【正文】 9 范得格拉夫靜電加速器示意圖 靜電加速器是利用靜電高壓加速帶電粒子的裝置，用以加速電子或質(zhì)子。它利用倍壓整流的原理制成的。加速器按其 作用原理 不同可分為靜電加速器、直線加速器、回旋加速器、電子感應(yīng)加速器、同步回旋加速器、對撞機等。 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 64 加速器的組成及分類 加速器主要由三個部分組成： ? 離子源 用于提供所需加速的電子、正電子、質(zhì)子、反質(zhì)子以及重離子等粒子； ? 真空加速系統(tǒng) 該系統(tǒng)中有一定形態(tài)的加速電場，為了使粒子在不受空氣分子散射的條件下加速，整個系統(tǒng)放在真空度極高的真空室內(nèi)； ? 導(dǎo)引、聚焦系統(tǒng) 用一定形態(tài)的電磁場來引導(dǎo)并約束被加速的粒子束，使之沿預(yù)定軌道接受電場的加速。 ?從 20世紀 60年代初到現(xiàn)在，世界上用于生產(chǎn)放射性核素的加速器從不到 5臺猛增到數(shù)百臺；并且新增加的核醫(yī)學(xué)診斷用核素中 80％ 是用加速器生產(chǎn)的。 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 63 加速器生產(chǎn)放射性核素的發(fā)展簡史 ?1934年人工放射性核素發(fā)現(xiàn)后，回旋加速器就用于放射性核素的制備，使人工放射性核素在三年內(nèi)就從 3個增加到 197個。 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 62 加速器生產(chǎn)放射性核素 核反應(yīng)堆雖然可大量生產(chǎn)放射性核素，但核素品種和性質(zhì)并不能完全滿足應(yīng)用上的需要。 ?放射性核素提取工藝簡單、放射性廢物量少。理論上 200kW功率的堆，全年可生產(chǎn)100000Ci的 99Mo、 20220Ci的 131I、 40000Ci的 89Sr。總成本不足靶件輻照堆的 1/2。 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 61 （ 2）水溶液堆的特點 ?MIPR負溫度系數(shù)大，具有反應(yīng)自調(diào)節(jié)性，固有安全性好。 Wicos（ Bamp。由于利用溶液堆生產(chǎn)裂變元素的周期短、產(chǎn)量大、操作簡便（無靶件制備、運輸、切割、溶解等工序）、鈾利用率高、廢物產(chǎn)生量小等特點，人們開始了利用溶液堆進行醫(yī)用同位素生產(chǎn)的研究。同年，美國洛斯阿拉莫斯國家實驗室（ LANL）建成世界上第一座功率為 （ LOPO）。 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 59 4. 利用溶液堆生產(chǎn)放射性核素 溶液堆 （ Solution reactor） 是 20世紀 40年代提出的一種堆型，它使用的核燃料不是通常的固體燃料棒形式，而是易裂變物質(zhì)如 235U的均相水溶液，所以又稱為均勻水溶液堆（ Aqueous homogeneous solution reactor）。 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 58 圖 212 IRE裂變同位素 99Mo、 131I、 133Xe分離流程圖 堿性溶靶時，大部分裂變產(chǎn)物以固態(tài)形式存在，只有少量的其它裂變元素與鉬一起溶解。 裂變同位素生產(chǎn)過程中，在切割和酸性溶解時都有 131I逸出， 采用負壓方式可將其收集 ；不管采用何種方式溶靶，留在溶液中的 131I一般都采用先酸化、后蒸餾或熱氣載帶等措施使其分離出來。 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 55 裂變 99Mo提取流程 C、輻照后 235U靶件的處理 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 56 表 23 裂變 99Mo中放射性雜質(zhì)含量 放射性雜質(zhì) 半衰期 比活度（ 與 99Mo之比 ） 131I 1 105 103Ru 5 107 95Nb 2 106 141Ce 1 1057 89Sr ＜ 6 106 91Y ＜ 9 108 95Zr ＜ 5 109 132Te ＜ 1 104 137Cs ＜ 3 109 140Ba ＜ 2 107 239Np ＜ 2 103 注： 輻照時間7d，測量時間為輻照之后 7d。 冷卻時間 ： 2d。s 1~3 1013cm2 5片裝入 不銹鋼包殼內(nèi) 。 99Mo、 131I在醫(yī)學(xué)上需求量較大，這里主要介紹它們的提取。裂變 99Mo的提取一般采用 Al2O3色層分離、HDEHP溶劑萃取或萃取色層分離 、 α—安息香肟沉淀分離法等。在 235U、 239Pu提取回收后，其它的裂變產(chǎn)物和超鈾元素全部轉(zhuǎn)入廢液中。 裂變產(chǎn)額 “ 雙駝峰 ” 曲線 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 50 3. 裂變產(chǎn)物分離 離子交換分離 溶劑萃取分離 萃取色層分離 沉淀分離法 其它方法 A 裂片元素的分離方法 選擇性好，回收率高、易于實現(xiàn)自動化操作、易于放射性屏蔽 簡便、快速、選擇性高、易于連續(xù)操作和遠距離控制 對于性質(zhì)相似的元素的分離更能顯示其優(yōu)越性 操作繁雜、程序冗長、回收率和去污率較低 超臨界流體萃取法 和采用離子液體為萃取介質(zhì)的方法 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 51 B 長壽命裂片元素及超鈾元素的分離 目前，長壽命裂片核素及超鈾核素主要從生產(chǎn)堆卸出的乏燃料中提取。 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 49 圖 28 不同能量的中子誘發(fā)235U裂變的質(zhì)量 產(chǎn)額圖 是指裂變產(chǎn)物的某一種核素或某一質(zhì)量鏈在重核裂變過程中產(chǎn)生的幾率。當(dāng)一個可裂變物質(zhì)的靶在反應(yīng)堆內(nèi)照射了 T時間并冷卻 t時間后，裂片核素 i的放射性Ai可用下式來表示： ( 1 )iiTtiiA NI Y e e??? ????式中 N—可裂變物質(zhì)的原子核數(shù)； I—中子注量； σ—裂變截面； Yi—核素 i的裂變產(chǎn)額； λi—核素 i的衰變常數(shù)。 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 46 從裂變產(chǎn)物中提取放射性核素 反應(yīng)堆生產(chǎn)放射性核素的第二種方法是從 235U等易裂變材料在輻照后產(chǎn)生的裂片元素及超鈾元素中提取放射性核素，它們包括原子序數(shù)很大范圍的放射性核素，通過分離可以獲得比活度很高的裂變放射性核素。 125I用 NaOH溶液吸收，產(chǎn)品檢驗合格后再分裝。 B 間歇循環(huán)回路 采用這種方法生產(chǎn) 125I，不需要制備 124Xe氣體靶，該生產(chǎn)辦法相對簡單，得到的 125I純度高，生產(chǎn)能力也較前一種辦法高。主要用于前列腺癌、乳腺癌的 125I中子源插植治療，有效率達 95%以上。 干法生產(chǎn)流程 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 42 國家藥典對 Na131I口服液的質(zhì)量要求： ?產(chǎn)品形狀：無色透明液體； ?pH=7～ 9； ?由 γ 譜儀檢測 131I核素的純度，沒檢測出其它雜質(zhì)核素； ?放化純大于 95%。除去 TeO2后的含有 131I放射性氣體通過堿液洗滌，被吸收在堿液中。 干法生產(chǎn)裝置 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 41 將輻照后 TeO2裝入石英舟皿內(nèi)，并置于蒸餾爐內(nèi)，連接好系統(tǒng)。比活度高有利于制備各種標記化合物，制備治療腫瘤用 膠囊、微球 。 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 38 ? 濕法蒸餾 操作過程復(fù)雜、由于使用了濃硫酸及過氧化氫，危險性大，操作周期長（ 24h），產(chǎn)生大量廢液，很少被用于 131I生產(chǎn)。 B 另一種是 （ n， γ） 法 ，即以單質(zhì)碲或碲的各種化合物為原料，入堆輻照后，碲經(jīng)過 130Te（ n， γ） 131Te和 β 衰變生成131I，再將 131I從靶材料中分離出來。 131I TeO2 TeO2置于馬弗爐內(nèi)，于750℃ ～ 800℃ 下蒸餾，用NaOH溶液吸收蒸出的 131I 9 9 9 9m T c T c??98Mo（ n， γ） 99Mo β， γ 113mIn?113mIn?112Sn（ n， γ） 113 Sn Ec IT 125I?124Xe（ n， γ） 125Xe β－ 131I?130Te（ n， γ） 131Te β－ 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 37 （ 1） 131I干法生產(chǎn)工藝 A 一種是 （ n， f） 法 ，即 235U（ n， f） 131I，從輻照后的 235U靶件中分離裂 變產(chǎn)物 131I。L1HCl加熱溶解，蒸干，加 Br2水氧化成 Sn4+，然后將它吸附在氧化鋯吸附柱上，用L1氨水中，除去過量氨，用 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 35 6. 某些重要核素的生產(chǎn)工藝 表 22 反應(yīng)堆生產(chǎn)的一些重要放射性核素 核素 半衰期 核反應(yīng) 靶子物 生產(chǎn)方法 3H 6Li（ n， α） 3H LiMg， LiAl 照射后將靶子在真空中加熱至500℃ ～ 600℃ 以分離 14C 5730a 14N（ n， p） 14C Be3N2，硝酸鋇 靶子用 65%的硫酸溶解，加入H2O2，生成的 14CO2， 14CO，14CH4等用 N2氣流帶出，通過750℃ 的 CuO后，生成的 14CO2用NaOH吸收，再沉淀成 Ba14CO3 32P 32S（ n， p） 32P 蒸餾純化的硫 照射后于 180℃ 下減壓蒸餾除硫，加入 化學(xué)處理方法 有溶劑萃取法、沉淀法、離子交換法、蒸（干）餾、電化學(xué)法、熱原子反沖法等。 初始條件 t=0時， NA＝ 0，則上述微分的方程的解為： ( ) ( 1 )ss AAN tAN t e?? ?? ??? 其放射性活度為： ( ) ( 1 )A tA A A s sA t N N e ?? ? ? ?? ? ? 核素 A的產(chǎn)生速率 核素 A的衰變速率 飽和因子 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 33 4. 輻照靶件的處理 輻照后的靶件處理包括目標放射性物理處理、化學(xué)處理及其進一步加工成各種放射性制品。s 1）、 熱中子俘獲截面 σs（ b， 1b=1024cm2） 和靶核數(shù) Ns成正比，即核素 A的生產(chǎn)率為 ФσsNs；同進它又隨著 λANA的衰變速率而減少。 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 31 產(chǎn)額的計算 假設(shè) 穩(wěn)定核素 S被入射粒子轟擊生成放射性核素 A，核素A僅以衰變方式減少并且生成穩(wěn)定核素 B。因此，應(yīng)采用盡可能高的中子注量率，以提高目標核素的產(chǎn)額。對于原子序數(shù)位于 20~35之間的放射性核素的生產(chǎn)，可以選用能量高的 快中子 ；當(dāng)原子序數(shù) 大于 36時，通常 選用（ n, γ） 反應(yīng)生產(chǎn) 放射性核素。 可采用的辦法有工業(yè) CT、中子照相技術(shù)、 γ譜儀測量等進行 無損檢測 ！ 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 29 3. 靶件的輻照 選擇合適的輻照條件和保證輻照過程的安全是至關(guān)重要的。 制備 輻照靶件時還要考慮靶材裝載量、內(nèi)外包裝形式等 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 28 （ 3）輻照靶件的焊封 輻照靶件必須具有良好的 密封性 ，以保證同位素靶件在反應(yīng)堆輻照過程中不發(fā)生放射性物質(zhì)泄漏。 2022/2/15 核技術(shù)應(yīng)用概論 27 （ 2） 靶材的結(jié)構(gòu)設(shè)計及制備 靶件的 結(jié)構(gòu)設(shè)計 包括靶筒結(jié)構(gòu)設(shè)計、靶芯的結(jié)構(gòu)（靶子物的形態(tài)