醫用同位素鉬-99制備新技術與市場情況

羅寧　王海軍　孫志中　吳建榮　曾俊杰　陳云明　張勁松　宋斌　李波　王磊　賈致軍

【摘 要】99Mo是應用最廣泛的醫用同位素，在放射性診斷中起著重要作用。本文介紹了99Mo制備新技術，包括醫用同位素生產堆（MIPR）和加速器的光反應。中國核動力研究設計院（NPIC）在國內長期開展利用MIPR進行99Mo等醫用同位素生產的研究，已掌握關鍵技術，有望實現重要醫用同位素的國產化。此外，還介紹了99Mo國內外市場情況。

【關鍵詞】99Mo;醫用同位素生產堆;MIPR

中圖分類號： TL92文獻標識碼： A 文章編號： 2095-2457（2019）27-0006-002

DOI：10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2019.27.002

【Abstract】99Mo is the most widely used medical isotope and plays an important role in radiological diagnosis. New technique for preparing 99Mo， including Medical isotope production reactor（MIPR） and optical reaction of accelerator， is introduced in this paper. Nuclea Power Institute of China（NPIC） has been developing the research of using MIPR to produce 99Mo and other medical isotopes for a long time in China. NPIC has mastered the key technology and hope to realize the localization of important medical isotopes. In addition， the market situation of 99Mo at home and abroad is also introduced.

【Key words】99Mo; Medical isotope production reactor; MIPR

0 前言

鉬-99（99Mo），半衰期為65.9h，通過β衰變得到99mTc，是99Mo-99mTc發生器的主要原料。99mTc的γ射線能量和半衰期都比較適宜（140KeV，T1/26小時），被廣泛應用在核醫學領域，即單光子發射計算機斷層掃描成像（SPECT）;99mTc能與多種配體連接，用于各種臟器（如大腦、心臟、肝臟、甲狀腺等）的功能顯像，可診斷多種臟器疾病。全球每年99mTc標記藥物的核醫學診斷超過3000萬次。其用量占醫學診斷用放射性核素總用量的80%以上，約占臨床單光子計算機斷層掃描（SPECT-CT）顯像藥物的3/4，是核醫學用量最多的放射性核素[1]，為人類重大疾病的早期診斷與預防做出了重大貢獻。

1 鉬-99現行生產方法

99Mo現有制備方法包括反應堆輻照制備和加速器制備，其中反應堆輻照生產是目前大規模商業化生產99Mo的方法。此外，利用加速器質子束等轟擊靶材（鉬靶、鈾靶等）也可以制備99Mo。

1.1 裂變法

大規模生產99Mo的反應堆原來均采用高濃鈾HEU靶件（235U富集度大于90%），近年來受核不擴散的影響開始逐步轉向低濃鈾LEU靶件（235U富集度小于20%）。99Mo裂變產額為6%，利用反應堆中子輻照U靶件獲得的99Mo屬于無載體產品，99Mo比活度可達1萬Ci/g，該方法適合大規模生產高比活度99Mo產品。

在國內，中國原子能研究院先后開展利用LEU（低濃鈾）U-Al彌散體靶和HEU（高濃鈾）靶提取裂變99Mo的工藝研究，建立了單次生產100-200Ci裂變99Mo生產工藝，因種種原因現已停止運行。中國工程物理研究院利用CMRR堆建設裂變99Mo生產線，裂變99Mo設計產能為2000Ci/年，但并未生產。

1.2 中子活化法

利用反應堆輻照鉬靶（天然鉬、富集鉬-98）進行中子活化也可制備鉬-99，輻照后的鉬靶比較容易溶解，化學分離和純化過程比較簡單。98Mo活化為99Mo的截面僅為0.13b，比235U（n，f）99Mo的反應截面（35b）低得多，因此鉬靶活化制備99Mo的產額較低，且與大量未發生核反應的98Mo載體無法分離，所得到的99Mo屬于有載體產品，比活度較低。天然鉬靶在中子注量率1E+14n/cm2/s條件下，輻照8天生成的99Mo比活度約1.6 Ci/g，富集鉬靶生成的99Mo比活度約6Ci/g。

在國內，中國核動力研究設計院于上世紀90年代在HFETR堆采用三氧化鉬做靶件，利用核反應98Mo（n，γ）99Mo得到產品，并實現了凝膠型99Mo-99mTc發生器的規模化生產。所制成的鉬锝發生器體積較大，淋洗液有拖尾現象，該方法的優點是對反應堆的中子通量要求較低，但該發生器已停止生產。

2 鉬-99制備新技術

除利用反應堆輻照固態鈾靶或鉬靶生產99Mo以外，還有一種將液體鈾燃料同時作為靶件生產99Mo的新方法，即均勻性水溶液反應堆。此外，近年來出現了一種加速器制備99Mo的新的方法，即利用能量高的電子轟擊原子序數高的核素所產生的韌致輻射γ射線轟擊靶材來制備99Mo。

2.1 溶液堆

2.1.1 溶液堆簡介

1944年，Richard Feynman首次提出了一個新的核反應堆，該反應堆中所用的核材料不是通常使用的固體燃料，而是溶解在普通輕水中的高豐度鈾鹽的溶液（硝酸鈾酰或硫酸鈾酰）[2]。同年，美國洛斯—阿拉莫斯實驗室（Los Alamos）建成世界上第一座功率為0.01 kW的均勻性溶液堆（LOPO），此后，研究人員對溶液堆進行了大量的研究和開發，建成了70多個研究型水溶液反應器;并曾建造約40座溶液堆（不包括前蘇聯）。但這些堆都用于試驗研究（中子活化分析、中子照像、人員培訓等）而非生產目的，并且大多數已停止使用。1993年Chopelas A P和Ball R M提出用于專門生產99Mo等醫用放射性核素的200kW醫用同位素生產堆（Medical Isotope Production Reactor，MIPR）概念[3]，結構設計如圖1所示。

2.1.2 溶液堆的特點

溶液堆用于99Mo等醫用同位素生產與傳統固體靶件法相比，具有以下特點：

1）堆芯設計彈性大。（1）溶液成分可以選擇，如燃料可以以UO2SO4或UO2（NO3）2等形式存在。（2）低壓強、低溫度運行的熱力學狀態，使得MIPR堆芯幾何可以根據安全性能的需求來選擇。

2）堆芯固有安全性高。MIPR運行時，堆內產生的裂變能量釋放于溶液中，轉化為熱能使溶液溫度升高。在典型的瞬態過程中，由于燃料溫度升高和氣泡形成所產生的負反應系數，可以有效抑制反應性單向變化，使得堆芯維持其固有安全性。

3）中子利用率高。MIPR中核燃料和“靶件”是一體，與傳統生產方法產生99Mo等醫用放射性核素相比，MIPR生產效率高幾十倍。

4）操作簡單，放射性廢物很少。MIPR省去了靶件制作和固體靶件溶解相關的過程，其放射性廢物只有固體靶件法的1/100;MIPR中的鈾燃料可以回收利用。

5）反應堆建設和運行成本低。MIPR運行功率低，尺寸小，相應的系統及其他輔助設備簡單;建造更小、更簡單的MIPR比高功率的傳統非均勻堆成本低得多。固有安全性使得控制系統更加簡單，無需靶件制造和運輸，避免了更多的燃料消耗以及廢物產生，都將使MIPR的運行成本更低。

2.1.3 核動力院溶液堆研究進展

雖然溶液堆建設較早，但利用MIPR進行99Mo等同位素制備的研究則很少，極少報道。俄羅斯Kurchatov Institute的均勻水溶液堆ARGUS額定功率20kW，以硫酸鈾酰溶液作為燃料，對99Mo制備進行了一定研究[4]，但其后續同位素生產情況尚不明朗。

核動力院于1994年開展MIPR生產99Mo的提取與純化工藝可行性研究，2000年開始反應堆初步設計和1：1燃料輸送與放射性核素提取回路臺架設計。2003年經1：1臺架試驗驗證工藝可行，2005年完成1：1熱工臺架驗證試驗。此后仍在不斷完善反應堆設計及99Mo等醫用同位素提取工藝，包括基于低濃鈾（LEU）條件下的設計及核素提取技術研究并取得了重要進展，為溶液堆項目工程化奠定了技術基礎。

2.2 加速器

2.2.1 光裂變

能量高的電子轟擊原子序數高的核素所產生的韌致輻射可誘發鈾-238裂變生成99Mo[5-6]，核反應為238U（γ， f） 99Mo。Naik等實驗表明，10MeV的韌致輻射γ射線引發的鈾-238裂變時，99Mo產額約為4.8%。10MeV的韌致輻射束流功率為4kW，頻率為10Hz時，輻照1g天然U靶件24h，可產生99Mo約0.3μCi，有發展潛力[7]。

2.2.2 （γ，n）反應

Naik等研究了100Mo（γ，n）99Mo核反應，當14MeV韌致輻射能量時，上述核反應截面超過160mb[7]。當電子束能量為10MeV，功率4kW，頻率為10Hz時，照射鉭靶產生的韌致輻射對1g天然鉬靶照射1天，可產生約311nCi的99Mo。加拿大開展了基于加速器的MIP項目，即利用同步加速器高能電子產生的γ射線進行核反應100Mo（γ，n）99Mo，有發展潛力。

利用加速器制備99Mo雖然硬件設施建造成本低、放射性廢物少，更易于輻射防護等優點，但缺點是束流直徑太小，生產效率低，不適合大規模生產，因此從經濟角度看前景不樂觀。

3 鉬-99市場情況

目前，全球99Mo年用量約47萬Ci，其中美國占50%，歐洲和日本分別占22%和12%。聯合國經濟合作與發展組織（OECD）核能機構（NEA）在報告“Medical Isotope Supply Review：99Mo/99mTc Market Demand & Production Capacity Projection（2017-2022）”中預測，2020年全球99M需求量將增長為55萬Ci，到2030年，將增長為88萬Ci，增長態勢迅猛。國際上99Mo主要由四個供應商提供：南非NTP（Nuclear Technology Products）公司、澳大利亞ANSTO（Australian Nuclear Science and Technology Organisation）公司、荷蘭Mallinckrodt-Covidien公司和比利時IRE（Institut National des Raioéléments）公司，2018年99Mo市場占比分別為21%、21%、37%、21%;主要涉及6個反應堆：澳大利亞OPAL、南非Safari-1、荷蘭HFR、比利時BR-2、捷克LVR-15和波蘭Maria，其現有供應能力將至少維持到2023年。在此之后，荷蘭、南非（下轉第16頁）（上接第7頁）及比利時等國生產同位素的主要反應堆HFR（1957-）、Safari-1（1961-）、BR-2（1958-）也將陸續退役，其原有同位素產能將消失，全球99Mo可能將面臨重大短缺。國內99Mo年用量約1.5萬Ci，市場增長很快，發展潛力巨大，目前完全依賴進口，其售價不斷攀升，且經常不能按時供貨，嚴重受制于人。

4 小結

綜上所述，99Mo這種最重要的醫用同位素在全球范圍內用量巨大，是典型的短周期消耗品，雖然利用反應堆輻照固體鈾靶件獲得裂變99Mo是目前商業主流方法，但面臨傳統反應堆壽期陸續到期，產能中斷的問題。加速器新制備技術雖有技術創新，但距離批量生產仍有很長的路要走。MIPR相對傳統反應堆有諸多優點，如能順利應用到99Mo批量生產，則可以解決核醫學領域目前“缺锝”的問題，同時消除我國進口制約，并創造巨大的社會和經濟價值。

【參考文獻】

[1]Betenekov N D，Denisov E I，Nedobukh T A，et al. Inorganic sorbent for molybdenum-99 extraction from irradiated uranium solutions and its method of use[P].US 6337055，， 2002-01-08.

[2]Lyra M， Charalambatou P，Roussou E， et al.Alternative production methods to face global molybdenum-99 supply shortage[J]. Hellenic Journal of Nuclear Medicine， 2011，14（1）：49-55.

[3]Ball R M.Medical isotope production reactor[P]：U.S.Patent 5，596，611.1997-1-21.

[4]Boldyrev P P，Golubev V S，Myasnikov S V，et al.35th international meeting on RERTR.The Russian ARGUS Solution Reactor HEU-LEU Conversion：LEU Fuel Preparation，Loading and First Criticality[C].Vienna，2014.

[5]Ruth T.Accelerationg production of medical isotopes[J]. Nature.2009，457：29.

[6]Naik H. Nimje V T. Raj D. et al. Mass distribution in the bremsstrahlung-induced fission of 232Th， 238U and 240Pu[J]. Nuclear Physics A. 2011， 853：1-25.

[7]Naik H.Suryanarayana S V，Jagadeesan K C，et al.An alternative route for the preparation of the medical isotope 99Mo frome the 238U（γ，f） and 100Mo（γ，n） reactions[J].Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry.2013，295（1）：807-816.