利用HFETR制备高比活度锶-89溶液

通过高通量工程实验堆(HFETR),利用核反应^(88)Sr(n,γ)^(89)Sr制备高比活度^(89 )SrCl_2溶液,用于骨转移癌的治疗。以高纯富集^(88)SrCO_3为靶料,在热中子注量率约2×10^(14 )n·cm^(-2)·s^(-1)条件下辐照56d,经溶解、过滤,制得无色澄清的^(89 )SrCl_2溶液,^(89 )Sr比活度7.77×10~9～1.08×10^(10 )Bq·g^(-1),活度浓度3.59×10~8～1.21×10^(9 )Bq·mL^(-1),γ杂质含量0.11%～0.14%,铝含量小于2μg·mL^(-1)(活度浓度换算为7.4×10^(7 )Bq·mL^(-1)时),明显优于《中国药典》指标。^(89)SrCl_2溶液经检验,满足行业要求,可用作生产^(89)SrCl_2注射液的原料。本研究完成单次7.4×10^(10 )Bq级高纯度和高比活度^(89)Sr制备装置研发,对医用同位素产品国产化具有重要意义。

^(31)P(n,γ)^(32)P核反应制备高纯度磷[^(32)P]酸钠溶液

本研究以纯度为99.999%的赤鳞为靶料,通过^(31) P(n,γ)^(32) P核反应,在高通量工程试验堆(HFETR)内,热中子注量率为1.1×10^(14) n·cm^(-2)·s^(-1)时辐照28d。将辐照后的靶料用硝酸溶解、过氧化氢氧化、碳酸钠中和等化学处理,获得pH为7.0、放射性核纯度为99.999%、放化纯度为98.7%、放射性浓度为2.43×109 Bq·mL-1的有载体磷[^(32)P]酸钠溶液,其中磷含量为6.13mg·mL-1,满足2015年版《中国药典》对磷[^(32)P]酸钠口服溶液的技术指标要求。

商用压水堆核电站辐照生产医用同位素^(89)Sr

放射性同位素^(89)Sr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^(89)Sr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^(89)Sr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^(89)Sr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^(89)Sr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^(89)Sr的生产成本,有助于推动国内同位素生产技术的发展。

钯合金膜分离器级联氢同位素分离研究

提出了一种基于钯合金膜分离器串联(PMSCS)的氢同位素分离系统的初步设计,建立了评估该分离方法分离效果的数学模型,根据此模型和前期关于分离器分离系数的测定结果,估算了多级氢同位素分离系统分离级数与分离产品气、尾气中氘和氕之间的关系。结果表明,分离系统所串联的分离级数量越大分离效果越好。对于一个5级串联分离系统(单级分离器分离系数q=1.8),当以50%H-50%D混合气体为原料气时,若产品气的提取比例为40%,产品气中的D含量将达到约92%,产品气得到了充分富集;若尾气的提取比例为40%,尾气中的氢含量将达到约99.95%,尾气中的氘得到了充分的贫化。与低温蒸馏、热循环吸附分离和钯合金膜分离器级联分离比较,钯合金膜分离器串联系统具有结构简单、氚的贮留量小等优点,适用于氢同位素混合气体的分批次操作分离。

高比度同位素^(192)Ir和^(60)Co辐照的计算

利用反应堆物理的方法，对使用高通量堆辐照生产高比度同位素１９２Ｉｒ和６０Ｃｏ的方案进行了计算。从同位素产量和对堆物理参数的影响两方面分析了计算结果，提出了一个方案作为实际生产的参考。

制备^(125)I的堆照循环回路模拟系统调试

利用中国先进研究堆(CARR)辐照制备^(125)I的循环回路为全封闭的不锈钢细长管路系统。在入堆安装使用前,需对系统进行严格的调试实验,并测试系统的密封性,使其满足设计要求。本研究根据CARR的场所条件要求,设计^(125)I制备循环回路模拟系统并进行调试,包括真空调试和氙气充气收气实验。采用长管路分段调试验证系统真空度并测定真空泄漏率;系统安装调试合格后,充入不同压力的天然氙气进行循环回收模拟实验。结果表明,设计的^(125)I循环回路系统为细长多弯曲管路,系统密封性好,经氦质谱检漏测定值小于10-6 Pa·m^3/s;天然氙气在系统中的导气实验结果表明,回收时间约为120s,符合堆照生产^(125)I的要求。实验结果证实了系统入堆安装调试的可行性,可为建立反应堆辐照制备^(125)I回路系统提供参考。

天然靶制备 ^(153)Sm 照射条件研究

在重水研究堆和轻水游泳池反应堆中，对不同靶型天然丰度的１５２Ｓｍ靶照射条件进行了研究。实验结果表明：在游泳池反应堆宜于采用液体靶照射，１５３Ｓｍ的比活度比在重水研究堆中采用固体靶提高了２倍；天然钐靶照射后１５３Ｓｍ的核纯度大于９９％，满足临床治疗使用要求。

CARR铱源试验靶件设计和试验验证

为配合中国先进研究堆(CARR)铱源辐照生产项目,设计制造了铱源试验靶件,对试验靶件的设计参数、结构尺寸进行了介绍。在堆外使用专门的传热装置模拟铱源靶件的外部和内部传热工况,测量了用于模拟辐照罐壁面温度和样品温度的传热装置的壁面温度和内部温度,结果验证了热工分析方法是合适的。入堆试验靶件由含有铱片样品的辐照罐和等量发热的模拟罐组成。堆内试验获得的数据综合验证了试验靶件物理热工的分析结果,这个结果可对CARR铱源辐照生产安全评审提供依据且偏于安全。

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。

裂变^(99)Tc^m发生器洗脱液中α杂质的分离和测定

介绍了用电沉积法分离^(99)Tc^m洗脱液中α放射性杂质,并在低本底α计数器上测定其活度的方法。电沉积回收率为62%。此法已用于裂变^(99)Tc^m发生器α核纯常规鉴定。

用微型反应堆制备放射性核素

为扩大微型反应堆的应用领域，文章讨论了在该堆上制备放射性核素的可行性。采用热中子的（ｎ，γ）反应，已制备出２０种放射性核素，其中一些核素已被用于放射性示踪和用作放射源。

加压排代色谱法分离纯化^(55,59)Fe制备无载体^(60)Co和^(54)Mn的工艺研究

研究了用加压排代色谱法从堆照产物Ｆｅ中分离出无载体放射性同位素６０Ｃｏ，５４Ｍｎ及纯化５５，５９Ｆｅ．以ＤＴＰＡ作排代剂，Ｈ＋为阻滞离子，研究了阻滞离子、排代剂ｐＨ、线性流速及柱比等工艺条件对分离效果的影响．其最佳工艺条件为：ｃＤＴＰＡ＝０．０５ｍｏｌＬ－１，ｃＶｃ＝０．０５～０．１０ｍｏｌＬ－１；ｐＨ＝６．０～８．０；线性流速为７．５～１０ｃｍｍｉｎ－１；柱温：７０℃；柱比大于０．５．

放射性同位素辐照靶件包装容器外壁温度测量

放射性同位素辐照靶件在堆内辐照过程中能否保持其完整性,受到诸多因素的影响,其中辐照靶件包装容器外壁温度和内腔温度是辐照安全的重要参数。本工作着重研究了测温用热电偶在放射性同位素辐照靶件包装容器外壁上的安装技术,并在重水研究堆上进行模拟试验。将测量数据与理论计算结果进行比较,用以校核辐照靶件温度理论计算的准确度,为放射性同位素辐照靶件和包装容器的设计提供可靠依据。

铥-170γ 射线照相源研制

本文描述了铥-170γ射线照相源的生产原理,生产工艺,质量控制和产品性能。源的各项技术指标达到了有关标准规定的质量要求。

混合堆产氚演示回路及其氚释放实验

本文介绍了我国第一条混合堆产氚演示回路，阐述了该回路的主要组成部分，如辐照盒、固体增殖剂、分析和监控系统等．在几轮反应堆现场氚释放实验中，研究了几个关键因素（增殖剂温度、载带气体成分和流量）对释氚的影响，给出了氚在γ－ＬｉＡｌＩ２增殖剂中的扩散系数，并演示了从固体增殖剂包层中连续释氚的可行性和基本特性．实验结果表明，该回路性能良好．

中国实验快堆生产^(63)Ni同位素可行性分析

基于^(62)Ni(n,γ)^(63)Ni制备放射性同位素^(63)Ni的原理,将中国实验快堆(CEFR)作为辐照平台,设计了高富集^(62)Ni靶件。采用MCNP和SCALE6.1作为计算程序,研究在CEFR上生产同位素^(63)Ni的可行性。计算结果表明,将堆芯反射侧层区域位置2作为辐照位置,并将靶件内部设计为具有良好慢化性能的氢化锆慢化剂,经满功率运行辐照8年以上,理论上CEFR具备生产高比活度^(63)Ni同位素的可行性,但综合考虑CEFR现实因素,认为CEFR生产^(63)Ni同位素不具有良好的经济性、时效性和现实的可行性。

MHWRR连续辐照生产裂变钼技术研究

为适应当前全球对放射性诊断核素99m Tc需求量不断增长的需要,阿尔及利亚比林核研究中心对多用途重水反应堆(Multi-purposes Heavy Water Research Reactor,MHWRR)实施升级改造,提出建立不停堆连续辐照生产裂变钼的能力需求。在对裂变钼靶件堆内辐照堆芯物理计算分析、热工水力计算分析、靶件出堆过程热工计算分析以及裂变99Mo产额计算等分析研究的基础上,结合反应堆设施原有限制条件,创新地提出了采用短时间临时停堆方式的技术方案,既能实现阿方产量目标,又能满足辐照安全要求。方案得到了阿方认可,工程实施后的初步调试结果表明:理论计算值与实验值符合较好,在无参考可借鉴实例的情况下,提出的辐照技术方案和工艺流程是合理可行的。

加速器产氘带来的技术好处

本文介绍了加速器产氘的原理、技术及可能带来的利益。