医用放射性核素生产现状和主要问题

医用放射性核素生产现状和主要问题李明起;邓启民;程作用;李茂良【摘 要】放射性核素是核技术应用的重要基础,广泛应用于工业、医疗卫生等行业. 本文重点介绍国际和国内医用放射性核素生产和应用的现状和存在的问题,对国内 放射性核素生产和应用存在的问题进行分析,并提出建议,以促进我国放射性核素生 产和应用的发展.期刊名称】《同位素》年(卷),期】2013(026)003【总页数】7页(P186-192) 【关键词】 放射性核素;核技术;现状【作 者】 李明起;邓启民;程作用;李茂良【作者单位】 成都云克药业有限责任公司,成都 610041;成都放射性药物工程技术 研究中心,成都 610041;成都云克药业有限责任公司,成都 610041;成都放射性药物 工程技术研究中心,成都 610041;成都云克药业有限责任公司,成都610041;成都放 射性药物工程技术研究中心,成都 610041;成都云克药业有限责任公司,成都 610041;成都放射性药物工程技术研究中心,成都 610041【正文语种】 中 文【中图分类】 R817非动力核技术(包括放射性核素和辐射技术的应用)已广泛应用于工业、医疗卫生、 农业、环境保护、科研、勘探和公共安全等领域，推动国民经济和社会发展。

非动 力核技术应用的发展除加速器（作为辐射源）的研制和应用外，还有医用放射性核素 的研制、生产和应用［1］本文简要介绍我国放射性核素生产应用现状和发展中的 主要问题，并提出建议，以期促进我国非动力核技术的推广应用1 国际放射性核素生产现状 放射性核素的来源主要包括：核反应堆生产，加速器生产，从核燃料后处理废液中 分离提取至2011年，全球共有672座研究堆，目前仍在运行的研究堆有232 座［2］医用同位素生产研究堆共94座，其中常规反应堆、高通量堆、快中子堆分 别为86、7、2座；从事放射性药物制备回旋加速器［2］ >650台，生产PET用放 射性药物的加速器>3 000台，从事放射性核素生产13台，分离设施21台1.1 核反应堆生产放射性核素 核反应堆生产放射性核素是主要途径，大部分放射性核素利用多用途研究堆生产，5 MW以上功率的多用途研究堆只有约50座，而5 MW以下的低功率研究堆生 产放射性核素品种和数量十分有限，只能满足生产国国内需求可大规模生产放射 性核素的多用途研究堆仅有30余座可用于生产高比活度放射性核素（如60Co、 192Ir、153Gd、89Sr、188W、63Ni、117mSn等）的高通量堆有美国橡树岭国 立实验室的HFIR和爱达荷国立工程实验室的ATR，俄罗斯的SM-3和MIR/M1 及比利时的BR-2，国内有中国核动力研究设计院的高通量工程实验堆（HFETR堆） 和中国原子能科学研究院的中国先进研究堆（CARR），快中子堆主要用于89Sr生产。

另外仅有美国和俄罗斯用高通量堆生产提供超铀元素252Cf［3］目前反应堆生产的主要放射性核素有三十多种（99Mo、99Tcm、1311、1251、 198Au、 51Cr、 113Sn、 117mSn、 32P、 35S、 186Re、 188Re、 89Sr、 165Dy 166Ho、153Sm、14C、3H、85Kr、133Xe、90Sr、90Y、137Cs、60Co、 192Ir、 170Tm、 177Lu、 153Gd、 152Eu、 125Sb、 63Ni、 169Y、 47Sc、 75Se 55Fe、59Fe、1910s）,其中医学上用得最多的是99Mo和131199Mo和 99Mo /99Tcm发生器的年销售额超过4亿美元，由于世界99Mo供应的短缺及 PET药物的迅速发展，99Mo的用量近年来呈稳定趋势；99Mo主要由加拿大生 产提供，其供货量约占全世界的80%，用于99Mo等医用放射性核素生产的多用 途研究堆列于表11311主要用于治疗，约占核医学治疗药物的90%，年销售额 4亿美元；随着1311标记单克隆抗体治癌药品陆续投放市场，1311的使用量将迅 速增加反应堆生产的放射性核素用于治疗骨转移癌89Sr和125I，其用量增长迅 速。

工业用放射性核素主要有60Co（辐照源），年需求量超过111 PBq，主要由加 拿大的CANDU堆生产提供；192Ir无损探伤源在工业上应用非常广泛，主要利用 高通量反应堆生产提供多用途研究堆大多数是20世纪50—60年代建造，大部分面临退役；虽然印尼、 韩国和澳大利亚已建成投产三个堆（GASMPR，30 MW ； HANRARO，30 MW ； 0PAL，20 MW） ，但放射性核素产量有限，只能满足本国的需要改造现有的反 应堆设施延寿运行是当务之急，如国际99Mo主要提供者加拿大的NRU堆早已到 达退役年限，但停止99Mo的生产将严重影响全世界核医学的用药，致使全世界 许多患者健康受损，因此加拿大政府行政干预暂时恢复99M的生产供货但旧 堆改造后的寿命不能确定，寿期有限，如法国正在建设一座高通量工程实验堆 （JHR），主要用于反应堆材料辐照建设新堆投资大、周期长，面临技术风险，如 加拿大Nordion公司的NRU反应堆即将退役，投资建造两座10 MW的新堆 MAPLE-1和MAPLE-11以及放射性核素生产相关设施，原计划2002年投产，但 因技术问题，最终停止了该项目因此在一定时期内放射性核素生产供应，特别是 短寿命医用放射性核素（如99Mo、131I等）的供应成为急待解决的问题。

1.2 加速器生产放射性核素利用加速器主要生产缺中子放射性核素，在核医学方面用的较多的是18F、11C、 1231、201TI和67Ga,临床的应用发展迅速，加速器研发与生产、生产靶制备、核 素提取关键技术和应用成为研究热点，尤其是配合计算机技术实现整个过程的自动 化、遥控化成为发展趋势PET专用小加速器主要用于18F、150、13N和11C 等短寿命正电子核素的生产，近年来得到了快速发展，全世界PET的数量已超过 了6 000台，配套专用小加速器超过3 000台201Tl主要用于心肌显像，年销 售产值达3.5亿美元67Ga主要用于肿瘤诊断，年销售产值达0.5亿美元1231、 111In、82Sr、103Pd等在核医学上有一定用途，其中103Pd作为放射性密封籽 源用于治疗前列腺癌等有一定发展前景，但与反应堆产125I放射性密封籽源相比 缺乏竞争力另外，57Co、109Cd等加速器产放射性核素作为仪表用源有一定的 市场表1世界上用于生产99Mo主要多用途研究堆Table 1 List of nuclear reactor for 99Mo production in world国家反应堆功率/MW建堆时间堆临界时间生产 99Mo 情况备注加拿大 NRUMNR13551952-01-011957-09-011957-11- 031959-04-04-10.4 PBq/年供美国、日本、南美洲等国美国 ATRHAFBRHFIRMURR2506085101961-12-011961-12-011961-07-011963- 01-011967-07-021965-10-311965-08-011966-10-13 本国不生产 99Mo,计划 用MURR堆和新建4座200 kW的溶液堆生产99Mo全部从加拿大进口阿根延 RA-3301963-02-011968-08-01 小规模生产本国用比利时 BR-21001958-01- 011961-06-29 法国 0SIRISHFR70581964-01-011967-01-011966-9-81971- 07-01 荷兰 HFR451957-08-011961-11-09 每年运行 15 周 44 - 74 TBqCi/周最 高可达111 TBq/周 4个堆协作，保证99Mo连续全年供货匈牙利BRR101955-08- 011956-01-01小规模生产本国用瑞典R-2501957-01-011960-05-04小规模生 产本国用波兰MARIA301969-01-011974-12-18小规模生产本国用SM- 31001956-01-011961-01-10 小规模生产部分出口俄罗斯 MIR/M1IR-810081958-01-011980-01-011962-12-011981-08-01 南非 SAFARI- 1201961-01-011965-03-1837 TBq/周，最高可生产111 TBq/周出口澳大利亚 HIFAR0PAL10201956-06-011958-01-262006-087.4 TBq ~ 11.1 TBq/周本国 用,少量出口印度DHRUYA1001975-10-101985-08-08小规模生产本国用印度尼 西亚 GASMPR301983-01-011987-07-293.7 ~ 7.4 TBq/ 周本国用日本 JRR- 3MJRR-4JMTM203-5501985-08-021962-06-011965-03-221990-03- 221965-01-281968-03-30 均未生产 99Mo99Mo 全部进口韩国 HANAR0301987-06-011995-02-08目前还未生产99Mo全部进口中国 HFETRMJTRCARR1255601971-01-151986-10-291979-12-271991-02-03 已 建成可生产99Mo,但现在已停产计划生产99Mo计划生产99Mo每年进口 185 TBq以上，国内99Mo难于稳定生产供货满足市场需要1.3 分离提取放射性核素放射性核素分离设施主要用于从乏燃料中提取90Sr、137Cs、147Pm等裂变产物 和241Am、239Pu等超铀元素，美国和俄罗斯拥有大型电磁分离器，可分离提供 多种稳定核素作同位素生产的浓缩靶材料。

一些短寿命放射性核素，特别是常用短寿命医用放射性核素如 99Tcm、113Inm 90Y、188Re、68Ga等，可利用反应堆产或加速器产母体核素制备的核素发生器 获得2 放射性核素生产现状和主要问题2.1 我国放射性核素生产和应用现状20世纪60—70年代，131I和32P等医用放射性核素可由中国原子能研究院的 101堆生产提供，但高活度的99Tcm发生器、113Inm发生器、高比活度的 60Co治疗源、192Ir无损探伤源、大量的工业辐照源等完全从国外进口20世纪 80年代初，中国核动力研究设计院的高通量工程实验堆建成并投入高功率运行先后有中国核动力研究设计院研制成功了高比活度的凝胶型99Tcm发生器，中国 原子能研究科学研究院研制成功了裂变型 99Tcm 发生器，各占大约一半国内市场， 基本停止了国外进口，同时1311等常用医用放射性核素的产能基本满足国内核医 学发展需求另外高比活度60Co、192Ir等放射性核素的生产基本满足国内医疗 源和工业无损探伤源的需求，同时60Co工业辐照源生产也形成了一定规模，支持 了我国辐照加工业的发展［4-5］21世纪初，我国放射性核素生产和应用发生了变化，一些生产单位进行了改制， 先后成立了股份制公司或有限责任公司，生产和经营有一定发展，产值也有了提高， 但国产放射性核素的品种和产量却越来越少了， 2008年后国内放射性核素生产几 乎全部停止，放射性核素产品依赖进口，其售价成倍攀升。

在 99Tcm 发生器方面， 凝胶型99Tcm发生器已停止生产供货，裂变型99Tcm发生器全部从国外进口 99M母液制备，113Inm发生器也极少量供货同时工业用60Co、192Ir医疗 源，60Co工业辐照源、192Ir无损探伤源的价格也大幅提高由于医用放射性核 素供不应求，特别是短寿命的医用放射性核素紧缺，影响患者疾病诊断治疗和我国 核医学的正常用药和健康发展工业用60Co辐照源的生产供应因秦山三期核电站 安排了 60Co辐照源的生产，年产量计划为185 PBq，缓解我国60Co放射性核 素的应用问题目前我国临床用放射性药物品种与国外大致相同，但缺少自主知识产权［6］国产 放射性短缺影响我国核医学的发展相关部门未考虑放射性药品的特殊性而要求按 照普通化学药物的标准开展研究、申报，极大地增加了新药开发的难度，研制周期 长，前期投入大，市场小，由于长期没有单位申报放射性新药，负责放射性新药研 制复核的中国食品药品检定研究院的放射性药物检定室因任务少而被合并，这样的 结果造成恶性循环，严重阻碍我国放射性药物的发展加速器产放射性核素在我国 处于次要的地位，生产品种少、产量低、成本高和应用推广难等使其未形成规模化 生产。

近年来核医学用正电子发射断层显像(PET)诊断技术得到了大量应用使得小 型加速器生产18F得到了快速发展，我国的PET装置约170台［7］，但PET显像 仪和与PET配套的小型加速器几乎全部从国外进口我国在从核反应堆核燃料后处理废液中分离提取主要裂变产物90Sr、137Cs、147Pm等方面有一定的的技术储备，但因应用前景不明，投资不落实，目前90Sr、 137Cs等裂变产物几乎全部需要进口2.2 国内放射性核素生产停产的主要原因2.2.1 原有核反应堆老化及新建核反应堆放射性核素生产设施不配套我国可用于放射性核素生产的研究堆有：中国核动力研究设计院的高通量工程实验堆(HFETR)、岷江实验堆(MJTR)、中国原子能研究院新建的中国先进研究堆 (CARR)HFETR已老化，不符合安全运行要求，需停堆整顿，但很难满足中短寿 命放射性核素的生产供货MJTR是利用HFETR的卸料元件作核燃料，而HFETR 燃料实现低浓化后卸料元件是否适用于 MJTR 还需论证审批；并且 MJTR 功率低 中子注量率低，用于生产放射性核素的品种和产量都很有限CARR堆的放射性核 素生产配套设施的建设资金还未落实。

2.2.2 生产放射性核素反应堆的计划体制与放射性核素应用的市场体制矛盾影响了 放射性核素的持续、稳定供应 放射性核素生产相关单位实行改制是该行业发展的必经之路，但放射性核素生产设 施是国有资产，主要为国防科研服务，不能划归改制的生产放射性核素的公司；开 堆计划不能根据放射性核素销售需求安排；单位之间的利益分配发生矛盾，原研究 院所的利益受到了影响，职工积极性不高，致使工作不能协调，影响放射性核素生 产2.2.3 开堆时间难于协调尽管我国已有三座反应研究堆功率超过20 MW ，一座反应研究堆功率为5 MW， 原则上可用于放射性核素生产，但分属于不同的国营科研单位，各自承担的国家科 研任务不同，放射性核素生产只是辅助任务，因此很难做到互相合作，协调生产， 以满足全国放射性核素的按需求生产2.2.4 缺乏统筹管理和强有力的支持 放射性核素的生产和应用缺少政府部门统一规划管理，放射性核素的科研没有得到 政府的资金支持放射性核素的推广受国家环保部门的过严管控，放射性核素产品 的运输和应用受到过严限制如北京在召开奥运会或有其他重要活动时，工业用放 射性核素产品不能运输进京很多活度极低、辐射危害极低的仪器仪表用放射源 (如生产香烟的烟机测控用源等)因环保部门频繁检查造成使用不便而逐渐被淘汰。

近年来我国放射性核素的应用除辐射加工有一定发展外，其他应用有明显的萎缩倾 向3促进我国放射性核素生产的措施3.1 建造专用的医用放射性核素生产堆 核医学是放射性核素应用的主要学科，核医学最常用的放射性核素如诊断用 99Tcm发生器的母体核素99Mo，治疗用1311和89Sr,应作为重点首先解决， 其最直接的解决方案是建造专用的医用同位素生产堆(medical isotope production reactor，MIPR)目前国际上生产99Mo、1311和89Sr都是利用研 究堆通过辐照靶件生产，该方法建堆成本高(如建设一个10 MW的研究堆，一般 需1亿美元以上)；反应堆燃料元件中产生的中短寿命裂变产物放射性核素不能被 提取利用；235U靶件中的235U也只有极少部分被利用，并产生大量裂变放射性 废物，造成环境污染；燃料元件和靶件的制备辐照、靶件的切割、化学处理等都增 加成本，使放射性核素生产成本高、售价高美国是世界上使用裂变产物99Mo最多的国家，全部从加拿大进口美国为了实 现99Mo的供应国产化，首先提出了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生产系统(MIPS)的设计概念，并开展 了大量建堆和提取99Mo的研究工作。

现在已决定建造四座200 kW的MIPS， 计划2015年前建成投产，以满足美国市场50%的99Mo需求俄罗斯利用已建 成的功率为20 kW、以UO2SO4溶液为核燃料的均匀性水溶液堆(AUGAS)，研 究生产99Mo等中短寿命放射性核素的方法中国核动力研究设计院经过十多年 的技术攻关，解决了关键技术问题，现正在筹建能同时生产99Mo、1311和89Sr 的 MIPR[8-11]MIPR主要有以下特点：1)无需放射性核素生产靶件制备、辐照、切割、溶靶等， 用UO2(NO3)2溶液可大量生产99Mo和131I，并且每天提取减少了生成的 99Mo、1311等的衰变损失2)燃料溶液中的碘可以不断提取，放射性气体氙直 接进入反应堆容器上部气腔，使反应堆避免了氙毒和碘坑剩余反应性可以很低， 并且当235U燃耗掉部分时，可以定期补充加料，同时燃料溶液中的裂变产物可 以通过纯化系统定期去除，使燃料溶液可以长期使用3)负温度系数大，自调节能 力强，固有安全性好，并以低功率(200 kW)、低温(<800、常压运行，对反应堆 容器和回路的要求低、安全性好，可以长期运行用该方法生产99M与靶件法 相比，放射性废物为后者的1%，且长寿命废物存于堆内溶液中，大大减少了三废 处理，并且有利于反应堆的退役。

4)生产99Mo的成本低，按生产相同量计算， 建堆成本为常规堆的三分之一，运行功率为常规堆的7.1% , 235U消耗量为常规 堆的0.36%，运行费用为常规堆的1.3%利用该堆还可以同时生产99Mo、 131I和89Sr,建设一个稳态功率为200 kW的MIPR所需经费约3亿元人民币， —年运行 250 d，可生产 99Mo 3.7 PBq , 131I 7.4 PBq , 89Sr 14.8 TBq，除满 足国内核医学用外，还可满足亚洲国家核医学发展的需要，年销售收入可超过6 亿元人民币，经济效益可观另外利用MIPR还可同时生产1331、133Xe等其他 医用放射性核素，可以不定期地提取其他有应用前景的放射性核素(如90Sr、106Ru、137Cs等），变废为宝，增加经济效益此外，国际上为了防止核扩散，提高核安全性，提出了利用加速器大规模生产99Mo的方案如比利时的Jongen Y[12]提出了利用加速器代替核反应堆大规模 生产99Mo的方案，此方案提出设计加速器驱动最佳化核辐照系统（ADONIS）来生 产裂变99Mo，此系统包括质子加速器、束流传送系统和中子源，而中子源包括 —级束流靶（由质子束轰击Pb-Bi产生散变中子）、水慢化剂和二级高富集度235U 靶。

由于二级靶是次临界装置，具有非临界性质这种次临界铀靶与外部驱动中子 源的结合和系统的设计使得ADONIS安全性高此系统提供能量为150 MeV的 300 kW的质子束，打在Pb-Bi靶中产生散裂中子（能量为150 MeV时一个质子 产生 0.8 个中子） ，用水慢化剂围绕—次靶子以慢化—级散变中子和二级裂变中子 利用此系统和235U靶件的某种排列使235U裂变产生99Mo，每周可生产比活 度为3.7 TBq/g的99Mo 1.3 PBq，或生产更高比活度为6.7 TBq/g的99Mo 832 TBq的提取纯化工艺与堆照裂变生产99M的工艺相同此系统的 优点是安全、可调、灵活、方便，生产的99Mo可满足世界上一半以上的需要， 而成本远低于10 MW的研究堆运行成本及退役费用低此方法的缺点是需要 235U靶件的制备、辐照、化学处理，产生放射性废物多，此方法值得进一步探讨 和开发另外,TRIUMF在加拿大资源部资助下正开展将加速器的高能电子转化 为光子，利用光核反应驱动天然铀或乏燃料中的238U裂变生产99Mo，此方法 有诸多优点，在原理上是可行的，但在短期内难于进入实际应用加速器生产医用 放射性核素在技术上还不够成熟。

3.2 生产高比活度、中长寿命的医用和工业用放射性核素 我国现有的研究堆因开堆计划难于协调，不适于生产供货时间要求严的中短寿命的 医用放射性核素，但其中中子注量率较高的HFETR堆和CARR堆可用来生产少量 高比活度的192Ir、60Co、14C、63Ni等放射性核素可用于生产医用远 距治疗源、r-刀源、腔内后装治疗源和工业用无损探伤源192Ir可用于生产医用 腔内后装治疗源和工业用无损探伤源14C可用于生产14C-尿素用于诊断幽门螺 杆菌63Ni可用于生产微型电池这几种放射性核素都有较大的市场需求，尽量 满足国内需求，减少国外进口另外，随着125I密封籽源用于治疗前列腺癌等恶 性肿瘤的应用，125I的年需求量达37 TBq，也应考虑国内生产自给3.3充分发挥CANDU型核电站的作用充分发挥CANDU型核电站的作用，利用核电站生产工业用60Co辐照源，使年 生产规模从目前的185 PBq提高到370 PBq，以满足国内辐照加工业发展的需要 (我国60Co辐照站的设计装源能力已超过2.22 EBq，将来很有可能达到3.7 EBq)3.4 从核燃料后处理废液中提取长寿命放射性核素 国际上的乏燃料的处置趋向于永久性的地质埋藏，不采取化学后处理。

目前，长寿 命放射性核素 90Sr 和 137Cs 供货有限，价格昂贵可考虑从后处理厂提取获得 90Sr的子体90Y是核医学重要核素，用其标记单克隆抗体或制备成微球治疗某些 癌症，相关的产品已经在国外上市并且已有上亿美元的年销售额同时90Sr用于 制备长寿命放射性核素电池，有其特殊的用途，值得开发137CS可制备成辐照 源，因137CS的半衰期长(30 a)，可用于辐射加工，特别适用于血液辐照用放射 源我国有两个核燃料后处理厂，现正开展退役工作，其中有大量高放废液含有大 量 90Sr、137CS 等长寿命放射性核素，如果将这些有用的长寿命放射性核素提取， 不但可以满足国内外的需求，创造效益，还可以降低高放废液处理的难度，减少处 理费用3.5 政府部门需要重视和支持 放射性核素的生产离不开大型的核设施，其推广应用牵涉到国民经济的多个领域和 部门，需要国家高层领导和相关部门的关心和支持我国放射性核素事业的发展，使 放射性核素事业为我国国民经济建设和人民群众的健康改善做出应有的贡献3.6 促进放射性核素生产事业单位的改制我国现在从事放射性核素研制生产的单位基本上是国防科研事业单位，体制和机制 存在问题，国家相关部门应制定政策、采取措施，鼓励和推动相关单位在保证国防 科研任务完成的条件下，把与放射性核素生产有关的部分划分出来，改变体制和机 制，走向市场，向产业化、规模化发展，提高竞争能力。

4结束语放射性核素及其制品应用于国民经济各领域中目前，我国大部分放射性核素依赖 进口，而全球范围内，放射性核素在相当一段时间内供不应求因此，解决我国放 射性核素的自给是关键可建设专用的医用同位素生产堆生产放射性核素，充分利 用现有研究堆生产放射性核素，同时有必要开展从反应堆乏燃料中提取90Sr、 137Cs等长寿命放射性核素的可行性研究国家有关部门应该在许可、税收、环 保、经费等方面提供有利于放射性核素的生产和推广应用的政策、措施相关文献】[1] Mark J， Rivard L M， Bobek RAB， et al.The US national isotope program: Current status and strategy for future success[J].Applied Radiation and Isotopes, 2005, 63:157-178.[2] Nuclear Technology Review 2012. International At-omic Energy Agency[R]. Vienna:IAEA, 2012:43.[3] 贺佑丰•美国同位素生产和应用J]•同位素，2006,19(2) : 107-111.He Youfeng. Production and application of isotope in USA[J]. Journal of Isotopes, 2006,19(2) : 107-111(in Chinese).[4] 张华明罗顺忠，刘国平，等•中国工程物理研究院同位素技术研究与应用进展J] •同位素， 2011,24(Z1) : 116-120.Zhang Huaming, Luo Shunzhong, Liu Guoping et al. Isotope technologies in inpc: state of art and perspective. journal of isotope[J]. Journal of Isotopes , 2011, 24(Z1) : 116-120(in Chinese).⑸张锦荣，罗志福•中国放射性同位素技术与应用进展[几中国工程科学,2008,10⑴：61-69.Zhang Jinrong, Luo Zhifu. Raioisotope technique and its application in china[J].Engineering Sciences, 2008, 10(1) ：61-69(in Chinese).[6] 贾红梅，刘伯里•中国放射性药物的现状与展望J]•同位素,2011, 23(3):129-139.Jia Hongmei, Liu Boli. Current status and prospects of radiopharmaceuticals in china [J].Journal of Isotopes, 2011， 23 (3): 129-139(in Chinese).[7] 中华医学会核医学分会.2012年全国核医学现状普查简报引用[J].中华核医学与分子影像杂 志,2012, 32( 5):357.Chinese Society of Nuclear Medicine. 2012 National census of nuclear medicine status briefing [J].Chin Journal of Nuclear Medicine and Molecular Imaging, 2012, 32( 5):357(in Chinese).[8] HEGER AS, WILLIAM B. Comparison of Characteristics of Solution and Conventional Reactors for 99Mo Production [J]. Nuclear Technology,1997, 118(5):142-150.[9] 邓启民，程作用,李茂良，等•利用MIPR生产99M。

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