RU2102809C1 - Способ получения радионуклида без носителя - Google Patents
Способ получения радионуклида без носителя Download PDFInfo
- Publication number
- RU2102809C1 RU2102809C1 SU5028641A RU2102809C1 RU 2102809 C1 RU2102809 C1 RU 2102809C1 SU 5028641 A SU5028641 A SU 5028641A RU 2102809 C1 RU2102809 C1 RU 2102809C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radionuclide
- radioactive
- metal
- carrier
- temperature
- Prior art date
Links
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 8
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 30
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 30
- 230000009466 transformation Effects 0.000 claims abstract description 19
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 claims abstract description 9
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims abstract description 6
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims abstract description 6
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 5
- 239000012535 impurity Substances 0.000 claims abstract description 5
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 claims description 3
- 238000002844 melting Methods 0.000 claims 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 claims 1
- 238000007669 thermal treatment Methods 0.000 claims 1
- 238000000034 method Methods 0.000 abstract description 22
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 abstract description 20
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 5
- 230000008859 change Effects 0.000 abstract description 3
- 239000013043 chemical agent Substances 0.000 abstract 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 abstract 1
- 239000007792 gaseous phase Substances 0.000 abstract 1
- 239000003708 ampul Substances 0.000 description 8
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N Tin Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 6
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 6
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N Hydrochloric acid Chemical compound Cl VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000000137 annealing Methods 0.000 description 4
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 4
- APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N indium atom Chemical compound [In] APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229940055742 indium-111 Drugs 0.000 description 4
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 4
- WUAPFZMCVAUBPE-NJFSPNSNSA-N 188Re Chemical compound [188Re] WUAPFZMCVAUBPE-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 3
- 229910052738 indium Inorganic materials 0.000 description 3
- APFVFJFRJDLVQX-AHCXROLUSA-N indium-111 Chemical compound [111In] APFVFJFRJDLVQX-AHCXROLUSA-N 0.000 description 3
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 3
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N silicon dioxide Inorganic materials O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000000844 transformation Methods 0.000 description 3
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 description 3
- KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-N Fluorane Chemical compound F KRHYYFGTRYWZRS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 238000004587 chromatography analysis Methods 0.000 description 2
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 2
- ATJFFYVFTNAWJD-NOHWODKXSA-N tin-112 Chemical compound [112Sn] ATJFFYVFTNAWJD-NOHWODKXSA-N 0.000 description 2
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 1
- 238000005349 anion exchange Methods 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 239000013078 crystal Substances 0.000 description 1
- 230000002950 deficient Effects 0.000 description 1
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 1
- 238000000151 deposition Methods 0.000 description 1
- 230000005264 electron capture Effects 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 239000011888 foil Substances 0.000 description 1
- -1 indium-111 fluorides Chemical class 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 238000005342 ion exchange Methods 0.000 description 1
- 239000003456 ion exchange resin Substances 0.000 description 1
- 229920003303 ion-exchange polymer Polymers 0.000 description 1
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 1
- 238000002372 labelling Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 238000002600 positron emission tomography Methods 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 239000010453 quartz Substances 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000003608 radiolysis reaction Methods 0.000 description 1
- 239000012217 radiopharmaceutical Substances 0.000 description 1
- 229940121896 radiopharmaceutical Drugs 0.000 description 1
- 230000002799 radiopharmaceutical effect Effects 0.000 description 1
- 239000002994 raw material Substances 0.000 description 1
- 239000011819 refractory material Substances 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 238000000859 sublimation Methods 0.000 description 1
- 230000008022 sublimation Effects 0.000 description 1
- 238000005092 sublimation method Methods 0.000 description 1
- ATJFFYVFTNAWJD-VENIDDJXSA-N tin-113 Chemical compound [113Sn] ATJFFYVFTNAWJD-VENIDDJXSA-N 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
- WFKWXMTUELFFGS-NJFSPNSNSA-N tungsten-186 Chemical compound [186W] WFKWXMTUELFFGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 1
- WFKWXMTUELFFGS-RNFDNDRNSA-N tungsten-188 Chemical compound [188W] WFKWXMTUELFFGS-RNFDNDRNSA-N 0.000 description 1
Landscapes
- Medicines That Contain Protein Lipid Enzymes And Other Medicines (AREA)
- Medicines Containing Antibodies Or Antigens For Use As Internal Diagnostic Agents (AREA)
Abstract
Использование: получение радиоактивных изотопов без носителя, а также для создания изотопных генераторов. Сущность изобретения: предлагаемый способ предусматривает реакторное или циклоторонное облучение металлической матрицы и последующее извлечение дочернего безносительного радионуклида, возникшего из материнского с изменением заряда атомного ядра. Облученную металлическую матрицу подвергают затем термической обработке в инертной атмосфере при температуре не ниже точки полиморфного превращения металла в течение времени, необходимого для выхода в газовую фазу примесных радиоактивных атомов, возникших в результате ядерного превращения. Вышедшие из матрицы дочерние радиоактивные атомы конденсируют, а затем извлекают посредством химического реагента, выбранного с учетом свойств конденсата.
Description
Изобретение относится к области радиохимии и ядерной химии и может быть использовано для получения радиоактивных изотопов без носителя, а также для создания изотопных генераторов.
Известны методы выделения радиоактивных изотопов без носителя с применением экстракции, ионообменной и экстракционной хроматографии, сублимации, осаждения и др. [1-5] Известные методы пригодны для получения широкого спектра радиоактивной продукции, но не удовлетворяют требованиям технологии радиоактивных производств, существенно возросшим в последнее время. Это обусловлено прежде всего тем, что известные способы выделения радиоизотопов, как правило, представляют собой многостадийные и экологически вредные физико-химические процедуры со сложным выбором оптимальных условий, необходимых для выделения конкретного радионуклида. Кроме того, невозможно применять высокоактивные исходные мишени (реакторного или циклотронного происхождения) из-за процессов радиолиза используемых растворов, ионообменных смол. Методическая сложность этих способов, связанная с необходимостью проведения большого числа растянутых во времени химических операций, затрудняет использование их при работе с короткоживущими радиоизотопами.
Известен, например, простой метод высокотемпературного выделения в газовую фазу индия-111 из облученного протонами или гамма-квантами металлического олова [6] основанный на различии в летучестях продуктов ядерных реакций, в частности, радиоактивных изотопов индия, и материала мишени, т.е. металлического олова. По этому способу металлическое олово мишени нагревают до температуры 1225±10 К и выдерживают полученный расплав при указанной температуре в атмосфере паров плавиковой кислоты при их пониженном до 0,4 Па давлении. В результате получают летучие фториды индия-111, адсорбируют их на термохроматографической колонке при температуре 350±50К и смывают слабым раствором соляной кислоты микроколичества индия-111. Окончательное отделение индия-111 от миллиграммовых количеств олова производят с применением анионообменной или распределительной хроматографии. Преимуществом этого сублимационного метода является возможность многократного использования изотопно-обогащенных мишеней из металлического олова для наработки целевых радионуклидов индия. Однако и этот способ обладает теми же недостатками, которые присущи другим указанным выше известным способам выделения радиоизотопов из металлов.
Известен способ получения короткоживущих радиоактивных изотопов, заключающийся в том, что пучок протонов направляют на разогретую мишень из тугоплавкого материала, образующиеся в результате облучения изотопы разделяют с помощью масс-сепаратора с последующим определением элементов, при этом в качестве мишени используют фольгу, толщиной не более 100 мкм, скрученную в рулон, который устанавливают таким образом, чтобы ось рулона совпадала с осью протонного пучка [7]
Сущность изобретения заключается в том, что в способе выделения из металлов радиоактивных изотопов, образовавшихся в результате ядерного превращения (т.е. с изменением заряда атомного ядра), по которому производят реакторное или циклотронное облучение металлической матрицы и последующее количественное извлечение дочернего безносительного радионуклида, возникшего из материнского с изменением заряда атомного ядра, согласно изобретению металлическую матрицу, выполненную из металла, для которого характерны полиморфные превращения в твердом состоянии, и предварительно облученную, подвергают затем термической обработке в инертной атмосфере при температуре не ниже точки полиморфного превращения в течение времени, необходимого для выхода в газовую фазу радиоактивных атомов, возникших на месте материнских в результате ядерного превращения.
Сущность изобретения заключается в том, что в способе выделения из металлов радиоактивных изотопов, образовавшихся в результате ядерного превращения (т.е. с изменением заряда атомного ядра), по которому производят реакторное или циклотронное облучение металлической матрицы и последующее количественное извлечение дочернего безносительного радионуклида, возникшего из материнского с изменением заряда атомного ядра, согласно изобретению металлическую матрицу, выполненную из металла, для которого характерны полиморфные превращения в твердом состоянии, и предварительно облученную, подвергают затем термической обработке в инертной атмосфере при температуре не ниже точки полиморфного превращения в течение времени, необходимого для выхода в газовую фазу радиоактивных атомов, возникших на месте материнских в результате ядерного превращения.
Выделенные из матрицы дочерние радиоактивные атомы конденсируют и извлекают с помощью реагента, подобранного исходя из химических свойств конденсата.
Заявляемое изобретение направлено на упрощение способа выделения из металлов радиоизотопов образовавшихся в результате ядерного превращения, на решение экологических и экономических проблем, связанных с получением радиоизотопов. Для многих металлов характерны полиморфные превращения в твердом состоянии. При нагреве до указанной выше температуры одна модификация металла довольно быстро переходит в другую, что способствует эффективному выходу в газовую фазу радиоактивных атомов, возникающих на месте материнских в результате ядерного превращения. Предложенный способ выделения радиоизотопов, основанный на термическом воздействии на облученную металлическую матрицу с использованием явления эманирования примесных атомов из металла в точке фазового перехода, не предусматривает проведения сложных и экологически вредных многостадийных физико-химических процедур с растворами радиоактивных веществ. При осуществлении изобретения решаются экологические проблемы, так как практически полностью отсутствуют радиоактивные отходы и выбросы радионуклидов в атмосферу. Минимальная трудоемкость осуществления изобретения, минимум применяемых химических реактивов, а также возможность многократного использования дорогостоящего изотопно-обогащенного металлического сырья для облучения определяют экономическую выгоду, получаемую при использовании предложенного способа. И наконец, изобретение позволяет использовать металлические матрицы любой активности (в том числе, предельно высокой) вследствие высокой радиолитической устойчивости металлов.
Таким образом, указанный технический результат, который может быть получен при осуществлении заявляемого изобретения, обусловленный совокупностью существенных признаков последнего, свидетельствует о том, что предлагается простой, экономичный и экологически чистый способ выделения радиоактивных изотопов различной удельной активности.
Предлагаемый способ выделения из металлов радиоизотопов, образовавшихся в результате ядерного превращения, заключается в следующем.
Образец, выполненный из металла, у которого имеют место полиморфные превращения, подвергают облучению (в реакторе или на циклотроне), а затем нагревают в инертной атмосфере, например, в кварцевой ампуле, заполненной инертным газом, при температуре не ниже точки полиморфного превращения металла. В процессе отжига осуществляют выделение примесных радиоактивных атомов, образовавшихся в узлах кристаллической решетки при ядерном превращении. Термическую обработку металлического образца производят в течение времени, достаточного для эффективного выхода в газовую фазу радиоактивных атомов, возникших в результате ядерного превращения. Эти улетучивающиеся атомы (т.е. перешедшие в газовую фазу) могут быть собраны (сконденсированы) с помощью, например, холодного предмета, а затем сконденсировавшиеся атомы снимают посредством воздействия специального химического реагента, выбор которого обусловлен химическими свойствами конденсата.
Пример 1. Предлагаемый способ был реализован для выделения индия-113м из олова-112, облученного тепловыми нейтронами. Пластину металлического олова-112 толщиной 10 мкм облучали потоком тепловых нейтронов и получали образец, содержащий в результате нейтронной активации радиоактивные атомы олова-113 м, образовавшиеся при электронном захвате ядрами олова-113. Пластину помещали в ампулу из кварцевого стекла (длиной около 15 см), в которой была создана инертная атмосфера. Затем ампулу тем концом, в котором помещалась пластина, вставляли примерно до половины длины в трубчатую печь для прогрева, оставляя другой конец ампулы холодным. Термическое воздействие осуществляли при температуре 495±5 К (точка полиморфного превращения в олове 473 К) в течение 10 мин и в результате отжига получали до 20% атомов индия-113 м от исходного равновесного количества, которые конденсировались на холодном конце ампулы. После вскрытия последней атомы индия -113 м смывали слабым раствором (0,05 н) соляной кислоты.
Пример 2. Порошок металлического вольфрама-186 (обогащение 97%) облучали в реакторе потоком тепловых нейтронов, получая при этом за счет двойного захвата нейтронов радиоактивный вольфрам -188. Последний при ядерном превращении дает примесный радиоактивный рений-188. Выделение рения-188 из облученного вольфрама производилось предлагаемым способом. К облученному порошку с целью предотвращения окисления вольфрама при термообработке, был добавлен специальный компонент (в весовом отношении 1:5). Полученную таким образом шихту в качестве образца помещали в ампулу из кварцевого стекла (длиной около 20 см), открытую с одного конца на воздух. Запаянным концом, в котором находилась шихта, ампулу вставляли в трубчатую печь примерно до половили длины. Термический отжиг радиоактивного образца проводили при температуре около 1000 К в течение 1 ч (точка полиморфного превращения в порошке металлического вольфрама примерно 980 К). В результате отжига было получено до 80% атомов рения-188 от исходного равновесного количества, которые били сконденсированы в холодной части ампулы.
Таким образом, предлагаемый способ пригоден для извлечения из металлических матриц широкого круга радионуклидов и может найти практическое применение при производстве радиоизотопной продукции, в первую очередь, радионуклидов медицинского назначения.
Источники информации
1. Толмачев К.М. Зен Зин Пхар и др. Нейтронно-дефицитные нуклиды для позитронной эмиссионной томографии. 1. Получение нуклида 110In для мечения радиофармпрепаратов. Препринт ИТЭФ, N 90-66. М. 1990
2. Гуреев Е.С. и др. Радиохическая схема получения кадмия без носителя. Радиохимия, 1979, т.24, с.422-426.
1. Толмачев К.М. Зен Зин Пхар и др. Нейтронно-дефицитные нуклиды для позитронной эмиссионной томографии. 1. Получение нуклида 110In для мечения радиофармпрепаратов. Препринт ИТЭФ, N 90-66. М. 1990
2. Гуреев Е.С. и др. Радиохическая схема получения кадмия без носителя. Радиохимия, 1979, т.24, с.422-426.
3. Бродская Г.A. и др. Получение и исследование генератора рения-188. В сб. Проблемы производства и применения изотопов и источников ядерного излучения в народном хозяйстве СССР. М. НИИатоинформ, 1988, с.37.
4. Михеев Н.В. Сокристаллизация и адсорбция в технологии получения радиоактивных изотопов. В сб. Производство изотопов М. Атомиздат, 1973, с. 135-141.
5. Булатенков Ю.В. Гедеонов А.Д. Электромиграционный генератор радионуклидов. В сб. Проблемы производства и применения изотопов и источников ядерного излучения в народном хозяйстве СССР, М. ЦНИИатоминформ, 1988, с. 31.
6. Новгородов А.Ф. Простор метод высокотемпературного выделения 1In из массивной оловянной мишени. Радиохимия, 1987, т. 29, с.254-258.
7. В.Н.Пантелев, А.А.Ахмонен. Авт. св. N 1030856, G 21 G 1/10, 1983.
Claims (1)
- Способ получения радионуклида без носителя, включающий реакторное или циклотронное облучение металлической матрицы, ее термическую обработку при температуре ниже температуры плавления металлической матрицы и последующее извлечение примесного радионуклида, возникшего в результате ядерного превращения при облучении, отличающийся тем, что термическую обработку проводят при температуре полиморфного превращения в течение времени, достаточного для выхода в газовую фазу и конденсации радионуклида, извлекаемого затем посредством реагента, выбранного с учетом химических свойств радионуклида.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU5028641 RU2102809C1 (ru) | 1992-02-17 | 1992-02-17 | Способ получения радионуклида без носителя |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU5028641 RU2102809C1 (ru) | 1992-02-17 | 1992-02-17 | Способ получения радионуклида без носителя |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2102809C1 true RU2102809C1 (ru) | 1998-01-20 |
Family
ID=21597537
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SU5028641 RU2102809C1 (ru) | 1992-02-17 | 1992-02-17 | Способ получения радионуклида без носителя |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2102809C1 (ru) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2398296C2 (ru) * | 2008-09-12 | 2010-08-27 | Институт ядерных исследований РАН (ИЯИ РАН) | СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ РАДИООЛОВА В СОСТОЯНИИ БЕЗ НОСИТЕЛЯ ИЗ ИНТЕРМЕТАЛЛИДА Ti-Sb (ВАРИАНТЫ) |
| RU2452051C2 (ru) * | 2010-07-28 | 2012-05-27 | Объединенный Институт Ядерных Исследований | Способ получения радиоизотопа индия-111 без носителя |
-
1992
- 1992-02-17 RU SU5028641 patent/RU2102809C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Новгородов А.Ф. и др. Радиохимия. - 1987, т. 29, с.254 - 258. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2398296C2 (ru) * | 2008-09-12 | 2010-08-27 | Институт ядерных исследований РАН (ИЯИ РАН) | СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ РАДИООЛОВА В СОСТОЯНИИ БЕЗ НОСИТЕЛЯ ИЗ ИНТЕРМЕТАЛЛИДА Ti-Sb (ВАРИАНТЫ) |
| RU2452051C2 (ru) * | 2010-07-28 | 2012-05-27 | Объединенный Институт Ядерных Исследований | Способ получения радиоизотопа индия-111 без носителя |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Radchenko et al. | Application of ion exchange and extraction chromatography to the separation of actinium from proton-irradiated thorium metal for analytical purposes | |
| US12191046B2 (en) | System and method for metallic isotope separation by a combined thermal-vacuum distillation process | |
| US4664869A (en) | Method for the simultaneous preparation of Radon-211, Xenon-125, Xenon-123, Astatine-211, Iodine-125 and Iodine-123 | |
| Mastren et al. | Simultaneous separation of actinium and radium isotopes from a proton irradiated thorium matrix | |
| WO1991005352A1 (en) | Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium | |
| Shusterman et al. | Aqueous harvesting of Zr 88 at a radioactive-ion-beam facility for cross-section measurements | |
| Horlock et al. | The preparation of a rubidium-82 radionuclide generator | |
| Rao et al. | Studies on separation and purification of fission 99Mo from neutron activated uranium aluminum alloy | |
| US4276267A (en) | Hot cell purification of strontium-82, 85 and other isotopes from proton irradiated molybdenum | |
| Attallah et al. | Production and subsequent separation of 47Sc of nuclear medicine applications using neutron-induced reactions on different natural targets | |
| US5802438A (en) | Method for generating a crystalline 99 MoO3 product and the isolation 99m Tc compositions therefrom | |
| RU2102809C1 (ru) | Способ получения радионуклида без носителя | |
| Van Der Walt et al. | The isolation of 99Mo from fission material for use in the 99Mo/99mTc generator for medical use | |
| RU2102810C1 (ru) | Способ получения радионуклида без носителя | |
| Dembowski et al. | Column separation of tetravalent cerium fission products from trivalent rare earth radio-isotopes | |
| Shikata et al. | Production of 99 Mo and its application in nuclear medicine | |
| RU2666552C1 (ru) | Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства молибден-99 | |
| JP3699044B2 (ja) | 放射性リン核種製造のための硫黄の蒸留方法 | |
| Gharibyan et al. | Production and separation of carrier-free 7Be | |
| Maxwell et al. | Novel rapid oxidizing fusion method to determine Polonium-210 in air filters | |
| Motojima et al. | Preliminary study on sublimation separation of 99Mo from neutron-irradiated UO2 | |
| Aziz et al. | Radiochemical separation and purification of promethium-149 radioisotope from irradiated of neodymium oxide target (98.4% of 148Nd enrichment) based on extraction chromatography method | |
| RU2803641C1 (ru) | Способ получения радиоизотопа тербий-161 | |
| Cieszykowska et al. | Nuclear Reactor-Based Production of Medical Radionuclides | |
| RU2734429C1 (ru) | Способ получения генераторного радионуклида Pb-212 для производства терапевтического препарата на основе радионуклида Bi-212 |