关于保障我国同位素供应安全的考虑

全球的放射性同位素生产反应堆严重老化,导致故障频发,造成全球同位素供应短缺,已严重影响临床诊断和治疗以及核分子影像技术的发展。发展新的替代技术解决同位素的供应短缺已是刻不容缓。基于加速器的99mTc生产技术已日趋成熟,加速器生产的99mTc在核纯度,比活度和非放杂质等方面已达到或超过反应堆生产的裂变钼制备的钼锝发生器生产的99mTc。基于加速器的医用放射性同位素区域性集中供应模式,取代传统的基于反应堆的全球集中供应模式是保证我国医用同位素供应安全的最具可操作性和可持续性的发展途径。     

加拿大利用直线加速器生产钼-99

正【世界核新闻网站2014年11月17日报道】加拿大利用直线加速器生产的首批钼-99已运离生产设施,这意味着加在使用非反应堆技术生产医用同位素方面达到一座重要里程碑。这批钼-99是加拿大医用同位素项目(MIP)利用位于萨斯喀彻温省萨斯卡通(Saskatoon)的加拿大光源(CLS)直线加速器生产的。医用同位素项目利用CLS粒子加速器产生的高能X射线轰击浓缩钼-100靶以生产     

1994年中国核学会重点学术活动计划

序号项目名称时间地点第三届中日双边核药物化学讨论会第二届计算天文学术会议1994年核化工分会学术交流年会第三届铀矿地质分析测试专业学术交流会铀矿地质系统中青年科技工作者学术交流会铀金浸矿技术交流会铀矿冶中青年学术交流会核情报分会理事会换届暨青年人才成长研讨会第七届核电子学与核探测技术学术年会同位素生产应用安全防护工作经验交流会同位素仪表学术研讨会放射性药物及标记化合物学术会议全国第三届医用加速器会议第八届反应堆结构力学学术交流会全国高级核医学显像学习班离心法分离同位素学术讨论会第十届正电子湮没国际会…     

美国批准建设钼-99设施

正【世界核新闻网站2016年2月29日报道】美国核管会(NRC)已批准为Shine医疗技术公司(Shine Medical Technologies)发放在威斯康星州简斯维尔(Janesville)建设一座医用放射性同位素生产设施的许可证。该设施将使用加速器驱动次临界装置(而不是反应堆)来辐照低浓铀靶溶液,从而生产多种重要医用同位素,包括钼-99。这将是全球首座获准使用这项技术的同位素     

日本医用核仪器的配备及故障

日本同位素协会核医学技术专门委员会,1992年底,对全国的医院和卫生检查所,进行了“关于医用核仪器安全管理”的问卷调查。现将该委员会归纳的医用核仪器拥有、故障及对制造厂家的希望摘译如下。 1.问卷调查概况     

Mo在Al_2O_3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~(99)Mo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~(235)UO_2(NO_3)_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Al_2O_3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Al_2O_3从MIPR燃料溶液中提取~(99)Mo工艺可行。     

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~(99)Mo和~(131)I。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。     

AECB成员建议最后通过MAPLE医用同位素项目

【美国《核子周刊》 1999年 8月 12日报道】　由于联邦管理人员再次建议原子能管理局 (AECB)批准 2个 10 MW级的MAPL E池式反应堆及其邻近一家工厂的运营 ,以从高富集铀靶中收集钼 - 99和其它医用同位素 ,从而使加拿大人继续主宰全球同位素市场成为可能。今年早些时候 ,AECB初步同意在乔克河附近建造 1.4亿加元的设施。第一座反应堆及同位素生产厂计划于 5月投入运行 ,MAPL E- 2反应堆在 6个月后投入运行。目前管理老化的 NRU研究堆的加拿大原子能有限公司 (AECL) ,将运营这座新的反应堆。NRU研究堆是加拿大目前唯一的医用同位…     

由高到低:尽量减少高浓铀的使用

国际原子能机构正在帮助减少高风险核燃料在世界研究反应堆中的应用研究反应堆在原子能的和平利用发展中起着关键作用。研究反应堆被用于生产医用和工业用同位素,用于物理、生物和材料科学的研究,以及用于科学教育和培训。这类反应堆还继续在支持核动力计划方面起重要作用。国际原子能机构的数据表明,全世界有249座运行中的研究反应堆。其中,有100多座仍然以高浓铀为燃料。这种燃料因为很容易被用于制造核爆炸装置,所以被认为是高风险核材料。作为旨在尽量减少和最终消除民用核应用中的高浓铀而正在制订的国际准则的一部分,研究反应堆营运者…     

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.     

New method of producing <Superscript>99</Superscript>Mo in molten-salt fluoride fuel

The status and the problems of world ⁹⁹Mo production are presented. A comparative analysis is made of reactor methods of ⁹⁹Mo production. It is noted that the currently used technologies and research reactors are not satisfying the growing demand in medicine for this isotope. It is underscored that the role of alternative production technologies has grown. In the development of new ⁹⁹Mo production technologies, the experimental results obtained on the basis of research program conducted on the MSRE reactor with molten-salt fluoride fuel have been analyzed. The analysis revealed a special behavior of certain fission products including ⁹⁹Mo: they leave the melt spontaneously and enter the gas phase. The authors hypothesize that highly volatile fluorides of the indicated products are formed in the melt; this explains the effect indicated. The effect is used as a basis to propose a new reactor method of producing fissionproduced ⁹⁹Mo. Concrete examples of a way to implement the new method of producing fission-produced ⁹⁹Mo using molten-salt fluoride nuclear fuel are presented.     

Design and analysis on tritium system of multi-functional experimental fusion–fission hybrid reactor (FDS-MFX)

As early application of fusion technology, the fusion–fission hybrid systems/reactors could be used to transmute long-lived radioactive waste and produce fissile nuclear fuel. A fusion–fission hybrid reactor named FDS-MFX was designated for checking and validating the DEMO reactor blanket relevant technologies. The reactor design is based on easy-achieved plasma parameters extrapolated from the successful operation of tokamaks and the subcritical blanket is designed based on the well-developed technologies of fission reactors. In this contribution, a concept of the tritium system was designed for the FDS-MFX: the tritium was extracted from LiPb by the helium purge gas which contains a small amount of hydrogen gas, then the impurity gas was removed by cold trap, finally tritium was separated from hydrogen isotope by the cryogenic distillation and supply to reactor core. On the basis of data obtained by present design and experimental research, the system parameters were presented and discussed in detail. The results preliminarily demonstrated the engineering feasibility of the design.     

同位素应用的现状和新进展

同位素技术是一门传统学科,19世纪末,贝克勒尔发现天然放射性,尤其是发现镭后,放射性同位素技术就迅速得到了应用,但是受同位素制备能力的限制,该技术发展十分缓慢。20世纪50年代以后,随着放射性同位素制备能力的提高,同位素应用得到了快速发展,被广泛应用到核仪表、辐照加工、癌症治疗、辐射育种等领域。21世纪,随着同位素分析测量技术、生物技术及半导体技术的进步,同位素应用取得了较大进展,同位素在经济建设、国防建设和科学研究中的应用十分广泛。本文重点介绍同位素在工业、农业、医疗、环境和科研等领域中的主要应用及最新进展。     

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。     

商用压水堆核电站辐照生产医用同位素89Sr

放射性同位素⁸⁹Sr是一种重要的骨转移治疗核素,但由于其生产条件要求较高,目前国内市场的⁸⁹Sr主要依赖进口,药品造价十分高昂。因此,有必要探索一种新的低成本生产方式。本研究利用现役压水堆核电站,将靶件放入燃料组件的导向管中进行辐照,在不影响核电站正常运行的情况下同步进行⁸⁹Sr辐照生产。同时利用蒙卡燃耗软件模拟计算将碳酸锶靶件放入秦山第二核电厂堆芯,经历一个燃料周期（480 d）的辐照,得到主要同位素随辐照时间的变化、辐照结束后靶件内⁸⁹Sr同位素的产额和杂质等数据,并对初步产能进行评估。结果表明,相关参数满足药品质量要求,使用压水堆核电站进行⁸⁹Sr同位素的生产可行,产能前景十分可观。本研究的生产方法适用国内多数商用压水堆核电站,可极大降低医用同位素⁸⁹Sr的生产成本,有助于推动国内同位素生产技术的发展。     

同位素技术的今天和明天——从IAEA年度NTR报告看同位素技术的发展

核技术评论报告（nuclear technology review,NTR）是国际原子能机构（IAEA）每年组织全球专家撰写的反映核技术发展趋势的年度报告。本文总结了近五年（2010-2014年）NTR报告,对同位素技术的现状与发展趋势进行了介绍与分析。     

The Status and Trends of Isotopes Technology and Application——Based on NTR Printed by IAEA in Last Five Years

Every year IAEA organizes experts to produce a review on nuclear technology and its application all over the world, namely NTR (Nuclear Technology Review), in which the status of isotopes technologies and applications are totally involved. From recent five years’ reports (2010-2014), the forward concerning isotope technology and applications were presented, such as radioisotopes produced by accelerator, stable- and radio- isotopes and their applications to environment, nuclear medicine, food and agriculture. etc.     

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。     

The effect of a micro bubble dispersed gas phase on hydrogen isotope transport in liquid metals under nuclear irradiation

The present work intend to be a first step towards the understanding and quantification of the hydrogen isotope complex phenomena in liquid metals for nuclear technology. Liquid metals under nuclear irradiation in, e.g., breeding blankets of a nuclear fusion reactor would generate tritium which is to be extracted and recirculated as fuel. At the same time that tritium is bred, helium is also generated and may precipitate in the form of nano bubbles. Other liquid metal systems of a nuclear reactor involve hydrogen isotope absorption processes, e.g., tritium extraction system. Hence, hydrogen isotope absorption into gas bubbles modelling and control may have a capital importance regarding design, operation and safety.Here general models for hydrogen isotopes transport in liquid metal and absorption into gas phase, that do not depend on the mass transfer limiting regime, are exposed and implemented in OpenFOAM® CFD tool for 0D–3D simulations. Results for a 0D case show the impact of a He dispersed phase of nano bubbles on hydrogen isotopes inventory at different temperatures as well as the inventory evolution during a He nucleation event. In addition, 1D and 2D axisymmetric cases are exposed showing the effect of a He dispersed gas phase on hydrogen isotope permeation through a lithium lead eutectic alloy and the effect of vortical structures on hydrogen isotope transport at a backward facing step.Exposed results give a valuable insight on current nuclear technology regarding the importance of controlling hydrogen isotope transport and its interactions with nucleation event through gas absorption processes.     

Research on Space Nuclear Reactor Power Demand Analysis

Space power is one of the core technologies for space exploration. Space nuclear reactor power is characterized by high energy density, wide power coverage and small dependence on space environment, which is a promising choice for future space power. In this paper, the existing space power systems in view of mission targets and system specific mass were compared, potential application of space nuclear reactor power in future space activities was presented. Based on the investigation of the future civil and military space missions, the power requirement of space nuclear reactor power was summarized. According to different powers, the various technology schemes for space nuclear reactor power in the open literatures were compared, and the relatively optimized technical roadmaps for different power levels were given. This study can provide guidance for the space nuclear reactor power system design.