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。     

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.     

加拿大同位素生产堆重新投运

<正>【世界核新闻网站2010年8月18日报道】位于加拿大乔克河(ChalkRiver)场址的国家研究堆(NRU)在因重水泄漏事件停堆维修15个月后,最终于2010年8月恢复了主要医用同位素的生产。     

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。     

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。     

医用同位素生产堆零功率物理试验研究

中国原子能科学研究院于2007年初受中国核动力研究设计院的委托,为新型医用同位素生产堆（MIPR）技术研究进行了一系列零功率物理实验。实验包括：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、气泡效应测量。     

利用MIPR生产99Mo、1311和89Sr的可行性研究

利用模拟的医用同位素生产堆( MIPR)液体回路输送系统进行提取99Mo和131I的研究,并在模拟的气体回路系统中进行提取气态131I和89Sr并纯化的研究.结果表明,从模拟的MIPR燃料溶液中提取99Mo和131I产品的回收率分别为56.4％和50.2％,产品的质量满足药典标准的要求;模拟的气体同路中的131I可以用...     

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.     

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。     

利用医用同位素生产堆(MIPR)生产锶－89

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。锶－89是用于减轻恶性肿瘤骨转移骨痛的亲骨性放射性药物。本文介绍了目前世界上生产锶－89的方法，医用同位素生产堆的结构、特点以及用它来生产锶－89的原理。     

国外放射性核素89Sr治疗骨转移癌的进展

简要介绍了国外入射性核素＾８９Ｓｒ在缓解骨育及治疗骨转移癌中的应用。     

Preparation of High Specific Activity Strontium-89 Solution in High Flux Engineering Test Reactor

⁸⁹SrCl₂ is an important radioactive drug for the bone metastasis. It is included in the new pharmacopoeia in 2015 and has a promising future in the market. Depending on the high flux engineering test reactor(HFETR), the process of preparation of high specific activity⁸⁹SrCl₂ solution by nuclear reaction ⁸⁸Sr(n, γ)⁸⁹Sr was studied. High purity enriched⁸⁸SrCO₃ was used as target material and irradiated for 56 days under the condition of thermal neutron fluence rate about 2×10¹⁴ n•cm^-2•s^-1. After dissolution and filtration, the colorless⁸⁹SrCl2 solution was obtained. The specific activity of⁸⁹SrCl₂ solution was 7.77×10⁹-1.08×10¹⁰ Bq•g^-1, the activity concentration was 3.59×10⁸-1.21×10⁹ Bq•mL^-1, the gamma impurity content was 0.11%-0.14%, the Al impurity content was much lower than 2 μg•mL^-1(activity concentration 7.4×10⁷ Bq• mL^-1).⁸⁹SrCl₂ solution had been tested to meet the requirements of the industry and could be used as raw material for the production of injection. The development of single 7.4×10¹⁰ Bq level preparation device of high purity and high specific activity of ⁸⁹Sr had been finished. This research is important for localization of isotope products.     

89Sr样品中90Sr含量的简便测定方法

描述了＾８９Ｓｒ样品中含量为１０＾－６级的＾９０Ｓｒ测定方法,采用层析法先使钇与部分锶分离。再通过对原点纸段半衰期的测定确定＾９０Ｙ和＾９０Ｓｒ的准确含量,从而确定出＾８９Ｓｒ样品中＾９０Ｓｒ的含量,该方法简便,易行,有效地达到了实际使用的目的。     

^89Sr和^90Sr的同时定量测定

一、引言关于多组份的β源的同时定量测定,Biller曾提出用跟踪测量-图解法获得各组份的量,但是对于寿命较长的~(89)Sr和~(90)Sr-~(90)Y的测量则不适用。为了测量它们,一般采用选择适当的冷却和测量时间,使多组份β源简化为单组份的贡献。所以,有关~(89)Sr和~(90)Sr的同时定量测定尚未见文献中报道。~(90)Sr的半衰期较长(T_(1/2)=28.6a),其子体~(90)Y的β射线能量较高(2.284 MeV),是极毒物质。通过~(235)U裂变生产的口服或注射用的医用同位素(如~(99)Mo-~(99)Tc发生器)中的~(89)Sr和~(90)Sr的含量必须符合我国卫生部部颁标准(~(89)Sr为6×10~(-5)%,~(90)Sr为6×10~(-6)%)。这就需要有一个合适的定量测量方法。为此,本工作研究和建立了β发射核~(89)Sr,~(89)Sr-~(90)Y的分离和同时定量测定的方法。     

利用锶特效树脂和正比计数器同时快速分析89Sr和90Sr

本文建立了利用锶特效树脂分离后采用正比计数器进行2次测量从而同时并快速获得⁸⁹Sr和⁹⁰Sr含量的方法,研究了⁹⁰Y的生长因子及⁸⁹Sr/⁹⁰Sr活度比对⁸⁹Sr和⁹⁰Sr测量结果的影响。结果表明,增大⁹⁰Y的生长因子,更有利于准确获得⁸⁹Sr和⁹⁰Sr的活度。将本方法应用于⁸⁹Sr/⁹⁰Sr活度比为0.22～21.8样品中⁸⁹Sr和⁹⁰Sr的分析,测量值与掺标值的相对偏差小于±30%;不确定度分析表明,一个核素的不确定度将随另一核素活度比或活度的增加而增加。IAEA能力验证样品的分析结果显示,⁸⁹Sr和⁹⁰Sr测量值与指定值的相对偏差最大为7.44%,证实了本方法的准确性。