RU2833659C1 - Method for mutual separation of radium, actinium and thorium - Google Patents
Method for mutual separation of radium, actinium and thorium Download PDFInfo
- Publication number
- RU2833659C1 RU2833659C1 RU2024119715A RU2024119715A RU2833659C1 RU 2833659 C1 RU2833659 C1 RU 2833659C1 RU 2024119715 A RU2024119715 A RU 2024119715A RU 2024119715 A RU2024119715 A RU 2024119715A RU 2833659 C1 RU2833659 C1 RU 2833659C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- thorium
- actinium
- radium
- impurities
- radionuclides
- Prior art date
Links
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 title claims abstract description 41
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 41
- 229910052705 radium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 19
- HCWPIIXVSYCSAN-UHFFFAOYSA-N radium atom Chemical compound [Ra] HCWPIIXVSYCSAN-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 19
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 18
- 229910052767 actinium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 17
- QQINRWTZWGJFDB-UHFFFAOYSA-N actinium atom Chemical compound [Ac] QQINRWTZWGJFDB-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 17
- 238000000926 separation method Methods 0.000 title claims abstract description 13
- QTBSBXVTEAMEQO-UHFFFAOYSA-N Acetic acid Chemical compound CC(O)=O QTBSBXVTEAMEQO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 66
- 239000012535 impurity Substances 0.000 claims abstract description 35
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 26
- 238000000746 purification Methods 0.000 claims abstract description 24
- USFZMSVCRYTOJT-UHFFFAOYSA-N Ammonium acetate Chemical compound N.CC(O)=O USFZMSVCRYTOJT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 22
- 239000005695 Ammonium acetate Substances 0.000 claims abstract description 22
- 229940043376 ammonium acetate Drugs 0.000 claims abstract description 22
- 235000019257 ammonium acetate Nutrition 0.000 claims abstract description 22
- 238000003795 desorption Methods 0.000 claims abstract description 20
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 claims abstract description 16
- 150000001450 anions Chemical class 0.000 claims abstract description 13
- 159000000014 iron salts Chemical class 0.000 claims abstract description 11
- 239000011347 resin Substances 0.000 claims abstract description 10
- 229920005989 resin Polymers 0.000 claims abstract description 10
- 238000005349 anion exchange Methods 0.000 claims abstract description 5
- SEGLCEQVOFDUPX-UHFFFAOYSA-N di-(2-ethylhexyl)phosphoric acid Chemical compound CCCCC(CC)COP(O)(=O)OCC(CC)CCCC SEGLCEQVOFDUPX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 5
- 238000005341 cation exchange Methods 0.000 claims abstract description 4
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N Hydrochloric acid Chemical compound Cl VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 52
- 150000002505 iron Chemical class 0.000 claims description 4
- 150000002148 esters Chemical class 0.000 claims description 3
- -1 hydrogen ions Chemical class 0.000 claims description 3
- 238000011045 prefiltration Methods 0.000 claims description 3
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 2
- CERQOIWHTDAKMF-UHFFFAOYSA-N Methacrylic acid Chemical compound CC(=C)C(O)=O CERQOIWHTDAKMF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- QQINRWTZWGJFDB-YPZZEJLDSA-N actinium-225 Chemical compound [225Ac] QQINRWTZWGJFDB-YPZZEJLDSA-N 0.000 abstract description 50
- 229940125666 actinium-225 Drugs 0.000 abstract description 50
- ZSLUVFAKFWKJRC-OIOBTWANSA-N thorium-229 Chemical compound [229Th] ZSLUVFAKFWKJRC-OIOBTWANSA-N 0.000 abstract description 16
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 abstract description 13
- ZSLUVFAKFWKJRC-AHCXROLUSA-N thorium-228 Chemical compound [228Th] ZSLUVFAKFWKJRC-AHCXROLUSA-N 0.000 abstract description 9
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 5
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 abstract description 5
- 239000002253 acid Substances 0.000 abstract description 4
- HCWPIIXVSYCSAN-YPZZEJLDSA-N radium-224 Chemical compound [224Ra] HCWPIIXVSYCSAN-YPZZEJLDSA-N 0.000 abstract description 4
- HCWPIIXVSYCSAN-BJUDXGSMSA-N radium-225 Chemical compound [225Ra] HCWPIIXVSYCSAN-BJUDXGSMSA-N 0.000 abstract description 4
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 abstract description 3
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 abstract description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 3
- 238000011109 contamination Methods 0.000 abstract description 2
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 abstract description 2
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 abstract description 2
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 17
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 17
- ZSLUVFAKFWKJRC-FTXFMUIASA-N thorium-227 Chemical compound [227Th] ZSLUVFAKFWKJRC-FTXFMUIASA-N 0.000 description 7
- XEEYBQQBJWHFJM-AKLPVKDBSA-N Iron-59 Chemical compound [59Fe] XEEYBQQBJWHFJM-AKLPVKDBSA-N 0.000 description 6
- HCWPIIXVSYCSAN-OIOBTWANSA-N radium-223 Chemical compound [223Ra] HCWPIIXVSYCSAN-OIOBTWANSA-N 0.000 description 6
- 229960005562 radium-223 Drugs 0.000 description 6
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 4
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 4
- HCWPIIXVSYCSAN-IGMARMGPSA-N Radium-226 Chemical compound [226Ra] HCWPIIXVSYCSAN-IGMARMGPSA-N 0.000 description 3
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 3
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 3
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 3
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000047 product Substances 0.000 description 3
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 3
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 3
- RTZKZFJDLAIYFH-UHFFFAOYSA-N Diethyl ether Chemical compound CCOCC RTZKZFJDLAIYFH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 2
- 238000010828 elution Methods 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 2
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N nickel Substances [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N uranium-233 Chemical compound [233U] JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Chemical compound O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 1,2-bis(ethenyl)benzene;1-ethenyl-2-ethylbenzene;styrene Chemical compound C=CC1=CC=CC=C1.CCC1=CC=CC=C1C=C.C=CC1=CC=CC=C1C=C NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ATRRKUHOCOJYRX-UHFFFAOYSA-N Ammonium bicarbonate Chemical compound [NH4+].OC([O-])=O ATRRKUHOCOJYRX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 206010060862 Prostate cancer Diseases 0.000 description 1
- 208000000236 Prostatic Neoplasms Diseases 0.000 description 1
- 208000005718 Stomach Neoplasms Diseases 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 230000002378 acidificating effect Effects 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001099 ammonium carbonate Substances 0.000 description 1
- 235000012501 ammonium carbonate Nutrition 0.000 description 1
- 238000005571 anion exchange chromatography Methods 0.000 description 1
- 239000003957 anion exchange resin Substances 0.000 description 1
- 229910052788 barium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 description 1
- JCXGWMGPZLAOME-RNFDNDRNSA-N bismuth-213 Chemical compound [213Bi] JCXGWMGPZLAOME-RNFDNDRNSA-N 0.000 description 1
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005277 cation exchange chromatography Methods 0.000 description 1
- 239000003729 cation exchange resin Substances 0.000 description 1
- 150000001768 cations Chemical class 0.000 description 1
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 1
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000008367 deionised water Substances 0.000 description 1
- 229910021641 deionized water Inorganic materials 0.000 description 1
- 201000010099 disease Diseases 0.000 description 1
- 208000037265 diseases, disorders, signs and symptoms Diseases 0.000 description 1
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 1
- 239000000706 filtrate Substances 0.000 description 1
- 206010017758 gastric cancer Diseases 0.000 description 1
- 230000002209 hydrophobic effect Effects 0.000 description 1
- 230000001678 irradiating effect Effects 0.000 description 1
- 230000002427 irreversible effect Effects 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 1
- 229910052745 lead Inorganic materials 0.000 description 1
- 208000032839 leukemia Diseases 0.000 description 1
- 229910052748 manganese Inorganic materials 0.000 description 1
- 201000001441 melanoma Diseases 0.000 description 1
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000000771 oncological effect Effects 0.000 description 1
- 150000002894 organic compounds Chemical class 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- 229920001447 polyvinyl benzene Polymers 0.000 description 1
- 238000011403 purification operation Methods 0.000 description 1
- 230000005258 radioactive decay Effects 0.000 description 1
- 238000011362 radionuclide therapy Methods 0.000 description 1
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 1
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 1
- 201000011549 stomach cancer Diseases 0.000 description 1
- 238000002626 targeted therapy Methods 0.000 description 1
- 229910052718 tin Inorganic materials 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-VENIDDJXSA-N uranium-232 Chemical compound [232U] JFALSRSLKYAFGM-VENIDDJXSA-N 0.000 description 1
- 229910052725 zinc Inorganic materials 0.000 description 1
Abstract
Description
Изобретение относится к технологии производства препаратов радиоактивных элементов и может быть использовано в аналитической химии.The invention relates to the technology of producing preparations of radioactive elements and can be used in analytical chemistry.
Радионуклид актиний-225 обладает необходимыми химическими и ядерно-физическими свойствами для применения в мишенной терапии онкологических заболеваний. Препараты на его основе исследуются на возможность применения для лечения рака предстательной железы, меланомы, рака желудка и лейкоза. Кроме того, актиний-225 используется в качестве материнского радионуклида для выделения перспективного для применения в радионуклидной терапии висмута-213.The actinium-225 radionuclide has the necessary chemical and nuclear-physical properties for use in targeted therapy of oncological diseases. Preparations based on it are being studied for the possibility of using them to treat prostate cancer, melanoma, stomach cancer and leukemia. In addition, actinium-225 is used as a parent radionuclide for the isolation of bismuth-213, which is promising for use in radionuclide therapy.
Основным методом получения актиния-225 является его периодическое радиохимическое отделение от долгоживущего материнского радионуклида тория-229. В свою очередь, торий-229 может быть выделен как из смеси продуктов радиоактивного распада урана-233, так и из облученного в ядерном реакторе радия-226. При реакторном облучении радия-226 всегда образуется смесь радионуклидов торий-229 и торий-228. В случае, если исходный уран-233 содержит примесь урана-232, выделяемый из данного материала торий также является смесью радионуклидов тория-229 и тория-228.The main method for obtaining actinium-225 is its periodic radiochemical separation from the long-lived parent radionuclide thorium-229. In turn, thorium-229 can be isolated both from a mixture of products of radioactive decay of uranium-233 and from radium-226 irradiated in a nuclear reactor. When radium-226 is irradiated in a reactor, a mixture of thorium-229 and thorium-228 radionuclides is always formed. If the original uranium-233 contains an admixture of uranium-232, the thorium isolated from this material is also a mixture of thorium-229 and thorium-228 radionuclides.
Таким образом, при выделении актиния-225 из вышеуказанных исходных материалов требуется обеспечить его очистку от радионуклидов как тория-228 и тория-229, так и от радия-224 и радия-225, являющихся дочерними продуктами распада соответствующих изотопов тория.Thus, when isolating actinium-225 from the above-mentioned source materials, it is necessary to ensure its purification from radionuclides of both thorium-228 and thorium-229, as well as from radium-224 and radium-225, which are daughter products of the decay of the corresponding thorium isotopes.
В большинстве известных способов получения актиния-225 на начальной стадии проводят анионообменное выделение изотопов тория из их смеси с радием и актинием, за которым следует разделение актиния и радия методом катионообменной хроматографии. Полученный препарат актиния затем очищают от примеси железа методом анионообменной хроматографии в среде концентрированной хлороводородной (соляной) кислоты. Для увеличения степени очистки актиния от примесей тория и радия операции анионообменной и катионообменной очистки могут быть использованы повторно.In most known methods for obtaining actinium-225, the initial stage involves anion-exchange separation of thorium isotopes from their mixture with radium and actinium, followed by separation of actinium and radium by cation-exchange chromatography. The resulting actinium preparation is then purified from iron impurities by anion-exchange chromatography in a medium of concentrated hydrochloric acid. To increase the degree of purification of actinium from thorium and radium impurities, the anion-exchange and cation-exchange purification operations can be used repeatedly.
По совокупности существенных признаков наиболее близким (прототип) к заявляемому является способ получения очищенного препарата актиния-225, описанный в патенте RU 2781190C1. Данный способ заключается в анионообменном отделении радионуклидов тория посредством их сорбции на первой колонке с сильноосновным анионитом из раствора азотной кислоты с концентрацией от 8 до 10 моль/л, разделении актиния-225 и радионуклидов радия на второй колонке с сильнокислым катионитом в среде азотной кислоты переменной концентрации, очистке актиния-225 от примеси солей железа на третьей колонке с сильноосновным анионитом в среде соляной кислоты с концентрацией от 8 до 10 моль/л и последующей очистке актиния-225 от органических примесей на четвертой колонке с гидрофобной пористой смолой со структурой поливинилбензола в среде соляной кислоты с концентрацией от 8 до 10 моль/л. Регенерацию материнского изотопа тория-229 с целью повторного накопления актиния-225 проводят посредством десорбции из первой колонки с сильноосновным анионитом раствором азотной кислоты с концентрацией от 0,01 до 0,05 моль/л.Based on the set of essential features, the closest (prototype) to the claimed method is the method for obtaining a purified preparation of actinium-225, described in patent RU 2781190C1. This method consists of anion-exchange separation of thorium radionuclides by means of their sorption on the first column with a strongly basic anion exchanger from a nitric acid solution with a concentration of 8 to 10 mol/l, separation of actinium-225 and radium radionuclides on the second column with a strongly acidic cation exchanger in a nitric acid medium of variable concentration, purification of actinium-225 from iron salt impurities on the third column with a strongly basic anion exchanger in a hydrochloric acid medium with a concentration of 8 to 10 mol/l, and subsequent purification of actinium-225 from organic impurities on the fourth column with a hydrophobic porous resin with a polyvinylbenzene structure in a hydrochloric acid medium with a concentration of 8 to 10 mol/l. Regeneration of the parent isotope thorium-229 for the purpose of re-accumulating actinium-225 is carried out by desorption from the first column with a strongly basic anion exchanger with a nitric acid solution with a concentration of 0.01 to 0.05 mol/l.
Недостатками прототипа являются:The disadvantages of the prototype are:
1) Использование для десорбции тория-229 из первой колонки с сильноосновным анионитом разбавленной (от 0,01 до 0,05 моль/л) азотной кислоты приводит к получению больших объемов десорбата и неполной десорбции тория-229. Увеличение объема десорбата приводит к возрастанию продолжительности процесса подготовки раствора тория-229 к последующим технологическим операциям, а неполная десорбция тория из анионита приводит к росту безвозвратных потерь ценного материнского изотопа.1) The use of dilute (from 0.01 to 0.05 mol/l) nitric acid for desorption of thorium-229 from the first column with a strongly basic anion exchanger results in obtaining large volumes of desorbate and incomplete desorption of thorium-229. An increase in the volume of desorbate leads to an increase in the duration of the process of preparing the thorium-229 solution for subsequent technological operations, and incomplete desorption of thorium from the anion exchanger leads to an increase in irreversible losses of the valuable parent isotope.
2) Для очистки от примеси солей железа и органических примесей на третьей и четвертой колонках используется концентрированная (от 8 до 10 моль/л) соляная кислота. Использование соляной кислоты указанной концентрации приводит к интенсивной коррозии нержавеющей стали, из которой изготавливается радиационно-защитное и технологическое оборудование, и тем самым создает высокие риски загрязнения целевого радионуклида примесями продуктов коррозии (соли железа, хрома, никеля).2) Concentrated (8 to 10 mol/l) hydrochloric acid is used in the third and fourth columns to remove iron salts and organic impurities. The use of hydrochloric acid of the specified concentration leads to intensive corrosion of stainless steel, from which radiation-protective and technological equipment is made, and thus creates high risks of contamination of the target radionuclide with impurities of corrosion products (iron, chromium, nickel salts).
Для устранения указанных недостатков предлагается следующее техническое решение:To eliminate the above mentioned shortcomings, the following technical solution is proposed:
1) Десорбцию радионуклидов тория из колонки с сильноосновным анионитом проводят раствором, содержащим смесь ацетата аммония и уксусной кислоты.1) Desorption of thorium radionuclides from a column with a strongly basic anion exchanger is carried out with a solution containing a mixture of ammonium acetate and acetic acid.
2) Очистку от примеси солей железа и органических примесей проводят без использования концентрированных растворов соляной кислоты, при этом очистка от указанных примесей выполняется одновременно, на одной колонке, содержащей два сорбента: нижний слой - гидрофильная макропористая смола на основе простого эфира полиметилметакриловой кислоты, верхний слой - сорбент на основе ди(2-этилгексил)фосфорной кислоты (Д2ЭГФК), нанесенной на инертный носитель.2) Purification from iron salts and organic impurities is carried out without the use of concentrated hydrochloric acid solutions, while purification from the said impurities is carried out simultaneously, on one column containing two sorbents: the lower layer is a hydrophilic macroporous resin based on a simple ester of polymethylmethacrylic acid, the upper layer is a sorbent based on di(2-ethylhexyl)phosphoric acid (D2EHPA), applied to an inert carrier.
Использование для десорбции тория из колонки с сильноосновным анионитом растворов, содержащих смесь ацетата аммония и уксусной кислоты, позволяет сократить объем полученного десорбата, повысить степень десорбции тория и тем самым, снизить уровень безвозвратных потерь материнского радионуклида тория-229. Суммарная концентрация ацетата аммония и уксусной кислоты по заявляемому способу находится в интервале от 0,5 до 4,0 моль/л, концентрация ионов водорода - в интервале рН от 3,5 до 5,0.The use of solutions containing a mixture of ammonium acetate and acetic acid for desorption of thorium from a column with a strongly basic anion exchanger allows to reduce the volume of the obtained desorbate, increase the degree of thorium desorption and thereby reduce the level of irretrievable losses of the parent radionuclide thorium-229. The total concentration of ammonium acetate and acetic acid according to the claimed method is in the range from 0.5 to 4.0 mol/l, the concentration of hydrogen ions is in the pH range from 3.5 to 5.0.
Минимальное значение суммарной концентрации ацетата аммония и уксусной кислоты определяется снижением полноты десорбции тория из анионита в более разбавленных растворах. Увеличение суммарной концентрации ацетата аммония и уксусной кислоты свыше 4,0 моль/л не приводит к дополнительному сокращению объема десорбата и поэтому нецелесообразно. Указанный интервал значений рН ацетата аммония и уксусной кислоты обеспечивает наибольшую степень десорбции тория из анионита в заданный объем десорбата, вне указанного диапазона для увеличения степени десорбции тория потребуется существенное увеличение объема десорбирующего раствора.The minimum value of the total concentration of ammonium acetate and acetic acid is determined by a decrease in the completeness of thorium desorption from the anion exchanger in more dilute solutions. An increase in the total concentration of ammonium acetate and acetic acid over 4.0 mol/l does not lead to an additional reduction in the volume of desorbate and is therefore inappropriate. The specified range of pH values of ammonium acetate and acetic acid ensures the highest degree of thorium desorption from the anion exchanger into a given volume of desorbate; outside the specified range, a significant increase in the volume of the desorbing solution will be required to increase the degree of thorium desorption.
Использование для очистки актиния-225 от примеси солей железа и органических примесей колонки, содержащей два указанных сорбента, позволяет как исключить применение концентрированных растворов соляной кислоты, так и сократить продолжительность технологического цикла получения препарата актиния-225 за счет совмещения на одной колонке операций очистки от указанных примесей, выполняемых в прототипе последовательно, на третьей и четвертой колонках.The use of a column containing two of the specified sorbents for purifying actinium-225 from iron salt impurities and organic impurities allows both to eliminate the use of concentrated hydrochloric acid solutions and to reduce the duration of the technological cycle for obtaining the actinium-225 preparation by combining on one column the operations of purifying from the specified impurities, performed in the prototype sequentially, on the third and fourth columns.
Сорбцию актиния-225 на колонке, содержащей два указанных сорбента (нижний слой - гидрофильная макропористая смола на основе простого эфира полиметилметакриловой кислоты, верхний слой - сорбент на основе Д2ЭГФК, нанесенной на инертный носитель), а также последующую промывку колонки, следует проводить растворами соляной кислоты с концентрацией в диапазоне от 0,015 до 0,025 моль/л. При использовании соляной кислоты с концентрацией вне указанного диапазона значений снижается степень очистки актиния-225 от радионуклидов радия.Sorption of actinium-225 on a column containing the two specified sorbents (the lower layer is a hydrophilic macroporous resin based on a simple ester of polymethylmethacrylic acid, the upper layer is a sorbent based on D2EGFK applied to an inert carrier), as well as subsequent column washing, should be carried out with hydrochloric acid solutions with a concentration in the range from 0.015 to 0.025 mol/l. When using hydrochloric acid with a concentration outside the specified range of values, the degree of purification of actinium-225 from radium radionuclides decreases.
Элюирование актиния-225 из колонки с двумя слоями сорбентом следует проводить растворами соляной кислоты с концентрацией в диапазоне от 0,5 до 1,0 моль/л. Использование соляной кислоты с концентрацией менее 0,5 моль/л приводит к увеличению объема элюата актиния-225, а увеличение концентрации свыше 1,0 моль/л приводит к снижению степени очистки актиния-225 от примесей солей железа и радионуклидов тория.Elution of actinium-225 from a column with two layers of sorbent should be carried out with hydrochloric acid solutions with a concentration in the range from 0.5 to 1.0 mol/l. The use of hydrochloric acid with a concentration of less than 0.5 mol/l leads to an increase in the volume of actinium-225 eluate, and an increase in concentration above 1.0 mol/l leads to a decrease in the degree of purification of actinium-225 from impurities of iron salts and thorium radionuclides.
Пример 1. Использование для десорбции тория из анионита раствора, содержащего смесь ацетата аммония и уксусной кислоты.Example 1. Using a solution containing a mixture of ammonium acetate and acetic acid for desorption of thorium from an anion exchanger.
Выделение тория проводили из модельной смеси, содержащей торий природного изотопного состава в количестве 10 мг, а также радиоактивный индикатор торий-227. Использовали хроматографические колонки, содержащие 1 см3 сильноосновной анионообменной смолы BioRad AG 1x8 (100-200 меш, NO3 - форма). Сорбцию тория проводили из 2 мл раствора азотной кислоты с концентрацией 8 моль/л, после чего колонки промывали 8 мл раствора азотной кислоты с концентрацией 8 моль/л. Десорбцию тория проводили растворами как разбавленной азотной кислоты, так и содержащими смесь ацетата аммония и уксусной кислоты. Полученные результаты представлены в таблице 1.Thorium was isolated from a model mixture containing 10 mg of natural isotopic thorium and a thorium-227 radioactive indicator. Chromatographic columns containing 1 cm3 of strongly basic anion-exchange resin BioRad AG 1x8 (100-200 mesh, NO3 form ) were used. Thorium was adsorbed from 2 ml of nitric acid solution with a concentration of 8 mol/l, after which the columns were washed with 8 ml of nitric acid solution with a concentration of 8 mol/l. Thorium was desorbed using solutions of both dilute nitric acid and those containing a mixture of ammonium acetate and acetic acid. The results are presented in Table 1.
Таблица 1. Зависимость степени десорбции тория от состава используемого раствора.Table 1. Dependence of the degree of thorium desorption on the composition of the solution used.
Как следует из таблицы, использование раствора, содержащего смесь ацетата аммония и уксусной кислоты, позволяет существенно сократить, по сравнению с прототипом, объем десорбата тория. При равных объемах десорбата степень десорбции тория по заявляемому способу превышает данный показатель по прототипу. Наилучший технический результат по заявляемому способу достигается при суммарной концентрации ацетата аммония и уксусной кислоты в интервале от 0,5 до 4,0 моль/л и кислотности десорбирующего раствора в интервале рН от 3,5 до 5,0.As follows from the table, the use of a solution containing a mixture of ammonium acetate and acetic acid allows to significantly reduce, in comparison with the prototype, the volume of thorium desorbate. With equal volumes of desorbate, the degree of thorium desorption according to the claimed method exceeds this indicator according to the prototype. The best technical result according to the claimed method is achieved with a total concentration of ammonium acetate and acetic acid in the range from 0.5 to 4.0 mol/l and acidity of the desorbing solution in the pH range from 3.5 to 5.0.
Пример 2. Очистка актиния-225 от примеси солей железа и органических примесей.Example 2. Purification of actinium-225 from iron salts and organic impurities.
Очистку проводили из модельной смеси, содержащей радиоактивные индикаторы актиний-225, торий-227, радий-223 и железо-59. Использовали хроматографические колонки, содержащие в качестве верхнего слоя 0,5 см3 Ln-resin (сорбент на основе Д2ЭГФК, нанесенной на инертный носитель) и в качестве нижнего слоя 0,1 см3 сорбента Prefilter (гидрофильная макропористая смола на основе простого эфира полиметилметакриловой кислоты). Объем модельного раствора составлял 2 мл, концентрация соляной кислоты составляла 0,015 моль/л. После сорбции компонентов смеси колонку промыли 8 мл раствора соляной кислоты с концентрацией 0,015 моль/л, затем 5 мл раствора соляной кислоты с концентрацией 1,0 моль/л и 5 мл деионизованной воды. Десорбцию тория проводили 10 мл раствора карбоната аммония с концентрацией 1,0 моль/л.Purification was carried out from a model mixture containing radioactive indicators actinium-225, thorium-227, radium-223 and iron-59. Chromatographic columns were used containing 0.5 cm3 of Ln-resin (a sorbent based on D2EHPhK applied to an inert carrier) as an upper layer and 0.1 cm3 of Prefilter sorbent (a hydrophilic macroporous resin based on a simple ether of polymethylmethacrylic acid) as a lower layer. The volume of the model solution was 2 ml, the concentration of hydrochloric acid was 0.015 mol/l. After sorption of the mixture components, the column was washed with 8 ml of a hydrochloric acid solution with a concentration of 0.015 mol/l, then with 5 ml of a hydrochloric acid solution with a concentration of 1.0 mol/l and 5 ml of deionized water. Thorium desorption was carried out with 10 ml of ammonium carbonate solution with a concentration of 1.0 mol/l.
В результате радиометрического анализа элюата из колонки установлено, что выход примеси радия-223 в фракцию с концентрацией соляной кислоты 0,015 моль/л составил 99,6% от его исходного количества. Проскок актиния-225 в данную фракцию составил 0,04% от его исходного количества, содержание радионуклидов торий-227 и железо-59 в данной фракции находилось ниже пределов их обнаружения. Выход актиния-225 в фракцию с концентрацией соляной кислоты 1,0 моль/л составил 99,7% от его исходного количества, содержание примесей железа-59 и радия-223 в данной фракции составляло 0,25% и 0,01% от их исходных количеств, соответственно. Содержание радионуклида торий-227 в данной фракции находилось ниже пределов его обнаружения. Выход радионуклидов в объединенную фракцию водной промывки и десорбата тория составил: железо-59 - 99,58%, торий-227 - 99,9 %, радий-223 - 0,39% и актиний-225 - 0,001% от их исходных количеств. Таким образом, коэффициенты очистки актиния-225 составили: от солей железа - 400, от радионуклидов радия - 250, от радионуклидов As a result of radiometric analysis of the eluate from the column, it was established that the yield of radium-223 impurity in the fraction with a hydrochloric acid concentration of 0.015 mol/L was 99.6% of its initial amount. The breakthrough of actinium-225 in this fraction was 0.04% of its initial amount, the content of thorium-227 and iron-59 radionuclides in this fraction was below their detection limits. The yield of actinium-225 in the fraction with a hydrochloric acid concentration of 1.0 mol/L was 99.7% of its initial amount, the content of iron-59 and radium-223 impurities in this fraction was 0.25% and 0.01% of their initial amounts, respectively. The content of thorium-227 radionuclide in this fraction was below its detection limits. The yield of radionuclides in the combined fraction of water wash and thorium desorbate was: iron-59 - 99.58%, thorium-227 - 99.9%, radium-223 - 0.39% and actinium-225 - 0.001% of their initial quantities. Thus, the purification factors of actinium-225 were: from iron salts - 400, from radium radionuclides - 250, from radionuclides
тория - более 1000.thorium - more than 1000.
При использовании в качестве исходного и промывного раствора соляной кислоты с концентрацией 0,025 моль/л было установлено, что выход актиния-225 в фракцию элюата соляной кислоты с концентрацией 1,0 моль/л составил более 99,9% от его исходного количества, содержание примесей железа-59 и радия-223 в данной фракции составляло 0,18% и 0,29% от их исходных количеств, соответственно. Содержание радионуклида торий-227 в данной фракции находилось ниже пределов его обнаружения. Таким образом, коэффициенты очистки актиния-225 составили: от солей железа - 550, от радионуклидов радия - 345, от радионуклидов тория - более 1000.When using 0.025 mol/l hydrochloric acid as the initial and washing solution, it was found that the yield of actinium-225 in the eluate fraction of 1.0 mol/l hydrochloric acid was more than 99.9% of its initial amount, the content of iron-59 and radium-223 impurities in this fraction was 0.18% and 0.29% of their initial amounts, respectively. The content of thorium-227 radionuclide in this fraction was below its detection limits. Thus, the purification factors of actinium-225 were: from iron salts - 550, from radium radionuclides - 345, from thorium radionuclides - more than 1000.
При использовании в качестве исходного и промывного раствора соляной кислоты с концентрацией 0,025 моль/л и соляной кислоты с концентрацией 0,5 моль/л для элюирования актиния-225 было установлено, что выход актиния-225 в данную фракцию составил более 99,9% от его исходного количества, содержание примесей железа-59 и радия-223 в данной фракции составляло 0,30% и 0,37% от их исходных количеств, соответственно. Содержание радионуклида торий-227 в данной фракции находилось ниже пределов его обнаружения. Таким образом, коэффициенты очистки актиния-225 составили: от солей железа - 330, от радионуклидов радия - 270, от радионуклидов When using 0.025 mol/L hydrochloric acid and 0.5 mol/L hydrochloric acid as the initial and washing solution for elution of actinium-225, it was found that the yield of actinium-225 in this fraction was more than 99.9% of its initial amount, the content of iron-59 and radium-223 impurities in this fraction was 0.30% and 0.37% of their initial amounts, respectively. The content of thorium-227 radionuclide in this fraction was below its detection limits. Thus, the purification factors of actinium-225 were: from iron salts - 330, from radium radionuclides - 270, from radionuclides
тория - более 1000.thorium - more than 1000.
Степень очистки актиния-225 от органических примесей контролировали визуально по цвету раствора, а также по наличию сухого остатка после упаривания раствора. Исходный раствор актиния-225 был получен с использованием метода катионного обмена, аналогично описанному в прототипе. После выпаривания данного раствора установлено наличие сухого остатка желто-коричневого цвета, что указывает на присутствие в нем органических примесей. После проведения процесса очистки актиния-225 в режимах, указанных выше, был получен бесцветный раствор элюата, не дающий окрашенного сухого остатка после его выпаривания досуха. При этом во всех случаях отмечалось потемнение нижнего слоя сорбента в колонке, что указывает на поглощение в нем органических примесей.The degree of purification of actinium-225 from organic impurities was controlled visually by the color of the solution, as well as by the presence of dry residue after evaporation of the solution. The initial solution of actinium-225 was obtained using the cation exchange method, similar to that described in the prototype. After evaporation of this solution, the presence of a yellow-brown dry residue was established, which indicates the presence of organic impurities in it. After carrying out the process of purification of actinium-225 in the modes specified above, a colorless eluate solution was obtained that did not give a colored dry residue after its evaporation to dryness. In all cases, darkening of the lower layer of the sorbent in the column was noted, which indicates the absorption of organic impurities in it.
Таким образом, заявляемый способ обеспечивает не только эффективную очистку актиния-225 от примеси солей железа и органических примесей, но и позволяет одновременно провести дополнительную глубокую очистку актиния-225 от примесей радионуклидов радия и тория.Thus, the claimed method ensures not only effective purification of actinium-225 from iron salts and organic impurities, but also allows for additional deep purification of actinium-225 from impurities of radium and thorium radionuclides.
Пример 3. Взаимное разделение актиния-225, радия-224,225 и тория-228,229.Example 3. Mutual separation of actinium-225, radium-224,225 and thorium-228,229.
Исходный препарат, представляющий собой смесь радионуклидов торий-228 и торий-229, получен облучением мишени с радием-226 в ядерном реакторе СМ-3 (АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград). После выдержки данного препарата в течение времени, необходимого для накопления дочернего актиния-225, препарат растворили в 100 мл азотной кислоты с концентрацией 8 моль/л и пропустили через колонку с 50 см3 анионита BioRad AG 1x8 (NO3 -,100-200 меш). Колонку промыли 300 мл азотной кислоты с концентрацией 8 моль/л. Смесь радионуклидов торий-228 и торий-229 десорбировали 500 мл раствора, содержащего смесь ацетата аммония и уксусной кислоты с суммарной концентрацией 1,0 моль/л, имеющим рН 4,0.The initial preparation, a mixture of thorium-228 and thorium-229 radionuclides, was obtained by irradiating a target with radium-226 in the SM-3 nuclear reactor (JSC SRC RIAR, Dimitrovgrad). After holding this preparation for the time required for the accumulation of daughter actinium-225, the preparation was dissolved in 100 ml of nitric acid with a concentration of 8 mol/l and passed through a column with 50 cm 3 of BioRad AG 1x8 anionite (NO 3 - , 100-200 mesh). The column was washed with 300 ml of nitric acid with a concentration of 8 mol/l. A mixture of thorium-228 and thorium-229 radionuclides was desorbed with 500 ml of a solution containing a mixture of ammonium acetate and acetic acid with a total concentration of 1.0 mol/l and a pH of 4.0.
Полученную смесь радионуклидов радия и актиний-225 выпарили досуха, остаток растворили в 30 мл азотной кислоты с концентрацией 8 моль/л и пропустили этот раствор через вторую колонку с 10 см3 анионита BioRad AG 1x8 (NO3 -,100-200 меш). Колонку промыли 60 мл азотной кислоты с концентрацией 8 моль/л. Смесь радионуклидов торий-228 и торий-229 десорбировали 50 мл раствора, содержащего смесь ацетата аммония и уксусной кислоты с суммарной концентрацией 1,0 моль/л, имеющим рН 4,0.The resulting mixture of radium and actinium-225 radionuclides was evaporated to dryness, the residue was dissolved in 30 ml of nitric acid with a concentration of 8 mol/l and this solution was passed through a second column with 10 cm3 of anionite BioRad AG 1x8 (NO 3 - , 100-200 mesh). The column was washed with 60 ml of nitric acid with a concentration of 8 mol/l. The mixture of thorium-228 and thorium-229 radionuclides was desorbed with 50 ml of a solution containing a mixture of ammonium acetate and acetic acid with a total concentration of 1.0 mol/l, having a pH of 4.0.
Очищенный на второй колонке раствор смеси радионуклидов радия и актиний-225 выпарили досуха, остаток растворили в 20 мл азотной кислоты с концентрацией 1,5 моль/л и пропустили этот раствор через колонку с 3 см3 катионообменной смолы BioRad AG 50x8 (H+, 100-200 меш). Колонку промыли 130 мл раствора азотной кислоты с концентрацией 1,5 моль/л. Актиний-225 элюировали 40 мл азотной кислоты с концентрацией 8 моль/л.The solution of the mixture of radium and actinium-225 radionuclides purified on the second column was evaporated to dryness, the residue was dissolved in 20 ml of nitric acid with a concentration of 1.5 mol/l and this solution was passed through a column with 3 cm3 of cation-exchange resin BioRad AG 50x8 (H + , 100-200 mesh). The column was washed with 130 ml of nitric acid with a concentration of 1.5 mol/l. Actinium-225 was eluted with 40 ml of nitric acid with a concentration of 8 mol/l.
Полученный раствор актиния-225 выпарили досуха, остаток растворили в 2 мл соляной кислоты с концентрацией 0,015 моль/л и пропустили этот раствор через колонку, содержащую смешанный слой сорбентов: 0,1 см3 Prefilter (нижний слой) и 0,5 см3 Ln-resin (верхний слой). Колонку промыли 8 мл раствора соляной кислоты с концентрацией 0,015 моль/л и затем актиний-225 элюировали 5 мл раствора соляной кислоты с концентрацией 1,0 моль/л. Элюат актиния-225 выпарили досуха. Сухой остаток не содержал окрашенных органических соединений и после его растворения в 4 мл раствора соляной кислоты с концентрацией 0,1 моль/л был получен бесцветный прозрачный раствор конечного препарата актиния-225. Результаты радиометрического и спектрографического анализа полученного препарата актиния-225 приведены в таблице 2.The resulting actinium-225 solution was evaporated to dryness, the residue was dissolved in 2 ml of 0.015 mol/l hydrochloric acid and this solution was passed through a column containing a mixed layer of sorbents: 0.1 cm3 Prefilter (lower layer) and 0.5 cm3 Ln-resin (upper layer). The column was washed with 8 ml of 0.015 mol/l hydrochloric acid solution and then actinium-225 was eluted with 5 ml of 1.0 mol/l hydrochloric acid solution. The actinium-225 eluate was evaporated to dryness. The dry residue did not contain colored organic compounds and after its dissolution in 4 ml of 0.1 mol/l hydrochloric acid solution a colorless transparent solution of the final actinium-225 preparation was obtained. The results of radiometric and spectrographic analysis of the obtained actinium-225 preparation are presented in Table 2.
Таблица 2. Характеристики полученного препарата актиния-225.Table 2. Characteristics of the obtained preparation actinium-225.
Коэффициенты очистки целевого актиния-225 от радионуклидов тория-228, тория-229, радия-224, радия-225 составили более 3,0⋅107, 1,6⋅107, 1,5⋅107, 2,1⋅106 соответственно.The purification factors of the target actinium-225 from the radionuclides thorium-228, thorium-229, radium-224, radium-225 were more than 3.0⋅10 7 , 1.6⋅10 7 , 1.5⋅10 7 , 2.1⋅10 6 , respectively.
Claims (4)
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2833659C1 true RU2833659C1 (en) | 2025-01-28 |
Family
ID=
Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2260217C2 (en) * | 1999-11-30 | 2005-09-10 | Скотт ШЕНТЕР | Method for production of the actinium-225 and its daughter elements |
| WO2007096119A2 (en) * | 2006-02-21 | 2007-08-30 | Actinium Pharmaceuticals, Inc. | Method for purification of 225ac from irradiated 226ra-targets |
| RU2373589C1 (en) * | 2008-09-23 | 2009-11-20 | Институт ядерных исследований РАН | Method of producing actinium-225 and radium isotopes and target for realising said method (versions) |
| US20150292061A1 (en) * | 2014-04-09 | 2015-10-15 | Los Alamos National Security, Llc | Separation of protactinum, actinium, and other radionuclides from proton irradiated thorium target |
| RU2575881C1 (en) * | 2014-10-13 | 2016-02-20 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | METHOD OF EXTRACTING ACTINIUM 225Ac PREPARATION FROM MIXTURE OF 228Th AND 229Th |
| RU2666343C1 (en) * | 2017-06-06 | 2018-09-07 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Method for obtaining actinium-225 |
| RU2725414C1 (en) * | 2019-12-12 | 2020-07-02 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт ядерных исследований Российской академии наук (ИЯИ РАН) | Method of producing actinium-225 |
Patent Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2260217C2 (en) * | 1999-11-30 | 2005-09-10 | Скотт ШЕНТЕР | Method for production of the actinium-225 and its daughter elements |
| WO2007096119A2 (en) * | 2006-02-21 | 2007-08-30 | Actinium Pharmaceuticals, Inc. | Method for purification of 225ac from irradiated 226ra-targets |
| RU2432632C2 (en) * | 2006-02-21 | 2011-10-27 | Актиниум Фармасеутикалс, Инк. | METHOD OF EXTRACTING PURE 225Ac OBTAINED FROM IRRADIATED 226Ra TARGETS |
| RU2373589C1 (en) * | 2008-09-23 | 2009-11-20 | Институт ядерных исследований РАН | Method of producing actinium-225 and radium isotopes and target for realising said method (versions) |
| US20150292061A1 (en) * | 2014-04-09 | 2015-10-15 | Los Alamos National Security, Llc | Separation of protactinum, actinium, and other radionuclides from proton irradiated thorium target |
| RU2575881C1 (en) * | 2014-10-13 | 2016-02-20 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | METHOD OF EXTRACTING ACTINIUM 225Ac PREPARATION FROM MIXTURE OF 228Th AND 229Th |
| RU2666343C1 (en) * | 2017-06-06 | 2018-09-07 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Method for obtaining actinium-225 |
| RU2725414C1 (en) * | 2019-12-12 | 2020-07-02 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт ядерных исследований Российской академии наук (ИЯИ РАН) | Method of producing actinium-225 |
| RU2781190C1 (en) * | 2021-12-29 | 2022-10-07 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Method for obtaining actinium-225 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Girardi et al. | Selective removal of radio-sodium from neutron-activated materials by retention on hydrated antimony pentoxide | |
| Ali et al. | Production techniques of fission molybdenum-99 | |
| US4738834A (en) | Treatment of technetium containing solutions | |
| GB1566200A (en) | Process for recovering molybdenum-99 from a matrix containing neutron irradiated fissionable materials and fission products | |
| US3745119A (en) | Production of high purity molybdenum using silver coated carbon as adsorbent | |
| RU2833659C1 (en) | Method for mutual separation of radium, actinium and thorium | |
| Desai et al. | Determination of scandium, yttrium, samarium and lanthanum in standard silicate rocks, G-1 and W-1, by neutron-activation analysis | |
| US2877093A (en) | Adsorption method for separating metal cations | |
| RU2763745C1 (en) | Method for cation-exchange separation of lutetium-177 radionuclide from ytterbium irradiated in a nuclear reactor | |
| GB1563967A (en) | Process for recovering molybdenum-99 from a matrix containing neutron irradiated fissionable materials and fisson products | |
| Cheng et al. | Study on the separation of molybdenum-99 and recycling of uranium to water boiler reactor | |
| RU2069868C1 (en) | Method for determination of radionuclides of strontium in natural objects | |
| RU2404922C2 (en) | Method for ion-exchange extraction of radionuclides of yttrium, rare-earth and transplutonium elements from solutions of alpha-hydroxyisobutyric acid and salts thereof | |
| Saito et al. | Hot-atom Reaction in cis-and trans-Dinitrotetrammine Cobalt (III) Nitrate | |
| RU2823124C1 (en) | Method of producing pharmaceutical substance based on lutetium-177 from ytterbium-176 irradiated in neutron flux | |
| Irving | Separation techniques used in radiochemical procedures | |
| Cheng et al. | Process study on the separation of 99Mo from irradiated natural uranium dioxide | |
| RU2073927C1 (en) | Method for isolating antimony-125 from mixture of fission fragments of uranium, transuranic elements, corrosion products and process wastes | |
| Mushtaq et al. | Ion Exchange Behaviour of Cadmium and Indium on Organic Anion and Cation Exchangers: A 115Cd/115mIn Generator | |
| Sadykov et al. | Neutron activation analysis of manganese mercury telluride | |
| van der Walt et al. | Separation of 203Pb by ion-exchange chromatography on chelex 100 after production of 203Pb by the Pb (p, xn) 203Bi→ EC. β+ 203Pb nuclear reaction | |
| Ehrhardt et al. | Radioisotope generators for nuclear medicine based on Fajans adsorption on glass microspheres | |
| Ganzerli-Valentini et al. | Separation of thorium, uranium and neptunium on chromatographic columns loaded with ammonium 12-molybdophosphate | |
| Krtil | Isolation of radiocesium from a fission product mixture | |
| Navratil | Evaluation of anion exchange resins for plutonium-uranium separations in nitric acid |