明,NUIT程序可用于高温气冷堆堆芯放射性总量计算,并具有较好的计算精度和效率。     

大功率电子加速器高压发生器的性能分析

介绍了辐射加工用低能大功率电子加速器高压发生器的构成和性能,并确定了系统电路模型的各项参数;利用Matlab软件模拟其稳定工作状态和事故工作状态下的特性,对于高压电极对地击穿,研究了其瞬间电压沿级联的分布,据此对发生器作部分调整,提高了设备的性能;同时对层间击穿的保护提出改进措施,为加速器的调试提供参考。     

300Kev,30mA氘粒子加速器

这是一台低能强流加速器。调试结果:靶上获得能量300keV,流强30mA的连续氘束流;束斑直径小于2cm。通过(d,T)反应中子产额达到3×10~(12)n/s。该器采用双等离子体离子源,双间隙高梯度加速管,由频率为2.5kHz的可控硅中频逆变器供电的对称型四级倍压稳压电源,直径20cm和转速1100r/min的高速旋转氚钛靶等。     

一台用于重核素测量的能量-飞行时间探测系统

研制了一台用于重核素测量的能量-飞行时间探测系统.探测系统由飞行时间探测器和金硅面垒型能量探测器组成,金硅面垒型探测器兼做飞行时间探测器的停止探测器.用该探测系统在中国原子能科学研究院串列加速器质谱装置上对182Hf9+离子的能量-飞行时间双维谱进行了测量.该探测系统对77.4 MeV182Hf9+离子的能量分辨率为3.8％,飞行时间分辨为0.8ns.