质子引起天然铀裂变产生医用同位素钼-99的研究

王洁茹，陈德胜，黄清钢，秦 芝，郭治军，吴晓蕾，初 剑，白 静，田 伟，范芳丽，殷小杰，谈存敏，曹石巍

(1.中国科学院近代物理研究所，兰州 730000；2.兰州大学 核科学与技术学院，兰州 730000 3.中国科学院大学 核科学与技术学院，北京 100000)

单光子发射计算机断层成像(Single-Photon Emission Computed Tomograp-hy, SPECT)广泛应用于核医学领域内人体多种脏器和组织的疾病诊断。目前，可用于SPECT的核素主要有99mTc、131I以及67Ga等。其中，99mTc的应用最为广泛，在SPECT显像中占70%以上。99mTc主要由其母体核素99Mo(T1/2=65.95 h)衰变获得。目前，99Mo主要通过反应堆辐照高浓铀(HEU)裂变制备，全球主要由加拿大NUR、法国OSIRIS、荷兰HFR、比利时BR2、波兰MARIA以及捷克LVR-15等反应堆生产供应[1]。但是，大多数反应堆由于长时间和高负荷运行，导致其在安全、技术以及材料等方面出现了大量的问题，反应堆多次发生检修、停堆等事件，全球医用同位素99Mo经常出现供不应求[2-4]。

在我国20世纪80年代初，中国核动力研究设计院和中国原子能科学研究院分别研制了高比活度的凝胶型和裂变型99mTc发生器，实现了国内99mTc的自主化生产，基本停止了进口。而到21世纪初，由于多方面原因，国内99Mo/99mTc生产停止供应，基本依赖进口母体核素99Mo制备99Mo/99mTc发生器来满足国内临床应用。目前，我国每年99Mo的进口量高达185 TBq以上，但仍然不能满足国内临床应用的需求[5]。

为了保证99Mo/99mTc的稳定供应，虽然反应堆辐照高浓或低浓铀制备99Mo得到的活度高，但是单纯靠反应堆生产99Mo已经无法满足应用需求，因此选用成本低、核扩散风险低、工艺简单、安全性好的生产医用同位素99Mo的新型技术尤为重要。近年来，基于加速器生产制备99Mo的研究备受关注[6-9]，例如，natU(p,f)99Mo、232Th(p,f)99Mo、96Zr(α,n)99Mo以及238U(γ,f)99Mo等。相对于其他核反应，以100Mo(p, n)反应生产制备的99Mo的活度较高。但从靶材料成本考虑，相对于100Mo和232Th，天然铀成本较低、容易获得。除此以外，质子轰击天然铀制备得到的99Mo比活度较高，有利于后续发生器的装配。

中国科学院近代物理研究所自主研发的超导直线加速器可提供流强毫安量级的质子束流，能够长时间稳定运行，可为开展天然铀裂变产生99Mo的研究提供理想的实验平台。基于此，本文改进了α-安息香肟沉淀工艺，建立了从铀和大量杂质核素中沉淀分离99Mo的工艺路线。在此基础上，装配了99Mo/99mTc发生器。研究结果以期能够为国内加速器辐照天然铀生产99Mo提供一定的参考。

1 实验材料

1.1 主要仪器与装置

超导直线加速器(China ADS Front End, CAFE)：中国科学院近代物理研究所；SK-G06163K-R高温管式炉：天津市中环实验电炉有限公司；DY-20压片机：天津科器高新技术公司；DGH-9076A鼓风干燥箱：上海一恒科学仪器有限公司；THZ-300C型恒温培养摇床：上海一恒科学仪器有限公司；TGL-200MC离心机：长沙平凡仪器仪表有限公司；SevenExcellence S470 pH计：配有Intab®Expert Pro-ISM电极，梅特勒-托利多公司；XSR104精密电子天平：梅特勒-托利多公司；BT-100FCE蠕动泵：配有DT10泵头，保定雷弗流体科技有限公司；Agilent 5100电感耦合等离子体发射光谱仪(ICP-OES)：美国安捷伦科技有限公司；GEM-30200 HPGe-γ探测器：探测效率约为25%，使用152Eu(121.7 keV、344.3 keV 1 408 keV、964.1 keV、1 112.1 keV、778.9 keV)、60Co(1 173.2 keV,1 132.5 keV)进行能量刻度、能量分辨率(FWHM)为1.7 keV(1 332.5 keV)，配有DSPEC-502TM数字化γ谱仪，美国EG& Ortec公司。

1.2 主要材料与试剂

二氧化铀(UO2)：分析纯，中核北方核燃料元件有限公司提供；八氧化三铀(U3O8)：分析纯，UO2在空气下773 K烧结5 h制备；金属钼(Mo粉)：分析纯，萨恩化学技术(上海)有限公司；硬脂酸锌：分析纯，萨恩化学技术(上海)有限公司；乙醇：分析纯，天津市富宇精细品化学有限公司；氢氧化钠：分析纯，利安隆博华(天津)医药化学有限公司；α-安息香肟(α-BO)：分析纯，Alfa Aesar化学有限公司；酸性氧化铝柱(A-Al2O3)：美国waters公司。

2 实验方法

2.1 natUO2靶的制备与辐照

向natUO2粉末中添加5 wt%的U3O8粉末和3 wt%硬脂酸锌，并加入乙醇湿法混合均匀后进行压片(模具尺寸：13 mm；压力：450 MPa；时间：10 min)。最后，将压制好的靶片在氩气气氛(660 mL/min)中加热至873 K保温1 h，1 473 K时通入CO2/Ar(VCO2/VAr=2%)混合气保温4 h，实验完成后，立即停止通入CO2，然后以10 K/min降温至1 073 K后，自然降温至室温取出。

将制备好的natUO2靶片装入如图1和图2所示的靶托中，并用铟丝密封后，置于靶室中放置强流超导直线加速器终端进行辐照(如图2所示)，质子能量为20 MeV、流强为2.7 eμA的束流辐照natUO2靶片1 h。

图1 靶片装靶对比图Fig.1 The loading of the natUO2

图2 超导直线加速器及靶系统结构示意图Fig.2 China ADS Front End (CAFE) and the structure of the target system

2.2 99Mo的分离以及发生器的装配

2.2.199Mo的分离以及99Mo沉淀再处理 将冷却1 d后的靶件分为平行三次实验，每次称量200 mgnatUO2靶片，并添加2 mg Mo粉一并置于高压反应釜中，再加入7 mL 2 mol/L HNO3放入烘箱373 K恒温1 h。待完全溶解并降温后，移取溶解的铀靶溶液置离心管中，并加入7 mL 20 g/L α-BO的乙醇溶液，置于摇床中震荡10 min(250 r/min)，过滤后，向沉淀加入15 mL 0.1 mol/L HNO3进行洗涤过滤，重复三次。再加入20 mL去离子水洗涤并过滤。最后，加入7 mL 0.5 mol/L NaOH溶解99Mo沉淀。利用HPGe-γ探测器对沉淀分离前后的铀靶溶液和99Mo沉淀中的99Mo和杂质核素进行测量，计算99Mo的回收率以及杂质核素的去除率。

将制备的99Mo沉淀溶解液在373 K下蒸干。放置管式炉中363 K下保温0.5 h，再升温至673 K下保温3 h，升温速率为10 K/min。自然冷却至室温后，用7 mL 0.2 mol/L氨水溶解并过滤，得到99Mo的澄清滤液。实验流程示于图3。

图3 99Mo分离流程Fig.3 The separation scheme of 99Mo

2.2.299Mo/99mTc发生器的装配 用生理盐水平衡A-Al2O3柱(A-Al2O3填装量为1.71 g，尺寸为50～300目；柱长：3 cm； 柱径：1 cm)，以1 mL/min速度淋洗，共收集50 mL。同时，将分离纯化的99Mo溶液的pH调节至4～5。待A-Al2O3柱平衡结束后，将99Mo溶液以1 mL/min通过A-Al2O3柱，99Mo吸附完成后，用生理盐水淋洗50 mL，制备成99Mo/99mTc发生器，如图4所示。每隔约24 h，利用生理盐水淋洗99mTc，并利用HPGe-γ探测器测量淋洗液中99mTc，计算99mTc的回收率。

2.3 99mTc化学纯度和放射性核纯度的测定

利用HPGe-γ高纯锗探测器，对收集的99mTc生理盐水产品进行测定。待99mTc生理盐水产品放置3 d后，利用ICP-OES测定产品中的Al、Mo以及U的含量。

图4 99Mo/99mTc发生器Fig.4 99Mo/99mTc generator

2.4 放射性活度、回收率以及去除率的计算

核素的活度计算公式(1)如下：

(1)

式中：A为核素的活度；N为样品全能峰净面积，计数；N0为本底谱全能峰净面积，计数；t为测量的活时间，s；η为全能峰效率；Iγ为全能峰分支比；K为核素活度衰变修正因子。

99Mo回收率的计算公式(2)如下：

(2)

式中：A0为分离前铀靶溶液中99Mo活度；A为分离后沉淀中核素99Mo活度。

杂质核素的去除率，计算公式(3)如下：

(3)

式中：A0为去除前铀靶溶液中杂质某核素活度；A为去除后沉淀中杂质某核素活度。

3 结果与讨论

3.1 天然UO2靶的制备与辐照

本文UO2靶的制备主要参考核燃料UO2芯块制备烧结工艺[20-22]，通过添加一定量的U3O8和硬脂酸锌提高UO2的压缩性、成形性以及致密性，从而改善UO2的压制能力。如图 5a所示，通过此方法得到了成形的UO2靶片。UO2靶片的烧结主要在微氧化气氛下完成，其原因在于可以大幅度降低烧结温度，不易导致UO2靶片的碎裂，同时降低对煅烧设备的要求。首先在873 K下保温1 h，主要是为了去除有机物、水以及硬脂酸锌。在1 473 K下保温4 h，此阶段为UO2靶片致密化阶段，其中，靶片中气体基本被排空，体积减小。最终制得的靶片密度为8.4 g/cm3。烧结后靶片示于图5b。

a——压制靶片；b——烧结靶片图5 natUO2靶片a——The target after suppression;b——The target after incinerationFig.5 natUO2 target

辐照后的UO2靶的γ能谱图如图6所示。由图6可见，辐照后的UO2靶中含有多种核素，主要以99Mo、99mTc、132Te、131I、103Ru、132I以及140La等为主。

图6 辐照后natUO2靶γ能谱图Fig.6 The γ spectrum of the natUO2 target after irradiation

3.2 99Mo的分离

辐照后的UO2靶和沉淀分离后的99Mo的γ谱图示于图7。为了从铀和大量杂质核素中完全沉淀99Mo，因此通过添加Mo粉进行共沉淀分离，提高99Mo的回收率。由实验结果可知，三次沉淀分离中99Mo的回收率分别为94.8%、98.7%以及93.5%。由此可以得到，通过α-安息香肟沉淀，99Mo的回收率大于90%。

a——沉淀前铀溶液；b——沉淀后99Mo溶解液图7 99Mo沉淀分离前后对比γ谱图a——before precipitation;b——after precipitationFig.7 The γ spectrum of before and after precipitation of 99Mo

杂质核素的去除率列于表1。由图7b和表1可知，通过α-安息香肟沉淀后，大部分杂质核素被去除，例如131I、140La、95Y、132Te、132I以及103Ru等，去除率可达90%以上，其中，95Zr去除率可达80%以上。

表1 沉淀后杂质核素的去除率Table 1 Decontamination of impurity nuclides after precipitation

3.3 99Mo的纯化

99Mo的纯化前后对比γ谱图示于图8。通过对99Mo沉淀进行溶解、蒸干、焚烧以及过滤等处理步骤后，大部分杂质核素再次被去除，99Mo得到进一步纯化。例如132Te、140La、95Y、140Ba以及95Zr等，在烧结过程中可能形成氧化物，这些核素的氧化物均不溶于氨水，进而几乎全部被去除。而在图8b中可以看到，在纯化后99Mo的γ能谱图中，131I和132I的γ峰仍明显存在，未被完全去除。但是在后续发生器的装配过程中，用过量的生理盐水淋洗酸性氧化铝柱，会几乎全部去除I的相关核素，由图10可以看到，最终在99mTc产品的γ能谱图中未看见与I相关核素的γ能量峰。

a——再纯化前99Mo；b——再纯化后99Mo图8 99Mo再纯化对比γ谱图a——before purification of 99Mo;b——after purification of 99MoFig.8 The γ spectrum of the further purification of 99Mo

3.4 99Mo/99mTc发生器的淋洗

图9 99mTc淋洗曲线Fig.9 The elution curve of 99mTc

99Mo/99mTc发生器的99mTc的淋洗曲线和淋洗累积曲线示于图9。由淋洗曲线可知，99mTc主要集中在4.5 mL以内。从累积曲线中可以看出，在淋洗前11 mL，随着淋洗体积的增加，99mTc的累积产率逐渐增加；在体积达到11 mL之后，99mTc的累积产率没有明显增加，达到80%以上。因此，过量的淋洗体积，不会增加99mTc的回收率，反而导致99mTc浓度的下降。值得注意的是，在淋洗体积前3 mL，99mTc的浓度较低，最好弃去，从第4 mL开始收集99mTc至第11 mL左右为止，共收集8 mL为宜。

根据文献[23]报道，99Mo/99mTc发生器在24 h内，随着时间的增长，99mTc的回收率逐渐增加。当时间达到24 h后，99Mo-99mTc达到放射性平衡，99mTc的活度不再增加，因此，在本次实验中，每隔24 h淋洗一次99mTc，具体淋洗回收率和99mTc的相对活度如表2所示。由表2可知，每次淋洗99mTc的回收率均大于80%。除此以外，随着时间的推移，99mTc的活度逐渐下降，淋洗一周后，99mTc的相对活度降至第一次淋洗99mTc的28%。

最终收集的99mTc产品的γ能谱图如图10所示，在99mTc淋洗液中未检测到99Mo以及其他杂质核素γ能量峰。表3给出了99mTc产品中Al、Mo以及U的含量。结果发现，99mTc的产品中Al、Mo以及U的含量均低于检出限。综上，99mTc产品中未检测到99Mo以及其他γ杂质核素，同时，99mTc产品中Al、Mo以及U的含量极低。

表2 99mTc的淋洗回收率Table 2 Recovery yield of 99mTc

图10 99mTc产品的γ能谱图Fig.10 The γ spectra of 99mTc

表3 99mTc产品中Al、Mo以及U的含量Table 3 The content of Al, Mo and U in the 99mTc product

4 结论

通过本文研究，成功建立了质子引起天然铀裂变产物中99Mo分离的工艺路线，并将提取的99Mo装配为99Mo/99mTc发生器。与反应堆辐照铀制备99Mo相比，虽然此方法制备的99Mo活度不高，但是整体制备分离流程原理简单、可操作性强、安全系数高、成本低，其具有一定的应用潜力。期望本工作结果能够为国内加速器辐照天然铀裂变生产99Mo提供参考。

致谢：感谢中国科学院近代物理研究所直线加速器中心的老师和同学们在此工作中提供的支持与帮助。