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。     

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。     

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...     

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。     

萃取色层分离ICP-AES测定医用同位素生产堆(MIPR)燃料纯化试验样品

阐述了用电感藕合等离子体发射光谱(ICP-AES)测定医用同位素生产堆(MIPR)燃料纯化试验中产生的各类样品的分析方法,研究了磷酸三丁脂(TBP)萃淋树脂分离含铀样品中大量基体铀的分离条件.结果表明,用TBP萃淋树脂分离含铀样品中大量基体铀的分离条件是:待分离样品的体系为3mol/L的HNO3,淋洗液为3mol/L HNO3和0.2mol/L H2C2O4混合溶液.添加元素Ce、Ru、Se、Sm、Sr、Zr分离回收率在93%～106%之间.     

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.     

水溶液堆中子学优化和提取方式对99Mo生产效率的影响研究

医用同位素生产水溶液堆(Medical Isotope Production aqueous Reactor,MIPR)具有尺寸小、功率低和固有安全性高等优点,是⁹⁹Mo和其他医用同位素生产的较佳候选堆型之一。本文重点研究低富集铀启堆模式下的提取方式以及处理能力对MIPR生产⁹⁹Mo效率的影响。采用SCALE6.1蒙特卡罗程序、ENDF/B-Ⅶ238群数据库进行计算。首先,根据已有的实验数据对MIPR中子学计算方法进行了验证,并对堆芯设计进行了中子学优化。然后,根据优化的堆芯模型对不同提取方式以及处理能力下的⁹⁹Mo生产效率进行了研究,确定了可实现临界的铀浓度与富集度范围。结果表明：在不同富集度下存在最小临界质量,且随235U富集度的增加,最小临界铀质量时的铀浓度减小;有效倍增因子随硝酸浓度增加线性减小,相应的硝酸反应性系数约为-1.400×10^-2 L·mol^-1;随着铀浓度的增加,空泡和温度反应性系数减小,对应反应性系数分别约在(-100～-250)×10^-3     

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。     

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。     

~(99)Mo-~(99m)Tc平衡源中~(99m)Tc和~(99)Mo强度比测定

本文用4πβ-γ符合方法中的外推吸收法测定了~(99)Mo-~(99m)Tc平衡源中的总“β”强度,用准确标定过的~(99m)Tc标准源刻度好效率的S-80多道高纯锗γ谱仪测定平衡源中~(99m)Tc的绝对强度,从而测定了~(99m)Tc和~(99)Mo的强度比。结果为0.974±0.0023。并将结果和编评值比较,为~(99)Mo的绝对标定提供了~(99m)Tc的修正量为0.1088±0.0023的实测值。     

主产裂变99Mo研究堆的总体方案

简要分析了国际上生产⁹⁹Mo研究堆的现状和发展趋势,有针对性地提出了主产裂变⁹⁹Mo研究堆的设计理念,经初步优化设计,分析和论证了该堆的总体设计参数,给出了⁹⁹Mo产量评估和经济性分析。结果表明,该堆在保证安全性的基础上,极大地提高了生产堆的经济性。     

阴离子交换法在分离纯化99Mo中的应用

不同温度下,测定了^99Mo在NH4OH,NaOH,HNO3体系中的分配系数,研究了温度、NH4OH浓度对^99Mo分配系数的影响;测定了^99Mo在硝酸和NaOH—NaNO3体系中的解吸率。实验结果表明,^99Mo在NH4OH体系中吸附和用去离子水洗脱时,没有穿透交换柱;用200mL 3mol／L HNO3解吸时,解吸率可以达到90．6％;用200mL 0．5mol／L-0．5mol／L的NaOH—NaNO3混合溶液解吸时,解吸效率可以达到99．8％以上。     

中国医用99Mo及99Mo-99Tcm发生器的发展

⁹⁹Tc^m是核医学临床诊断应用最为广泛的放射性核素,其使用量占所有诊断用放射性核素的70%左右。⁹⁹Tc^m在临床上主要由其母体核素⁹⁹Mo衰变通过⁹⁹Mo-⁹⁹Tc^m发生器获得。中国从20世纪60年代末开始医用⁹⁹Mo与⁹⁹Mo-⁹⁹Tc^m发生器的研制工作,并取得了十分瞩目的成就。本文对我国医用⁹⁹Mo及⁹⁹Mo-⁹⁹Tc^m发生器的发展进行了简要回顾,分析了我国在⁹⁹Mo及⁹⁹Mo-⁹⁹Tc^m发生器生产方面存在的问题,并对其今后的发展提出了建议,以期促进国内放射性同位素技术进一步的发展。     

主产裂变99Mo的研究堆初步热工安全设计

针对主产裂变⁹⁹Mo的研究堆的需求,设计了堆芯总体方案。根据中子物理计算功率分布和该反应堆的热工水力设计限值,应用COTH程序确定了反应堆的热工水力设计参数。通过结果分析可知,该堆芯设计方案可满足设计要求。     

电位滴定法研究~(99)Tc-HMDP和~(99)Tc-HEDP中Tc的氧化态

~(99)Tc-HMDP和~(99)Tc-HEDP溶液是在相应的螫合剂存在下,用过量SnCl_2还原~(99)TcO_4-制得。用标准I_2液对SnCl_2进行了剩余量电位滴定,确定了在pH～3的介质中,~(99)Tc-HMDP和~(99)Tc-HE-DP中~(99)Tc的氧化态均为+4。全部实验在N_2气流中进行。~(99)Tc-HMDP和~(99)Tc-HEDP的紫外光谱表明:在用I_2滴定的过程中,~(99)Tc只处于一种氧化态+4;将它们放置在空气中,一小时后仍较稳定。