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.     

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。     

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.     

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...     

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。     

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。     

应用溶液堆生产裂变99Mo

裂变^99Mo的供应对保障核医学的应用和发展具有非常重要的作用。应用溶液堆生产裂变^99Mo具有运行安全、没有靶件制备、溶解工艺和生产工艺相对较简单、消耗铀燃料较少的优点。因此应用溶液堆生产裂变^99Mo具有很好的应用前景。     

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。     

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...     

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。     

基于SPND跳堆功能研究

反应堆保护系统的功能是保护三大核安全屏障（即燃料包壳、一回路压力边界和安全壳）的完整性。在发生设计基准工况DBC2～4工况下,反应堆保护系统自动启动,执行跳堆功能,使反应堆达到可控状态。目前在建的EPR反应堆跳堆功能,偏离泡核沸腾比低（LDNBR）和线功率密度高（HLPD）均是基于自给能中子通量探测器（SPND）测量的中子通量计算的结果。本文对EPR核电厂基于SPND跳堆功能进行了研究,进一步分析和研究反应堆保护功能的要求,以分析此设计是否满足标准法规对核电厂安全运行和审评的要求。分析结果表明,现有设计能满足标准法规的要求。     

高温气冷堆停堆保护系统的多样性分析

为评价高温气冷堆(HTR)停堆保护系统的多样性特征,基于NUREG/CR-6303的分析方法,通过导则中D3评估方法来确定必需的多样性,并采用NUREG/CR-7007的多样性量化评估方法,分析并识别出停堆保护系统7大多样性属性的25条因素值,计算出标准化的多样性量化值。针对系统多样性存在的薄弱点及工程的实际情况,提出了可行的改进方案。重新核算结果表明,改进方案能有效提升系统的多样性量化值。     

三门核电站停机不停堆的运行分析

三门核电AP1000反应堆在满功率情况下发生汽轮机故障停机事件时,通过快速降功率系统、旁排系统和棒控系统等的快速响应,一回路的参数不会突破安全限值,避免了反应堆停堆,降低了该瞬态对反应堆冷却剂系统的冲击。文章对停机不停堆的实现方式和运行特点进行了详细的分析和阐述,以帮助电站人员对停机不停堆的理解,并提高他们面临瞬态的响应能力。     

日本文殊快堆紧急停堆后堆芯出口腔室瞬态工况模拟研究

基于日本文殊快堆停堆实验数据,完成了文殊快堆上升桶通流孔结构分别为直角、圆角下堆芯出口腔室内较完整的热分层进程模拟,并从热分层的形成、界面上升速度、温度梯度及通流孔钠流量比率等方面对热分层特点进行深入分析。结果表明,数值模拟结果与实验结果符合较好,在一定条件下,数值模拟可很好地预测钠冷快堆内整体热工水力行为。本文结果为建立一套用于预测钠堆内复杂瞬态工况的数值模拟方法积累了经验。     

研究性反应堆核事故应急准备工作探讨

本文综述了我国研究性反应堆核事故应急准备工作的现状,分析了存在的问题并提出了改进建议.     

应急给水系统流量偏离的系统解决方案

应急给水系统（EFS）作为核电站专设安全设施之一,用于在其他给水系统事故的工况下导出反应堆冷却剂系统堆芯余热。其假设事故下的流量试验是核电站装料许可的关键性必要试验。调试中发现,EFS流量偏大,不满足准则要求。针对该问题,本工作建立了EFS热工水力模型,并将数值模拟结果与试验数据进行校核,确定了模型的可靠性。通过数值分析,提出EFS流量超准则的解决方案。进一步试验结果表明,EFS破口流量显著降低,完全符合验收准则。     

核电厂反应堆保护系统紧急停堆响应时间分析及测试

简要介绍核电厂反应堆保护系统的结构和紧急停堆工况下的数据处理过程,对反应堆保护系统紧急停堆的响应时间进行理论分析。建立响应时间测试原理,并设计相应的测试装置,完成实际测试工作。对测试所得实验数据进行统计学分析的结果表明,反应堆保护系统紧急停堆响应时间的理论最大值为149.1 ms,实验最大值为144.8 ms;实验响应时间符合均值为120.6 ms,方差为90.1 ms的正态分布。     

MIPR堆芯模拟体气-液两相试验工况下流动与传热特性的数值模拟

针对医用同位素生产堆(MIPR)堆芯试验模拟体气-液两相试验工况,选取模拟体的1/20作为计算对象,采用非结构化网格方法进行模型网格划分,运用CFD技术进行数值模拟计算研究,同时,对其流场、温度场分布状况及传热特性等进行了分析.计算结果与试验结果的比较分析表明,两者吻合较好.     

研究堆应急电力系统设计

介绍了由单相40kVA和三相160kVA不间断电源、蓄电池、配电系统所构成的研究堆应急电力系统的设计原则、系统构成及性能、运行方式.对研究堆应急电力系统分析表明,本系统满足研究堆正常运行、预计运行事件和事故工况下对应急电力系统的需求.