高浓铀靶裂变法生产钼-99发展的综述

何 遥，刘 飞，张 锐

(中国工程物理研究院 核物理与化学研究所，四川 绵阳 621999)

核医学是研究核技术在医学领域应用的学科，其主要目的是利用放射性同位素进行疾病的诊断和治疗，并开展相关医学研究。在发达国家的卫生保健支出中，核医学占比约为4%，被当作提升人民健康水平的有效手段予以大力支持和发展。全球核医学部门使用最为广泛的放射性药物是99mTc标记的各类药剂，占临床诊断药物的80%。99mTc是99Mo的衰变子体核素[1]，通常由99Mo的生产单位制备成99Mo-99mTc发生器提供给医院。

99Mo已在多个国家实现了量产。俄罗斯[2]、德国[3]、加拿大[4]、比利时[5]、荷兰[6]、阿根廷[7]等国家拥有包括235U靶件制备、辐照、靶件后处理、放射性废物处理在内的成套成熟技术。

2015年之前，99Mo的供应中大部分来自全球5个主要反应堆[8]，分别为加拿大NRU反应堆、荷兰HFR反应堆、法国ORISIS反应堆、比利时BR2反应堆以及南非SAFARI-1反应堆。这些反应堆大多是二十世纪五六十年代建造的,已使用超过40年，面临着老化、运行稳定性差等问题。例如，HFR和NRU在2010年左右相继因维修而关闭，导致了全球长时间的99Mo供应短缺。而法国的ORISIS反应堆和加拿大的NRU反应堆分别于2015年及2016年相继退出99Mo供应链(其中NRU反应堆已于2018年3月永久关闭)。截止到2018年，全世界多数的99Mo供应来自6个反应堆，分别为比利时(BR-2，7800 six-day Ci/week)、荷兰(HFR，6200 six-day Ci/week)、捷克(LVR-15，4000 six-day Ci/week)、波兰(Maria，2700 six-day Ci/week)、澳大利亚(OPAL，2150 six-day Ci/week)、以及南非(SAFARI-I，4000 six-day Ci/week)。还有少数分别来自俄罗斯(RBT-6/RBT-10a及WWR-c)和阿根廷(RA-3)[9]。考虑反应堆的老化隐患，新型反应堆开始筹建，主要包括德国的FRM-Ⅱ、美国的MURR、俄罗斯若干反应堆、韩国的KJRR及荷兰的PALLAS。

生产用于医用99mTc 发生器的99Mo通常有两种方法[10]。第一种方法为中子照射法，即通过98Mo(n,γ)99Mo反应得到99Mo (横截面b=0.13×10-24cm2,98Mo歧化率为24.13%)，该方法花费低，但其活度也低，限制了它的应用。另外一种方法为裂变法，通过裂变核反应235U(n,f)99Mo得到99Mo(裂变横截面b=5.86×10-22cm2,99Mo的裂变产率为6.15%)。裂变法能获得高比活度的99Mo，一次生产得到的99Mo高达数千居里，相比于中子照射法高数个量级。裂变法生产99Mo是当前最主流的方法，被大多数国家采用。

用于裂变法生产的235U靶件分为高浓铀靶(highly enriched uranium-HEU，通常为浓缩度大于20%的235U)与低浓铀靶(low enriched uranium-LEU，浓缩度小于20%的235U)。目前，高浓铀靶裂变法生产99Mo仍是最广泛使用的方法。本文系统介绍了国内外采用高浓铀靶裂变法生产99Mo的发展历史和生产工艺。

1 HEU裂变99Mo生产方法

2017年99Mo供应链示于图1。99Mo的两种主要生产方式示于图2。裂变法生产99Mo

图1 2017年99Mo供应链[9]Fig.1 Current 99Mo supply map as of July 2017

的总流程示于图3[10]，包括靶件设计、入堆辐照、靶件溶解、化学方法分离和纯化及废物回收等步骤。

图2 99Mo的两种主要生产方式Fig.2 Two major routes to produce 99Mo on an industrial scale

1.1 制靶技术

全球主要反应堆的靶件使用情况列于表1，截至2017年报道的数据，全球99Mo供应链中仅有约25%的99Mo供应来自低浓铀靶(LEU)，主要来源为澳大利亚的OPAL反应堆及南非的SAFARI-1反应堆，其他主要反应堆都采用高浓缩铀裂变法进行生产。比利时的BR-2、荷兰HFR和加拿大的NRU等在生产99Mo时均使用了丰度为90%高浓缩235U作为靶材料[11]。全球每年用作99Mo生产的高浓铀靶高浓铀靶(HEU)大约有50 kg。

图3 裂变法生产99Mo总流程图[8]Fig.3 Scheme of the complete 99Mo production

反应堆国家靶件潜在年度产能首次运行时间(年份)预期关闭时间(年份)NRU加拿大HEU187 200195720182)SAFARI-I南非LEU1)130 70019652030OPAL澳大利亚LEU42 90020072055RA-3阿根廷LEU19 20019672027MARIA波兰HEU66 00019742030HFR荷兰HEU187 20019612024BR-2比利时HEU156 00019612026OSIRIS法国HEU62 400196620153)LVR-15捷克HEU84 00019572028

注：1) 南非已经逐步全部转化为LEU靶件。2014年LEU靶件占总靶件比例为38%，2015年占比为47%，2016年占比为77%，到2017年8月已实现全部转化；

2) NRU反应堆在2016年10月退出Mo-99供应链，并于2018年3月永久关闭；

3) 法国OSIRIS反应堆由于反应堆运行存在的问题，已于2015年退出99Mo供应链。

制靶需考虑的因素众多，包括放射性临界控制安全及核材料特性等问题。靶件的设计视反应堆具体情况而定。目前使用的靶件主要有[8]：(1) 在不锈钢圆筒的内壁上覆以UO2薄膜；(2) 在铝基底外覆盖铀铝合金；(3) UAlx或UMgx弥散体。其中使用最多的靶材料为铝壳包裹的片状(荷兰、比利时、法国)或棒状(加拿大)的U-A1合金。荷兰佩滕HFR反应堆的KSA(Karlsruhe-Sameh aluminide)流程是目前适用最广的流程，其靶件由CERCA(法国)提供，高浓铀靶为铀铝合金 (UAlx)，235U丰度为93%。靶件铝/铀重量比为5，摩尔比为45[12]。

表2 荷兰HFR堆高浓铀靶HEU优化参数(CERCA)Table 2 Target composition of HEU target in HFR

1.2 靶件溶解

制备得到的靶件因其靶件成分和后续分离工艺的差异，其所需的溶解技术各不相同，主要为酸溶和碱溶。铀镁合金靶一般采用酸溶，溶解过程采用硝酸或混合酸，将铀、钼和大部分裂变产物同时溶解到料液中；铀铝合金靶一般采用碱溶法，溶解过程采用氢氧化钠(氢氧化钾)，将铝、钼等离子溶解到料液中，而铀及超铀元素形成沉淀并通过过滤与溶解液分离。

1.3 化学分离纯化

从铀和大量高放裂变产物中分离纯化99Mo并不是一件非常困难的工作。迄今为止，已有大量的方法被应用于工业规模生产中，如：氧化铝(Al2O3)色谱柱法；2-已基己基磷酸(D2EHPA) 溶剂萃取法；强碱性螯合树脂法；安息香肟沉淀法[13]；分离方法比较列于表3。

表3 各种99Mo分离方法比较Table 3 Comparison of various 99Mo separation methods

(1) 氧化铝Al2O3柱色谱法：酸性Al2O3是一种无机离子交换剂，99Mo 在其柱子上具有较好的吸附性及选择性。该方法被应用到大部分基于酸性溶解靶件的Mo提取过程中。

(2) 萃取法：双-2-乙基己基磷酸(HDEHP)在硝酸溶解液中对99Mo及铀有良好的萃取选择性，99Mo和235U能通过进一步洗涤及纯化分离得到高纯99Mo。

(3) 沉淀法：安息香肟能定量与高放射性溶液中的99Mo产生沉淀，如下所示：

沉淀法具有良好的选择性，但在热室中的沉淀操作存在一定难度[14]。

(4) 阴离子交换法：在碱性溶解法中，碱溶过程首先去除了大部分不溶性放射性杂质，留在溶液中的99Mo通过阴离子交换树脂进一步分离纯化，该方法操作简单且回收率高。

(5) 新型方法：如挥发法[15]，利用MoO2Cl2为挥发性化合物这一独特性质，将溶解液中99Mo通过酸度调节产生挥发性物质，进而与溶液中的其他核素分离，该方法被视作99Mo分离的一种新型可行方案。

1.4 放射性废液处理

生产99Mo会产生大量放射性废液。通常，各流程对放射性废液的处理步骤为：将放射性废物放置一段时间后对其中的重要核素如铀等进行回收，同时降低废液的放射性及缩小废液体积，以实现更好的存放。本文主要讨论其中的关键技术问题即铀的回收循环利用。

采用酸性三氧化二铝柱分离德国Mo-99生产流程(AMOR)流程的配套铀回收工艺为：首先将废液储存4 a使得放射性降低到0.3 Ci/L，随后采用混合澄清槽逆流萃取，萃取剂采用磷酸三丁酯(TBP)，在萃取过程中采用电化学方法将Pu还原到三价避免其萃取干扰，经过5级萃取5级洗涤之后，大部分的铀被回收[16]。

俄罗斯工艺中，废液中加入碳酸钠使得铀变为碳酸铀复合沉淀过滤分离，为了进一步去除放射性核素和非放杂质，将其用硝酸溶解并采用TBP萃取，洗涤，反萃回收[1]。

碱溶靶件-离子交换法流程中，99%的U残留在碱性不溶残渣中。Sameh报道，用氧化剂(H2O2)及一定量的碳酸氢钠处理残渣，铀形成可溶性碳酸铀酰复合物，将溶液继续通过阴离子交换柱 Bio-Rex-5并经过进一步纯化可回收利用硝酸铀酰[17]。

2 各国裂变99Mo生产技术

在各国的实际工艺中一般是上述各种方法的综合利用。Brookhaven 实验室第一个报道了居里级裂变99Mo的分离化学过程[18]。该流程采用93%的铀铝合金靶件，将其溶解于6mol/L的硝酸-硝酸汞(催化)混合溶液中。向料液中加入0.5 mg 碲作为载体让溶液通过氧化铝柱，酸性氧化铝柱能选择地吸收99Mo，通过洗涤剂(1mol/L HNO3和0.01mol/L NH4OH)可将铀和未被吸收的裂变产物除去。最后通过1mol/L NH4OH 淋洗就能从氧化铝柱中回收99Mo。南非在1980—2006年采用LEU—氧化铝柱色谱法流程，靶心为235U丰度2.2%的二氧化铀小球 (UO2)，经600℃处理后，13个UO2小球装载在靶筒内入堆辐照，辐照后靶件溶解在硝酸溶液中，继而通过氧化铝柱分离纯化99Mo。如今各国用于大量生产99Mo的流程主要有以下四种。

2.1 碱溶靶件-离子交换流程(比利时、荷兰、南非、阿根廷)

1976年，Sameh和Ache发展了基于碱性溶解法处理铀-铝合金靶件的KSA流程，这是99Mo生产方法的一个革命性发展，由此实现了全球性的99Mo供应。由于政治原因，该流程直到1982年才首次在德国应用，只进行了约100批次的99Mo生产。90年代Sameh将该技术转移到荷兰，并相继引入到南非、阿根廷及澳大利亚。该方法的核心为[17]：用强碱性溶液(氢氧化钠或氢氧化钾)溶解铀-铝合金UAl3靶件，铝及其他碱溶离子如锑、碘、碲、锡和钼溶解到料液中，而铀及超铀元素形成二氧化铀或重铀酸钠沉淀并通过过滤的方法与溶解液分离。溶解过程中产生的放射性Xe-133与氢气从溶解器顶端随氮气流排出，氢气通过CuO氧化为水，Xe气被预收集到不锈钢罐中，送往Xe气处理中心进行深度活性炭过滤，最终得到133Xe副产品。含99Mo的碱性料液通过强碱性阴离子交换树脂去除大部分杂质。荷兰、南非及阿根廷根据其靶件的差异，对该工艺的纯化步骤进行了细微调整。在荷兰的工艺中(图4)，纯化过程为，在纯化池处理中，99Mo吸附在二氧化锰颗粒上，紧接着通过两级离子交换柱，经过升华处理得到产品99Mo。

图4 荷兰离子交换流程示意图[18]Fig.4 Scheme of Netherland processing

比利时BR-2堆同样采用碱溶靶件方法(图5)，其具体步骤为：溶解后将碱性料液酸化，加热蒸馏出碘并固定作为副产品，接着料液通过氧化铝柱，99Mo吸附在柱子上，经过洗涤剂洗涤(硝酸、水、氨水)，浓氨水洗脱，最后通过离子交换柱和活性炭纯化。该流程中，99Mo的产率为85%～90%。

2.2 氧化铝色谱柱流程(加拿大)

加拿大CRL(图6)采用93%U-Al合金圆柱型靶件。靶件用HNO3溶解，此过程中133Xe释放并被收集纯化。酸性料液通过氧化铝色谱柱，99Mo被吸附，且与铀及其他裂变产物分离。99Mo继而通过洗涤与洗脱，得到终产品99Mo。

图5 比利时离子交换流程示意图[19]Fig.5 Scheme of Belgium processing

图6 加拿大氧化铝色谱柱流程示意图[19]Fig.6 Scheme of Canada processing

2.3 萃取流程(俄罗斯)

俄罗斯采用萃取工艺(图7)[2]：高浓二氧化铀-氧化镁靶装载在圆罐型靶件中辐照，用浓硝酸溶解，溶解放热，该过程中80%的碘被蒸馏出来，并用碱液收集，后续提纯获得I-131产品。溶解液的粗分离过程采用萃取分离，萃取剂为二(2-乙基己基)磷酸酯，将99Mo和铀从酸性溶液中萃取到有机相溶液，大量的裂片产物保留在水相中。用浓硝酸洗涤萃取液，用稀硝酸和双氧水对钼进行反萃，大量的铀保留在有机相，放置一年后回收铀并重新制成靶件进行辐照。反萃液经过洗涤蒸发溶解除去杂质完成粗分离，精提纯采用吸附了二(2-乙基己基)磷酸酯的色谱柱，经过吸附洗涤洗脱获得洗脱液，将洗脱液蒸发溶解调整比活度获得钼原料也后续制成钼锝发生器。

2.4 CINTICHEM流程(印尼)

CINTICHEM流程是上世纪七八十年代美国CINTICHEM公司用裂变高丰度235U方法生产99Mo的一个工艺流程，在1990年由于反应堆的原因停产。生产步骤为：高丰度235U(93%)辐照后，用硝酸或混合酸溶解靶件，溶解过程中放射性气体从溶解液中排出，用活性炭或碱液吸收。溶解料液中加入AgNO3沉淀残余的碘离子，加入MoO3载带99Mo，加入钌和铑反载体，减少Mo沉淀内放射性污染。加入高锰酸钾将Mo氧化后，用安香息肟沉淀。沉淀过滤后用0.1mol/L硫酸洗涤，用NaOH和双氧水溶解。溶液经过载银活性炭，除去杂质。如今印尼BATAN仍采用CINTICHEM 流程[20],采用管状内表面电镀UO2的高浓铀靶。靶件经硝酸溶液溶解后，溶解料液中的99Mo采用 α-安香息肟沉淀。改良的CINTICHEM 流程采用装载在圆形铝罐的铀金属箔靶替代UO2以获得更高的99Mo产率。该靶件去除铝罐后，使用密闭容器高压高温的浓缩硝酸溶液溶解靶件，分离流程未作改动。

图7 俄罗斯萃取流程示意图[2]Fig.7 Scheme of extraction processing in Russia

2.5 我国裂变99Mo生产技术

我国裂变法生产99Mo的相关研究起步较晚。1958年，由前苏联援建的重水反应堆和回旋加速器在中国原子能科学研究院投运。中国原子能研究院成功研制了33种反应堆照射的放射性同位素，开创了我国同位素技术的应用事业。

1988年，中国原子能科学研究院和同位素公司合作，利用进口99Mo 溶液，在国内研制并生产了99Mo-99mTc发生器，并于1989年正式供货[21]。此外，在原料端，中国原子能科学研究院还进行了从高浓铀靶(U-Al合金靶件)中生产裂变99Mo的实验，探索了碱性溶靶，氧化铝柱色层法粗分离，阴离子交换法纯化等工艺条件，并在此基础上利用玻璃设备进行了居里级99Mo的分离、纯化及废气处理等全流程工艺研究[22]。1996年，中国原子能科学研究院建成游泳池式轻水堆，系统地开展了放射性药物的研究工作。80年代起，中国核动力研究设计院利用拥有的高通量堆和轻水堆生产了凝胶型Mo-Tc发生器[23]。

2000年前后，中国工程物理研究院核物理与化学研究所引进了俄罗斯辐照高浓铀靶生产99Mo技术，并对相关工艺进行了持续研究，生产线工艺原理与俄方相同，其中靶件为俄方提供，钼生产过程16 h。该生产线在2010年左右开始建设，现建有3个10 000 Ci60Co屏蔽能力的物理热室和7个5 000 Ci60Co屏蔽能力的化学热室及相应配套工作箱，预计2018年底进行试生产，2020年达到规模化生产，年产量达到5 000～20 000 Ci，能够满足国内的需要。此外，由于核不扩散条约的限制，该单位正在积极进行采用低浓铀靶生产99Mo的相关研究。近年来中国原子能科学研究院也在进行99Mo生产布局，预计2020年进行试生产，预计产量为1000 six-day Ci/week。值得一提的是，目前国内核动力院一所正在进行水溶液堆的相关研究，但水溶液堆的建设还未立项。预计到2020年，国内自主的99Mo生产就能达到相当水平，打破国际上对99Mo原料的垄断。

虽然低浓铀靶和水溶液堆是99Mo生产的发展趋势，但对我们国家来说，高浓铀靶的生产工序简单，废物量较少，而低浓铀靶工序复杂、废物量大，以及其他替代技术如水溶液堆的研究才刚起步，高浓铀靶对我国99Mo自主化、规模化生产仍具有重要意义。

3 展望

采用高浓铀靶裂变法生产99Mo已非常成熟，其高产率也是其他方法无法比拟。但鉴于高浓铀具有扩散风险，美国等国家大力推进不使用高浓铀的医用同位素的生产技术。预计到2030年，高浓铀靶裂变法生产99Mo将被全面替代。 目前主要的发展方向为高浓铀靶向低浓铀靶转化及其他方法如溶液堆、加速器的应用列于表4。

1) 低浓铀靶(<20%)生产裂变99Mo等医用同位素的技术研究与应用是全球最主要的发展方向[24]。阿根廷已于2002年采用低浓铀技术实现了裂变99Mo生产。目前，澳大利亚已全面实现了基于LEU靶件的99Mo生产，它采用的是法国设计的低浓铀靶片，其产量在2017年已达到2 150 six-day Ci/week；南非已经实现对原有的生产线的改造，实现高丰度235U到低丰度235U提取裂变核素的转换。 预计到2020年，除俄罗斯外，各主要生产国都将实现从HEU到LEU的转化。IRE和HFR分别从2010年开始进行HEU到LEU的转化研究，IRE预计在2018年能解决相关技术难题，实现基于LEU的99Mo生产。

表4 99Mo主要生产方法发展情况[9]Table 4 The development of 99Mo production

2) 溶液堆采用硝酸铀酰溶液或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99Mo等医用同位素的“靶件”)[25]，与靶辐照反应堆相比，采用水溶液堆生产医用同位素具有省略制靶步骤、成本低、产量高、固有安全性好、产生废物少等优点，但其操作问题、经济效益等还未得到良好的论证。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。

3) 加速器技术相比于反应堆，虽产率较低，但产生的废物量少，造价低廉，目前加拿大正在布局基于加速器的TRIUMF项目(100Mo(p,2n)99mTc 反应)及CIIC项目(100Mo(γ,n)99Mo)。

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