SU1411840A1 - Method of extracting niobium-97 radionuclide - Google Patents
Method of extracting niobium-97 radionuclide Download PDFInfo
- Publication number
- SU1411840A1 SU1411840A1 SU874204889A SU4204889A SU1411840A1 SU 1411840 A1 SU1411840 A1 SU 1411840A1 SU 874204889 A SU874204889 A SU 874204889A SU 4204889 A SU4204889 A SU 4204889A SU 1411840 A1 SU1411840 A1 SU 1411840A1
- Authority
- SU
- USSR - Soviet Union
- Prior art keywords
- zirconium
- niobium
- irradiated
- radionuclide
- carried out
- Prior art date
Links
- GUCVJGMIXFAOAE-RNFDNDRNSA-N niobium-97 Chemical compound [97Nb] GUCVJGMIXFAOAE-RNFDNDRNSA-N 0.000 title claims abstract description 11
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract 4
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 5
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims abstract description 5
- 239000010453 quartz Substances 0.000 claims abstract description 5
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N silicon dioxide Inorganic materials O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 5
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 3
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 claims abstract description 3
- 239000010439 graphite Substances 0.000 claims abstract description 3
- RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);zirconium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[Zr+4] RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 3
- QCWXUUIWCKQGHC-LZFNBGRKSA-N zirconium-97 Chemical compound [97Zr] QCWXUUIWCKQGHC-LZFNBGRKSA-N 0.000 claims abstract 4
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims description 5
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 claims description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims description 3
- CPELXLSAUQHCOX-UHFFFAOYSA-M Bromide Chemical compound [Br-] CPELXLSAUQHCOX-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims 1
- 229910052783 alkali metal Inorganic materials 0.000 claims 1
- 150000001340 alkali metals Chemical class 0.000 claims 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 claims 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims 1
- 230000001678 irradiating effect Effects 0.000 claims 1
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 claims 1
- 229910001928 zirconium oxide Inorganic materials 0.000 claims 1
- 239000012159 carrier gas Substances 0.000 abstract description 4
- 239000000203 mixture Substances 0.000 abstract description 3
- MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N ZrO2 Inorganic materials O=[Zr]=O MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 2
- 238000012993 chemical processing Methods 0.000 abstract description 2
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract description 2
- 239000013076 target substance Substances 0.000 abstract description 2
- LSWWNKUULMMMIL-UHFFFAOYSA-J zirconium(iv) bromide Chemical compound Br[Zr](Br)(Br)Br LSWWNKUULMMMIL-UHFFFAOYSA-J 0.000 abstract description 2
- 239000003814 drug Substances 0.000 abstract 1
- 229940079593 drug Drugs 0.000 abstract 1
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 2
- 239000006004 Quartz sand Substances 0.000 description 1
- 239000004809 Teflon Substances 0.000 description 1
- 229920006362 Teflon® Polymers 0.000 description 1
- RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N Titanium Chemical compound [Ti] RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-OUBTZVSYSA-N aluminium-28 atom Chemical compound [28Al] XAGFODPZIPBFFR-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 1
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000945 filler Substances 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 1
- 239000013077 target material Substances 0.000 description 1
- 229910052719 titanium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010936 titanium Substances 0.000 description 1
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Изобретение относитс к дерной физике и радиохимии.и может быть использовано при выделении короткожи- вущего радионуклида ниоби -97 из облученной циркониевой мишени или при создании генератора ниоби -97 при распаде материнского радионуклида циркони -97. Целью изобретени вл етс упрощение и ускорение процесса вьщелени , которьй провод т в две стадии. На первой стадии диоксид циркони , обогащенный изотопом Zr, облучают тепловыми нeйтpoнa ra с образованием материнского изотопа Р7 Zr. Облученную мишень смешивают с избытком мелкодисперсного графита и кварцевым порошком, а образовавшуюс смесь помещают в кварцевую газотер- мохроматографическую колонку, в которой предварительно устанавливают коллектор из КВг - порошка. Химическую переработку вещества мишени с целью получени ZrBr ведут в потоке инертного газа-носител , содержащего пары Вг + BBrj при 750-850°С. При этом бромид циркони (содержащий цирконий-97) улавливают на поверхности коллектора при 450-500 С, а без- носительньй препарат ниоби -97 - в зоне температур ниже 140°С. Повторное вьщеление ведут в аналогичных услови х. Радиохимическа чистота препарата ниоби -97 составл ет 99,97% выход - 90-95%, а продолжительность операции не превьшает 15 мин. $5 етст L,The invention relates to nuclear physics and radiochemistry. It can be used to isolate a short-lived niobium-97 radionuclide from an irradiated zirconium target or to create a niobium-97 generator during the decay of the mother zirconium-97 radionuclide. The aim of the invention is to simplify and accelerate the allocation process, which is carried out in two stages. In the first stage, zirconium dioxide enriched in the Zr isotope is irradiated with thermal neutron ra to form the parent P7 Zr isotope. The irradiated target is mixed with an excess of fine graphite and quartz powder, and the resulting mixture is placed in a quartz gas-thermochromatographic column, in which a KBG powder collector is pre-installed. The chemical processing of the target substance to produce ZrBr is carried out in a stream of inert carrier gas containing vapors Br + BBrj at 750-850 ° C. At the same time, zirconium bromide (containing zirconium-97) is caught on the collector surface at 450-500 ° C, and the niobium -97 non-bearing preparation in the temperature zone below 140 ° C. Reapplication is carried out under similar conditions. The radiochemical purity of the drug niobium -97 is 99.97% yield — 90-95%, and the duration of the operation does not exceed 15 minutes. $ 5 est l,
Description
Изобретение относитс к дерной физике и радиохимии и может быть ис- пользонано при выделении короткоживу др.го радионуклида ниоби -97 из об- лученной циркониевой мишени или при создании генератора ниоби -97 при распаде материнского радионуклида циркони -97The invention relates to nuclear physics and radiochemistry and can be used in the isolation of a short-lived niobium-97 other radionuclide from an irradiated zirconium target or in the creation of a niobium -97 generator during the decay of the parent zirconium-radionuclide -97
Цель изобретени - упрощение и ускорение процесса выделени .The purpose of the invention is to simplify and speed up the separation process.
Пример. 10 мг двуокиси циркони , обогащенной изотопом Zr-96 (45%), помещают в алюминиевый контейнер и облучают тепловыми нелтро- Example. 10 mg of zirconium dioxide, enriched in Zr-96 isotope (45%), are placed in an aluminum container and irradiated with thermal l
- чп 2 -г - (- PE 2 -d - (
нами с потоком 5-10 н-см-с в течение 8 ч. После 30-минутной вьщержки необходимой дл распад,а короткоживу- щего алюмини -28 (Т, 2,2 мин), облученную мишень смеил-гаают с 20 мг порошка из реактивногр графита и 180 мг наполнител - кварцевого песка с размерам частиц 200-300 мкм, Полученную смесь помещают в кварцевую газотермохроматографическую ко- логпсу (с внутренним диаметром 4 мм, длиной 100 см).with a flow of 5–10 n-cm-s for 8 h. After a 30-minute luser required for decay, and a short-lived aluminum -28 (T, 2.2 min), the irradiated target is mixed with 20 mg of powder from reactive graphite and 180 mg of a filler - quartz sand with a particle size of 200-300 μm, the resulting mixture is placed in a quartz gas-thermo-chromatographic column (with an internal diameter of 4 mm and a length of 100 cm).
Фиксацию смешанных компонентов осуществл ют тампонами из кварцевой ваты. В качестве бромирующих агентоThe mixing of the mixed components is carried out with quartz swabs. As brominating agents
используют смесь Вг,use a mixture of Br,
и BBtj (объемное соотношение 1 : 1) э помещенных в барботер. Дл очистки аргона (газа- носител ) от возможных примесей влаги и кислорода используют ловушку, наполненную , и титановьм геттер , нагреваемьй печью до 900 С. Расход газа-носител .составл ет 30 см-мин (при нормальных услови х ) , Парциальное паров Brg и BBrj в газе на входе в колонку равно 90 и 35 мм рт.ст. соответственно . Химическую переработку вещства мишени ведут при 800 С в течение 30 мин. Образующийс летучий бромид циркони осаждаетс при 500 на поверхности коллектора из порошк КВг с размером частиц 100-150 мкм.and BBtj (1: 1 volume ratio) e placed in the bubbler. To purify argon (carrier gas) from possible impurities of moisture and oxygen, use a trap filled and a titanium getter, heating up to 900 C. The flow of carrier gas is 30 cm-min (under normal conditions). Partial Brg and BBrj in the gas at the inlet to the column is equal to 90 and 35 mm Hg. respectively. Chemical processing of target materials is carried out at 800 ° C for 30 minutes. The resulting volatile zirconium bromide precipitates at 500 on the collector surface of a KBG powder with a particle size of 100-150 µm.
В противоположный конец колонки (в термоградиентный участок) предвари- т ельно вставл ют теф1поновый вкладьш. После переработки вещества мишени в колонку устанавливают новый теф.поновый сборник и при отключенных печах систему герметизируют, накаплива в течение 4 ч в коллекторной зоне радионуклид ниобий-97. Дл его вьщелени температуру печи поднимают до 500 С и из потока газа-носител с примесью бромирующих агентов собирают NbBr5-97 на поверхности сборника , откуда его смывают О,IN HNOj, Продолжительность выделени Nb-97 составл ет 14 мин, химический выход 95%, а радиохимическа чистота не хуже 99,97%.In the opposite end of the column (in the thermogradient section) a Teflon insert is inserted in advance. After the target substance has been processed, a new tef.pot collection is installed in the column and the system is sealed with the furnaces turned off, and the niobium-97 radionuclide accumulates for 4 hours in the collector zone. To distinguish it, the furnace temperature is raised to 500 ° C and NbBr5-97 is collected from the carrier gas stream with an admixture of brominating agents on the surface of the collector, from which O, IN HNOj is washed off. The duration of discharge of Nb-97 is 14 minutes, the chemical yield is 95%, and radiochemical purity is not worse than 99.97%.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU874204889A SU1411840A1 (en) | 1987-03-04 | 1987-03-04 | Method of extracting niobium-97 radionuclide |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU874204889A SU1411840A1 (en) | 1987-03-04 | 1987-03-04 | Method of extracting niobium-97 radionuclide |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SU1411840A1 true SU1411840A1 (en) | 1988-07-23 |
Family
ID=21288835
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SU874204889A SU1411840A1 (en) | 1987-03-04 | 1987-03-04 | Method of extracting niobium-97 radionuclide |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| SU (1) | SU1411840A1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2267180C2 (en) * | 2004-02-02 | 2005-12-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Method of extraction of the target components gained as a result of irradiation and a device for its realization |
-
1987
- 1987-03-04 SU SU874204889A patent/SU1411840A1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Yoshida Н., Yonezawa G. Rapid Seporation of Niobium-95 from Zireo- nium-95 by Solvent extraction with ot-benzoinooxime J. Radianal Chetn, 1970, V. 5, p. 201-206. Bhattacharyga D.K., Basu S. Separation of Carrier-fuce Nb from Zr Using an alumina Column as an Ion Exchanger. Int. J. Appe Radiat. Isot. 1978, V. 29, p. 273-275. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2267180C2 (en) * | 2004-02-02 | 2005-12-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Method of extraction of the target components gained as a result of irradiation and a device for its realization |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4664869A (en) | Method for the simultaneous preparation of Radon-211, Xenon-125, Xenon-123, Astatine-211, Iodine-125 and Iodine-123 | |
| Arden et al. | Separation of trace amounts of uranium and thorium and their determination by mass spectrometric isotope dilution | |
| US3833469A (en) | Process for the production of technetium-99m from neutron irradiated molybdenum trioxide | |
| Brinen et al. | Phosphorescence of o-phenanthroline1 | |
| RU2725414C1 (en) | Method of producing actinium-225 | |
| US3468808A (en) | Production of high purity radioactive technetium-99m | |
| US4981658A (en) | Process for the fine purification of fissionable molybdenum | |
| SU1411840A1 (en) | Method of extracting niobium-97 radionuclide | |
| RU2313838C1 (en) | Method and target for producing radio tin in carrier-free state | |
| RU2588594C1 (en) | Method of producing nanostructured target for producing molybdenum-99 radioisotopes | |
| Schädel | The Chemistry of Transactinide Elements-Experimental Achievements and Perspectives | |
| US4248730A (en) | Evaporation-based Ge/68 Ga Separation | |
| Gopinathan et al. | . gamma.-Ray irradiated sodium chloride as a source of hydrated electrons | |
| RU2102808C1 (en) | Radiostrontium production process | |
| Alenkov et al. | Ultrapurification of isotopically enriched materials for 40Ca100MoO4 crystal growth | |
| Gascoyne et al. | A rapid method of extraction of uranium and thorium from granite for alpha spectrometry | |
| RU2578039C1 (en) | Method of producing nanostructured target for production of molybdenum-99 radioisotope | |
| Suzuki et al. | The chemistry of protactinium. I. The preparation of protactinium-233 and the purification of protactinium-231 | |
| RU2748573C1 (en) | Method for producing nickel-63 radionuclide | |
| RU2212074C2 (en) | Method for carbon extraction from neutron- irradiated graphite | |
| RU2831334C1 (en) | Separation of rare-earth elements by physical chemistry | |
| US11894156B1 (en) | Separation of rare earth elements by means of physical chemistry for use in medical applications | |
| RU2361303C2 (en) | Method of obtaining isotopes of gold without carrier | |
| US12315650B2 (en) | Separation of rare earth elements by means of physical chemistry | |
| Wood et al. | The carrier-free isolation of indium from silver and cadmium by liquid-liquid extraction |