加速器制备68Ge产额计算方法

⁶⁸Ga是最具临床应用价值的金属正电子核素之一,通过⁶⁸Ge/⁶⁸Ga发生器生产⁶⁸Ga是一种比较便捷的方式,而母体核素⁶⁸Ge主要由加速器生产,其中使用较多的一种生产方式是通过质子辐照Ga-Ni合金靶件获得⁶⁸Ge。准确模拟⁶⁸Ge产额,对于Ga-Ni合金靶件制备、加速器辐照方案选择和生产准备均有重要意义。本研究提出了一种基于蒙特卡罗方法的加速器生产⁶⁸Ge的理论产额计算方法,计算了不同条件下质子束流轰击Ga-Ni合金靶件的能量损耗和⁶⁸Ge理论产额,并通过加速器辐照实验验证了计算结果的可靠性。相关结果可为不同能量质子束流辐照条件下的Ga-Ni合金厚度设计提供参考,对实验结果具有指导意义。     

质子引起天然铀裂变产生医用同位素钼-99的研究

医用同位素锝-99m(^99mTc)被广泛应用于核医学领域,其主要来源于母体核素钼-99(⁹⁹Mo)的衰变。但是目前国内⁹⁹Mo基本依赖进口,通常出现⁹⁹Mo不能稳定供应的现象。为解决这个重大问题,实现国内⁹⁹Mo自主化生产具有重要意义。本文基于中国科学院近代物理研究所强流超导直线加速器(China ADS Front End, CAFE)提供的质子束流辐照天然铀靶件,主要开展铀裂变产物中医用同位素⁹⁹Mo的高效化学分离、纯化及⁹⁹Mo/^99mTc发生器的制备。研究表明:通过α-安息香肟(α-BO)沉淀分离⁹⁹Mo后,杂质核素去除率大于90%,⁹⁹Mo的回收率大于90%。通过对⁹⁹Mo沉淀进行纯化后,大部分杂质核素被去除。提取的⁹⁹Mo被装配为⁹⁹Mo/^99mTc发生器,发生器淋洗曲线...     

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。     

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。     

我国加速器同位素的研制与应用

与反应堆相比,加速器生产放射性同位素具有比活度高、半衰期短的特点,且多为发射β⁺或单能γ射线的缺中子核素。作为制备放射性同位素的重要方式之一,加速器核素研制在进入新世纪后作用与地位日益突出。本文简要介绍了我国加速器同位素的研制与应用情况,并对我国加速器同位素存在的问题及应用前景进行了展望。     

68Ga标记药物研究进展

正电子发射型计算机断层显像(positron emission tomography, PET)是核医学领域重要的诊断及显像工具,在基础医学诊断、新药研发和疗效评价等各方面发挥越来越重要作用。¹⁸F是PET显像最常用的核素,但¹⁸F需要加速器生产。⁶⁸Ga为PET显像核素,可以从长寿命的⁶⁸Ge/⁶⁸Ga发生器装置获得,不必依赖加速器。随着配位化学的发展,各种双功能螯合剂用于⁶⁸Ga的标记,可将⁶⁸Ga与多种化学结构及生物分子连接并且可以药盒化⁶⁸Ga标记药物。本文主要介绍近期⁶⁸Ga标记放射性药物的研究进展。     

加速器质谱法测量含铀微粒中铀同位素比的方法研究

准确测定含铀微粒同位素比在核保障中有重要的应用价值。本文采用将含铀微粒溶解并加入高纯Fe粉烘干的方法制样,采用中国原子能科学研究院的HI-13串列加速器质谱测量靶样中的同位素比。通过对CRM铀系列同位素标准样品的分析表明,该方法可测定高于10^-5的²³⁶U/²³⁸U同位素比;对于²³⁵U/²³⁸U同位素比在10^-4～10^-1范围内的含铀微粒,²³⁵U/²³⁸U同位素比相对扩展不确定度均小于10%。     

76Ge同位素的离心级联分离制备

高丰度⁷⁶Ge同位素在基础物理研究、医用放射性同位素领域有广泛应用,⁷⁶Ge富集的高纯锗探测器可用于探测无中微子双β衰变。为实现⁷⁶Ge同位素的分离制备,本文以四氟化锗（GeF₄）为介质,使用气体离心法开展研究。采用阶梯级联模型的计算结果表明,5轮分离可将⁷⁶Ge的丰度从天然丰度7.73%提升至90%以上。在21级阶梯级联实验平台上进行离心分离实验,调节流量、分流比等工况参数,制定分离流程,探索实验规律并优化实验方案。最终经过5轮分离,获得百克量级的丰度为94.21%的⁷⁶Ge同位素产品,为国产离心级联制备高丰度⁷⁶Ge产品及其工业化生产提供参考。     

AMS直接测量铀微粒次同位素比的方法

铀微粒同位素比测定在核保障环境取样中发挥着重要作用,目前铀微粒中次同位素比的准确测定方法尚未完善。本工作使用小型加速器质谱研究了一种直接测量铀微粒中次同位素比的分析方法,采用CRM铀系列同位素标准样品,选取不同丰度、不同粒径的铀微粒进行测量分析,CRM-U200、CRM-U970微粒²³⁴U/²³⁵U和²³⁴U/²³⁶U同位素比的测量值与标称值之间的相对误差分别小于10%和20%,该法可实现微米级铀微粒的高灵敏测定,为单铀微粒的次同位素比分析提供了新的技术路线。     

回旋加速器制备89Zr及其纯化和标记研究

为了获得高质量⁸⁹Zr核素用于核医学显像,利用HM-20S型回旋加速器辐照⁸⁹Y靶制备⁸⁹Zr,对核反应激发函数进行了计算,设计了靶系统并制备靶片通过回旋加速器辐照制备⁸⁹Zr,对靶片放化分离方法和⁸⁹Zr标记工艺进行了研究。结果表明,回旋加速器制备⁸⁹Zr最佳束流能量为9～13.5 MeV,其中在13.5 MeV能量处获得最大反应截面。回旋加速器束流引出为14 MeV,经真空膜和靶膜衰减后剩余能量约为12.86 MeV,束流在⁸⁹Y靶中呈高斯分布,射程约为0.821 mm。⁸⁹Y靶片经15μA束流辐照1.50～3.33 h,得到轰击结束时⁸⁹Zr活度为22.20～85.45 mCi,产额约为36.51～63.30 MBq/(μA·h)。采用UTEVA树脂从辐照后的靶片中分离⁸⁹Zr,⁸⁹Zr回收率为86.27%,Y(Ⅲ)去除率为99.80%。     

我国放射性同位素制备技术的发展

放射性同位素在国民经济发展、人民健康水平保障等方面起着非常重要的作用。本文对我国放射性同位素制备技术的发展情况进行了简要回顾,重点回顾了近三十年来放射性同位素制备技术的发展情况,着重分析了¹⁴C、⁶⁰Co、⁹⁹Mo、^123/125/131I、¹⁷⁷Lu等重要放射性同位素制备技术的研究进展,分析了我国在放射性同位素生产方面存在的问题,并对今后我国放射性同位素制备技术和生产的发展提出了建议,以期进一步促进我国放射性同位素技术的发展,进而为全面实现国内放射性同位素自主化生产服务。     

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。     

62Ni同位素的分离制备

微型核电池是目前航天器仪器、设备理想的电源。⁶³Ni是镍电池的核心工作物质。通过在反应堆中辐照高丰度的稳定同位素⁶²Ni,能产生放射性同位素⁶³Ni。为保证⁶²Ni的丰度达到要求,本文开展了⁶²Ni同位素的分离制备研究,进行了磁场及束流输运计算,对离子源及接收器口袋进行了改进设计,制定了电磁分离法分离高丰度⁶²Ni的工艺流程。利用现有的电磁同位素分离器,开展了用电磁分离法分离高丰度、高纯度⁶²Ni稳定同位素的实验,最终获得了丰度≥90%的⁶²Ni同位素。     

^(99)Tc和^(90)Sr放化传感器研究进展北大核心CSCD

^(99)Tc和^(90)Sr是环境放射化学重点关注的两种β放射性核素,放化传感器可以实现水溶液中这两种核素的现场直接测量,有望用于核电站、后处理厂、放射性废物处理处置设施、医用同位素生产设施等核设施周边环境水和液态流出物中^(99)Tc和^(90)Sr的实时监测。本文系统介绍了^(99)Tc和^(90)Sr放化传感器的基本原理、双功能树脂类型、微型柱结构、研究及应用现状等,指出了制约放化传感器发展技术方面的主要因素,并对我国发展β核素放化传感器技术提出了建议。     

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...     

The Simulated Calculation of the Output of a241AmO2-Fueled Radioisotope Thermoelectric Generator on the Moon Surface

Radioisotope thermoelectric generator which uses Seebeck effect converting heat energy generated by the decay of radioisotopes into electrical energy is widely used in the space. The most widely used radioisotope thermoelectric generator is the²³⁸PuO₂ radioisotope thermoelectric generator. It has many advantages such as long life, high reliability, etc. But the manufacturing technique of²³⁸PuO₂ is very complex and the product is rare. There is not enough²³⁸PuO₂ for the radioisotope thermoelectric generator. It is necessary to seek for the substitution for the ²³⁸PuO₂. The radioisotope ²⁴¹Am has many advantages to use for the radioisotope thermoelectric generator. The feasibility of²⁴¹AmO₂ used in the radioisotope thermoelectric generator is analyzed. An²⁴¹AmO₂-radioisotope thermoelectric generator based on the GPHS is designed. The finite elements software ANSYS is used to calculate the electrical output and the temperature distribution of the RTG in the temperature of the day and night of the moon surface. The electrical output of the two working states is nearly 2 watt, and the converting efficiency is about 3.5%. The calculation result shows that the²⁴¹AmO₂ radioisotope thermoelectric generator is well adapted to the moon surface environment. The converting efficiency is slightly small than that of the European Space Agency, but is equal to that of the Korea Atomic Energy Research Institute. The analysis result shows that²⁴¹AmO₂ can be used in the radioisotope thermoelectric generator.     

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。     

Long-lived neutron-induced radioisotopes in OKTAVIAN facility concrete wall after 38 year-operation

An intense 14 MeV neutron source facility named OKTAVIAN was installed in the A15 building,Osaka University in 1981.Along the operation period,new radioisotopes with various half-life have been produced as neutron activation products in its concrete wall shield.In this work,we investigated the concrete wall in the heavy irradiation room of OKTAVIAN using gamma spectrometry method to discover the presence of radioisotope having large half-life value(long-lived radioisotope) as neutron activation ...