Abstract
本研究目的為使用液態氟化物核反應器用於核醫藥物鉬-99的產製和中子物理研究。首先由文獻整理出目前生產鉬-99的方式及其優缺點，並針對美國在1965年發展的MSRE實驗反應器和俄國於2001年開始發展的MOSART反應器，模擬計算此兩種反應器在1MWt功率下鉬-99的產量，與文獻作比較。MSRE實驗反應器爐心含燃料鹽7LiF-BeF2-ZrF4-UF4 及石墨減速劑為熱中子反應器; MOSART爐心燃料為actinides之氟化鹽，無石墨減速劑。本研究並以此二反應器為藍圖，進一步設計出燃料鹽濃縮度符合美國防核武擴散規定之熔鹽式反應器爐心，和文獻作功率為1MWt鉬--99產量、中子能譜和同位素活度之比較。 本研究使用三維蒙地卡羅臨界計算程式進行幾何模擬，並選用238群截面數據庫，連結相關截面處理程式模組、燃耗計算程式模組結合成計算序列進行計算分析。 在2009年全球預計鉬-99的週需求量為12000Ci。使用MSRE模型及其燃料鹽運轉15天產鉬-99的產量和文獻預計之飽和活度54000Ci接近; MOSART的鉬-99產量較低，約49000Ci，顯示使用熔鹽式反應器有供應全球市場的潛力。將熱中子反應器MSRE燃料濃縮度由33%降為20% ，其爐心體積增為1.44倍即可達臨界，起爐臨界質量由35.2 kg減為31.3 kg。將MSRE石墨緩速劑抽出(相當於將MOSART actinide氟化鹽燃料換為MSRE燃料鹽7LiF-BeF2-ZrF4-UF4)之new-model設計使用體積最佳化設計，即高度與半徑比1.84，並且增加反射體厚度使爐心臨界; 燃料濃縮度20%、反射體厚度33cm的爐心臨界體積比燃料濃縮度33%、反射體厚度 20 cm的爐心臨界體積增加1.38倍(3.97 m3)，起爐爐心臨界質量由100.9kg減至86.3 kg，經濟性較佳。 鉬-99活度在運轉15天左右達飽和活度的99%，且產生的鉬-99比活度高，於24天可達~104 Ci/g(Mo)，為其最大優點之一。使用MSRE和本研究新設計採用235U 20 % 濃縮度之快中子反應器在1MWt功率下模擬運轉24天時，兩者所產的鉬同位素中，Mo-99重量占約5 wt%，其他為穩定同位素；停爐六天後的鉬-99活度可達100%，在鉬同位素中重量占約1 wt%，其他為穩定同位素，可於後續純化分離步驟後供醫院使用。MSRE和new-model採 33%、20% 濃縮度鈾燃料之熔鹽式反應器爐心溫度係數分別約-14、-8和-10 (pcm/K)，符合安全要求。