-
针对先进小型一体化全自然循环压水堆(简称供热堆),本文介绍了基于多级双层比例分析方法(H2TS)设计建造的整体性能试验台架,并开展了典型设计基准事故工况试验研究.该台架在主要几何布置、系统配置、专设安全设施及控制逻辑方面与原型堆保持相似性,能够表征供热堆典型瞬态和事故工况下的关键热工水力现象.选取稳压器顶部破口失水事故(LOCA)和丧失三回路热阱非 LOCA两类工况开展整体性能试验.结果表明:在稳压器顶部破口 LOCA工况下,非能动应急堆芯冷却(JNG)系统能够按设定逻辑触发,自动卸压与直接注射过程依次建立,事故进程中堆芯始终保持淹没状态;在丧失三回路热阱非 LOCA工况下,非能动二次侧余热排出(NCR)系统能够投入运行,并建立自然循环余热排出路径,持续导出堆芯衰变热.试验结果验证了供热堆专设安全系统的响应特性及事故缓解逻辑,能为该类反应堆安全分析程序验证和安全审评提供整体效应试验依据.
一体化全自然循环小堆非能动安全整体性能试验安全特性验证
-
氟[18F]化钠注射液在合成过程中,可能因加速器引入的元素杂质和放射性核素杂质而影响产品质量.本文通过对比研究不同活度的氟[18F]离子溶液在四甲基铵基阴离子交换(Quaternary Methyl Ammonium Cartridge,QMA)柱纯化前后样品中,以及注射液产品中元素杂质和放射性核素杂质的变化情况,评估由加速器引入杂质在产品中的残留情况.研究发现,当加速器以金属铌(Nb)为靶腔、Havar膜为靶膜时,辐照过程中产生的元素杂质主要为钴(Co)、镍(Ni)、钼(Mo)等,同时检测到17种半衰期大于2 h的γ核素杂质,β衰变核素氚含量约为总活度的2×10-6.经QMA柱及后续工艺纯化后,氟[18F]化钠注射液中元素杂质水平显著降低,所有有害元素的含量均符合国际人用药品注册技术协调会元素杂质指导原则(International Conference on Harmonisation of Technical Requirements for Registration of Pharmaceuticals for Human Use Guideline for Elemental Impurities,ICH Q3D)限度要求,放射性核纯度达到99.999 9％以上,且未检出氚.研究结果表明,氟[18F]化钠注射液经QMA柱及后续工艺纯化后能够有效清除和控制加速器引入杂质,可以有效保证产品的质量,保障临床用药安全,为氟[18F]标记药物生产中的杂质控制研究提供了参考.
氟[18F]化钠注射液元素杂质放射性核素杂质质量控制
-
正电子药物碳[11C]胆碱是PET/CT临床常用的肿瘤显像剂,对自行制备生产的碳[11C]胆碱注射液进行鉴别和放化纯度测定是保障药物安全有效的重要内容.本研究采用离子色谱串联放射性流动计数器(radio-IC-UV-flow-count)的方法,分离柱为Metrosep C 6-150/4.0强阳离子交换柱,流动相为含 5%丙酮的 6 mmol/L硝酸溶液,流速为 0.9 mL/min的色谱条件.氯化胆碱标准液的阳离子峰保留时间为8.94 min,杂质Na+的保留时间为 3.04 min,碳[11C]胆碱的放射性保留时间 9.25 min,分离良好,线性范围为 10～100 mg·L-1,平均回收率在 98.9%～102.1%,批内和批间变异均小于 7.8%.碳[11C]胆碱的放化纯度＞95%,符合临床应用的要求,该方法简单、快速,适合半衰期极短的碳[11C]胆碱正电子放射性药物的鉴别和放化纯度的测定.
碳[11C]胆碱离子色谱放化纯度鉴别
-
中国核电机组"华龙一号"采用了双层钢筋混凝土安全壳和能动与非能动相结合的安全设计理念,核电系统的安全性得到大幅度提升,但其建设成本也明显高于二代机组,影响了其经济竞争力.为进一步提高核电的安全性,并解决好安全性和经济性这一对矛盾,本研究基于华龙一号机组提出一种新型非能动安全壳事故缓解方案,在安全壳外侧设置一个多功能水池,该水池依据射流冷凝原理吸收壳内事故后产生的高温蒸汽从而起到抑压的作用,另外安全注射系统、堆腔注水系统和堆芯换料系统的水源均被集成至该水池中,这使得核电机组的系统和设备得到大量简化.通过严重事故分析程序评估了该方案应对大破口事故(LBLOCA)的性能表现.结果表明:通过合理配置多功能水池气空间容积,可以有效抑制壳内压力的上涨,相比于华龙一号,系统方案在保证安全性能不减弱的同时可以使得安全壳尺寸减小近47％,安全壳系统的总水装量减少约1 700 m3;多功能水池可以存储事故后壳内不凝性气体,对非能动安全壳热量导出系统(PCS)起到换热能力增强作用;堆芯能够得到充分的冷却,燃料包壳外表面峰值温度达到1 389 K,低于包壳的脆化失效温度1 477 K,反应堆堆芯的完整性得到了保证.
非能动事故缓解方案安全壳大破口失水事故抑压系统安全注射系统
-
为使用医用回旋加速器生产124I及研究124I标记提供方法,本研究通过124Te(p,n)124I核反应制备124I,首先压制得到124TeO2/Al2O3靶片,利用回旋加速器轰击3～8h后,放置12 h去除副反应产生的杂质核素,最后通过碘升华-放化分离法得到Na124I溶液.分析Na124I的纯度并且标记抗间皮素(mesothelin,MSLN)抗体后,对KM小鼠进行尾静脉注射观察124I-anti-MSLN的分布.结果显示,压制得到的124TeO2/Al2O3靶片经过12.5 MeV能量,20 μA质子束轰击后得到340.4～1 121.1 MBq核素产品,经纯化后得274.2～758.5 MBq高纯度Na124I溶液,其放射性浓度＞54840 Bq/μL.使用该Na124I溶液对抗MSLN抗体标记得到放化纯度＞99％的124I-anti-MSLN探针,经尾静脉注射入KM小鼠体内,通过Micro-PET/CT显像可以观察到小鼠甲状腺部位有明显的探针摄取,且该摄取可以被提前3d喂食0.5％KI溶液阻断,代谢行为符合124I标记的抗体探针在KM鼠体内的代谢规律.本研究总结了 25次124I的制备过程中涉及的设备、方法及纯化后Na124I的使用等情况,结果表明,经过纯化得到的124I具有较高的核纯度和化学纯度,满足放射性标记的需求,且平均回收率高于70％,自动纯化过程安全可靠.
固体靶核素碘-124碲-124靶片124I自动纯化系统Micro-PET/CT
-
某核电厂通风系统碘吸附器效率试验采用放射性甲基碘法,试验需要用到放射性碘源(Na131 I)溶液,由于碘具有易挥发性,在碘源溶液的配制和存储过程中发生过微量131 I挥发排向通风系统,最终在烟囱中取样检测到131 I(远小于豁免水平)的情况.基于核电厂安全第一和防患于未然的管理原则,为了防止在碘源溶液配制和存储过程中131 I挥发并经通风系统向外排放,对131 I挥发的原因进行了分析研究.研究结果表明:131 I挥发的主要原是因为在手套箱中进行碘源配制操作过程中使用注射器抽取碘源溶液,注射器内壁和针头表面粘附的少量碘源溶液挥发到碘源间内,最终通过排风系统排向环境;此外,存储在碘源柜中的碘源溶液密封性较差也是造成131 I向外挥发的原因之一.针对碘吸附器效率试验用碘源溶液配制和存储过程中微量131 I挥发问题,制定了改进优化方案,多次现场实践验证表明,改进优化方案实施效果显著.
核电厂碘吸附器Na131I溶液
-
[
学位论文]作者：
吕笃峰
核科学与技术 哈尔滨工程大学 2024(学位年度)
核电厂自动卸压系统数值模拟运行特性
-
作为反应堆事故情况的应急系统,安全注射系统的泵和阀门能否正常启闭,关系到系统能否正常运行.分析定期试验中全封闭电动闸阀出现的关阀不到位、无法动作的问题,进行验证试验,确定导致全封闭电动闸阀无法动作的原因,为设备的安全运行提供保证.
安全注射系统全封闭电动闸阀异常问题分析处理
-
用于前列腺癌骨转移的223RaCl2注射液已经获得临床上市许可,并且获得较好的临床效果,但是在实际使用过程中存在部分缺陷待解决.改变药物给药途径是调节药代动力学的重要方式,本研究通过在大鼠右侧大腿肌肉注射的方式进行223RaCl2注射液的给药,通过SPECT/CT扫描动态记录该方案与经静脉注射方案在靶向效率及代谢清除方面的区别.结果表明,223RaCl2注射液经肌肉注射后12 h内完成注射点的药物扩散,经肌肉注射途径得到的骨沉积比在12 h后仍显著高于静脉注射组,且全身清除速率更快.在9 d观察期后,未观察到由223RaCl2注射液直接引起的皮肤灼伤或者血象改变,初步证明该方案的安全性.因此,在严格控制药物体积的条件下,223RaCl2注射液经肌肉注射可以提高药物骨沉积效率,避免部分副作用的发生.
223 RaCl2注射液肌肉注射骨沉积前列腺癌辐射损伤
-
本研究制定了规范的68Ga-PSMA-11注射液制备流程,并参考国内外药典要求拟定了适用于本机构的68Ga-PSMA-11注射液质量控制标准.回顾2020-2022年度本机构316批次的68Ga-PSMA-11注射液的制备和质量控制结果,发现所有批次均成功制备得到68Ga-PSMA-11注射液,质量控制结果均符合拟定的标准.68Ga-PSMA-11的标记率为(85.3+11.4)％,受68Ge/68Ga发生器淋洗总体积的显著影响,随着淋洗总体积的增加而降低,而淋洗间隔时间对标记率影响很小.本研究有望指导核医学从业人员规范进行68Ga-PSMA-11注射液的制备和质量控制,从而提升该药物的质量与安全,并为其相关行业标准的制定提供参考.
68Ga-PSMA-11注射液68 Ge/68Ga发生器制备流程质量控制
