RU2084980C1 - Method for separating product radioactive nuclide from parent one - Google Patents
Method for separating product radioactive nuclide from parent one Download PDFInfo
- Publication number
- RU2084980C1 RU2084980C1 RU94015863/25A RU94015863A RU2084980C1 RU 2084980 C1 RU2084980 C1 RU 2084980C1 RU 94015863/25 A RU94015863/25 A RU 94015863/25A RU 94015863 A RU94015863 A RU 94015863A RU 2084980 C1 RU2084980 C1 RU 2084980C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- tellurium
- antimony
- sorbent
- radioactive nuclide
- parent
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 12
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 title abstract 3
- WATWJIUSRGPENY-AKLPVKDBSA-N antimony-125 Chemical compound [125Sb] WATWJIUSRGPENY-AKLPVKDBSA-N 0.000 claims abstract description 16
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 claims abstract description 11
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M Sodium hydroxide Chemical compound [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims abstract description 9
- KWYUFKZDYYNOTN-UHFFFAOYSA-M potassium hydroxide Substances [OH-].[K+] KWYUFKZDYYNOTN-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims abstract description 8
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 claims abstract description 7
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims abstract description 5
- 229910000410 antimony oxide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 3
- 150000004679 hydroxides Chemical class 0.000 claims abstract description 3
- VTRUBDSFZJNXHI-UHFFFAOYSA-N oxoantimony Chemical class [Sb]=O VTRUBDSFZJNXHI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 3
- 238000010828 elution Methods 0.000 claims description 4
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims description 2
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 claims 1
- 230000008021 deposition Effects 0.000 claims 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 7
- 239000000243 solution Substances 0.000 abstract description 5
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 3
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 abstract description 3
- VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N Ammonium hydroxide Chemical compound [NH4+].[OH-] VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- PORWMNRCUJJQNO-OIOBTWANSA-N tellurium-125 atom Chemical compound [125Te] PORWMNRCUJJQNO-OIOBTWANSA-N 0.000 abstract 4
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 abstract 1
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 abstract 1
- 230000007935 neutral effect Effects 0.000 abstract 1
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N Hydrochloric acid Chemical compound Cl VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 13
- LJCFOYOSGPHIOO-UHFFFAOYSA-N antimony pentoxide Chemical compound O=[Sb](=O)O[Sb](=O)=O LJCFOYOSGPHIOO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 4
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 239000003814 drug Substances 0.000 description 3
- 229940079593 drug Drugs 0.000 description 3
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 3
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N Ammonia Chemical compound N QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052787 antimony Inorganic materials 0.000 description 2
- WATWJIUSRGPENY-UHFFFAOYSA-N antimony atom Chemical compound [Sb] WATWJIUSRGPENY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000001354 calcination Methods 0.000 description 2
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- DDJAGKOCVFYQOV-UHFFFAOYSA-N tellanylideneantimony Chemical compound [Te]=[Sb] DDJAGKOCVFYQOV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- DURPTKYDGMDSBL-UHFFFAOYSA-N 1-butoxybutane Chemical compound CCCCOCCCC DURPTKYDGMDSBL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- NLXLAEXVIDQMFP-UHFFFAOYSA-N Ammonium chloride Substances [NH4+].[Cl-] NLXLAEXVIDQMFP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ZAMOUSCENKQFHK-UHFFFAOYSA-N Chlorine atom Chemical compound [Cl] ZAMOUSCENKQFHK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N Tin Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003513 alkali Substances 0.000 description 1
- 229910021529 ammonia Inorganic materials 0.000 description 1
- 235000011114 ammonium hydroxide Nutrition 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000969 carrier Substances 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 239000000460 chlorine Substances 0.000 description 1
- 229910052801 chlorine Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 description 1
- 239000003456 ion exchange resin Substances 0.000 description 1
- 229920003303 ion-exchange polymer Polymers 0.000 description 1
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 1
- 238000002386 leaching Methods 0.000 description 1
- 230000008774 maternal effect Effects 0.000 description 1
- 239000012074 organic phase Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 239000010453 quartz Substances 0.000 description 1
- 238000003608 radiolysis reaction Methods 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N silicon dioxide Inorganic materials O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002904 solvent Substances 0.000 description 1
- 238000000859 sublimation Methods 0.000 description 1
- 230000008022 sublimation Effects 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к технологии получения радионуклидов и может быть использовано для изготовления генераторов теллура-125м. Указанный радионуклид применяется в настоящее время для изготовления мессбауэровских источников. Главным образом, его получают облучением нейтронами теллура-124. The invention relates to a technology for producing radionuclides and can be used for the manufacture of tellurium-125m generators. The indicated radionuclide is currently used for the manufacture of Mössbauer sources. Mostly, it is obtained by tellurium-124 neutron irradiation.
Известны также методы получения безносительного теллура-125м путем отделения его от материнского радионуклида сурьмы-125. Это, прежде всего, устаревшие осадительные методы, экстракционный способ (Иофе Б.З. Получение 125Sb, 125mТе и 113mIn без носителей из облученного нейтронами олова (экстракция кислородсодержащими растворителями). Производство изотопов. Сб. статей: XX лет производства и применения изотопов и источников ядерных излучений в народном хозяйстве СССР. М. Атомиздат, 1973, с. 86-88), предусматривающий применение ди-н-бутилового эфира и водных растворов соляной кислоты (10 М) для совместной экстракции сурьмы-125 и теллура-125м. Последний по мере накопления вымывают из органической фазы с помощью 10 M HCl, насыщенной хлором (а.с. СССР N 848908, 1964).Methods are also known for producing the bearing-free tellurium-125m by separating it from the maternal radionuclide antimony-125. These are, first of all, obsolete precipitation methods, extraction method (Iofe B.Z. Production of 125 Sb, 125m Te and 113m In without carriers from tin irradiated with neutrons (extraction with oxygen-containing solvents). Production of isotopes. Collection of articles: XX years of production and application isotopes and sources of nuclear radiation in the national economy of the USSR M. Atomizdat, 1973, p. 86-88), which provides for the use of di-n-butyl ether and aqueous solutions of hydrochloric acid (10 M) for the joint extraction of antimony-125 and tellurium-125m . The latter, as it accumulates, is washed out of the organic phase with 10 M HCl saturated with chlorine (AS USSR N 848908, 1964).
Известен также генератор теллура-125м, основанный на разделении пары сурьма-теллур с помощью сильноосновного ионообменника типа Diaion SA-100. Сурьма-125 наносится на колонку в водном растворе концентрированной соляной кислоты. Теллур-125м элюируется 1 М НСl. После каждого цикла колонку промывают концентрированной соляной кислотой для уменьшения проскока сурьмы-125 при отделении теллура-125м (Maruyama Y. Nagaoka Y. Preparation of 125Sb-125mTe generator //Radiochem Radioanal. Letters, 1980, vol. 44, N 4, p. 249-258). Этот способ выбран за прототип как наиболее близкий к заявляемому.A tellurium-125m generator is also known, based on the separation of an antimony-tellurium pair using a strongly basic ion exchanger of the Diaion SA-100 type. Antimony-125 is applied to the column in an aqueous solution of concentrated hydrochloric acid. Tellurium-125m is eluted with 1 M Hcl. After each cycle, the column is washed with concentrated hydrochloric acid to reduce the breakthrough of antimony-125 when separating tellurium-125m (Maruyama Y. Nagaoka Y. Preparation of 125 Sb- 125m Te generator // Radiochem Radioanal. Letters, 1980, vol. 44, No. 4, p. 249-258). This method is selected for the prototype as the closest to the claimed.
Недостатком указанных аналогов и прототипа является, прежде всего, использование для разделения генераторной пары концентрированной соляной кислоты, что существенно ограничивает применение их в генераторах с высокой активностью, что, в свою очередь, предполагает использование горячих камер ввиду жесткого гамма-излучения сурьмы-125. Кроме того, при высоких радиационных нагрузках органические ионообменные смолы подвергаются радиолизу, что, естественно, ограничивает срок службы такого генератора. The disadvantage of these analogues and prototype is, first of all, the use of concentrated hydrochloric acid for separating the generator pair, which significantly limits their use in generators with high activity, which, in turn, involves the use of hot chambers due to the hard gamma radiation of antimony-125. In addition, at high radiation loads, organic ion-exchange resins undergo radiolysis, which naturally limits the life of such a generator.
Технической задачей настоящего изобретения является устранение отмеченных недостатков способа-прототипа. An object of the present invention is to eliminate the noted disadvantages of the prototype method.
Согласно заявляемому способу сурьму-125 наносят на неорганический сорбент (оксиды или гидроксиды сурьмы) в виде азотнокислых водных растворов. После упаривания смеси досуха осуществляют термообработку продукта на воздухе. Оптимальные температура и время прокаливания были установлены экспериментально. Они составляют 700-800oC и 1-2 ч соответственно. При более высоких температурах возможны потери сурьмы за счет сублимации оксидов, а при более низких температурах значительно увеличивается необходимое для фиксации время термообработки и снижается выход теллура-125м.According to the claimed method, antimony-125 is applied to an inorganic sorbent (antimony oxides or hydroxides) in the form of nitric acid aqueous solutions. After evaporating the mixture to dryness, the product is heat-treated in air. The optimum temperature and calcination time were established experimentally. They are 700-800 o C and 1-2 hours, respectively. At higher temperatures, antimony may be lost due to the sublimation of oxides, and at lower temperatures, the heat treatment time required for fixing increases significantly and the yield of tellurium-125m decreases.
Далее осуществляют элюирование теллура-125м с полученного в результате прокаливания сорбента с помощью водных растворов щелочей, интервалы концентраций которых также выбраны экспериментально (NaOH, KOH 0,05-0,1N; NH4OH 1 8N) с учетом требования максимального выхода теллура-125м и минимального содержания сурьмы-125 в элюате при минимальном объеме элюата. Повышение концентрации щелочей по сравнению с указанными увеличивает выход теллура-125м, но при этом резко возрастает и концентрация сурьмы -125 в элюате. Уменьшение концентрации приводит к уменьшению выхода радионуклида либо к технологически неоправданному увеличению объема элюата, причем соотношение 125Sb 125mTe практически не меняется.Next, tellurium-125m is eluted from the sorbent obtained by calcining with aqueous alkali solutions, the concentration ranges of which were also experimentally selected (NaOH, KOH 0.05-0.1N; NH 4 OH 1 8N) taking into account the maximum yield of tellurium-125m and the minimum content of antimony-125 in the eluate with a minimum volume of eluate. An increase in the concentration of alkalis in comparison with the indicated increases the yield of tellurium-125m, but at the same time the concentration of antimony -125 in the eluate sharply increases. A decrease in concentration leads to a decrease in the yield of the radionuclide or to a technologically unjustified increase in the volume of the eluate, and the ratio of 125 Sb to 125m Te practically does not change.
Перед каждым последующим циклом выделения теллура-125м из предлагаемого генератора сорбент с нанесенной на него сурьмой-125 прокаливают в указанных выше режимах для увеличения выхода целевого радионуклида в процессе последующего элюирования. Before each subsequent cycle of isolation of tellurium-125m from the proposed generator, the sorbent coated with antimony-125 is calcined in the above modes to increase the yield of the target radionuclide during subsequent elution.
Пример 1. 2 г гидратированного пентоксида дисурьмы обрабатывают ≈5 мл азотнокислого (≈10 N) водного раствора, содержащего 10 мКи сурьмы-125. Смесь упаривают досуха и прокаливают при температуре 700oC в течение 1 ч. Через сорбент, помещенный в кварцевую колонку, пропускают 20 мл 0,05 M водного раствора гидроксида калия (порциями с суточной выдержкой). Выход теллура-125м составляет 35% от исходной активности сурьмы-125 в генераторе. Радионуклидная чистота препарата 98% Далее сорбент промывается водой. Через 14 дней сорбент снова подвергают термообработке при температуре 700oC в течение 1 ч и снова элюируют теллур-125м, как описано выше. Выход целевого радионуклида составляет 10% от активности сурьмы, а чистота препарата 98-99% В течение 1,5 лет было проведено 15 аналогичных циклов выделения теллура-125м. Характеристики препарата не изменились.Example 1. 2 g of hydrated antimony pentoxide is treated with ≈5 ml of nitric acid (≈10 N) aqueous solution containing 10 mCi of antimony-125. The mixture is evaporated to dryness and calcined at a temperature of 700 o C for 1 h. Through a sorbent placed in a quartz column, 20 ml of a 0.05 M aqueous solution of potassium hydroxide is passed (in portions with daily exposure). The yield of tellurium-125m is 35% of the initial activity of antimony-125 in the generator. Radionuclide purity of the drug 98%. Next, the sorbent is washed with water. After 14 days, the sorbent was again subjected to heat treatment at a temperature of 700 o C for 1 h and tellurium-125m was again eluted, as described above. The yield of the target radionuclide is 10% of the antimony activity, and the purity of the drug is 98-99%. For 1.5 years, 15 similar tellurium-125m isolation cycles were carried out. The characteristics of the drug have not changed.
Пример 2. ≈1 г гидратированного пентоксида сурьмы (ГПС) обрабатывается ≈5 мл концентрированного солянокислого раствора, содержащего 5 мКи сурьмы-125. Раствор над ГПС нейтрализуется концентрированным раствором аммиака до слабощелочной реакции и упаривается досуха. Порошок нагревают до 700oC за 1,5 ч и прокаливают в течение 1 ч. Выщелачивание теллура-125м производится 4 М раствором аммиака, как описано в примере 1. Выход теллура-125м 20% радиохимическая чистота 98% В последующих циклах выход целевого радионуклида составлял ≈5%
Таким образом, заявляемый способ позволяет создать мощные генераторы теллура-125м за счет высокой радиационной и химической стойкости предлагаемого сорбента в рассматриваемых условиях, а также исключить из процесса концентрированную соляную кислоту, что немаловажно при работе в горячих камерах.Example 2. ≈1 g of hydrated antimony pentoxide (GPS) is treated with ≈5 ml of concentrated hydrochloric acid solution containing 5 mCi of antimony-125. The solution over GPS is neutralized with a concentrated ammonia solution to a slightly alkaline reaction and evaporated to dryness. The powder is heated to 700 o C for 1.5 h and calcined for 1 h. Leaching of tellurium-125m is carried out with a 4 M solution of ammonia, as described in example 1. The yield of tellurium-125m is 20% radiochemical purity 98%. In subsequent cycles, the yield of the target radionuclide was ≈5%
Thus, the inventive method allows you to create powerful tellurium-125m generators due to the high radiation and chemical resistance of the proposed sorbent in the conditions under consideration, and also to exclude concentrated hydrochloric acid from the process, which is important when working in hot chambers.
Claims (3)
сурьмы-125, включающий нанесение радионуклидов на сорбент и элюирование, отличающийся тем, что в качестве сорбента используют оксиды или гидроксиды сурьмы, которые после нанесения радионуклидов подвергают термообработке, а элюирование осуществляют водными растворами щелочей.1. The method of separation of the tellurium-125m daughter radionuclide from the mother
antimony-125, including the deposition of radionuclides on the sorbent and elution, characterized in that antimony oxides or hydroxides are used as the sorbent, which are subjected to heat treatment after the application of radionuclides, and elution is carried out with aqueous solutions of alkalis.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU94015863/25A RU2084980C1 (en) | 1994-04-28 | 1994-04-28 | Method for separating product radioactive nuclide from parent one |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU94015863/25A RU2084980C1 (en) | 1994-04-28 | 1994-04-28 | Method for separating product radioactive nuclide from parent one |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU94015863A RU94015863A (en) | 1995-12-10 |
| RU2084980C1 true RU2084980C1 (en) | 1997-07-20 |
Family
ID=20155405
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU94015863/25A RU2084980C1 (en) | 1994-04-28 | 1994-04-28 | Method for separating product radioactive nuclide from parent one |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2084980C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2188698C2 (en) * | 2000-08-24 | 2002-09-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Method and plant for producing tellurium isotopes |
-
1994
- 1994-04-28 RU RU94015863/25A patent/RU2084980C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 1. Заявка ФРГ N 3007716, кл. G 21 F 9/12, 1981. 2. Егоров Е.В. и др. Ионный обмен в радиохимии. - М.: Атомиздат, 1971, с.93-97. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2188698C2 (en) * | 2000-08-24 | 2002-09-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Method and plant for producing tellurium isotopes |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Barton et al. | Chemical processing wastes. Recovering fission products | |
| US6490330B1 (en) | Production of high specific activity copper -67 | |
| US5053186A (en) | Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium | |
| Richards | A survey of the production at Brookhaven National Laboratory of radioisotopes for medical research | |
| WO2010146722A1 (en) | Method and system for concentrating radioactive technetium as raw material for radioactive drug and labeling compound therefor and collecting the same by elution | |
| Mushtaq | Inorganic ion-exchangers: their role in chromatographic radionuclide generators for the decade 1993–2002 | |
| US5330731A (en) | Process for separation of zirconium-88, rubidium-83 and yttrium-88 | |
| RU2084980C1 (en) | Method for separating product radioactive nuclide from parent one | |
| Van Der Walt et al. | The isolation of 99Mo from fission material for use in the 99Mo/99mTc generator for medical use | |
| US3957945A (en) | Chemical isolation of 82 Sr from proton-irradiated Mo targets | |
| Mani | Reactor production of radionuclides for generators | |
| Pao et al. | A new method for the preparation of68Ga-generators following proton bombardment of gallium oxide targets | |
| US5966583A (en) | Recovery of strontium activity from a strontium-82/rubidium-82 generator | |
| Egger et al. | Multielement radiochemical neutron activation analysis of high purity aluminium | |
| Kahn et al. | Radiochemistry of iodine | |
| JPH04326096A (en) | Producing method of target body for particle accelerator and radioactive isotope | |
| CN113470843A (en) | Method for producing radioactive isotope | |
| US2887358A (en) | Large scale method for the production and purification of curium | |
| Mushtaq et al. | Ion Exchange Behaviour of Cadmium and Indium on Organic Anion and Cation Exchangers: A 115Cd/115mIn Generator | |
| Bilewicz | Separation of 90Y from 90Sr on Crystalline Antimonic (V) Acid | |
| El-Bayoumy et al. | Some radiochemical studies on the adsorption behaviour of molybdenum-99 on silver-coated carbon granules and activated carbon | |
| Mansur et al. | Separation of yttrium-90 from strontium-90 via colloid formation | |
| IL34751A (en) | Production of fission product technetium 99-m generator | |
| RU2073927C1 (en) | Method for isolating antimony-125 from mixture of fission fragments of uranium, transuranic elements, corrosion products and process wastes | |
| CARRILLO et al. | Separation of Tellurium Nuclear Isomers in Dimethyltellurium Diiodide and Dimethyltellurium Picrate |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20060429 |