第二章 放射性核素的制备

第二章放射性核素的制备2023/10/181核技术应用概论主要内容放射性核素的来源反应堆生产放射性核素加速器生产放射性核素放射性核素发生器2023/10/182核技术应用概论引言核技术应用的基础是射线与物质的相互作用，这些射线可由反应堆、加速器直接提供，也可由放射性同位素衰变获得。反应堆制备加速器生产本章中将主要介绍人工放射性核素的制备方法。产量大、品种数量多、生产成本相对低生产能力低，但品种多、所生产的核素多为无载体、比活度高。目前放射性核素生产最主要的方式之一

2023/10/183核技术应用概论2.1放射性核素的来源分类天然放射性核素人工放射性核素从自然界存在的矿石中提取通过人工干预的核反应制备核反应堆生产、加速器生产和核素发生器2023/10/184核技术应用概论2.1.1天然放射性核素天然放射性核素原生放射性核素宇生放射性核素原始存在于自然界中宇宙射线与大气和地表中的物质相互作用生成2023/10/185核技术应用概论原生放射性核素由三个天然放射性衰变系组成，即钍系(232Th或4n系)，铀系（238U系或4n+2系），锕系（235U系或4n+3系)共同特点起始都是长寿命元素，寿命大于或接近地球。中间产物都有放射性气体氡。并有放射性淀质生成。最后都生成稳定的核数。2023/10/186核技术应用概论钍系—4n系铀系—4n+2系4n表示系中各核素的质量数为4的倍数其起始元素是通过一系列α衰变最后生成208Pb(稳定)表示系中各核素的质量数为4的倍数+2其起始元素是通过一系列α衰变最后生成206Pb(稳定)2023/10/187核技术应用概论锕系—4n+3系表示衰变系中各核素的质量数为4的倍数+3其起始元素是235U通过一系列α衰变最后生成207Pb(稳定)镎系—4n+1系表示衰变系中各核素的质量数为4的倍数+1其起始元素是237Np通过一系列α衰变最后生成209Bi(稳定)此系非天然放射性，在40年代，已通过各种核反应方法合成了这一放射系的所有成员。其衰变子体中无放射性气体氡（Rn）2023/10/188核技术应用概论宇生放射性核素表2-1宇生核素示例核素半衰期起源天然活度14C5730a宇宙射线作用，14N（n，p）14C～15Bq·g-13H12.3a宇宙射线与N和O相互作用；宇宙线散裂；6Li（n，α）3H～1.2×10-3Bq·kg-17Be53.28d宇宙射线与N和O相互作用～0.01Bq·kg-1除上述原生放射性核素外，自然界中一些放射性核素如3H、7Be、14C和22Na，它们是宇宙射线与空气中的N、O、Li等作用在大气层中生成的。2023/10/189核技术应用概论在这些天然放射性核素中，存在着一些重要核素如235U、238U和232Th等。235U和239Pu（238U经中子俘获生成）在热中子作用下易裂变，而且释放出巨大的能量（一个235U原子裂变可产生200MeV的能量并产生2～3个中子），已经广泛用于各种放射性核素生产、核能利用等各个方面。232Th由于经过快中子轰击后可生成233U，因此它将是235U资源匮乏时潜在的替代核燃料之一。其它一些核素也有着较为重要的作用，如通过测古代遗物中14C的含量可以推断该遗物所处年代。该方法自问世以来就被考古学家、古人类学家和地质学家所重视，并得到了广泛的应用。2023/10/1810核技术应用概论2.1.2人工放射性核素1934年，法国科学家约里奥·居里夫妇用α粒子轰击铝发生核反应获得了第一个人工放射性核素。之后，人们通过反应堆、加速器等制备了大量的各种人工放射性核素。目前，已发现的放射性核素有2000多种，其中人工放射性核素就超过1600种。1935年获诺贝尔化学奖伊雷娜·约里奥—居里和丈夫弗雷德里奥·约里奥—居里2023/10/1811核技术应用概论人工放射性核素主要是通过中子和带电粒子如质子、氘核等轰击天然稳定核素或235U等易裂变材料使其产生核反应来制备的。分类入射粒子的种类入射粒子的能量中子核反应带电粒子核反应光核反应重粒子核反应低能核反应（E<50MeV）中能核反应（50MeV<E<1000MeV）高能核反应（E>1000MeV）2023/10/1812核技术应用概论裂变反应堆回旋加速器核素发生器“母牛”生产人工放射性核素的设施和装置2023/10/1813核技术应用概论反应堆制备作为人工放射性核素生产的重要设施之一，反应堆可提供不同能谱的中子和较大的辐照空间，具有可同时辐照多种样品、辐照的样品量大、靶子制备容易、辐照操作简便、成本低廉等优点。此外，从反应堆运行过程中核燃料因发生裂变核反应生成的产物中也可提取大量的放射性核素。经证实，经慢中子诱发235U裂变的产物约有400种。原子序数分布在30至65范围内、质量数位于35和139左右的裂变产物具有较大的产额，可大量生产。核反应堆生产放射性核素已成为放射性核素的主要来源。2023/10/1814核技术应用概论加速器制备用加速带电粒子轰击各种靶子物，能引起不同的核反应，生成多种反应堆所不能提供的放射性核素如18F、201Tl等。这也是人工放射性核素最重要的来源之一。加速器能生产的放射性核素品种较多，约占目前已知放射性核素总数的60%以上。它们多以轨道电子俘获或β+衰变方式衰变，发射单纯的低能γ射线、X射线或β+射线。靶子物经加速器辐照后，通过分离，可以得到无载体的放射性核素，但它的产量远比反应堆生产的小。2023/10/1815核技术应用概论核素发生器制备将反应堆和加速器生产的某些放射性核素制成放射性核素发生器，可为远离反应堆和加速器的地方提供短寿命放射性核素。所谓放射性核素发生器就是一种可从较长半衰期的母体核素中不断分离出短半衰期子体核素的一种装置。由于放射性子体核素伴随母体核素的衰变而不断累积，可每隔一定时间从母体核素中方便地分离出来并加以收集，这种生产放射性核素的过程又被比较形象地称为“挤奶”，因而放射性核素发生器又称为“母牛”。2023/10/1816核技术应用概论2.2反应堆生产放射性核素核反应堆上制备放射性核素的方法主要有两种：（1）通过反应堆产生的中子流照射靶材，直接生产或通过简单处理生产放射性核素，即（n，γ）法；具有生产能力大、品种多、放射性废物量小、生产成本低廉等特点。（2）从辐照后的235U等易裂变材料产生的裂变产物中分离，即（n，f）法。可以提取国防工业用95Zr（锆）、144Ce（铈）等裂片元素，也可大规模生产99Mo（钼）、131I（碘）等军民两用放射性核素（主要用于医学诊断、治疗）。2023/10/1817核技术应用概论2.2.1中子核反应及其特点中子不带电，当它与原子核作用时，由于不存在库仑势垒，因此不同能量的中子均能引发核反应。能量很低的慢中子和中能中子主要引发（n，γ）反应，慢中子还能引发（n，p）反应和（n，α）反应、（n，f）反应等；对于快中子，主要是弹性散射的（n，n）反应和非弹性散射的（n，n′）反应，其次是（n，α）反应、（n，p）反应和（n，γ）反应；高能中子能引起（n，n）反应、（n，n′）反应、（n，p）反应、（n，α）反应、（n，2n）反应、（n，3n）反应等。中子核反应生成的核素通常是丰中子放射性核素，多以β-形式衰变。最主要的核反应类型有（n，γ）、（n，p）、（n，α）、（n，f）、（n，2n），以及多次中子俘获。2023/10/1818核技术应用概论1.（n,γ）反应（n,γ）是生产放射性核素最重要、最常用的核反应，利用（n,γ）反应可在反应堆上生产大多数元素的放射性核素。①通过（n,γ）反应直接生成所需要的放射性核素例如59Co（n,γ）60Co、191Ir（n,γ）192Ir、31P（n,γ）32P等。由于（n,γ）反应直接生成的放射性核素均为靶元素的同位素，不能通过化学方法将目标核素与其靶元素进行分离，因此，所制备的放射性核素一般都是有载体的。2023/10/1819核技术应用概论②通过（n,γ）反应，再经核衰变生成所需要的放射性核素

由于靶元素与目标核素不是同一种元素，因此可通过物理或化学方法将靶子元素与目标核素进行分离，获得比活度、放射化学纯度及放射性核素纯度都很高的无载体的目标核素。2023/10/1820核技术应用概论③通过两次或两次以上的（n,γ）反应直接生成所需要的放射性核素，或再经过核衰变生成所需要的放射性核素。

④通过（n,γ）反应过程中的热原子效应，可以得到较高比活度的放射性核素，如用此方法制备51Cr（铬）、65Zn等。通过热原子效应生成一系列新的化合物。使分离放射性同位素的复杂问题归结为分离不同状态的化合物问题。2023/10/1821核技术应用概论2.（n,f）反应

235U等易裂变核素俘获中子发生（n,f）反应，生成数百种裂变元素，因此裂变产物的组成相当复杂。

以235U为例，它在热中子引起裂变的产物中包括36种元素的160多种核素（A=72~161）。通过化学分离的办法可从这些裂变产物中提取在国防工业和国民经济中有重要应用价值的放射性核素，如90Sr、95Zr、99Mo、131I、137Cs、144Ce等。2023/10/1822核技术应用概论3.（n,p）反应4.（n,α）反应（n，p）反应要求中子有较高能量，一般由快中子诱发。由于核内势垒随原子序数的增大而增高，因此，（n，p）反应适于制备原子序数较低的放射性核素，如14C、32P、58Co等。与（n,γ）反应加β-衰变以及（n，p）反应一样，利用（n,α）反应也可以生产无载体放射性核素。用富集的6Li生产氚就是采用了该核反应方式，即6Li（n,α）3H。2023/10/1823核技术应用概论2.2.2反应堆辐照法生产放射性核素反应堆辐照法生产的放射性核素，其产量与产品质量不仅受反应堆所能提供的辐照条件与能力影响，而且与核反应的选择、靶材的制备、提取工艺等因素有关。此外，还必须注意靶件在堆内辐照时的安全性。2023/10/1824核技术应用概论1.

放射性核素生产要求反应堆提供的条件A.

高中子注量率B.

足够的辐照时间C.

反应堆运行方式D.

反应堆安全保障一般5×1013cm-2·s-1以上，特殊要求在1×1015cm-2·s-1以上多达数十个的辐照孔道

依据生产放射性核素半衰期的长短设置不同的运行方式干孔道采用空气冷却靶件，湿孔道采用纯净水冷却靶件2023/10/1825核技术应用概论2.靶件的制备（1）靶材的选择与处理A选择适合的靶材化学形态B尽可能采用高丰度的靶材元素作为靶材靶材元素含量尽量高、靶材元素的化学纯度要高、靶材辐照后易于处理并转化为所需的化学形态、堆内辐照时靶件的稳定性（化学稳定性、热稳定性、辐照稳定性）好。

如，靶材核素112Sn的天然丰度0.96%。用天然的Sn作靶，经过（n，γ）反应得到的113Sn含有大量的同位素载体，只有用高富集度的112Sn，才能得到高比活度的113Sn。2023/10/1826核技术应用概论（2）靶材的结构设计及制备靶件的结构设计包括靶筒结构设计、靶芯的结构（靶子物的形态）及其在靶筒内的分布方式设计。靶件需要根据反应堆所能提供的辐照孔道的参数（孔道尺寸、中子类型及中子注量率分布）、靶件装量及发热量、靶件辐照管道冷却方式以及靶件出入堆的抓取工具等条件设计，以保证辐照时靶件及反应堆的安全。制备辐照靶件时还要考虑靶材装载量、内外包装形式等2023/10/1827核技术应用概论（3）辐照靶件的焊封

辐照靶件必须具有良好的密封性，以保证同位素靶件在反应堆辐照过程中不发生放射性物质泄漏。（4）辐照靶件的质量控制

靶件需要经过靶件密封性检测、表面污染等检测合格后才能入堆辐照。可采用的办法有工业CT、中子照相技术、γ谱仪测量等进行无损检测！2023/10/1828核技术应用概论3.

靶件的辐照选择合适的辐照条件和保证辐照过程的安全是至关重要的。靶件的辐照应注意以下几点：A

选择适合的核反应及中子能谱适合在反应堆上生产放射性核素，一般其原子序数要求在20以上。对于原子序数位于20~35之间的放射性核素的生产，可以选用能量高的快中子；当原子序数大于36时，通常选用（n,γ）反应生产放射性核素。2023/10/1829核技术应用概论B尽可能高的中子注量率C适合的辐照时间反应堆生产放射性核素的产额与中子注量率成正比。因此，应采用尽可能高的中子注量率，以提高目标核素的产额。某一同位素生产靶件的最佳辐照时间可以根据靶件的辐照产额公式来计算。2023/10/1830核技术应用概论产额的计算

假设稳定核素S被入射粒子轰击生成放射性核素A，核素A仅以衰变方式减少并且生成稳定核素B。

例：在照射时间内，核素A的产率与入射粒子注量率Ф（cm-2·s-1）、热中子俘获截面σs（b，1b=10-24cm2）和靶核数Ns成正比，即核素A的生产率为ФσsNs；同进它又随着λANA的衰变速率而减少。2023/10/1831核技术应用概论因此，核素A的净增长率为：

式中NA为照射时间t后核素A的原子数。初始条件t=0时，NA＝0，则上述微分的方程的解为：

其放射性活度为：

核素A的产生速率核素A的衰变速率饱和因子2023/10/1832核技术应用概论4.辐照靶件的处理辐照后的靶件处理包括目标放射性物理处理、化学处理及其进一步加工成各种放射性制品。辐照后的靶件一般都需要经过化学处理（目标核素的分离与纯化）后才能制成满足用户需要的放射性核素制品。

化学处理方法有溶剂萃取法、沉淀法、离子交换法、蒸（干）馏、电化学法、热原子反冲法等。2023/10/1833核技术应用概论5.放射性核素产品的质量放射性核素的产品质量是通过物理检验、化学检验以及生物检验等质量检验方法予以保证的，其产品质量指标包括：放射性活度、放射性纯度、放射化学纯度、化学纯度、载体含量及医用制剂的无菌、无热源检测等。2023/10/1834核技术应用概论6.某些重要核素的生产工艺表2-2反应堆生产的一些重要放射性核素核素半衰期核反应靶子物生产方法3H12.33a6Li（n，α）3HLi-Mg，Li-Al照射后将靶子在真空中加热至500℃～600℃以分离14C5730a14N（n，p）14CBe3N2，硝酸钡靶子用65%的硫酸溶解，加入H2O2，生成的14CO2，14CO，14CH4等用N2气流带出，通过750℃的CuO后，生成的14CO2用NaOH吸收，再沉淀成Ba14CO332P14.282d32S（n，p）32P蒸馏纯化的硫照射后于180℃下减压蒸馏除硫，加入0.1mol·L-1HCl和H2O2，加热纯化2h得到H332PO460Co5.271a59Co（n，γ）60Co纯度＞98%的Co丝直接可制成各种形式和各种放射性活度的钴源2023/10/1835核技术应用概论核素半衰期核反应靶子物生产方法99Mo-99mTc99Mo：2.7477d99mTc：6.006hMoO3粉末溶于10mol·L-1氨水中，除去过量氨，用0.05mol·L-1HCl溶解并调节溶液pH为3-4，吸附在氧化铝柱上，最后用生理盐水洗脱99mTc113Sn-113mIn112Sn：115.09d113mIn：1.658h锡丝，112Sn富集靶高中子通量照射一年后，用6mol·L-1HCl加热溶解，蒸干，加Br2水氧化成Sn4+，然后将它吸附在氧化锆吸附柱上，用0.05mol·L-1HCl洗脱113mIn125I59.407d124Xe气124Xe气体靶入堆辐照后，取出、冷却衰变一星期，然用NaOH吸收125I。131I8.040dTeO2TeO2置于马弗炉内，于750℃～800℃下蒸馏，用NaOH溶液吸收蒸出的131I98Mo（n，γ）99Moβ-，γ112Sn（n，γ）113SnEcIT124Xe（n，γ）125Xeβ－130Te（n，γ）131Teβ－2023/10/1836核技术应用概论（1）131I干法生产工艺

A

一种是（n，f）法，即235U（n，f）131I，从辐照后的235U靶件中分离裂变产物131I。但提取率较低，并且从大量的裂变产物中提取裂变131I会另外产生大量的放射性废物。B

另一种是（n，γ）法，即以单质碲或碲的各种化合物为原料，入堆辐照后，碲经过130Te（n，γ）131Te和β-衰变生成131I，再将131I从靶材料中分离出来。生产方式131I广泛用于甲状腺癌、甲亢、甲状腺机能衰退和其他肾脏疾病的诊断和治疗。2023/10/1837核技术应用概论湿法蒸馏操作过程复杂、由于使用了浓硫酸及过氧化氢，危险性大，操作周期长（>24h），产生大量废液，很少被用于131I生产。干法蒸馏具有分离时间短，产品回收率高，产品比活度高，杂质含量低，不产生废液。比活度高有利于制备各种标记化合物，制备治疗肿瘤用胶囊、微球。碘-131胶囊分离方式：干法蒸馏、湿法蒸馏、电解蒸馏2023/10/1838核技术应用概论Ａ—过滤器，B—流量计，C—压力计，D—蒸发炉，E—纯化炉，F—吸收柱，G—阀，Ｈ—活性碳柱，I—活性碳测量柱，J—真空泵图2-5131I干法生产系统示意图主要包括加热蒸馏、碱液吸收、废气处理三部分组成。干法生产装置2023/10/1839核技术应用概论①加热蒸馏装置

由管式加热电炉（带温度控制仪）、纯化加热炉、石英舟皿、石英加热管组成。②碱液吸收装置

由两级碱液吸收柱组成。第一级吸收柱容积50mL，第二级吸收柱容积250mL。③废气处理装置

废物处理装置由三级强碱液洗涤塔组成，每级洗涤塔容积1000mL,碱液浓度为5.0mol·L-1NaOH。除此之外，操作的工作箱或热室需配置除碘过滤器。2023/10/1840核技术应用概论将辐照后TeO2装入石英舟皿内，并置于蒸馏炉内，连接好系统。将系统加热到700℃～900℃，131I被蒸馏出来，随之被载气载带至纯化炉（200℃～400℃）内，随载气带出来的TeO2在此温度下冷却并沉积在纯化炉中，实现TeO2与131I分离。除去TeO2后的含有131I放射性气体通过碱液洗涤，被吸收在碱液中。未被吸收的131I主要通过多级碱液洗涤塔（5mol•L-1NaOH溶液）进一步除去尾气中的131I，以降低131I的排放。干法生产流程2023/10/1841核技术应用概论国家药典对Na131I口服液的质量要求：产品形状：无色透明液体；pH=7～9；由γ谱仪检测131I核素的纯度，没检测出其它杂质核素；放化纯大于95%。产品质量控制2023/10/1842核技术应用概论（2）125I循环回路间歇式生产工艺

125I的性质与应用125I的半衰期T1/2=60d,主要释放27keVX射线，能有效杀灭肿瘤细胞，易屏蔽，对患者及周围人群辐射剂量较小，对环境无污染。主要用于前列腺癌、乳腺癌的125I中子源插植治疗，有效率达95%以上。125I种子(seed)源2023/10/1843核技术应用概论（2）125I循环回路间歇式生产工艺

生产方式主要核反应目前有两种生产方法：A

气体靶法将124Xe封装在不锈钢筒内制成内靶，然后置于高纯铝筒内做成辐照靶件入堆辐照。B间歇循环回路采用这种方法生产125I，不需要制备124Xe气体靶，该生产办法相对简单，得到的125I纯度高，生产能力也较前一种办法高。2023/10/1844核技术应用概论间歇循环回路法生产125I的工艺流程

将一定丰度的124Xe气体通过循环回路打入位于反应堆内的辐照瓶内，辐照一定时间（1-1.5T1/2）后，由堆外的衰变瓶将辐照后的124Xe气体吸入放置衰变3d-5d，大部分125Xe衰变成125I，未被利用的124Xe打回循环回路。125I用NaOH溶液吸收，产品检验合格后再分装。在循环回路上可接多个衰变瓶，循环利用。2023/10/1845核技术应用概论2.2.3从裂变产物中提取放射性核素反应堆生产放射性核素的第二种方法是从235U等易裂变材料在辐照后产生的裂片元素及超铀元素中提取放射性核素，它们包括原子序数很大范围的放射性核素，通过分离可以获得比活度很高的裂变放射性核素。2023/10/1846核技术应用概论1.

裂变核反应图2-7中子引发的铀核裂变示意图在中子的作用下，重核裂变的产物组成较复杂，以235U为例：2023/10/1847核技术应用概论2.

裂变产物的组成及其质量分布裂变产物的组成是随时间变化的。当一个可裂变物质的靶在反应堆内照射了T时间并冷却t时间后，裂片核素i的放射性Ai可用下式来表示：式中N—可裂变物质的原子核数；

I—中子注量；σ—裂变截面；Yi—核素i的裂变产额；λi—核素i的衰变常数。在N、I、σ不变的情况下，裂变产物的放射性与裂变产额Yi有关，并随着T、t而变化。2023/10/1848核技术应用概论图2-8不同能量的中子诱发235U裂变的质量-产额图是指裂变产物的某一种核素或某一质量链在重核裂变过程中产生的几率。它通常用每100次核裂变产生的裂变产物原子数来表示（%）。

裂变产额“双驼峰”曲线2023/10/1849核技术应用概论3.

裂变产物分离离子交换分离溶剂萃取分离萃取色层分离沉淀分离法其它方法A裂片元素的分离方法选择性好，回收率高、易于实现自动化操作、易于放射性屏蔽简便、快速、选择性高、易于连续操作和远距离控制对于性质相似的元素的分离更能显示其优越性操作繁杂、程序冗长、回收率和去污率较低超临界流体萃取法和采用离子液体为萃取介质的方法2023/10/1850核技术应用概论B长寿命裂片元素及超铀元素的分离目前，长寿命裂片核素及超铀核素主要从生产堆卸出的乏燃料中提取。乏燃料的后处理主要目的是回收235U，并提取军用核素239Pu。在235U、239Pu提取回收后，其它的裂变产物和超铀元素全部转入废液中。关于裂变产物核素的分离和分析有许多专著可供借鉴和参考，如美国曼哈顿计划中有关裂变产物的分离分析专著《RadiochemicalStudies：TheFissionProducts》

2023/10/1851核技术应用概论C中短寿命裂片元素的分离①裂变99Mo的提取

235U裂变生成99Mo产额为6.06%，可以从235U的裂变产物中大量提取99Mo。裂变99Mo的提取一般采用Al2O3色层分离、HDEHP溶剂萃取或萃取色层分离、α—安息香肟沉淀分离法等。下面以日本开展的裂变99Mo生产为例介绍裂变99Mo生产技术。99Mo、131I在医学上需求量较大，这里主要介绍它们的提取。2023/10/1852核技术应用概论A、235U靶件的制备图2-9235U靶件结构图

把24gUO2压制成圆片状，烧结处理。5片装入不锈钢包壳内。2023/10/1853核技术应用概论B、235U靶件的辐照及冷却

辐照条件：中子注率量2×1013cm-2·s-1~3×1013cm-2·s-1，

辐照4d~7d。冷却时间：2d。冷却2d后，一个靶件将产生2.81×1012Bq99Mo、4.1×1012Bq131I、2.59×1012Bq133Xe等裂片元素。2023/10/1854核技术应用概论裂变99Mo提取流程C、辐照后235U靶件的处理

2023/10/1855核技术应用概论表2-3裂变99Mo中放射性杂质含量放射性杂质半衰期比活度（与99Mo之比）131I8.05d1×10-5103Ru39.5d5×10-795Nb35.0d2×10-6141Ce32.5d1×10-5789Sr52.7d＜6×10-691Y58.8d＜9×10-895Zr65.5d＜5×10-9132Te77.7d＜1×10-4137Cs30.0d＜3×10-9140Ba12.8d＜2×10-7239Np2.346d＜2×10-3注：辐照时间7d，测量时间为辐照之后7d。2023/10/1856核技术应用概论②裂变131I的提取裂变131I是裂变法生产99Mo时的副产物之一，由于裂变131I的产额为3.1%，因此可以从裂变产物中大规模生产131I。裂变同位素生产过程中，在切割和酸性溶解时都有131I逸出，采用负压方式可将其收集；不管采用何种方式溶靶，留在溶液中的131I一般都采用先酸化、后蒸馏或热气载带等措施使其分离出来。下面简单介绍比利时国家放射元素研究院（IRE）从碱性溶靶溶液中分离纯化131I的工艺流程。2023/10/1857核技术应用概论图2-12IRE裂变同位素99Mo、131I、133Xe分离流程图碱性溶靶时，大部分裂变产物以固态形式存在，只有少量的其它裂变元素与钼一起溶解。溶解出的放射性杂质较酸性溶靶少。2023/10/1858核技术应用概论4.

利用溶液堆生产放射性核素溶液堆（Solutionreactor）是20世纪40年代提出的一种堆型，它使用的核燃料不是通常的固体燃料棒形式，而是易裂变物质如235U的均相水溶液，所以又称为均匀水溶液堆（Aqueoushomogeneoussolutionreactor）。2023/10/1859核技术应用概论（1）水溶液堆的发展概况

1944年，RichardFeynman首次提出，该反应堆型中所用的核材料不是通常使用的固体燃料，而是溶解在普通轻水中的高丰度铀盐（如硝酸铀酰或硫酸铀酰）溶液。同年，美国洛斯阿拉莫斯国家实验室（LANL）建成世界上第一座功率为0.01kW的均匀性溶液堆（LOPO）。20世纪90年代，由于99Mo、89Sr、131I等医用同位素的使用量急剧增加，传统方法已经不能满足人们的需要。由于利用溶液堆生产裂变元素的周期短、产量大、操作简便（无靶件制备、运输、切割、溶解等工序）、铀利用率高、废物产生量小等特点，人们开始了利用溶液堆进行医用同位素生产的研究。美国Babcok&Wicos（B&W）公司提出的“MIPR”。2023/10/1860核技术应用概论（2）水溶液堆的特点MIPR负温度系数大，具有反应自调节性，固有安全性好。水溶液堆的建堆成本较低。总成本不足靶件辐照堆的1/2;水溶液堆生产能力大。理论上200kW功率的堆，全年可生产100000Ci的99Mo、20000Ci的131I、40000Ci的89Sr。235U的需要量少，但利用率高。放射性核素提取工艺简单、放射性废物量少。水溶液堆是进行医用同位素生产的一种理想堆型。2023/10/1861核技术应用概论2.3加速器生产放射性核素核反应堆虽然可大量生产放射性核素，但核素品种和性质并不能完全满足应用上的需要。用可制备很多品种的放射性核素，这些放射性核素大多数因核内中子贫乏而以正电子或低能γ射形式衰变，半衰期一般较短，比活度高，并且可以得到无载体放射性核素，尽管它的生产能力较低，但由于它在工业、农业，尤其是在生物医学方面具有特殊的用途，其用量不断增加，现已成为放射性核素生产不可缺少的手段。2023/10/1862核技术应用概论2.3.1加速器生产放射性核素的发展简史1934年人工放射性核素发现后，回旋加速器就用于放射性核素的制备，使人工放射性核素在三年内就从3个增加到197个。1945年后，反应堆开始大量生产并供应廉价的放射性核素。从20世纪60年代初到现在，世界上用于生产放射性核素的加速器从不到5台猛增到数百台；并且新增加的核医学诊断用核素中80％是用加速器生产的。近年来，医学诊断用贫中子放射性核素的消费量逐渐增大，有些核素的作用出现了逐渐取代部分反应堆生产的放射性核素的趋势。2023/10/1863核技术应用概论2.3.2加速器的组成及分类加速器主要由三个部分组成：离子源用于提供所需加速的电子、正电子、质子、反质子以及重离子等粒子；真空加速系统该系统中有一定形态的加速电场，为了使粒子在不受空气分子散射的条件下加速，整个系统放在真空度极高的真空室内；导引、聚焦系统用一定形态的电磁场来引导并约束被加速的粒子束，使之沿预定轨道接受电场的加速。衡量一个加速器的性能的指标有两个：一是粒子所能达到的能量；二是粒子流的强度（流强）。加速器按其作用原理不同可分为静电加速器、直线加速器、回旋加速器、电子感应加速器、同步回旋加速器、对撞机等。2023/10/1864核技术应用概论高压倍加加速器静电加速器回旋加速器直线加速器2023/10/1865核技术应用概论1.高压倍加加速器Cockcroft-Waltonaccelerator这是最早用来加速粒子的高压装置。它利用倍压整流的原理制成的。虽然加速后粒子的能量在1MeV左右，但用它得到的束流强，因此至今仍有实验室使用它来加速粒子。2023/10/1866核技术应用概论2.静电加速器VandeGraffaccelerator图2-19范得格拉夫静电加速器示意图静电加速器是利用静电高压加速带电粒子的装置，用以加速电子或质子。输电带将喷电针电晕放电的电荷输送到一个绝缘的空心金属电极内，使之充电至高电压以加速带电粒子。2023/10/1867核技术应用概论3.回旋加速器图2-20

回旋加速器示意图

回旋加速器是利用磁场使带电粒子作回旋运动，在运动中经高频电场反复加速的装置。2023/10/1868核技术应用概论4.直线加速器直线加速器是利用沿直线轨道分布的高频电场加速电子、质子和重离子的装置。2023/10/1869核技术应用概论2.3.3加速器生产放射性核素的特点带电粒子核反应的库仑势垒高，适于制备轻元素的放射性核素如11C、13N、15O和18F等。加速器生产核素时，入射粒子是带电粒子，所生成的放射性核素都是贫中子的核素。加速器生产的放射性核素，一般与与靶核不是同一元素，故易于用化学分离，制得高比活度或无载体的放射性核素。加速器生产放射性核素也有一些缺点，如大部分核素的生产能力要比反应堆生产小得多，生产成本高；制备靶及靶冷却技术难度大；较短的半衰期使它的使用范围（时间、空间）受到限制。2023/10/1870核技术应用概论2.3.4加速器生产放射性核素的核反应类型加速器生产放射性核素中发生的主要核反应有：采用α粒子引发的核反应、氘核引发核反应、质子核反应、3He引起的核反应等。由α粒子引发的核反应（α，n）、（α，p）、（α，2n）等。氘核反应有（d，n）、（d，2n）、（d，α）反应。质子引发的(p，n)反应是加速器生产放射性核素的主要核反应。3He引起的核反应有（3He，n）、（3He，2n）、（3He，p）等。2023/10/1871核技术应用概论2.3.5加速器生产放射性核素加速器参数核反应产额产品核纯度A

核反应的选择①带电粒子束必须具有足够的能量②带电粒子束必须具有足够的粒子流量

入射粒子静止质量越小，能量越大，靶核原子序数越小，则产额越大

发生核反应时，可能同时会发生竞争反应，从而导致产品纯度不高，需要选择合适的核反应及入射粒子能量

2023/10/1872核技术应用概论B加速器用靶件的制备

固体靶

液体靶和气体靶

①内靶方式是将靶件放在加速器的真空室内照射，其生产效率高，但操作复杂。②外靶方式是将粒子束引出真空室，在真空室外面照射靶件。有专门的靶材料液体/气体进出管道

合适的厚度、耐高温、导热性能好、热稳定性好、熔点高2023/10/1873核技术应用概论C辐照产额计算带电粒子引起核反应的反应截面，强烈地依赖于轰击粒子的能量。这种核反应截面随入射粒子通量变化的函数关系，称激发函数。已知激发函数后，“厚靶”辐照时所期望获得的放射性核素总放射性量A可表示如下：

当辐照时间显著小于（至少5倍）同位素的半衰期时，上式可近似表示如下：2023/10/1874核技术应用概论D辐照靶件的处理粒子束轰击后的靶件经各种物理、化学方法处理后，可得到无载体的放射性核素。对于固体靶，当产物为123I、75Br等易挥发物质时，可通过干法蒸馏技术进行分离提取，固体靶还可反复使用；当产物为难挥发物质时，必须将靶材料进行溶解、萃取、层析或共沉淀等操作，过程繁琐，靶件一次性使用。液体靶和气体靶件的处理相对要简单些。但不管何种靶件，要求选用的流程效率高、不引入载体、周期短。对寿命很短的放射性核素还要求能在线直接合成标记化合物。2023/10/1875核技术应用概论2.3.6加速器生产放射性核素的应用在工业和科学研究中，57Co、22Na、109Cd可作为穆斯堡尔效应、正电子湮没技术、X射线荧光分析用的放射源。在农业和环境保护中，47K、74As、203Pb可用作示踪原子。在医学上的应用更为广泛，柠檬酸67Ga用于肿瘤诊断，能显示其部位，也能用于淋巴结、肺、骨等显像；111In标记的二亚乙基三胺五乙酸可用于脑显像；123I标记的碘化钠用于诊断甲状腺疾病时，对病人产生的辐射剂量只有131I的百分之一等。2023/10/1876核技术应用概论2.3.7加速器生产放射性核素123I1.直接法制备直接法制备123I需要中、低能加速器，用质子或氘在富集Te同位素上引发核反应。Te靶制备中使用高丰度的Te同位素如124Te、123Te和122Te的氧化物，通过加热将这些氧化物熔融在Pt盘内形成辐照靶。照射后的靶需要经过化学方法分离出123I。123I的化学分离方法多用干法蒸馏法。其具有操作简单、蒸馏时间短（几分钟）、回收率高（接近100%）、放射性废物量小等优点2023/10/1877核技术应用概论2.间接法制备国际上主要发展的间接法有：127I（p，5n）123Xe→123I、124Xe（p，x）123I和124Xe（γ，n）123Xe→123I。间接法生产123I需要使用中、高能回旋加速器或电子加速器，主要杂质为半衰期60d的125I。20世纪80年代，出现了采用高富集度的124Xe通过124Xe（p，x）123I

反应生产123I

的方法。也有用高富集度124Xe、电子加速器，通过124Xe（γ，n）123Xe核反应也可制备123I。2023/10/1878核技术应用概论2.4放射性核素发生器

1920年，Failla从226Ra中分离出222Rn，从而提出发生器的概念。1951年美国的MW格林等人研制出世界上第一个人工放射性核素发生器132Te-132I发生器。它通过简单的操作，能定期从长寿命的母体核素中分离出短寿命子体核素，为短寿命子体核素的应用，特别是在那些远离反应堆和不具备加速器的地方应用提供了有利条件。目前放射性核素发生器应用最多