用于医用核素钼-99的制备方法

罗志福，吴宇轩，梁积新

(中国原子能科学研究院 同位素研究所，北京 102413)

99mTc(T1/2=6h)药物是目前核医学临床应用最广的放射性药物，全球每年有4000～4000万次核医学显像诊断使用99mTc标记药物[1]，其用量约占临床SPECT显像药物的70%以上。99mTc主要是由其母体核素99Mo(T1/2=66h)衰变得到。当前，全球99Mo的需求量约9000Ci/W(预刻度时间为6d)[1]，其主要由加拿大MDS Nordion、荷兰Mallinckrodt-Covidien、比利时IRE(Institut National des Raioéléments)、南非NTP(Nuclear Technology Products)、澳大利亚ANSTO(the Australian Nuclear Science and Technology Organisation)等五个全球性供应商供应[2]。99Mo是反应堆生产的最重要医用同位素，全球生产99Mo的反应堆列于表1。这些国家的反应堆运行时间大多超过了40年，面临停堆检修、关停或退役等问题。最近十几年里，因安全问题或技术问题发生了一系列停堆事件[5]，导致了放射性同位素尤其是裂变99Mo的供应短缺。

研发99Mo制备和生产的新方法和技术是解决99Mo短缺问题的有效途径之一。美国提出利用均匀性水溶液堆以UO2(NO3)2溶液为核燃料，大规模生产医用放射性核素99Mo，并开展了99Mo提取的研究工作[6-8]。俄罗斯已建成的功率为20kW、以UO2SO4溶液为核燃料的均匀性水溶液堆(ARGUS)，研究99Mo等核素的生产工艺[9-11]。作为同位素供应的替代来源，美国和加拿大积极研究利用加速器生产99Mo。近年来，99Mo制备和生产方法取得了较大的进展，本文拟对目前用于99Mo的制备方法以及已取得的进展进行综述，并对进一步的研究工作提出建议。

表1 全球生产裂变99Mo的反应堆[1,3-4]Table 1 Reactors for the production of fission 99Mo in global[1,3-4]

1 99Mo制备方法

目前，用于99Mo的制备方法主要有反应堆生产99Mo、加速器制备99Mo和中子发生器制备99Mo等。

1.1 反应堆生产99Mo

反应堆生产99Mo是99Mo的主要来源。目前，现有99Mo生产堆大多采用高浓铀(highly enriched uranium，HEU，235U富集度高于90%)或低浓铀(low enriched uranium，LEU，235U富集度低于20%)靶件。99Mo的裂变产额为6.06%，235U裂变还生成钼的几种稳定同位素95Mo、97Mo、98Mo、100Mo，虽然裂变法生产的99Mo受到稳定同位素的稀释，但是由于总稳定钼的绝对量很少，99Mo的比活度约为370 TBq/g[12]。因此，可以从235U的裂变产物中大量提取高比活度99Mo。

1.1.1热中子反应堆生产99Mo

1) HEU生产裂变99Mo

(1) Cintichem流程

利用HEU生产裂变99Mo的第一个化学分离流程是由布鲁克海文实验室(Brookhaven National Laboratory,NBL)提出的，采用丰度为93%的铀铝合金靶件，靶件辐照后用6mol/L HNO3溶解，采用氧化铝色层法分离99Mo[13]。美国联合碳化合物公司(the Union Carbide Corporation)对该流程进行了改进[14-16]，丰度为93%的二氧化铀靶件在中子通量为3×1013n·cm-2·s-1时辐照100 h，随即用溶于H2SO4和HNO3混合液溶解靶件，再用α-安息香肟沉淀99Mo。该沉淀用NaOH溶解后，再经涂银活性炭、水合氧化锆、活性炭色层柱纯化得到99Mo产品，此工艺流程示于图1。该流程被美国Cintichem公司在1970—1989年期间用来生产裂变99Mo料液，因而亦被称为Cintichem流程。印度尼西亚BATAN(the Badan Tenaga Nuklir Nasional Institute)仍然在用Cintichem流程生产工艺生产裂变99Mo[17]。加拿大MDS Nordion使用过二氧化铀靶件(MAPLE反应堆，于2008年5月停止生产)和铀铝合金靶(NRU反应堆，于2018年3月底关停)[18]，采用酸溶法，再通过氧化铝色层法分离99Mo[19]。

图1 Cintichem流程示意图Fig.1 Schematic diagram of the Cintichem process

(2) 比利时IRE和中国CIAE裂变99Mo生产工艺

比利时IRE利用BR2反应堆，使用235U丰度为93%的HEU铀铝合金靶件，靶件在中子通量为2.5×1014n·cm-2·s-1时辐照150h，然后用3mol/L NaOH和4mol/L NaNO3溶解靶件，过滤后溶液用HNO3酸化，再经氧化铝色层柱、阴离子交换柱和活性炭色层柱分离纯化99Mo[20-21]。中国原子能科学研究院(China Institute of Atomic Energy,CIAE)于20世纪70年代末开始裂变99Mo生产工艺研究，相继以235U丰度为10%的UO2弥散体、U-Mg弥散体和235U丰度为0.39%的贫铀U-Al合金为靶材。在20世纪90年代初，CIAE利用10MW的重水堆和3.5MW的泳池堆建立了以235U丰度为93%的HEU铀铝合金为靶材的百居里级裂变99Mo生产线，99Mo分离纯化流程与IRE所用类似(图2)，批产量达到100～200 Ci(EOP)[22-24]。

图2 中国CIAE裂变99Mo生产工艺流程[24]Fig.2 Process for the production of fission 99Mo at CIAE in China[24]

(3) 南非NTP、阿根廷INVAP、澳大利亚ANSTO裂变99Mo生产工艺

卡尔斯鲁厄理工学院(Karlsruher Institut für Technologie,KIT)Sameh等[25-26]使用235U丰度为90%～93%的HEU铀铝合金靶件，在中子通量为5×1013～1×1014n·cm-2·s-1时辐照5～10d，辐照后靶件用3～6mol/L NaOH或KOH溶解，过滤后经AG1-×8阴离子交换柱、Chelex100螯合树脂交换柱和氧化铝色层柱分离纯化99Mo，工艺流程示于图3。该流程被南非NTP、阿根廷CNEA(the Argentine Comision Nacional de Energía Atómic)、澳大利亚ANSTO等99Mo供应商使用生产裂变99Mo[17]。

图3 南非NTP、阿根廷INVAP、澳大利亚ANSTO裂变99Mo生产工艺流程Fig.3 Process for the production of fission 99Mo at NTP in South Africa,INVAP in Argentina and ANSTO in Australia

医用同位素反应堆(medical isotope pro-duction reactor,MIPR)是均匀性水溶液反应堆，以硝酸铀酰或硫酸铀酰为燃料，燃烧235U的富集度为20%～90%[6-11,27]。美国能源部和俄罗斯Kurchatov Institute合作，利用俄罗斯20 kW的水溶液堆开展了99Mo、89Sr、131I等同位素的提取研究。俄罗斯Ponomarev-Stepnoy等[28]使用固体吸附剂(成分为顺丁烯酸酐多聚物和α-安息香肟)从均相水溶液堆的硫酸铀酰燃料中提取裂变99Mo，该吸附剂对99Mo的吸附率高于90%，而对其他裂变产物的吸附率低于2%、对铀的吸附率低于0.01%。Betenekov等[29]以二氧化钛水合物、水合氧化锆和铀为原料制备出一种无机离子吸附剂从硫酸铀酰燃料中提取裂变99Mo。溶液堆液体燃料经吸附剂层后，依次用0.1mol/L H2SO4、1mol/L HNO3淋洗吸附剂除去裂变产物杂质和铀，再用3～5mol/L氨水解吸99Mo。当吸附剂中氧化锆的摩尔比为40%时，99Mo的吸附率可达到80%。中国核动力研究院进行了利用均相溶液堆通过HEU技术生产裂变99Mo的可行性研究，设计了功率为200 kW、以235UO2(NO3)2为燃料的MIPR，运行24 h可生产2 000 Ci99Mo[30]，其工程建设和运行尚未获得批准，未形成生产能力。

现有成熟的HEU生产裂变99Mo工艺依据靶件形式、靶件溶解方式和99Mo分离方法的差异各有优缺，其对比情况列于表2。

表2 HEU生产裂变99Mo工艺对比Table 2 Comparison of process for the production of fission 99Mo by LEU

2) LEU生产裂变99Mo

与HEU生产裂变99Mo相比，使用LEU进行裂变同等量的99Mo生产有以下不利因素[31]：①235U浓度由90%降到20%，靶件体积增大5～6倍；② 分离过程中液体操作量增大5倍；③ 镎和钚的量增大20倍；④ 放射性废液体积增加。

(1) 铀铝弥散体靶件

在20世纪60年代，德国CINR(the Central Institute for Nuclear Research)采用天然铀靶件，在中子通量为7.5×1013n·cm-2·s-1时辐照100 h，辐照结束后用HCl溶解靶件，采用氧化铝色层法分离99Mo。此工艺被称为LITEMOL流程。1964—1990年期间，该流程用于小规模裂变99Mo的提取来供应欧洲99Mo/99mTc发生器的生产[17,32]。为实现LEU大规模生产裂变99Mo，德国KIT提出了KSA/KSS流程[33]，KSA流程中采用UAlx弥散体低浓铀靶件，KSS流程中采用U3Si2-Al低浓铀靶件，靶件辐照后分别用6mol/L NaOH、6mol/L KOH溶解，靶件溶解液用装载氧化银的过滤器过滤，依次用AG1-×8阴离子交换柱、MoO2色层柱、Chelex 100螯合树脂交换柱、AG1-×4阴离子交换柱分离纯化99Mo，工艺流程示于图4。Covidien公司用该工艺实现HEU转化为LEU生产裂变99Mo。

图4 KSA/KSS流程示意图Fig.4 Schematic diagram of the KSA/KSS process

(2) 铀箔靶件

在美国能源部的支持下，阿贡国家实验室(Argonne National Laboratory,ANL)进行了大量的LEU研究工作，研发了LEU金属铀箔靶件，采用修正的Cintichem工艺流程进行99Mo的分离纯化研究，给予印度尼西亚BATAN、阿根廷CNEA、澳大利亚ANSTO等大量的技术支持，现已成功进行金属铀箔靶件堆照试验和99Mo小规模提取试验[34]。辐照过的U-Ni型金属铀箔采用HNO3溶解，用α-安息香肟沉淀法分离99Mo、活性炭/涂银活性炭色层法和活性炭/涂银活性炭/水合氧化锆色层法纯化99Mo，即改进的Cintichem流程[17,35-36]。

巴基斯坦核科学与技术研究所(the Pakistan Institute of Nuclear Science and Technology,PINSTECH)将厚度为125μm的金属铀箔(235U丰度为19.99%)用15μm厚的镍箔包裹制成U-Ni型金属铀箔靶件，靶件在PARR-1反应堆(中子通量为1.33×1014n·cm-2·s-1)中辐照12 h后，用HNO3溶解靶件。加入AgNO3除碘，再加入KMnO4将Mo氧化成Mo6+后与α-安息香肟生成沉淀。该沉淀用NaOH溶解后，再经涂银活性炭/活性炭色层柱、涂银活性炭/水合氧化锆/活性炭色层柱纯化得到99Mo产品[37]，工艺流程示于图5。而辐照过的U-Al型金属铀箔则采用NaOH溶解，再用阴离子交换柱、Chelex-100螯合树脂交换柱分离纯化99Mo[38]。

图5 改进的Cintichem流程Fig.5 Schematic diagram of the modified-Cintichem process

(3) 铀铝合金靶件

印度Rao等[39]采用天然铀铝合金靶件，在DHRUVA反应堆(中子通量为5×1013n·cm-2·s-1)中辐照7d后，靶件用6mol/L NaOH溶解，靶件溶解液调酸至pH为8～9后过滤除去Al(OH)3，滤液蒸干加入浓HNO3和NaBiO3除去103Ru，用AgNO3除碘，α-安息香肟沉淀法99Mo。该沉淀用0.4mol/L NaOH溶解后，再经涂银活性炭色层柱、Amberlyst A26阴离子交换柱纯化99Mo。

在LEU-裂变99Mo供应商中，澳大利亚ANSTO、南非NTP采用法国AREVA/CERCA提供的铀铝弥散体靶件，阿根廷CNEA采用自主研制的铀铝弥散体靶件，但其LEU裂变99Mo生产工艺均尚未公开报道。中国CIAE正在进行LEU铀箔靶件生产千居里级裂变99Mo的工艺研究[40]。

3) 反应堆辐照天然Mo或富集98Mo生产99Mo

利用反应堆辐照天然Mo或富集98Mo靶，通过98Mo(n,γ)99Mo核反应生产99Mo。与235U裂变生产99Mo相比，天然Mo或富集98Mo靶辐照后靶件溶解容易，且99Mo的分离纯化简单。但由于该反应热中子俘获截面为0.13 b，比235U(n,f)99Mo反应截面(35 b)低很多，使用该方法得到的99Mo产量低，且由于钼载体存在，99Mo比活度低(1～2 Ci/g)[15]。为提高99Mo的比活度，天然Mo或富集98Mo靶需长时间辐照以达到99Mo的最大产额及比活度。中子通量为1×1014n·cm-2·s-1时，天然Mo或富集为90%的98Mo靶件辐照8d，产生99Mo的比活度分别为1.6 Ci/g(EOB)、6 Ci/g(EOB)[41]。该法生产的99Mo比活度较低，发生器体积大、淋洗体积大，淋洗液的比活度低，其使用受到限制，不适宜大规模生产。

1.1.2快中子反应堆生产99Mo

Chuang等[42]测定了238U(纯度为99.96%)的快中子裂变产额，其中99Mo的累积产额为(6±0.31)%。为了得到238U快中子裂变的绝对产额，Naik等[43]将纯度为99.9997%238U靶件置于APSARA泳池堆内辐照，测定的238U快中子裂变产额质量分布示于图6，99Mo的裂变产额为(6.658±0.693)%。快中子能量为1.9 MeV时，238U(n,f)99Mo裂变反应截面为0.5 b。快中子注量率为1013n/(cm2·s)，1g天然铀辐照24h后，计算99Mo的产量为47.9 μCi[44]。

1.2 加速器生产99Mo

根据加速器产生的粒子，可用于加速器生产99Mo的核反应有100Mo(p,d+pn)99Mo、232Th(p,f)99Mo 、natU(p,f)99Mo 、natMo(d,x)99Mo、96Zr(α,n)99Mo 、238U(γ,f)99Mo 、100Mo(γ,n)99Mo等。与反应堆生产99Mo相比，利用加速器生产99Mo建造成本低、辐照靶件体积小、产生的放射性废物少，但加速器生产99Mo的产量低，不适于大规模生产99Mo。

图6 快中子引起238U裂变产物质量数-累积裂变产额分布曲线[43]Fig.6 Plot of cumulative yields vs.mass number in the fast neutron induced fission 238U[43]

1.2.1100Mo(p,d+pn)99Mo

图7 100Mo(p,d+pn)99Mo核反应激发函数[45]Fig.7 Excitation function of the 100Mo(p,d+pn)99Mo reaction[45]

Qaim等[45]计算了核反应100Mo(p,d+pn)99Mo的激发函数，结果示于图7。结果表明，当质子能量为29 MeV时，核反应截面最大为(149.9±1.8) mb。当质子束流为1μA时，99Mo的产额随辐照时间的增加、质子能量的增大而增大，当质子能量为60 MeV时，辐照24 h可产生5.8 GBq99Mo。使用富集度为100%100Mo为靶材，靶厚为6 550μm，质子能量范围10～70 MeV，99Mo的产额为360 MBq·μA-1·h-1；靶厚为2 330μm，质子能量范围10～40 MeV，99Mo的产额为120 MBq·μA-1·h-1。Pupillo等[46]以富集度为99.05%100Mo为靶材，估算了质子束流为500 μA时不同辐照时间下产生99Mo的活度及比活度，结果列于表 3。由表3可知，质子能量越大，产额越大，但比活度降低。该核反应以100Mo为靶材，产生有载体99Mo，且产额及比活度均低于235U裂变生产99Mo。

表3 富集度为99.05% 100Mo生产99Mo的活度(EOB)及其比活度(EOB)理论估算[46]Table 3 Theoretical estimations of 99Mo activity and specificactivity at EOB in case of 99.05% enriched 100Mo[46]

注：靶件密度为10.70g·cm-1，质子束流为500μA。

1.2.2232Th(p,f)99Mo

Kudo等[47]采用1μA的质子束流轰击232Th靶(靶厚为500μg/cm2)测定了核反应232Th(p,f)99Mo激发函数，结果示于图8。由图8结果可知，质子能量在8～12 MeV范围内，232Th(p,f)99Mo核反应截面随质子能量的增加而增大。Demetrious等[48]计算了质子能量为26.5MeV时，232Th(p,f)99Mo核反应截面约为30 mb。Abbas等[49]对质子轰击232Th使232Th发生裂变产生99Mo的可行性进行了研究，采用纯度为99.90%232Th为靶材，束流强度为1μA，辐照1h，99Mo产额随质子能量增加而增大(图9)。当质子能量分别为29.5MeV、26.5MeV，产生99Mo的活度分别为(3.7±0.3) MBq、(3.4±0.3) MBq。而质子能量为40 MeV、束流强度为100μA时，辐照24h可产生50GBq99Mo，但质子能量增大会造成加速器运行成本显著增加。Mirnakili等[50]采用Cyclon-30质子回旋加速器辐照232Th靶件，质子能量为20 MeV、束流强度为30 μA、靶件厚度为65μm时，99Mo的产额为166.5MBq/h。

图8 核反应232Th(p,f)99Mo激发函数[47]Fig.8 Excitation function of the 232Th(p,f)99Mo reaction[47]

图9 质子能量对99Mo产额的影响[49]Fig.9 Effect of proton beam energy on the yield of 99Mo[49]

1.2.3natU(p,f)99Mo

质子能量为10～30 MeV时，天然铀的质子诱发裂变截面示于图10[50]。由图10结果可知，天然铀裂变截面随质子能量增加而增大，当质子能量大于20 MeV时，裂变截面在1b以上。Mirnakili等[50]采用Cyclon-30质子回旋加速器辐照天然铀靶件时发现，在质子能量为15～30 MeV范围内，99Mo产额与靶件厚度无关，99Mo产额为(5.08±0.10) MBq/μA-1·h-1。当质子能量为20 MeV、束流强度为30 μA、靶件厚度为18μm时，99Mo的产额为144.3 MBq/h。

1.2.4natMo(d,x)99Mo

Lebeda等[51]测定了核反应natMo(d,x)99Mo在3.0～19.6 MeV质子能量范围内的激发函数，结果示于图11。结果表明，质子能量为8.96 MeV时，反应截面最大为(56.7±6.3) mb。

图10 核反应natU(p,f)99Mo激发函数[50]Fig.10 Excitation function of the natU(p,f)99Mo reaction[50]

图11 核反应natMo(d,x)99Mo激发函数[51]Fig.11 Excitation function of the natMo(d,x)99Mo reaction[51]

以天然钼为靶材，99Mo的厚靶产额随质子能量的增加而增大，当质子能量为20 MeV时，99Mo的产额约为8 MBq·μA-1·h-1。

1.2.596Zr(α,n)99Mo

Pupillo等[46]测定了核反应96Zr(α,n)99Mo核反应截面，结果示于图12。由图12结果可见，当α粒子能量为17 MeV时，核反应截面最大为160 mb。当α粒子能量为25 MeV、96Zr靶(富集度为100%)厚度为120μm时，99Mo产额为1.3 MBq·μA-1·h-1。采用富集度为86.4%的96Zr分别以35μA、100μA的α束流辐照后的理论产额结果列于表4[52]。由表4可知，99Mo产额随α粒子能量和辐照时间的增加而增大，而99Mo比活度与之相反。该法得到无载体99Mo，比活度高，易于分离，产生的放射性废物少，但需要较高的α束流强度。

图12 核反应96Zr(α,n)99Mo激发函数[46]Fig.12 Excitation function of the 96Zr(α,n)99Mo reaction[46]

注：靶件密度为6.78g·cm-1。

1.2.6238U(γ,f)99Mo

高能电子轰击高原子序数靶材产生的韧致辐射可被用于诱发238U裂变产生99Mo[53]。Naik等[54]测定了韧致辐射能量为10MeV时诱发238U裂变产生的裂变产物质量分布，结果示于图13，其中99Mo的累积产额为(4.835±0.442)%。能量为10MeV、束流功率为4kW的电子束以10Hz的频率轰击钽箔产生的韧致辐射辐照1g天然铀靶件24h，产生(0.324±0.036) μCi99Mo[44]。光子或中子束流为1013n/(cm2·s)时，1g天然铀或235U辐照24h后产生的99Mo的产额计算结果列于表5[44]。由表5可知，当光子能量不低于20MeV时，natU(γ,f)反应产生99Mo产额要高于natU(n,f)的99Mo产额，但两者均比235U(n,f)的99Mo产额低得多。

图13 238U(γ,f)反应和238U(n,f)反应裂变产物质量数-累积裂变产额分布曲线[54]Fig.13 Plot of cumulative yields vs.mass number for the reaction of 238U(γ,f) and 238U(n,f)[54]

表5 光子或中子束流为1013 n/(cm2·s)时，1 g天然铀或235U辐照24 h后产生的99Mo的活度计算值[44]

1.2.7100Mo(γ,n)99Mo

图14 核反应100Mo(γ,n)99Mo激发函数[44]Fig.14 Excitation function of the 100Mo(γ,n)99Mo reaction[44]

100Mo(γ,n)99Mo的核反应截面示于图14，当韧致辐射能量为14 MeV时，该反应的核反应截面最大。能量为10 MeV、束流功率为4 kW的电子束以10 Hz的频率轰击钽箔产生的韧致辐射辐照1g天然钼靶件24 h，产生(0.311±0.046) μCi99Mo[44]。光子或中子束流为1013n/(cm2·s)时，1g天然钼辐照24 h后产生的99Mo的产额计算值列于表6。由表6可知，当光子能量不低于20 MeV时，natMo(γ,f)反应产生99Mo产额远低于natMo(n,γ)的99Mo产额，但比238U(γ,f)的99Mo产额高。

1.3 中子发生器生产99Mo

1.3.1100Mo(n,2n)99Mo

日本Nagai等[55]提出利用加速器中子源以3H(d,n)4He反应产生14 MeV快中子照射100Mo，通过100Mo(n,2n)99Mo反应制备100Mo。100Mo(n,2n)99Mo的核反应截面示于图15，快中子能量为14 MeV时，反应截面约为1.5 b[56]，为99Mo(n,γ)99Mo核反应截面的10倍。14 MeV的中子注量率为1013n/(cm2·s)时，1g100Mo(富集度为100%)和天然钼分别辐照198 h、冷却1d后产生99Mo比活度计算结果分别为79 GBq/g、7.6 GBq/g[55]。法国SPIRAL2通过能量为40 MeV、束流强度为5 mA的氘束轰击天然碳可提供高达1015n/s的14 MeV中子束流[57]，该束流照射251g100Mo 靶件(靶件厚度为2 cm、靶件半径为2 cm)，预计可产生7.1TBq99Mo[54]。日本JAEA(Japan Atomic Energy Agency)用14 MeV中子辐照100MoO3靶件，由于Tc2O7挥发温度低于MoO3的挥发温度，辐照后将靶件加热至820℃，以氧气为载气，采用热色层法分离由99Mo衰变产生的99mTc，所得99mTc产品中99Mo、97Zr、97Nb等含量低于0.01%[58]。

表6 光子或中子束流为1013 n/(cm2·s)时，1 g天然钼辐照24 h后产生的99Mo的产额计算值[44]Table 6 99Mo activity calculated from 1 g nature Molybdenum irradiated for 24 h by photon or neutron with total flux of 1013 n/(cm2·s)[44]

图15 100Mo(n,2n)99Mo核反应激发函数[56]Fig.15 Excitation function of the100Mo(n,2n)99Mo reaction[56]

1.3.299Tc(n,p)99Mo和102Ru(n,α)99Mo

Stevenson等[59]提出采用14 MeV中子辐照99Tc或102Ru靶通过99Tc(n,p)99Mo或102Ru(n,α)99Mo反应制备99Mo。99Tc(n,p)99Mo和102Ru(n,α)99Mo核反应激发函数示于图16，中子能量为14 MeV时，99Tc(n,p)99Mo反应截面约为17 mb，102Ru(n,α)99Mo反应截面约为6 mb。利用MCNPX计算了14 MeV中子注量率为1015n/(cm2·s)时，1kg 靶材(99Tc、102Ru或天然钌)辐照150 h生成99Mo的产额，结果列于表7。由表7可知，使用102Ru或天然钌为靶材时，99Mo的比活度为480 000 Ci/g，即可得到无载体99Mo。

图16 99Tc(n,p)99Mo和102Ru(n,α)99Mo的核反应激发函数[59]Fig.16 Excitation function of the 99Tc(n,p)99Mo reaction and 102Ru(n,α)99Mo reaction[59]

2 小结

本文对近年来用于99Mo制备方法的研究进展进行了综述。99Mo制备方法的优缺点列于表8。总体而言，反应堆生产裂变99Mo的产量大、比活度高，仍为目前全球99Mo的主要来源。而堆照钼、加速器或中子发生器产生99Mo的产额受限于发生核反应的反应截面较小，99Mo产量较低，当以钼为靶材时，得到低比活度的有载体99Mo，其利用需配合非色层发生器(如凝胶型99Mo-99mTc发生器)的发展。但是通过96Zr(α,n)99Mo、99Tc(n,p)99Mo、102Ru(n,α)99Mo等核反应可得到无载体99Mo，对这些反应用于99Mo的商业供应有待进一步研究。

表7 14 MeV中子注量率为1015 n/(cm2·s)时，1 kg靶材辐照150 h生成99Mo的产额计算值[59]Table 7 Yields of 99Mo calculated from 1 kg targets irradiated for 150 h by 14 MeV neutron with a flux of 1013 n/(cm2·s)[59]

表8 99Mo制备方法对比Table 8 Comparison of methods for the production of 99Mo

3 展望

放射性核素及其制品已广泛用于国民经济各个领域，核医学作为放射性核素最活跃的领域，需确保放射性核素供应。近年来，由于生产99Mo的反应堆面临停堆检修、关停或退役等问题，导致99Mo供应短缺。针对当前现状，作者对99Mo的生产或制备提出如下建议：

1) 增加和升级用于同位素生产的反应堆，保证放射性核素(如99Mo)的可持续供应。

2) 当前裂变99Mo分离纯化过程中产生大量的放射性废物，可开发环境友好型同位素生产技术，减少放射性废物的产生。

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