用于醫用核素鉬-99的制備方法

羅志福，吳宇軒，梁積新

(中國原子能科學研究院 同位素研究所，北京 102413)

99mTc(T1/2=6h)藥物是目前核醫學臨床應用最廣的放射性藥物，全球每年有4000～4000萬次核醫學顯像診斷使用99mTc標記藥物[1]，其用量約占臨床SPECT顯像藥物的70%以上。99mTc主要是由其母體核素99Mo(T1/2=66h)衰變得到。當前，全球99Mo的需求量約9000Ci/W(預刻度時間為6d)[1]，其主要由加拿大MDS Nordion、荷蘭Mallinckrodt-Covidien、比利時IRE(Institut National des Raioéléments)、南非NTP(Nuclear Technology Products)、澳大利亞ANSTO(the Australian Nuclear Science and Technology Organisation)等五個全球性供應商供應[2]。99Mo是反應堆生產的最重要醫用同位素，全球生產99Mo的反應堆列于表1。這些國家的反應堆運行時間大多超過了40年，面臨停堆檢修、關停或退役等問題。最近十幾年里，因安全問題或技術問題發生了一系列停堆事件[5]，導致了放射性同位素尤其是裂變99Mo的供應短缺。

研發99Mo制備和生產的新方法和技術是解決99Mo短缺問題的有效途徑之一。美國提出利用均勻性水溶液堆以UO2(NO3)2溶液為核燃料，大規模生產醫用放射性核素99Mo，并開展了99Mo提取的研究工作[6-8]。俄羅斯已建成的功率為20kW、以UO2SO4溶液為核燃料的均勻性水溶液堆(ARGUS)，研究99Mo等核素的生產工藝[9-11]。作為同位素供應的替代來源，美國和加拿大積極研究利用加速器生產99Mo。近年來，99Mo制備和生產方法取得了較大的進展，本文擬對目前用于99Mo的制備方法以及已取得的進展進行綜述，并對進一步的研究工作提出建議。

表1 全球生產裂變99Mo的反應堆[1,3-4]Table 1 Reactors for the production of fission 99Mo in global[1,3-4]

1 99Mo制備方法

目前，用于99Mo的制備方法主要有反應堆生產99Mo、加速器制備99Mo和中子發生器制備99Mo等。

1.1 反應堆生產99Mo

反應堆生產99Mo是99Mo的主要來源。目前，現有99Mo生產堆大多采用高濃鈾(highly enriched uranium，HEU，235U富集度高于90%)或低濃鈾(low enriched uranium，LEU，235U富集度低于20%)靶件。99Mo的裂變產額為6.06%，235U裂變還生成鉬的幾種穩定同位素95Mo、97Mo、98Mo、100Mo，雖然裂變法生產的99Mo受到穩定同位素的稀釋，但是由于總穩定鉬的絕對量很少，99Mo的比活度約為370 TBq/g[12]。因此，可以從235U的裂變產物中大量提取高比活度99Mo。

1.1.1熱中子反應堆生產99Mo

1) HEU生產裂變99Mo

(1) Cintichem流程

利用HEU生產裂變99Mo的第一個化學分離流程是由布魯克海文實驗室(Brookhaven National Laboratory,NBL)提出的，采用豐度為93%的鈾鋁合金靶件，靶件輻照后用6mol/L HNO3溶解，采用氧化鋁色層法分離99Mo[13]。美國聯合碳化合物公司(the Union Carbide Corporation)對該流程進行了改進[14-16]，豐度為93%的二氧化鈾靶件在中子通量為3×1013n·cm-2·s-1時輻照100 h，隨即用溶于H2SO4和HNO3混合液溶解靶件，再用α-安息香肟沉淀99Mo。該沉淀用NaOH溶解后，再經涂銀活性炭、水合氧化鋯、活性炭色層柱純化得到99Mo產品，此工藝流程示于圖1。該流程被美國Cintichem公司在1970—1989年期間用來生產裂變99Mo料液，因而亦被稱為Cintichem流程。印度尼西亞BATAN(the Badan Tenaga Nuklir Nasional Institute)仍然在用Cintichem流程生產工藝生產裂變99Mo[17]。加拿大MDS Nordion使用過二氧化鈾靶件(MAPLE反應堆，于2008年5月停止生產)和鈾鋁合金靶(NRU反應堆，于2018年3月底關停)[18]，采用酸溶法，再通過氧化鋁色層法分離99Mo[19]。

圖1 Cintichem流程示意圖Fig.1 Schematic diagram of the Cintichem process

(2) 比利時IRE和中國CIAE裂變99Mo生產工藝

比利時IRE利用BR2反應堆，使用235U豐度為93%的HEU鈾鋁合金靶件，靶件在中子通量為2.5×1014n·cm-2·s-1時輻照150h，然后用3mol/L NaOH和4mol/L NaNO3溶解靶件，過濾后溶液用HNO3酸化，再經氧化鋁色層柱、陰離子交換柱和活性炭色層柱分離純化99Mo[20-21]。中國原子能科學研究院(China Institute of Atomic Energy,CIAE)于20世紀70年代末開始裂變99Mo生產工藝研究，相繼以235U豐度為10%的UO2彌散體、U-Mg彌散體和235U豐度為0.39%的貧鈾U-Al合金為靶材。在20世紀90年代初，CIAE利用10MW的重水堆和3.5MW的泳池堆建立了以235U豐度為93%的HEU鈾鋁合金為靶材的百居里級裂變99Mo生產線，99Mo分離純化流程與IRE所用類似(圖2)，批產量達到100～200 Ci(EOP)[22-24]。

圖2 中國CIAE裂變99Mo生產工藝流程[24]Fig.2 Process for the production of fission 99Mo at CIAE in China[24]

(3) 南非NTP、阿根廷INVAP、澳大利亞ANSTO裂變99Mo生產工藝

卡爾斯魯厄理工學院(Karlsruher Institut für Technologie,KIT)Sameh等[25-26]使用235U豐度為90%～93%的HEU鈾鋁合金靶件，在中子通量為5×1013～1×1014n·cm-2·s-1時輻照5～10d，輻照后靶件用3～6mol/L NaOH或KOH溶解，過濾后經AG1-×8陰離子交換柱、Chelex100螯合樹脂交換柱和氧化鋁色層柱分離純化99Mo，工藝流程示于圖3。該流程被南非NTP、阿根廷CNEA(the Argentine Comision Nacional de Energía Atómic)、澳大利亞ANSTO等99Mo供應商使用生產裂變99Mo[17]。

圖3 南非NTP、阿根廷INVAP、澳大利亞ANSTO裂變99Mo生產工藝流程Fig.3 Process for the production of fission 99Mo at NTP in South Africa,INVAP in Argentina and ANSTO in Australia

醫用同位素反應堆(medical isotope pro-duction reactor,MIPR)是均勻性水溶液反應堆，以硝酸鈾酰或硫酸鈾酰為燃料，燃燒235U的富集度為20%～90%[6-11,27]。美國能源部和俄羅斯Kurchatov Institute合作，利用俄羅斯20 kW的水溶液堆開展了99Mo、89Sr、131I等同位素的提取研究。俄羅斯Ponomarev-Stepnoy等[28]使用固體吸附劑(成分為順丁烯酸酐多聚物和α-安息香肟)從均相水溶液堆的硫酸鈾酰燃料中提取裂變99Mo，該吸附劑對99Mo的吸附率高于90%，而對其他裂變產物的吸附率低于2%、對鈾的吸附率低于0.01%。Betenekov等[29]以二氧化鈦水合物、水合氧化鋯和鈾為原料制備出一種無機離子吸附劑從硫酸鈾酰燃料中提取裂變99Mo。溶液堆液體燃料經吸附劑層后，依次用0.1mol/L H2SO4、1mol/L HNO3淋洗吸附劑除去裂變產物雜質和鈾，再用3～5mol/L氨水解吸99Mo。當吸附劑中氧化鋯的摩爾比為40%時，99Mo的吸附率可達到80%。中國核動力研究院進行了利用均相溶液堆通過HEU技術生產裂變99Mo的可行性研究，設計了功率為200 kW、以235UO2(NO3)2為燃料的MIPR，運行24 h可生產2 000 Ci99Mo[30]，其工程建設和運行尚未獲得批準，未形成生產能力。

現有成熟的HEU生產裂變99Mo工藝依據靶件形式、靶件溶解方式和99Mo分離方法的差異各有優缺，其對比情況列于表2。

表2 HEU生產裂變99Mo工藝對比Table 2 Comparison of process for the production of fission 99Mo by LEU

2) LEU生產裂變99Mo

與HEU生產裂變99Mo相比，使用LEU進行裂變同等量的99Mo生產有以下不利因素[31]：①235U濃度由90%降到20%，靶件體積增大5～6倍；② 分離過程中液體操作量增大5倍；③ 镎和钚的量增大20倍；④ 放射性廢液體積增加。

(1) 鈾鋁彌散體靶件

在20世紀60年代，德國CINR(the Central Institute for Nuclear Research)采用天然鈾靶件，在中子通量為7.5×1013n·cm-2·s-1時輻照100 h，輻照結束后用HCl溶解靶件，采用氧化鋁色層法分離99Mo。此工藝被稱為LITEMOL流程。1964—1990年期間，該流程用于小規模裂變99Mo的提取來供應歐洲99Mo/99mTc發生器的生產[17,32]。為實現LEU大規模生產裂變99Mo，德國KIT提出了KSA/KSS流程[33]，KSA流程中采用UAlx彌散體低濃鈾靶件，KSS流程中采用U3Si2-Al低濃鈾靶件，靶件輻照后分別用6mol/L NaOH、6mol/L KOH溶解，靶件溶解液用裝載氧化銀的過濾器過濾，依次用AG1-×8陰離子交換柱、MoO2色層柱、Chelex 100螯合樹脂交換柱、AG1-×4陰離子交換柱分離純化99Mo，工藝流程示于圖4。Covidien公司用該工藝實現HEU轉化為LEU生產裂變99Mo。

圖4 KSA/KSS流程示意圖Fig.4 Schematic diagram of the KSA/KSS process

(2) 鈾箔靶件

在美國能源部的支持下，阿貢國家實驗室(Argonne National Laboratory,ANL)進行了大量的LEU研究工作，研發了LEU金屬鈾箔靶件，采用修正的Cintichem工藝流程進行99Mo的分離純化研究，給予印度尼西亞BATAN、阿根廷CNEA、澳大利亞ANSTO等大量的技術支持，現已成功進行金屬鈾箔靶件堆照試驗和99Mo小規模提取試驗[34]。輻照過的U-Ni型金屬鈾箔采用HNO3溶解，用α-安息香肟沉淀法分離99Mo、活性炭/涂銀活性炭色層法和活性炭/涂銀活性炭/水合氧化鋯色層法純化99Mo，即改進的Cintichem流程[17,35-36]。

巴基斯坦核科學與技術研究所(the Pakistan Institute of Nuclear Science and Technology,PINSTECH)將厚度為125μm的金屬鈾箔(235U豐度為19.99%)用15μm厚的鎳箔包裹制成U-Ni型金屬鈾箔靶件，靶件在PARR-1反應堆(中子通量為1.33×1014n·cm-2·s-1)中輻照12 h后，用HNO3溶解靶件。加入AgNO3除碘，再加入KMnO4將Mo氧化成Mo6+后與α-安息香肟生成沉淀。該沉淀用NaOH溶解后，再經涂銀活性炭/活性炭色層柱、涂銀活性炭/水合氧化鋯/活性炭色層柱純化得到99Mo產品[37]，工藝流程示于圖5。而輻照過的U-Al型金屬鈾箔則采用NaOH溶解，再用陰離子交換柱、Chelex-100螯合樹脂交換柱分離純化99Mo[38]。

圖5 改進的Cintichem流程Fig.5 Schematic diagram of the modified-Cintichem process

(3) 鈾鋁合金靶件

印度Rao等[39]采用天然鈾鋁合金靶件，在DHRUVA反應堆(中子通量為5×1013n·cm-2·s-1)中輻照7d后，靶件用6mol/L NaOH溶解，靶件溶解液調酸至pH為8～9后過濾除去Al(OH)3，濾液蒸干加入濃HNO3和NaBiO3除去103Ru，用AgNO3除碘，α-安息香肟沉淀法99Mo。該沉淀用0.4mol/L NaOH溶解后，再經涂銀活性炭色層柱、Amberlyst A26陰離子交換柱純化99Mo。

在LEU-裂變99Mo供應商中，澳大利亞ANSTO、南非NTP采用法國AREVA/CERCA提供的鈾鋁彌散體靶件，阿根廷CNEA采用自主研制的鈾鋁彌散體靶件，但其LEU裂變99Mo生產工藝均尚未公開報道。中國CIAE正在進行LEU鈾箔靶件生產千居里級裂變99Mo的工藝研究[40]。

3) 反應堆輻照天然Mo或富集98Mo生產99Mo

利用反應堆輻照天然Mo或富集98Mo靶，通過98Mo(n,γ)99Mo核反應生產99Mo。與235U裂變生產99Mo相比，天然Mo或富集98Mo靶輻照后靶件溶解容易，且99Mo的分離純化簡單。但由于該反應熱中子俘獲截面為0.13 b，比235U(n,f)99Mo反應截面(35 b)低很多，使用該方法得到的99Mo產量低，且由于鉬載體存在，99Mo比活度低(1～2 Ci/g)[15]。為提高99Mo的比活度，天然Mo或富集98Mo靶需長時間輻照以達到99Mo的最大產額及比活度。中子通量為1×1014n·cm-2·s-1時，天然Mo或富集為90%的98Mo靶件輻照8d，產生99Mo的比活度分別為1.6 Ci/g(EOB)、6 Ci/g(EOB)[41]。該法生產的99Mo比活度較低，發生器體積大、淋洗體積大，淋洗液的比活度低，其使用受到限制，不適宜大規模生產。

1.1.2快中子反應堆生產99Mo

Chuang等[42]測定了238U(純度為99.96%)的快中子裂變產額，其中99Mo的累積產額為(6±0.31)%。為了得到238U快中子裂變的絕對產額，Naik等[43]將純度為99.9997%238U靶件置于APSARA泳池堆內輻照，測定的238U快中子裂變產額質量分布示于圖6，99Mo的裂變產額為(6.658±0.693)%。快中子能量為1.9 MeV時，238U(n,f)99Mo裂變反應截面為0.5 b。快中子注量率為1013n/(cm2·s)，1g天然鈾輻照24h后，計算99Mo的產量為47.9 μCi[44]。

1.2 加速器生產99Mo

根據加速器產生的粒子，可用于加速器生產99Mo的核反應有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。與反應堆生產99Mo相比，利用加速器生產99Mo建造成本低、輻照靶件體積小、產生的放射性廢物少，但加速器生產99Mo的產量低，不適于大規模生產99Mo。

圖6 快中子引起238U裂變產物質量數-累積裂變產額分布曲線[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

圖7 100Mo(p,d+pn)99Mo核反應激發函數[45]Fig.7 Excitation function of the 100Mo(p,d+pn)99Mo reaction[45]

Qaim等[45]計算了核反應100Mo(p,d+pn)99Mo的激發函數，結果示于圖7。結果表明，當質子能量為29 MeV時，核反應截面最大為(149.9±1.8) mb。當質子束流為1μA時，99Mo的產額隨輻照時間的增加、質子能量的增大而增大，當質子能量為60 MeV時，輻照24 h可產生5.8 GBq99Mo。使用富集度為100%100Mo為靶材，靶厚為6 550μm，質子能量范圍10～70 MeV，99Mo的產額為360 MBq·μA-1·h-1；靶厚為2 330μm，質子能量范圍10～40 MeV，99Mo的產額為120 MBq·μA-1·h-1。Pupillo等[46]以富集度為99.05%100Mo為靶材，估算了質子束流為500 μA時不同輻照時間下產生99Mo的活度及比活度，結果列于表 3。由表3可知，質子能量越大，產額越大，但比活度降低。該核反應以100Mo為靶材，產生有載體99Mo，且產額及比活度均低于235U裂變生產99Mo。

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

注：靶件密度為10.70g·cm-1，質子束流為500μA。

1.2.2232Th(p,f)99Mo

Kudo等[47]采用1μA的質子束流轟擊232Th靶(靶厚為500μg/cm2)測定了核反應232Th(p,f)99Mo激發函數，結果示于圖8。由圖8結果可知，質子能量在8～12 MeV范圍內，232Th(p,f)99Mo核反應截面隨質子能量的增加而增大。Demetrious等[48]計算了質子能量為26.5MeV時，232Th(p,f)99Mo核反應截面約為30 mb。Abbas等[49]對質子轟擊232Th使232Th發生裂變產生99Mo的可行性進行了研究，采用純度為99.90%232Th為靶材，束流強度為1μA，輻照1h，99Mo產額隨質子能量增加而增大(圖9)。當質子能量分別為29.5MeV、26.5MeV，產生99Mo的活度分別為(3.7±0.3) MBq、(3.4±0.3) MBq。而質子能量為40 MeV、束流強度為100μA時，輻照24h可產生50GBq99Mo，但質子能量增大會造成加速器運行成本顯著增加。Mirnakili等[50]采用Cyclon-30質子回旋加速器輻照232Th靶件，質子能量為20 MeV、束流強度為30 μA、靶件厚度為65μm時，99Mo的產額為166.5MBq/h。

圖8 核反應232Th(p,f)99Mo激發函數[47]Fig.8 Excitation function of the 232Th(p,f)99Mo reaction[47]

圖9 質子能量對99Mo產額的影響[49]Fig.9 Effect of proton beam energy on the yield of 99Mo[49]

1.2.3natU(p,f)99Mo

質子能量為10～30 MeV時，天然鈾的質子誘發裂變截面示于圖10[50]。由圖10結果可知，天然鈾裂變截面隨質子能量增加而增大，當質子能量大于20 MeV時，裂變截面在1b以上。Mirnakili等[50]采用Cyclon-30質子回旋加速器輻照天然鈾靶件時發現，在質子能量為15～30 MeV范圍內，99Mo產額與靶件厚度無關，99Mo產額為(5.08±0.10) MBq/μA-1·h-1。當質子能量為20 MeV、束流強度為30 μA、靶件厚度為18μm時，99Mo的產額為144.3 MBq/h。

1.2.4natMo(d,x)99Mo

Lebeda等[51]測定了核反應natMo(d,x)99Mo在3.0～19.6 MeV質子能量范圍內的激發函數，結果示于圖11。結果表明，質子能量為8.96 MeV時，反應截面最大為(56.7±6.3) mb。

圖10 核反應natU(p,f)99Mo激發函數[50]Fig.10 Excitation function of the natU(p,f)99Mo reaction[50]

圖11 核反應natMo(d,x)99Mo激發函數[51]Fig.11 Excitation function of the natMo(d,x)99Mo reaction[51]

以天然鉬為靶材，99Mo的厚靶產額隨質子能量的增加而增大，當質子能量為20 MeV時，99Mo的產額約為8 MBq·μA-1·h-1。

1.2.596Zr(α,n)99Mo

Pupillo等[46]測定了核反應96Zr(α,n)99Mo核反應截面，結果示于圖12。由圖12結果可見，當α粒子能量為17 MeV時，核反應截面最大為160 mb。當α粒子能量為25 MeV、96Zr靶(富集度為100%)厚度為120μm時，99Mo產額為1.3 MBq·μA-1·h-1。采用富集度為86.4%的96Zr分別以35μA、100μA的α束流輻照后的理論產額結果列于表4[52]。由表4可知，99Mo產額隨α粒子能量和輻照時間的增加而增大，而99Mo比活度與之相反。該法得到無載體99Mo，比活度高，易于分離，產生的放射性廢物少，但需要較高的α束流強度。

圖12 核反應96Zr(α,n)99Mo激發函數[46]Fig.12 Excitation function of the 96Zr(α,n)99Mo reaction[46]

注：靶件密度為6.78g·cm-1。

1.2.6238U(γ,f)99Mo

高能電子轟擊高原子序數靶材產生的韌致輻射可被用于誘發238U裂變產生99Mo[53]。Naik等[54]測定了韌致輻射能量為10MeV時誘發238U裂變產生的裂變產物質量分布，結果示于圖13，其中99Mo的累積產額為(4.835±0.442)%。能量為10MeV、束流功率為4kW的電子束以10Hz的頻率轟擊鉭箔產生的韌致輻射輻照1g天然鈾靶件24h，產生(0.324±0.036) μCi99Mo[44]。光子或中子束流為1013n/(cm2·s)時，1g天然鈾或235U輻照24h后產生的99Mo的產額計算結果列于表5[44]。由表5可知，當光子能量不低于20MeV時，natU(γ,f)反應產生99Mo產額要高于natU(n,f)的99Mo產額，但兩者均比235U(n,f)的99Mo產額低得多。

圖13 238U(γ,f)反應和238U(n,f)反應裂變產物質量數-累積裂變產額分布曲線[54]Fig.13 Plot of cumulative yields vs.mass number for the reaction of 238U(γ,f) and 238U(n,f)[54]

表5 光子或中子束流為1013 n/(cm2·s)時，1 g天然鈾或235U輻照24 h后產生的99Mo的活度計算值[44]

1.2.7100Mo(γ,n)99Mo

圖14 核反應100Mo(γ,n)99Mo激發函數[44]Fig.14 Excitation function of the 100Mo(γ,n)99Mo reaction[44]

100Mo(γ,n)99Mo的核反應截面示于圖14，當韌致輻射能量為14 MeV時，該反應的核反應截面最大。能量為10 MeV、束流功率為4 kW的電子束以10 Hz的頻率轟擊鉭箔產生的韌致輻射輻照1g天然鉬靶件24 h，產生(0.311±0.046) μCi99Mo[44]。光子或中子束流為1013n/(cm2·s)時，1g天然鉬輻照24 h后產生的99Mo的產額計算值列于表6。由表6可知，當光子能量不低于20 MeV時，natMo(γ,f)反應產生99Mo產額遠低于natMo(n,γ)的99Mo產額，但比238U(γ,f)的99Mo產額高。

1.3 中子發生器生產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反應產生14 MeV快中子照射100Mo，通過100Mo(n,2n)99Mo反應制備100Mo。100Mo(n,2n)99Mo的核反應截面示于圖15，快中子能量為14 MeV時，反應截面約為1.5 b[56]，為99Mo(n,γ)99Mo核反應截面的10倍。14 MeV的中子注量率為1013n/(cm2·s)時，1g100Mo(富集度為100%)和天然鉬分別輻照198 h、冷卻1d后產生99Mo比活度計算結果分別為79 GBq/g、7.6 GBq/g[55]。法國SPIRAL2通過能量為40 MeV、束流強度為5 mA的氘束轟擊天然碳可提供高達1015n/s的14 MeV中子束流[57]，該束流照射251g100Mo 靶件(靶件厚度為2 cm、靶件半徑為2 cm)，預計可產生7.1TBq99Mo[54]。日本JAEA(Japan Atomic Energy Agency)用14 MeV中子輻照100MoO3靶件，由于Tc2O7揮發溫度低于MoO3的揮發溫度，輻照后將靶件加熱至820℃，以氧氣為載氣，采用熱色層法分離由99Mo衰變產生的99mTc，所得99mTc產品中99Mo、97Zr、97Nb等含量低于0.01%[58]。

表6 光子或中子束流為1013 n/(cm2·s)時，1 g天然鉬輻照24 h后產生的99Mo的產額計算值[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]

圖15 100Mo(n,2n)99Mo核反應激發函數[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中子輻照99Tc或102Ru靶通過99Tc(n,p)99Mo或102Ru(n,α)99Mo反應制備99Mo。99Tc(n,p)99Mo和102Ru(n,α)99Mo核反應激發函數示于圖16，中子能量為14 MeV時，99Tc(n,p)99Mo反應截面約為17 mb，102Ru(n,α)99Mo反應截面約為6 mb。利用MCNPX計算了14 MeV中子注量率為1015n/(cm2·s)時，1kg 靶材(99Tc、102Ru或天然釕)輻照150 h生成99Mo的產額，結果列于表7。由表7可知，使用102Ru或天然釕為靶材時，99Mo的比活度為480 000 Ci/g，即可得到無載體99Mo。

圖16 99Tc(n,p)99Mo和102Ru(n,α)99Mo的核反應激發函數[59]Fig.16 Excitation function of the 99Tc(n,p)99Mo reaction and 102Ru(n,α)99Mo reaction[59]

2 小結

本文對近年來用于99Mo制備方法的研究進展進行了綜述。99Mo制備方法的優缺點列于表8。總體而言，反應堆生產裂變99Mo的產量大、比活度高，仍為目前全球99Mo的主要來源。而堆照鉬、加速器或中子發生器產生99Mo的產額受限于發生核反應的反應截面較小，99Mo產量較低，當以鉬為靶材時，得到低比活度的有載體99Mo，其利用需配合非色層發生器(如凝膠型99Mo-99mTc發生器)的發展。但是通過96Zr(α,n)99Mo、99Tc(n,p)99Mo、102Ru(n,α)99Mo等核反應可得到無載體99Mo，對這些反應用于99Mo的商業供應有待進一步研究。

表7 14 MeV中子注量率為1015 n/(cm2·s)時，1 kg靶材輻照150 h生成99Mo的產額計算值[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制備方法對比Table 8 Comparison of methods for the production of 99Mo

3 展望

放射性核素及其制品已廣泛用于國民經濟各個領域，核醫學作為放射性核素最活躍的領域，需確保放射性核素供應。近年來，由于生產99Mo的反應堆面臨停堆檢修、關停或退役等問題，導致99Mo供應短缺。針對當前現狀，作者對99Mo的生產或制備提出如下建議：

1) 增加和升級用于同位素生產的反應堆，保證放射性核素(如99Mo)的可持續供應。

2) 當前裂變99Mo分離純化過程中產生大量的放射性廢物，可開發環境友好型同位素生產技術，減少放射性廢物的產生。

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