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。

医用同位素生产堆(MIPR)生产^(99)Mo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^(89)Sr

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。

加速器驱动的次临界铀溶液同位素生产堆概念设计

加速器驱动的次临界铀溶液系统作为新型同位素生产技术,具有固有安全性高、同位素比活度高及提取工艺简单等优势。本文从次临界系统的基础理论出发,确定了堆芯设计原则,针对加速器中子源和燃料选型进行说明,利用蒙特卡罗程序完成了次临界堆芯的概念设计并给出了一系列设计参数,此外,对堆芯长寿期燃耗特性和^(99)Mo产能进行了计算分析。结果表明,该方案^(99)Mo的年产能可达20 kCi(1 Ci=3.7×10^(10)Bq)以上,考虑运输过程中衰变损失,保守估计可满足全国1/3的临床需求,对后续掌握^(99)Mo生产技术并实现工程应用具有重要的现实意义。

医用同位素钼-99制备新技术与市场情况

99Mo是应用最广泛的医用同位素,在放射性诊断中起着重要作用。本文介绍了99Mo制备新技术,包括医用同位素生产堆(MIPR)和加速器的光反应。中国核动力研究设计院(NPIC)在国内长期开展利用MIPR进行99Mo等医用同位素生产的研究,已掌握关键技术,有望实现重要医用同位素的国产化。此外,还介绍了99Mo国内外市场情况。

利用MIPR生产^(99)Mo、^(131)I和^(89)Sr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;模拟的气体回路中的131I可以用吸附剂提取,回收率达到90%以上;在气体回路旁路中提取的89Sr可以采用化学分离方法进行纯化,回收率达到70%;MIPR可以用于99Mo、131I和89Sr的生产。

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。

水合二氧化锰(HMD)和水合五氧化二锑(HAP)用于HNO_3溶液中Sr、Cs、Zr、Ru、Se、Ce和Sm的去除研究

研究了水合二氧化锰(HMD)和水合五氧化二锑(HAP)对铀的吸附性能,以及在HNO3溶液中对Sr、Cs、Zr、Ru、Se、Ce和Sm的吸附性能。HMD和HAP在硝酸铀酰溶液中不吸附铀。HMD在0.2 mol/LHNO3溶液中对Zr、Ru和Se的吸附性能较好,HAP在0.2 mol/L HNO3溶液中对Sr、Cs、Ce和Sm的吸附性能较好。含有Sr、Sm、Ru、Ce、Zr和Se混合元素的0.2 mol/L HNO3依次通过HMD和HAP柱吸附后,元素基本被全部吸附。研究结果表明,HMD和HAP可以用于HNO3溶液中Sr、Sm、Ru、Ce、Zr、Cs和Se等医用同位素生产堆燃料溶液中主要裂变产物元素的去除。

国内外放射性惰性气体氙的来源及排放水平分析

放射性氙同位素活度浓度作为判断核爆炸的重要标志,准确评估其来源和活度对禁核试具有重要意义。核爆炸时,最主要关注的4种放射性氙同位素分别为^(131m)Xe、^(133)Xe、^(133m)Xe、135 Xe,然而在核电站下风向及医用同位素生产设施环境中也经常能探测到放射性氙气体。因此对核爆炸和民用来源的放射性氙加以区分是核爆炸监测中的重要问题之一。本文对放射性氙的来源及排放水平的相关研究进行了搜集、整理和规律统计分析,总结归纳了放射性氙监测技术及核爆炸判断分析技术,旨在为核爆炸判断提供理论参考。

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。

Al_2O_3用于提取及分离硝酸铀酰溶液中钼和碘的研究

使用Al2O3可以从硝酸铀酰的硝酸溶液[UO 2(NO3)2-HNO3]中同时提取MoO 24和IO 3。亚硫酸钠可以将IO3还原成I,利用Al2O3吸附IO3而不吸附I的性质,可将MoO42与IO3分离。使用2根Al2O3柱提取并分离UO2(NO3)2中MoO24和IO3后,Mo的平均回收率为78.3%±7.00%,钼产品中I的含量接近药典要求;I的平均回收率为87.9%±5.48%,碘产品中Mo的含量满足药用要求。实验结果表明,Al2O3可以用于医用同位素生产堆(MIPR)燃料溶液中的99Mo和131I的提取及分离。