2024年11月2日发(作者：才欣德)
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２００６盎
广东微量元素科学
ＧＵＡＮＧＤＯＮＧＷＥＩＩＩＡＮＧＹＵＡＮＳＵ ＫＥＸＵＥ 第１３卷第１２期
文章编号：１００６—４４６Ｘ【２００６）１２一Ｏ０Ｏ７—０６
生产９９Ｍｏ、１３１Ｉ和８９Ｓｒ医用同位素的水溶液堆
罗 强 刘思维
（成都理工大学材料与化学化工学院，四川 成都６１００５９）
摘要： Ｍｏ、埘Ｉ和∞ｓｒ等医用同位素对人类健康和医学的发展具有非常重要的作用。与靶辐照反
应堆相比，用水溶液堆生产 Ｍｏ、埘Ｉ和∞ｓｒ具有安全性好，结构简单，经济价值高，无靶件制备、
溶解工艺，产生废物少等优点，用水溶液堆生产医用同位素具有很好的发展前景。由于多堆芯水
溶液堆、高功率水溶液堆均能显著提高产率，低富集度ｚ３５Ｕ水溶液堆符合核不扩散条约中对ｍＵ
浓缩度的要求，因此这三种堆是水溶液堆未来的发展方向。
关键词：水溶液堆；靶辐照反应堆；医用同位素
中图分类号：ＴＬ９２ 文献标识码：Ａ
目前，医用同位素已经被应用于几乎所有临床学科疾病的治疗，为一般临床学科难以解决的
一
系列疾病提供了有效的治疗手段。在所有的医用同位素中， Ｔｃ １３１Ｉ和 Ｓｒ是最重要的三种医
用同位素。９９ Ｔｃ是核医学用量最多的放射性核素之一，只能由裂变９９Ｍｏ一９９ Ｔｃ发生器生产，能与
多种配体结合用于各种脏器和功能显像，诊断多种脏器疾病￣，１３１Ｉ是最早用于治疗疾病的放射性同
位素之一，可用来治疗甲状腺增生等疾病；眇Ｓｒ可用于治疗骨转移癌，并且具有良好的长效镇痛
作用【卜 。由于 Ｔｃ １３１Ｉ和 Ｓｒ医用同位素对保障医学的应用和发展具有如此重要的用途，因此
生产田Ｍｏ、ｌ３ Ｉ和８９Ｓｒ的水溶液堆也受到了极大的关注。
国际上生产 Ｍｏ、 Ｉ和明ｓｒ等医用同位素的反应堆有靶辐照反应堆和水溶液堆，靶辐照反应
堆是先将 Ｕ、蹈Ｓｒ或％Ｍｏ制备成靶件，置于反应堆内辐照，然后切割、溶解靶件，再分离纯化获
得产品【 －４Ｊ。而水溶液堆是采用［ Ｕ］硝酸铀酰溶液或［∞ Ｕ］硫酸铀酰溶液等作为燃料（２３５Ｕ
既是反应堆运行的燃料同时也是生成 Ｍｏ、 Ｉ，ｓ９Ｓｒ等医用同位素的“靶件”），并且从停堆后的燃
料溶液和反应生成气体中直接分离纯化就能获得９９Ｍｏ、８ Ｓｒ和１３１ｉ［５ ］。
与靶辐照反应堆相比，采用水溶液堆生产医用同位素具有成本低、产量高、铀消耗少、固有
安全性好、产生废物少等优点ｕ Ｊ。目前，世界上不少国家（如中国、美国、俄罗斯、墨西哥等）
都在积极开发用水溶液堆生产医用同位素的技术。
１ 水溶液堆的发展概况
１９４４年，美国洛斯一阿拉莫斯实验室（Ｌｏｓ Ａｌａｍｏｓ）实验室建成世界上第一座功率为０．０１
ｋＷ的均匀性溶液堆（ＬＯＰＯ），此后科研工作者对溶液堆进行了大量研究开发工作，建成了７Ｏ多
收稿日期：２ｏｏ６—０７—２４
作者简介：罗强（１９７９＿－），男。四川人。硕士研究生，材料学专业。通讯地址：成都市４３４信箱四所。邮编６１００４１．
Ｅ—ｍａｉｌ：ｌ＿ａｏＱｉａｎｇ—ｏｋ＠１６３．㈨．
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座研究型水溶液反应堆，如美国Ｌｏｓ Ａｌａｍｏｓ建成的ＨＹＰＯ、ＳＵＰＯ、ＬＡＰＲＥ一１、ＬＡＰＲＥ一２溶液
堆【 ，ＯＲＮＬ的ＨＲＥ一１、ＨＲＥ一２、ＨＲＥ一３均相堆，英国的ＨＡＺＥＬ溶液堆，俄罗斯的ＡＲＧＵＳ型
水溶液堆等，这些堆用于医用同位素生产、核物理实验、中子照相、中子活化分析、裂变产物提
取等方面的研究。
２Ｏ世纪９ｏ年代，由于 Ｍｏｘ８９Ｓｒ、Ｂ Ｉ等医用同位素的使用量急剧增加，而用传统方法生产出
的医用同位素已经不能满足人们的需要，因此人们又开始了对能大量、快捷、廉价生产医用同位
素溶液堆的研究。１９９７年，美国的Ｂａｂｃｏｃｋ和Ｗｉｌｃｏｎ公司提出了在运行功率为１００～３００ ｋＷ的水
溶液堆中，以弱酸性硝酸铀酰溶液为核燃料生产 Ｍｏ等医用同位素反应堆的设计方案，并申请
了专利［ 。台湾核研所提出了从溶液堆中分离 Ｍｏ的工艺流程【１０ Ｊ。美国专利［１１ Ｊ提出了连续气管
分离法提取 Ｓｒ的方法。美国能源部和俄罗斯Ｋｕｒｃｈａｔｏｖ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ合作，利用俄罗斯２０ ｋＷ的
ＡＲＧＵＳ堆开展了９９Ｍｏｘ８９Ｓｒ、 Ｉ等同位素的提取研究【１２ Ｊ。目前，很多国家对生产９９Ｍｏ、 Ｉ和 Ｓｒ的
水溶液堆产生了很大的兴趣，加紧了这方面的研究工作。但至今见之于公开报道的医用同位素生
产堆只有俄罗斯的ＡＲＧＵＳ堆。
２生产 Ｍｏ，，１３１Ｉ和 ｓｒ的水溶液堆的结构
世界开发了多种类型用于生产医用同位素的水溶液堆，其中，以俄罗斯Ｋｕｒｃｈａｔｏｖ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ和
美国Ｂａｂｏ ｋ＆Ｗｉｌ ｏｘ公司设计的最具有代表性［９＿１３］。生产医用同位素的水溶液堆基本是由堆芯
容器、核燃料溶液转运系统、热交换系统、气体回路系统以及提纯体系构成。
图１是俄罗斯ＡＲＧＵＳ型水溶液堆的结
构示意图，其各部分性能如下：（１）堆芯容
器：核燃料反应场所，为圆柱型３０４ Ｌ不锈
钢，其上有控制棒导管，堆芯上盖，下底焊
封；（２）热交换冷却系统：用水或其它冷却
材料通过冷却盘管交换出堆芯的热量，使堆
芯温度低于燃料沸腾温度，防止堆芯燃料沸
腾而发生安全事故；（３）气体回路系统：主要
用于将堆运行时产生的水蒸气凝固成水，同
时利用镀铂氧化铝复合器９将堆中辐照产生
的Ｈ２和Ｏ２复合为水并返回堆内；（４） Ｍｏ提
取系统：由水泵６，提取柱７和冷却室８组
成，主要用于提取燃料溶液中的 Ｍｏ。储存
和运送提取后的燃料溶液；（５） Ｉ和∞Ｓｒ提
取系统：用于提取溶液堆运行时产生的气相
中的 Ｉ和∞Ｓｒ。最后将提取得到的 Ｍｏ、 Ｉ和∞Ｓｒ送至热室进行纯化。
图１水溶液堆的结构
Ｆｉｇ １ Ｓｃｈｅｍａｔｉｃ ｄｉａｇｒａｍ ｏｆ ｓｏｌｕｔｉｏｎ ｒｅａｃｔｏｒ
说明见正文。
３生产９９Ｍｏ，，ＭＩ和 Ｓｒ的水溶液堆的经济性 Ｔ
堆的经济性取决于：（１） Ｕ的自耗；（２）资金投入的回报；（３）处理废料的费用。在靶辐
照反应堆中，靶件上可裂变铀的消耗仅占整个靶上铀的１／１００。以４ ＭＷ运行的靶件辐照堆为例。
每周有１０根靶件（共２００ ｇ Ｕ）被辐照，但只有其中的１．５ ｇ Ｕ发生裂变生成１５ ｋＣｉ的 Ｍｏ，
・
Ｒ ・
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剩余溶液中的 Ｕ由于回收成本太高，一般作为废料处理…。而对于２００ ｋＷ的水溶液堆，如果
以满功率运行１ ｄ仅消耗０．１２ ｇ ２３５ Ｕ，并且按生成相同量的 Ｍｏ计算，铀的消耗仅为靶辐照反应
堆的０．３６％，剩余的没有裂变的 Ｕ不需要复杂的处理就可循环使用，这使得水溶液堆的２３５Ｕ的
消耗接近１００％的理论消耗率【１０Ｊ。
水溶液堆对资金投入的回报是相当可观的：（１）水溶液堆的建堆成本较低。目前，若建造与
靶辐照反应堆相同 Ｍｏ产量的水溶液堆，厂房以及运行系统的造价约是靶件辐照堆的１／３，加上
纯化的热室装置、设备维修、废料处理和反应堆退役费用等，总成本不足靶件辐照堆的１／２［１ Ｊ。
（２）水溶液堆的产值是相当高的，据理论计算Ｌ３ Ｊ，以２００ ｋＷ运行的水溶液堆，若每天运行２４ ｈ，
全年可生成９０ ｋＣｉ的 Ｍｏ，２０ ｋＣｉ的Ｂ Ｉ，４００ Ｃｉ的黔Ｓｒ。按现有的市场价计算，年产值可达４ ４３０
万美元（见表１）。
此外，与靶辐照反应堆相比，水溶液堆没有靶件的生产和溶解，并且提取 Ｍｏ．１３１Ｉ，ｓ９Ｓｒ后的
燃料溶液可以返回堆中被重新利用，大大减少了废料的产生…。表２是生产相同量９９Ｍｏ同位素的
水溶液堆和靶辐照反应堆产生的废物流的比较，从表２可知，用水溶液堆生产医用同位素产生很
少的废物流，并且不产生高水平放射性废物（ｍ ），只产生低放射性废物（Ｕ ），这样大大减
少了处理废物的费用。
表１ ２００ ｋＷ溶液堆年产值估算
Ｔａｂ １ Ｔｈｅ ｅｓｔｉｍａｔｅ ｏｆ ｔｈｅ ｐｒｏｄｕｃｔ ａｎｄ ｔｈｅ ｖａｌｕｅ ｏｆ２００ ｋＷ ｓｏｌｕｔｉｏｎ ｒｅａｃｔｏｒ
表２生产相同● Ｍｏ靶辐射堆与溶液堆产生废物的比较ｎ】
Ｔａｂ ２ Ｃｏｍｐａｒｉｓｏｎ ｏｆｔｈｅ ｗａｓｔｅ：ｐｒｏｄｕｃｅｄ ｂｙ ｉｒｒａｄｉａｔｉｏｎ ｏｆ ｕｖ￣ｕｍ
ｔａｒｇｅｔｓ ｉｎ ｈｅｔｅｒｏｇｅｎｅｏｕｓ ｌ￣ａｃｉｏＰ￥ 单位：ｍ３
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４生产９９Ｍｏ １３１ Ｉ和８９Ｓｒ的水溶液堆的发展趋势
—．
１ｎ
目前，全球诊断用放射性药品的年产值约
１６亿美元，并且年增长率在７％左右；治疗用 嘲
放射性药品的年产值约４亿美元，年增长率在
１０％左右。据统计，２０００年全世界对鲫Ｍｏ的需 苫
求量在３５０ ｋＣｉ里以上，并以每年１０％以上的 。
速率递增，图２是近１Ｏ年全世界对鲫Ｍｏ的需求
～
８
６
．
‘
目前，美国和俄罗斯联合提出了采用多堆芯水溶液
堆生产医用同位素。用多堆芯水溶液堆生产医用同位素
不但能大大提高医用同位素的产量，而且不会破坏堆固
有的安全性。一个５０ ｋＷ水溶液堆采用多堆芯后，尽管
每个堆芯的运行功率仍然是５０ ｋＷ，但整个堆的总功率
却提高了，并且多堆芯反应堆是在原有功率较低的溶液
堆基础上建成的，所需的技术成熟，建堆成本低，因此
图３二堆芯ＡＲＧＵＳ溶液堆的结构示意图
有很好的发展前景。图３为二堆芯ＡＲＧＵＳ水溶液堆结构
示意图。
２×５０ ｋＷ ｃｏｒｅｓ
４×５０ ｋＷ ｃｏｒｅｓ
８×５０ ｋＷ ｃｏｒｅｓ
５００ Ｃｉ／周
１ ０００ Ｃｉ／周
２ ０００ Ｃｉ／周
Ｆｉｇ ３ Ｓｃｈｅｍａｔｉｃ ｄｉａｇｒａｍ ｏｆ ＡＲＧＵＳ ｓｏｌｕｔｉｏｎ
ｒｅａｃｔｏｒｗｉｔｈｔｗｏ ｃｏｒｅｓ
以俄罗斯的５０ ｋＷ的ＡＵＧＵＳ堆为例，当以多堆芯运行时，鲫Ｍｏ产量估计为［１５］：
４．２建造高功率水溶液堆
建造高功率水溶液堆是提高医用同位素产量最直接的方法。据报道【６Ｉ１制，５０ ｋＷ的ＡＵＧＵＳ
水溶液堆，每年能生产１０ ｋＣｉ的鲫Ｍｏ，１２５ Ｃｉ的８９ｓｒ，而２００ ｋＷ的水溶液堆每年能生产１００ ｋＣｉ
的鲫Ｍｏ，４００ Ｃｉ的∞ｓｒ，从而可见，高功率水溶液堆能极大提高医用同位素的产量，具有很大的市
场潜力。美国专利 ９提出了建造功率为１００～３００ ｋＷ的水溶液堆设计方案，并且通过理论分析计
算验证了建造２００ ｋＷ的高功率水溶液堆的可行性【 －１制，但为了保证堆安全、稳定地运行，需采
取适当的措施，如： （１）增大堆功率时，尽小地增加堆的比功率，从而减少Ｕｏ２ 离子沉淀；
（２）采用效率更高的镀铂氧化铝氢氧复合器可以使堆内的氢质量分数小于４％（当堆内氢质量分
・
１Ｏ・
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数大于４％时，可能发生燃烧和爆炸）；（３）在堆芯壁上涂上一层石墨反射层，可以减小堆运行
的功率波动；（４）在冷却系统中，增加冷却盘管的尺寸和数量，可确保堆芯燃料不沸腾。虽然建
造高功率反应堆在理论上是可行的，但在实际操作中可能会遇到很多问题，有待广大科研工作者
去解决。
４．３开发低富集度 Ｕ水溶液堆
在水溶液堆中，采用低富集度２３５Ｕ代替高富集度 Ｕ作为燃料既符合核不扩散条约中对２３５Ｕ
浓缩度的要求，又能实现堆的固有安全性，因此受到了人们的重视。目前，俄罗斯在ＡＵＧＵＳ堆
中已经成功实现了用１ ６００ ｇ ９０％高富集度 Ｕ（ＨＥＵ）代替１ ９００ ｇ １０％低富集度２３５Ｕ（ＬＥＵ）作
为燃料【巧Ｊ。据报道【９ｌ，２００ ｋＷ的水溶液堆既可用２０ Ｌ ９３％高富集度２３５Ｕ，也可用１００ Ｌ ２０％低富
集度 Ｕ作为燃料溶液，但使用低浓缩度 Ｕ生产的医用同位素，经过现有的提取工艺纯化后其
纯度很难达到美国、欧洲药典对同位素纯度的要求。因此，需要进一步研究从低富集度 ｕ水溶
液堆中提纯 Ｍｏ、ｎ ０Ｉ和凹ｓｒ的工艺，以保证生产的同位素达到医用放射性核素的标准。
５结论
目前世界上生产 Ｍｏ．１３１Ｉ和凹ｓｒ等医用放射性同位素主要方法为靶辐照法，但是运用水溶液
反应堆生产 Ｍｏ－．１３１Ｉ和凹ｓｒ等医用放射性同位素具有更显著的优点，即反应堆的固有安全性能高、
不需要靶件置备和溶解、生产工艺简单、产生的废物少、经济效益好等，因此用水溶液反应堆生
产医用放射性同位素具有很好的发展前景。由于用靶辐照反应堆和低功率水溶液堆生产 Ｍｏ、 ３１Ｉ
和凹ｓｒ等医用放射性同位素都不能极大地提高产量和降低成本，因此，研发能提高产率的多堆芯
水溶液堆、高功率水溶液堆和符合核不扩散条约要求的低富集度 Ｕ水溶液堆是未来水溶液反应
堆的发展趋势。
参考文献：
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ｅ／ｍｅｄｉｃ／ｍｄ一０３．ｈｉｍ．２００３—１０—１５．
［１１］ＫＨＶＯＳＴＩＯＮＯＶ Ｖ ＹＥ．Ｔｈｅ ＡＲＧＵＳ一２１ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓｏｌｕｔｉｏｎ Ｒｅａｃｔｏｒ［Ｍ］／／Ｐｒｏｃｅｅｄｉｎｇｓ ｏｆ ｈｅｔ Ｓｐｅｃｉａｌｉｓｔ Ｍｅｅｔｉｎｇ Ｏｉｌ ｔｈｅ
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ＧＵＡＮＧＤＯＮＧ ＷＥＩＩ ＩＡＮＧ ＹＵＡＮＳＵ ｌ（］Ｄ ＪＥ 第１３卷第１２期
Ｅｘｃｈａｎｇｅ ｏｆ Ｅｘｐｅｒｉｅｎｃｅ ｏｆｔｈｅ Ｒｅａｃｔｏｒｓ’Ｒｅｃｏｎｓｔｒｕｃｔｉｏｎ ｉｎ ｔｈｅ Ｃｏｕｎｔｒｉｅｓ—ＣＥＡ Ｍｅｍｂｅｒｓ．Ｍｏｓｃｏｗ。１９８２．
［１２］ Ａ Ｆ Ｊ，ｌ ．ＡＮＤＲＨ．Ａｎａｌｙｓｉｓｏｆｔｈｅ ｅｆｅｃｔｓｏｆ ｒａｄｉｏｌｙｔｉｃ—ｇａｓ ｂｕｂｂｌｅｓ ｏｎｔｈｅ ｏｐｅｒａｌｉｏｎ ｏｆ ｓｏｌｕｔｉｏｎ ｒｅａｃｔｅｒｓｆ０ｒ
ｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎ ｆｍｅｄｉｏｃａｌ Ｉｓｏｔｏｐｅｓ［Ｊ］．Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｃｉｅｎｃｅ ａｎｄ Ｅｎｇｉｎｅｅｒ，２００５，１５０：３２２—３３５．
［１３］ＫＨＶＯＳＴＩＯＮＯＶＶＹＥ，ＰＡＶｓＨ０ＯＫＶ Ａ，ＴＡＩ Ｙ＝ Ｎ Ｖ Ｍ．Ｓｔｕｉｓｅ ｏｆｔｈｅ Ｏｐｐｏｒｔｕｎｉｔｙ ｔｏ Ｃｃａｖｅｒｔ ｔｈｅ ＡＲＧｕｓ一９０ Ｒｅ－
ｓｅａｒｃｈ Ｒｅａｃｔｏｒ ｗｉｈｔ ９ｏ％Ｆｕｄ Ｅｎｒｉｃｈｍｅｎｔ ｉｎ Ｕ一２３５ ｔｏ Ｌｏｗ Ｅｎｒｉｃｈｅｄ Ｆｕｅｌ（２ｏ％）【ＭＪ／／趾 ｍ Ｃｏｎｆｅｒｅｎｃｅ，
Ｎ￣ｏｎａｌｌ＿ａｂ．１９９ｒ７．
啪
Ｓｏｌｕｔｉｏｎ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｕｓｅｄ ｆｏｒ Ｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎ
ｏｆ Ｍｏ ８９Ｓｒ ａｎｄ Ｉ
ＬＵＯ Ｑｉａｎｇ，ＬＩＵ Ｓｉｗｅｉ
（Ｃｏｌｌｅｇｅ ｆ ｏＭａｔｅｉｒａｌｓ ａｎｄ Ｃｈｅｍｉｓｔｒｙ＆Ｃｈｅｍｉｃａｌ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，Ｃｈｅｎｇｄｕ
Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ ｏｆ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，Ｃｈｅｎｇｄｕ ６１００５９，Ｃｈｉｎａ）
Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｍｏｒｅ ｔｈａｎ ｈａｌｆｏｆｔｈｅ ｗｏｒｌｄ’Ｓ ａｎｎｕａｌ ｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎ ｏｆ ｒａｄｉｏｎｕｃｈｄｅｓ ｉＳ ｕｓｅｄ ｆｏｒ ｍｅｄｉｃａｌ ｐｕｒｐｏｓｅｓ ｓｕｃｈ
ａｓ ｄｉａｇｎｏｓｔｉｃ ｉｍａｇｉｎｇ ｏｆ ｄｉｓｅａｓｅｓ ａｎｄ ｐａｔｉｅｎｔ ｔｈｅｒａｐｙ．Ｏｎｅ ｏｆ ｔｈｅ ｐｒｉｍａｒｙ ｍｅｔｈｏｄｓ ｔｏ ｐｒｏｄｕｃｅ ｍｅｄｉｃａｌ ｉｓｏｔｏｐｅｓ
ｉｓ ｂｙ ｉｒｒａｄｉａｔｉｏｎ ｏｆ ｕｒａｎｉｕｍ ｔａｒｇｅｔｓ ｉｎ ｈｅｔｅｒｏｇｅｎｅｏｕｓ ｒｅａｃｔｏｒｓ．Ｔｈｅ ｓｏｌｕｔｉｏｎ ｒｅａｃｔｏｒ ｈａｓ ｂｅｅｎ ｐｒｏｐｏｓｅｄ ｔｏ ｐｒｏ—
ｄｕｃｅ ｍｅｄｉｃａｌ ｒａｄｉｏｉｓｏｔｏｐｅｓ ９９Ｍｏ８９Ｓｒ ａｎｄ １３ｌ１ ｗｉｔｈ ｌｏｗｅｒ ｕｒａｎｉｕｌｎ ｃｏｎｓｕｍｐｔｉｏｎ ａｎｄ ｗａｓｔｅ ｔｈａｎ ｔｈｏｓｅ ｉｎ ｈｅｔｅｒｏ—
．
ｇｅｎｅｏｕｓ ｒｅａｃｔｏｒｓ．Ｉｔ ｉｓ ｆｏｒｅｃａｓｔｄ ｅｔｈａｔ ｆｕｒｔｈｅｒ ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ ｏｆ ｏｌｓｕｔｉｏｎ ｒｅａｃｔｏｒｓ ｆｏｃｕｓｅｄ ｏｎ ｄｅｖｅｌｏｐｉｎｇ ａ ｓｏｌｕｔｉｏｎ
ｅａｃｔｒｏｒ ｗｉｈ ｍｕｌｔｔｉｐｌｅ ＣＯｒｅＳ，ｈｉｇｈ ｐｏｗｅｒ ａｎｄ ｌｏｗ—ｅｎｒｉｃｈ ｕｒａｎｉｕｍ．
Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ：ｓｏｌｕｔｉｏｎ ｒｅａｃｔｏｒ；ｈｅｔｅｒｏｇｅｎｅｏｕｓ ｒｅａｃｔｏｒｓ；ｍｅｄｉｃａｌ ｉｏｔｏｐｅｓ ｓ
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摘要： Ｍｏ、埘Ｉ和∞ｓｒ等医用同位素对人类健康和医学的发展具有非常重要的作用。与靶辐照反
应堆相比，用水溶液堆生产 Ｍｏ、埘Ｉ和∞ｓｒ具有安全性好，结构简单，经济价值高，无靶件制备、
溶解工艺，产生废物少等优点，用水溶液堆生产医用同位素具有很好的发展前景。由于多堆芯水
溶液堆、高功率水溶液堆均能显著提高产率，低富集度ｚ３５Ｕ水溶液堆符合核不扩散条约中对ｍＵ
浓缩度的要求，因此这三种堆是水溶液堆未来的发展方向。
关键词：水溶液堆；靶辐照反应堆；医用同位素
中图分类号：ＴＬ９２ 文献标识码：Ａ
目前，医用同位素已经被应用于几乎所有临床学科疾病的治疗，为一般临床学科难以解决的
一
系列疾病提供了有效的治疗手段。在所有的医用同位素中， Ｔｃ １３１Ｉ和 Ｓｒ是最重要的三种医
用同位素。９９ Ｔｃ是核医学用量最多的放射性核素之一，只能由裂变９９Ｍｏ一９９ Ｔｃ发生器生产，能与
多种配体结合用于各种脏器和功能显像，诊断多种脏器疾病￣，１３１Ｉ是最早用于治疗疾病的放射性同
位素之一，可用来治疗甲状腺增生等疾病；眇Ｓｒ可用于治疗骨转移癌，并且具有良好的长效镇痛
作用【卜 。由于 Ｔｃ １３１Ｉ和 Ｓｒ医用同位素对保障医学的应用和发展具有如此重要的用途，因此
生产田Ｍｏ、ｌ３ Ｉ和８９Ｓｒ的水溶液堆也受到了极大的关注。
国际上生产 Ｍｏ、 Ｉ和明ｓｒ等医用同位素的反应堆有靶辐照反应堆和水溶液堆，靶辐照反应
堆是先将 Ｕ、蹈Ｓｒ或％Ｍｏ制备成靶件，置于反应堆内辐照，然后切割、溶解靶件，再分离纯化获
得产品【 －４Ｊ。而水溶液堆是采用［ Ｕ］硝酸铀酰溶液或［∞ Ｕ］硫酸铀酰溶液等作为燃料（２３５Ｕ
既是反应堆运行的燃料同时也是生成 Ｍｏ、 Ｉ，ｓ９Ｓｒ等医用同位素的“靶件”），并且从停堆后的燃
料溶液和反应生成气体中直接分离纯化就能获得９９Ｍｏ、８ Ｓｒ和１３１ｉ［５ ］。
与靶辐照反应堆相比，采用水溶液堆生产医用同位素具有成本低、产量高、铀消耗少、固有
安全性好、产生废物少等优点ｕ Ｊ。目前，世界上不少国家（如中国、美国、俄罗斯、墨西哥等）
都在积极开发用水溶液堆生产医用同位素的技术。
１ 水溶液堆的发展概况
１９４４年，美国洛斯一阿拉莫斯实验室（Ｌｏｓ Ａｌａｍｏｓ）实验室建成世界上第一座功率为０．０１
ｋＷ的均匀性溶液堆（ＬＯＰＯ），此后科研工作者对溶液堆进行了大量研究开发工作，建成了７Ｏ多
收稿日期：２ｏｏ６—０７—２４
作者简介：罗强（１９７９＿－），男。四川人。硕士研究生，材料学专业。通讯地址：成都市４３４信箱四所。邮编６１００４１．
Ｅ—ｍａｉｌ：ｌ＿ａｏＱｉａｎｇ—ｏｋ＠１６３．㈨．
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座研究型水溶液反应堆，如美国Ｌｏｓ Ａｌａｍｏｓ建成的ＨＹＰＯ、ＳＵＰＯ、ＬＡＰＲＥ一１、ＬＡＰＲＥ一２溶液
堆【 ，ＯＲＮＬ的ＨＲＥ一１、ＨＲＥ一２、ＨＲＥ一３均相堆，英国的ＨＡＺＥＬ溶液堆，俄罗斯的ＡＲＧＵＳ型
水溶液堆等，这些堆用于医用同位素生产、核物理实验、中子照相、中子活化分析、裂变产物提
取等方面的研究。
２Ｏ世纪９ｏ年代，由于 Ｍｏｘ８９Ｓｒ、Ｂ Ｉ等医用同位素的使用量急剧增加，而用传统方法生产出
的医用同位素已经不能满足人们的需要，因此人们又开始了对能大量、快捷、廉价生产医用同位
素溶液堆的研究。１９９７年，美国的Ｂａｂｃｏｃｋ和Ｗｉｌｃｏｎ公司提出了在运行功率为１００～３００ ｋＷ的水
溶液堆中，以弱酸性硝酸铀酰溶液为核燃料生产 Ｍｏ等医用同位素反应堆的设计方案，并申请
了专利［ 。台湾核研所提出了从溶液堆中分离 Ｍｏ的工艺流程【１０ Ｊ。美国专利［１１ Ｊ提出了连续气管
分离法提取 Ｓｒ的方法。美国能源部和俄罗斯Ｋｕｒｃｈａｔｏｖ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ合作，利用俄罗斯２０ ｋＷ的
ＡＲＧＵＳ堆开展了９９Ｍｏｘ８９Ｓｒ、 Ｉ等同位素的提取研究【１２ Ｊ。目前，很多国家对生产９９Ｍｏ、 Ｉ和 Ｓｒ的
水溶液堆产生了很大的兴趣，加紧了这方面的研究工作。但至今见之于公开报道的医用同位素生
产堆只有俄罗斯的ＡＲＧＵＳ堆。
２生产 Ｍｏ，，１３１Ｉ和 ｓｒ的水溶液堆的结构
世界开发了多种类型用于生产医用同位素的水溶液堆，其中，以俄罗斯Ｋｕｒｃｈａｔｏｖ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ和
美国Ｂａｂｏ ｋ＆Ｗｉｌ ｏｘ公司设计的最具有代表性［９＿１３］。生产医用同位素的水溶液堆基本是由堆芯
容器、核燃料溶液转运系统、热交换系统、气体回路系统以及提纯体系构成。
图１是俄罗斯ＡＲＧＵＳ型水溶液堆的结
构示意图，其各部分性能如下：（１）堆芯容
器：核燃料反应场所，为圆柱型３０４ Ｌ不锈
钢，其上有控制棒导管，堆芯上盖，下底焊
封；（２）热交换冷却系统：用水或其它冷却
材料通过冷却盘管交换出堆芯的热量，使堆
芯温度低于燃料沸腾温度，防止堆芯燃料沸
腾而发生安全事故；（３）气体回路系统：主要
用于将堆运行时产生的水蒸气凝固成水，同
时利用镀铂氧化铝复合器９将堆中辐照产生
的Ｈ２和Ｏ２复合为水并返回堆内；（４） Ｍｏ提
取系统：由水泵６，提取柱７和冷却室８组
成，主要用于提取燃料溶液中的 Ｍｏ。储存
和运送提取后的燃料溶液；（５） Ｉ和∞Ｓｒ提
取系统：用于提取溶液堆运行时产生的气相
中的 Ｉ和∞Ｓｒ。最后将提取得到的 Ｍｏ、 Ｉ和∞Ｓｒ送至热室进行纯化。
图１水溶液堆的结构
Ｆｉｇ １ Ｓｃｈｅｍａｔｉｃ ｄｉａｇｒａｍ ｏｆ ｓｏｌｕｔｉｏｎ ｒｅａｃｔｏｒ
说明见正文。
３生产９９Ｍｏ，，ＭＩ和 Ｓｒ的水溶液堆的经济性 Ｔ
堆的经济性取决于：（１） Ｕ的自耗；（２）资金投入的回报；（３）处理废料的费用。在靶辐
照反应堆中，靶件上可裂变铀的消耗仅占整个靶上铀的１／１００。以４ ＭＷ运行的靶件辐照堆为例。
每周有１０根靶件（共２００ ｇ Ｕ）被辐照，但只有其中的１．５ ｇ Ｕ发生裂变生成１５ ｋＣｉ的 Ｍｏ，
・
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剩余溶液中的 Ｕ由于回收成本太高，一般作为废料处理…。而对于２００ ｋＷ的水溶液堆，如果
以满功率运行１ ｄ仅消耗０．１２ ｇ ２３５ Ｕ，并且按生成相同量的 Ｍｏ计算，铀的消耗仅为靶辐照反应
堆的０．３６％，剩余的没有裂变的 Ｕ不需要复杂的处理就可循环使用，这使得水溶液堆的２３５Ｕ的
消耗接近１００％的理论消耗率【１０Ｊ。
水溶液堆对资金投入的回报是相当可观的：（１）水溶液堆的建堆成本较低。目前，若建造与
靶辐照反应堆相同 Ｍｏ产量的水溶液堆，厂房以及运行系统的造价约是靶件辐照堆的１／３，加上
纯化的热室装置、设备维修、废料处理和反应堆退役费用等，总成本不足靶件辐照堆的１／２［１ Ｊ。
（２）水溶液堆的产值是相当高的，据理论计算Ｌ３ Ｊ，以２００ ｋＷ运行的水溶液堆，若每天运行２４ ｈ，
全年可生成９０ ｋＣｉ的 Ｍｏ，２０ ｋＣｉ的Ｂ Ｉ，４００ Ｃｉ的黔Ｓｒ。按现有的市场价计算，年产值可达４ ４３０
万美元（见表１）。
此外，与靶辐照反应堆相比，水溶液堆没有靶件的生产和溶解，并且提取 Ｍｏ．１３１Ｉ，ｓ９Ｓｒ后的
燃料溶液可以返回堆中被重新利用，大大减少了废料的产生…。表２是生产相同量９９Ｍｏ同位素的
水溶液堆和靶辐照反应堆产生的废物流的比较，从表２可知，用水溶液堆生产医用同位素产生很
少的废物流，并且不产生高水平放射性废物（ｍ ），只产生低放射性废物（Ｕ ），这样大大减
少了处理废物的费用。
表１ ２００ ｋＷ溶液堆年产值估算
Ｔａｂ １ Ｔｈｅ ｅｓｔｉｍａｔｅ ｏｆ ｔｈｅ ｐｒｏｄｕｃｔ ａｎｄ ｔｈｅ ｖａｌｕｅ ｏｆ２００ ｋＷ ｓｏｌｕｔｉｏｎ ｒｅａｃｔｏｒ
表２生产相同● Ｍｏ靶辐射堆与溶液堆产生废物的比较ｎ】
Ｔａｂ ２ Ｃｏｍｐａｒｉｓｏｎ ｏｆｔｈｅ ｗａｓｔｅ：ｐｒｏｄｕｃｅｄ ｂｙ ｉｒｒａｄｉａｔｉｏｎ ｏｆ ｕｖ￣ｕｍ
ｔａｒｇｅｔｓ ｉｎ ｈｅｔｅｒｏｇｅｎｅｏｕｓ ｌ￣ａｃｉｏＰ￥ 单位：ｍ３
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４生产９９Ｍｏ １３１ Ｉ和８９Ｓｒ的水溶液堆的发展趋势
—．
１ｎ
目前，全球诊断用放射性药品的年产值约
１６亿美元，并且年增长率在７％左右；治疗用 嘲
放射性药品的年产值约４亿美元，年增长率在
１０％左右。据统计，２０００年全世界对鲫Ｍｏ的需 苫
求量在３５０ ｋＣｉ里以上，并以每年１０％以上的 。
速率递增，图２是近１Ｏ年全世界对鲫Ｍｏ的需求
～
８
６
．
‘
目前，美国和俄罗斯联合提出了采用多堆芯水溶液
堆生产医用同位素。用多堆芯水溶液堆生产医用同位素
不但能大大提高医用同位素的产量，而且不会破坏堆固
有的安全性。一个５０ ｋＷ水溶液堆采用多堆芯后，尽管
每个堆芯的运行功率仍然是５０ ｋＷ，但整个堆的总功率
却提高了，并且多堆芯反应堆是在原有功率较低的溶液
堆基础上建成的，所需的技术成熟，建堆成本低，因此
图３二堆芯ＡＲＧＵＳ溶液堆的结构示意图
有很好的发展前景。图３为二堆芯ＡＲＧＵＳ水溶液堆结构
示意图。
２×５０ ｋＷ ｃｏｒｅｓ
４×５０ ｋＷ ｃｏｒｅｓ
８×５０ ｋＷ ｃｏｒｅｓ
５００ Ｃｉ／周
１ ０００ Ｃｉ／周
２ ０００ Ｃｉ／周
Ｆｉｇ ３ Ｓｃｈｅｍａｔｉｃ ｄｉａｇｒａｍ ｏｆ ＡＲＧＵＳ ｓｏｌｕｔｉｏｎ
ｒｅａｃｔｏｒｗｉｔｈｔｗｏ ｃｏｒｅｓ
以俄罗斯的５０ ｋＷ的ＡＵＧＵＳ堆为例，当以多堆芯运行时，鲫Ｍｏ产量估计为［１５］：
４．２建造高功率水溶液堆
建造高功率水溶液堆是提高医用同位素产量最直接的方法。据报道【６Ｉ１制，５０ ｋＷ的ＡＵＧＵＳ
水溶液堆，每年能生产１０ ｋＣｉ的鲫Ｍｏ，１２５ Ｃｉ的８９ｓｒ，而２００ ｋＷ的水溶液堆每年能生产１００ ｋＣｉ
的鲫Ｍｏ，４００ Ｃｉ的∞ｓｒ，从而可见，高功率水溶液堆能极大提高医用同位素的产量，具有很大的市
场潜力。美国专利 ９提出了建造功率为１００～３００ ｋＷ的水溶液堆设计方案，并且通过理论分析计
算验证了建造２００ ｋＷ的高功率水溶液堆的可行性【 －１制，但为了保证堆安全、稳定地运行，需采
取适当的措施，如： （１）增大堆功率时，尽小地增加堆的比功率，从而减少Ｕｏ２ 离子沉淀；
（２）采用效率更高的镀铂氧化铝氢氧复合器可以使堆内的氢质量分数小于４％（当堆内氢质量分
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１Ｏ・
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数大于４％时，可能发生燃烧和爆炸）；（３）在堆芯壁上涂上一层石墨反射层，可以减小堆运行
的功率波动；（４）在冷却系统中，增加冷却盘管的尺寸和数量，可确保堆芯燃料不沸腾。虽然建
造高功率反应堆在理论上是可行的，但在实际操作中可能会遇到很多问题，有待广大科研工作者
去解决。
４．３开发低富集度 Ｕ水溶液堆
在水溶液堆中，采用低富集度２３５Ｕ代替高富集度 Ｕ作为燃料既符合核不扩散条约中对２３５Ｕ
浓缩度的要求，又能实现堆的固有安全性，因此受到了人们的重视。目前，俄罗斯在ＡＵＧＵＳ堆
中已经成功实现了用１ ６００ ｇ ９０％高富集度 Ｕ（ＨＥＵ）代替１ ９００ ｇ １０％低富集度２３５Ｕ（ＬＥＵ）作
为燃料【巧Ｊ。据报道【９ｌ，２００ ｋＷ的水溶液堆既可用２０ Ｌ ９３％高富集度２３５Ｕ，也可用１００ Ｌ ２０％低富
集度 Ｕ作为燃料溶液，但使用低浓缩度 Ｕ生产的医用同位素，经过现有的提取工艺纯化后其
纯度很难达到美国、欧洲药典对同位素纯度的要求。因此，需要进一步研究从低富集度 ｕ水溶
液堆中提纯 Ｍｏ、ｎ ０Ｉ和凹ｓｒ的工艺，以保证生产的同位素达到医用放射性核素的标准。
５结论
目前世界上生产 Ｍｏ．１３１Ｉ和凹ｓｒ等医用放射性同位素主要方法为靶辐照法，但是运用水溶液
反应堆生产 Ｍｏ－．１３１Ｉ和凹ｓｒ等医用放射性同位素具有更显著的优点，即反应堆的固有安全性能高、
不需要靶件置备和溶解、生产工艺简单、产生的废物少、经济效益好等，因此用水溶液反应堆生
产医用放射性同位素具有很好的发展前景。由于用靶辐照反应堆和低功率水溶液堆生产 Ｍｏ、 ３１Ｉ
和凹ｓｒ等医用放射性同位素都不能极大地提高产量和降低成本，因此，研发能提高产率的多堆芯
水溶液堆、高功率水溶液堆和符合核不扩散条约要求的低富集度 Ｕ水溶液堆是未来水溶液反应
堆的发展趋势。
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ｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎ ｆｍｅｄｉｏｃａｌ Ｉｓｏｔｏｐｅｓ［Ｊ］．Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓｃｉｅｎｃｅ ａｎｄ Ｅｎｇｉｎｅｅｒ，２００５，１５０：３２２—３３５．
［１３］ＫＨＶＯＳＴＩＯＮＯＶＶＹＥ，ＰＡＶｓＨ０ＯＫＶ Ａ，ＴＡＩ Ｙ＝ Ｎ Ｖ Ｍ．Ｓｔｕｉｓｅ ｏｆｔｈｅ Ｏｐｐｏｒｔｕｎｉｔｙ ｔｏ Ｃｃａｖｅｒｔ ｔｈｅ ＡＲＧｕｓ一９０ Ｒｅ－
ｓｅａｒｃｈ Ｒｅａｃｔｏｒ ｗｉｈｔ ９ｏ％Ｆｕｄ Ｅｎｒｉｃｈｍｅｎｔ ｉｎ Ｕ一２３５ ｔｏ Ｌｏｗ Ｅｎｒｉｃｈｅｄ Ｆｕｅｌ（２ｏ％）【ＭＪ／／趾 ｍ Ｃｏｎｆｅｒｅｎｃｅ，
Ｎ￣ｏｎａｌｌ＿ａｂ．１９９ｒ７．
啪
Ｓｏｌｕｔｉｏｎ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｕｓｅｄ ｆｏｒ Ｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎ
ｏｆ Ｍｏ ８９Ｓｒ ａｎｄ Ｉ
ＬＵＯ Ｑｉａｎｇ，ＬＩＵ Ｓｉｗｅｉ
（Ｃｏｌｌｅｇｅ ｆ ｏＭａｔｅｉｒａｌｓ ａｎｄ Ｃｈｅｍｉｓｔｒｙ＆Ｃｈｅｍｉｃａｌ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，Ｃｈｅｎｇｄｕ
Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ ｏｆ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，Ｃｈｅｎｇｄｕ ６１００５９，Ｃｈｉｎａ）
Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｍｏｒｅ ｔｈａｎ ｈａｌｆｏｆｔｈｅ ｗｏｒｌｄ’Ｓ ａｎｎｕａｌ ｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎ ｏｆ ｒａｄｉｏｎｕｃｈｄｅｓ ｉＳ ｕｓｅｄ ｆｏｒ ｍｅｄｉｃａｌ ｐｕｒｐｏｓｅｓ ｓｕｃｈ
ａｓ ｄｉａｇｎｏｓｔｉｃ ｉｍａｇｉｎｇ ｏｆ ｄｉｓｅａｓｅｓ ａｎｄ ｐａｔｉｅｎｔ ｔｈｅｒａｐｙ．Ｏｎｅ ｏｆ ｔｈｅ ｐｒｉｍａｒｙ ｍｅｔｈｏｄｓ ｔｏ ｐｒｏｄｕｃｅ ｍｅｄｉｃａｌ ｉｓｏｔｏｐｅｓ
ｉｓ ｂｙ ｉｒｒａｄｉａｔｉｏｎ ｏｆ ｕｒａｎｉｕｍ ｔａｒｇｅｔｓ ｉｎ ｈｅｔｅｒｏｇｅｎｅｏｕｓ ｒｅａｃｔｏｒｓ．Ｔｈｅ ｓｏｌｕｔｉｏｎ ｒｅａｃｔｏｒ ｈａｓ ｂｅｅｎ ｐｒｏｐｏｓｅｄ ｔｏ ｐｒｏ—
ｄｕｃｅ ｍｅｄｉｃａｌ ｒａｄｉｏｉｓｏｔｏｐｅｓ ９９Ｍｏ８９Ｓｒ ａｎｄ １３ｌ１ ｗｉｔｈ ｌｏｗｅｒ ｕｒａｎｉｕｌｎ ｃｏｎｓｕｍｐｔｉｏｎ ａｎｄ ｗａｓｔｅ ｔｈａｎ ｔｈｏｓｅ ｉｎ ｈｅｔｅｒｏ—
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ｇｅｎｅｏｕｓ ｒｅａｃｔｏｒｓ．Ｉｔ ｉｓ ｆｏｒｅｃａｓｔｄ ｅｔｈａｔ ｆｕｒｔｈｅｒ ｄｅｖｅｌｏｐｍｅｎｔ ｏｆ ｏｌｓｕｔｉｏｎ ｒｅａｃｔｏｒｓ ｆｏｃｕｓｅｄ ｏｎ ｄｅｖｅｌｏｐｉｎｇ ａ ｓｏｌｕｔｉｏｎ
ｅａｃｔｒｏｒ ｗｉｈ ｍｕｌｔｔｉｐｌｅ ＣＯｒｅＳ，ｈｉｇｈ ｐｏｗｅｒ ａｎｄ ｌｏｗ—ｅｎｒｉｃｈ ｕｒａｎｉｕｍ．
Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ：ｓｏｌｕｔｉｏｎ ｒｅａｃｔｏｒ；ｈｅｔｅｒｏｇｅｎｅｏｕｓ ｒｅａｃｔｏｒｓ；ｍｅｄｉｃａｌ ｉｏｔｏｐｅｓ ｓ