Патенты автора Чувилин Дмитрий Юрьевич (RU)

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ получения радионуклида 212Pb включает эманирование газообразного радионуклида 220Rn из материала, содержащего смесь радионуклида 228Th и его дочерних продуктов распада, с последующим удалением радионуклида 220Rn потоком газа-носителя в объем накопителя. Раствор, содержащий смесь радионуклида 228Th и его дочерних продуктов распада, наносят на микрофильтрационную фторопластовую гидрофильную мембрану, проводят сушку мембраны, устанавливают ее в генератор и проводят обдув ламинарным потоком газа-носителя для выноса газообразного радионуклида 220Rn. Затем проводят смыв накопленного радионуклида 212Pb с внутренней поверхности накопителя. Устройство состоит из закрепленных болтовым соединением нижнего и верхнего фланцев, в проточки которых закреплен генератор, представляющий собой закрепленные в проточки верхний и нижний корпусы, в пространстве которых размещено отцентрованное с помощью вставки мембранное устройство. К верхнему и нижнему корпусам сваркой в центральной части приварены выходные штуцера, соединенные силиконовыми трубками со спиралевидным накопителем, а к нижнему корпусу сбоку сваркой приварен входной штуцер, соединенный силиконовыми трубками с мембранным компрессором и регулятором расхода газа. Техническим результатом является достижение высокой степени эманирования ≈ 95% 220Rn из источника, приводящее к повышению радионуклидной чистоты целевого радионуклида 212Pb. 2 н.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к способу изготовления наноструктурированной мишени для производства радионуклида молибден-99 и может быть использовано для производства радионуклида молибден-99 (99Мо) высокой удельной активности (без носителя), являющегося основой для создания радионуклидных генераторов технеция-99m (99mTc), имеющих широкое применение в ядерной медицине для диагностических целей. Производство радиоизотопа 99Мо осуществляется по реакции 98Мо(n,γ) и 100Мо(γ, n). Изотоп получают в виде матрицы из активированной окиси алюминия с полостями и каналами с характерными размерами, лежащими в интервале 2-50 нм. На поверхности полостей и каналов нанесен нанослой молибденсодержащего вещества, толщина которого меньше длины пробега атомов отдачи 99Мо в веществе нанослоя. В качестве нанослоя молибденсодержащего вещества используется нерастворимый в воде молибдат алюминия (Аl2[МоO4]3). Техническим результатом является упрощение процедуры выделения радионуклида 99Мо. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к способу получения радионуклида 177Lu без носителя для использования в ядерной медицине. Способ включает в себя облучение мишени, содержащей 176Yb, потоком нейтронов в ядерном реакторе, в процессе облучения по реакции 176Yb(n,γ) I77Yb (1,9 час) β-→I77Lu в мишени нарабатывается целевой изотоп 177Lu, который затем отделяют от иттербия, сначала осаждая иттербий в виде сульфата иттербия путем контакта сернокислого раствора иттербия и 177Lu и амальгамы натрия, при перемешивании и капельной подаче амальгамы, с очисткой раствора от осадка, после чего, переводя 177Lu и оставшийся иттербий в уксуснокислый раствор и проводя последовательные операции контактного восстановления с капельной подачей амальгамы и перемешиванием, для уменьшения потерь лютеция, в ячейку вводят легкокипящий, несмешивающийся с рабочими растворами растворитель. Техническим результатом является получение изотопа 177Lu в практически значимых количествах (десятки кюри) при использовании ядерных реакторов со средним потоком нейтронов ~1014 н⋅см-2⋅с-1. 3 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 пр.
Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов и может быть использовано для производства радионуклида молибден-99 (99Мо) высокой удельной активности (без носителя), являющегося основой создания радионуклидных генераторов технеция-99m (99mTc), нашедших широкое применение в ядерной медицине для диагностических целей. Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радионуклида 99Мо по реакции радиационного захвата 98Мо(n,γ) в виде матрицы, выполненной из кремниевой или кварцевой микроканальной пластины с полостями и каналами с характерными размерами в интервале 50-100 мкм, на поверхности которых нанесен нанослой оксида молибдена MoO3, толщина которого меньше длины пробега атома отдачи 99Мо в веществе нанослоя, и буфера, выполненного в виде газовой смеси, включающей азот N2 и шестифтористую серу SF6. Газообразный буфер периодически или постоянно удаляют из полостей и каналов матрицы и направляют на переработку для выделения радионуклида 99Мо из гексафторида молибдена 99MoF6. Изобретение позволяет упростить способ получения радионуклида 99Мо за счет исключения операции радиохимической переработки мишени после каждого ее облучения в нейтронном потоке реактора. 3 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к технологии получения радионуклидов и может быть использовано для производства радионуклида молибден-99 высокой удельной активности (без носителя), являющегося основой для создания радионуклидных генераторов технеция-99, нашедших широкое применение в ядерной медицине для диагностических целей. Способ реализуется использованием в качестве мишени мезопористого неорганического материала - активированного угля, с характерными размерами полостей и каналов до 50 нм, на поверхность которых наносятся последовательно слои МoО3 и растворимого в воде соединения, например КСl или NaCl. После этого проводят выжигание угля в кислороде, в результате чего образуется мелкая однородная двухкомпонентная смесь МoО3 и КСl или NaCl. На последнем этапе проводят конверсию МoО3 в растворимое в воде соединение МoО2. Изобретение позволяет повысить фактор обогащения 99Мо. 6 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к способу получения радионуклида лютеций-177 для ядерной медицины. В заявленном способе в процессе контактного восстановления с помощью капельной подачи в ячейку с хлоридно-ацетатным раствором амальгамы натрия и раствора кислот (соляная, уксусная и др.) с одновременным перемешиванием рабочего раствора магнитной мешалкой достигается регулировка pH рабочего раствора и увеличение времени проведения процесса контактного восстановления для более глубокой очистки Lu от Yb. При этом для уменьшения потерь лютеция и возможности загрязнения очищенного раствора иттербием, на поверхность рабочего раствора до введения амальгамы наливают не смешивающийся с водным раствором легкокипящий органический растворитель. Техническим результатом является увеличение глубины очистки лютеция без носителя от макроколичества иттербия и уменьшение трудозатрат при разделении иттербия и 177Lu методом контактного восстановления иттербия на амальгаме натрия из ацетатно-хлоридного раствора, содержащего облученный в реакторе тепловыми нейтронами 176Yb. 7 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 пр.

Изобретение относится к способу получения радионуклида 149Tb, используемого в ядерной медицине. Способ включает облучение на ускорителе заряженных частиц легкими ядрами 3Не (или 4Не) мишени из металлического европия или его соединений и наработку в мишени в результате ядерных реакций 151Eu(3He,5n)149Tb и (или) 153Eu(3He,7n)149Tb (либо, соответственно, 151Eu(4He,6n)149Tb и(или) 153Eu(4He,8n)149Tb) радионуклида 149Tb, который после облучения извлекают из мишени либо методом твердотельной экстракции, либо методом электромагнитного разделения изотопов. Техническими результатами является возможность использования в качестве материала мишени металлического европия или его соединений природного изотопного состава, возможность использования для наработки 149Tb относительно ускорителей 4Не и 3Не средних энергий, возможность использовать для выделения 149Tb без носителя методы экстракционной хроматографии либо электромагнитного разделения изотопов, возможность обеспечить выход 149Tb, приемлемый как для проведения доклинических и клинических исследований, так и для дальнейшего использования. 2 з.п. ф-лы, 2 табл., 2 пр.

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ получения радионуклида 177Lu включает изготовление мишени, содержащей лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 176Lu, облучение нейтронами мишени, с последующим выделением целевого радионуклида 177Lu, полученного в результате реакции 176Lu(n, γ)177Lu . При этом мишень представляет собой композиционный материал, состоящий из наночастиц лютеция или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, при этом d - характерный размер наночастиц выбирают из условия λ/d>>1, где λ - длина пробега в веществе наночастицы атомов отдачи 177Lu. После облучения мишени наночастицы и буфер разделяют, буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения радионуклида 177Lu, а наночастицы возвращают в активную зону реактора в составе новой мишени. Изобретение обеспечивает эффективное получение радионуклида 177Lu с высокой удельной активностью. 6 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопа молибден-99 (99Mo), являющегося основой для создания радиоизотопных генераторов технеция-99m (99mTc). Способ изготовления мишени для производства радиоизотопа молибден-99 осуществляется посредством реакции 98Mo(n,γ)99Mo, протекающей в потоке тепловых нейтронов ядерного реактора, с использованием матрицы-буфера из мезопористых неорганических материалов, в каналы которой вносят соединения молибдена. Изготовление мишени производится пропиткой сорбента Al2O3 с удельной поверхностью 200 м2/г раствором парамолибдата аммония (NH4)6Mo7O24 и последующей термообработкой в потоке кислорода, в результате чего на поверхности каналов образуется нанослой MoO3. Средняя толщина нанослоев MoO3, последовательно наносимых в каналы матрицы, задается числом нанесений и ограничена эффективным диаметром каналов. После облучения разделение содержащего ядра отдачи буфера Al2O3 и стартовых наночастиц MoO3 достигается путем элюирования более 97% MoO3 из мишени 20%-ным раствором аммиака в воде. Техническим результатом является возможность получения равномерного распределения молибдена по объему Al2O3 при осаждении молибденовых покрытий на поверхности его мезопор, упрощение способа изготовления мишени, повышение производительности процесса наработки 99Mo за счет создания нанослоев по всему объему матрицы, достижение высокой гомогенности состава «нанослой Мо - буфер» при повышении эффективности использования стартового материала и сбора атомов отдачи. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 пр.
Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопа молибден-99 (99Мо), являющегося основой для создания радиоизотопных генераторов технеция-99m (99mTc). В заявленном способе производство радиоизотопа молибден-99 по реакции 98Мо(n,γ)99Мо, осуществляемой в потоке тепловых нейтронов ядерного реактора, проводится с использованием матрицы-буфера из мезопористых неорганических материалов, в каналы которой вносят соединения молибдена. Изготовление мишени производится пропиткой активированного угля с удельной поверхностью более 300 м2/г раствором парамолибдата аммония (NH4)6Mo7O24 и последующей термообработкой, в результате чего на поверхности каналов образуются нанослои MoO3. Доля атомов отдачи 99Мо, покидающих слои MoO3 и локализующихся в буфере, зависит от толщины нанесенных слоев. Средняя толщина нанослоев MoO3, последовательно наносимых в каналы матрицы, задается числом нанесений и ограничена эффективным диаметром каналов. После облучения разделение содержащего ядра отдачи активированного угля и стартовых наночастиц MoO3 достигается путем элюирования более 97% MoO3 из мишени 20%-ным раствором аммиака в воде. Последующий процесс выделения ядер отдачи из матрицы реализуется газификацией угольной составляющей матрицы путем сжигания. Техническим результатом является упрощение способа изготовления мишени, повышение производительности процесса наработки 99Мо за счет создания нанослоев по всему объему матрицы, что позволяет достичь высокой гомогенности состава «нанослой Мо - буфер», обеспечить эффективность использования стартового материала и повысить эффективность сбора атомов отдачи, возможность получения равномерного распределения молибдена по объему активированного угля при осаждении молибденовых покрытий на поверхности его мезопор. 2 з.п. ф-лы, 1 пр.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. В заявленном способе получения радионуклида 228Th, включающем облучение мишени, в качестве материала мишени берут природный изотоп тория 230Th, мишень размещают в линейный ускоритель электронов и облучают γ-квантами тормозного излучения, и в процессе пороговой ядерной реакции 230Th(γ,2n)228Th накапливают в ней целевой радионуклид 228Th. В качестве материала мишени могут быть использованы соединения 230ThF4 или 230ThO2 или металлический 230Th. Технический результат заключается в получении α-излучающих нуклидов, позволяющем ликвидировать дефицит терапевтических α-излучателей на рынке медицинских радионуклидов и обеспечить удовлетворение растущих потребностей в будущем. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний. В заявленном способе в раствор, содержащий радионуклид тория и его дочерние продукты распада, добавляют ионообменную смолу, после чего раствор декантируют, а ионообменную смолу высушивают и помещают в реактор, через который пропускают газ, удаляя при этом из реактора один из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразный радионуклид радон-220, и направляют газ через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство, где в результате радиоактивного распада накапливают радионуклид свинец-212, который после выхода активности свинца-212 на насыщение десорбируют со стенок сорбционного устройства кислым раствором и полученный раствор направляют на колонку с ионообменной смолой, с которой периодически смывают дочерний продукт распада радионуклид висмут-212. Исходный раствор может быть смесью изотопов тория торий-228, торий-229, торий-232. В качестве газа для продувки системы используют воздух, и/или азот, и/или гелий, и/или аргон, и/или криптон, и/или ксенон. В качестве сорбционного устройства используют сосуд или сосуды, объем которых обеспечивает время пребывания радона-220, достаточное для его полного распада в радионуклид свинец-212. Техническим результатом является уменьшение трудоемкости процесса получения целевого радионуклида висмут-212. 5 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины на ускорителях заряженных частиц

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний

Изобретение относится к области ядерной физики, в частности к устройствам доставки низкоэнергетических нейтронов от источников нейтронов до объектов исследований или экспериментальных установок

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний

Изобретение относится к получению радионуклида 230U для терапии онкологических заболеваний

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов, применяемых в ядерной медицине

Изобретение относится к ядерной медицине и может быть использовано при терапии онкологических заболеваний

Изобретение относится к области фильтрации технологических сред и может быть использовано для улавливания аэрозолей компрессорного масла в сжатых газах и воздухе, для тонкой сепарации высококонцентрированного тумана химических производств и сверхвысокой фильтрации газов в фармацевтическом производстве

Изобретение относится к области атомной техники

Изобретение относится к области атомной техники

Изобретение относится к области радиационной техники и технологии, то есть к производственным операциям, связанным с осуществлением химических, физико-химических процессов под воздействием ионизирующих излучений на различные вещества в целях создания новых полезных свойств за счет дозированного облучения

 


© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности
Наверх