Способ получения препарата на основе стронция-89

 

Использование: изобретение относится к технологии получения лекарственных препаратов, содержащих радиоактивные вещества и может быть использовано в медицине, биологии и приборостроении. Сущность изобретения: оксид природного иттрия облучают быстрыми нейтронами по реакции (n, p), полученную смесь изотопов растворяют в кислоте, а конечный продукт выделяют экстракцией иттрия. Отличительной особенностью способа является то, что оксид иттрия до облучения термически обрабатывают в вакууме при температуре не менее 1200^oC в течение не менее двух часов. Положительный эффект заключается в повышении чистоты препарата и увеличении производительности его производства. 2 з. п. ф-лы.

Изобретение относится к технологии получения лекарственных препаратов, содержащих радиоактивные вещества, и может быть использовано для лечения и моделирования онкологических заболеваний, а также в качестве бета-источника в приспособлении и биологических исследованиях.

Известен способ получения соединений, меченых радионуклидами, выделяемыми из смеси продуктов деления урана [1, 2]. Для этого используют ядерную реакцию деления урана при облучении его нейтронами, а стронций-89 выделяют химическими методами сразу после облучения. К недостаткам этого способа относится наличие в конечном продукте стронция-90. так как при делении 100 атомов урана образуется 3,6 атома стронция-89 и 5,6 атома долгоживущего стронция-90. Поставляемые препараты стронция-89 могут содержать до 40% стронция-90, при этом за каждые два месяца хранения относительное содержание последнего увеличивается в два раза.

Перед авторами стояла задача исключить образование и попадание стронция-90 в конечный продукт - препарат стронция-89 и увеличить количество облучаемого за один раз материала. Для достижения необходимого технического результата в способе получения препарата на основе стронция-89, заключающемся в облучении оксида природного иттрия быстрыми нейтронами по реакции (n, p), растворении получаемой смеси изотопов в кислоте и выделении конечного продукта экстракцией иттрия, предлагается оксид иттрия до получения термически обрабатывать в вакууме при температуре не менее 1200^oC в течение не менее двух часов. Дополнительно предлагается оксид природного иттрия перед термической обработкой прессовать в брикеты, а после прессования, но до вакуумной термической обработки предварительно обжигать на воздухе при температуре 800-1200^oC, а затем удалять поверхностный слой брикета.

Вакуумная термическая обработка позволяет очистить оксид иттрия от соединений урана, прессование порошка оксида иттрия с обжигом на воздухе и последующим удалением поверхностного слоя брикетов позволяет повысить производительность наработки препарата и также очистить оксид иттрия от соединений урана.

Способ осуществляют следующим образом. Из порошка природного иттрия прессуют брикеты, которые затем спекают в вакууме при давлении менее 13,3 мПа и температуре 1200-2000^oC. Полученные брикеты заключают в ампулы облучательного устройства и подвергают облучению в быстром реакторе, где по (n, 9)-реакции на природном иттрии-89 получается стронций-89. После растворения в азотной или соляной кислоте, последующей кристаллизации и экстракции иттрия из раствора проводят глубокую упарку раствора, который подвергают затем сорбционной очистке от остатков иттрия и радионуклидов. Стронций-89 выделяют в виде нитратов или хлоридов с заданной удельной активностью.

В качестве доказательства промышленной применимости предлагаемого способа приводим пример его реализации. Исходный порошок оксида иттрия, содержащий 1 · 10^-7 г урана/г порошка, спрессовали в брикеты с плотностью 2,2-2,3 г/см³. которые медленно нагревали в печи в вакууме при давлении менее 13,3 МПа до температур 1000, 1100, 1200, 1800 и 2000^oC и спекали при этих температурах в течение 5 ч. Анализ изготовленных брикетов показал, что очистка от урана начинается при температуре 1200^oC. Достижение наиболее высокой плотности таблеток (4,6 г/см³) происходит при температуре термической обработки 1850^oC в вакууме. При плотности спеченных брикетов 4,3-4,4 г/см³ содержание урана в них в 6-10 раз меньше, чем в исходном порошке. Таким образом, в результате спекания в вакууме происходит очистка из оксида иттрия от примеси урана. Контрольный обжиг спрессованных брикетов из оксида иттрия на воздухе с последующим спеканием в вакууме при температуре 1850^oC показал, что поверхность брикетов приобретает желтый цвет при белом цвете их внутренней массы. Анализ показал, что содержание урана на поверхности брикетов составляет до (2-6) · 10^-7 г/г на внутреннем сколе. Поскольку уран порошка оксида иттрия содержится в виде летучих соединений, то при нагревании ≥ 1200^oC последние стремятся улететь из брикета, но соединяясь с кислородом воздуха, превращаются в оксид урана, концентрируясь на поверхности брикета. При спекании в вакууме летучие соединения урана возгоняются с поверхности брикета и улавливаются фильтром с возможностью последующей утилизации по мере их накопления.

Таблетки, полученные в процессе отжига на воздухе при температуре 800-1200^oC с последующим спеканием в вакууме при температурах 1200-2000^oC, имеют загрязненный ураном слой размером до 10 мкм. Этот слой удаляется механическим путем (шлифованием таблеток). После механической обработки поверхностный слой таблеток содержит урана ≈10·10^-7 г/г. Таким образом, шлифованием конечных таблеток также можно достичь эффекта очистки от урана.

Использование изобретения позволит получить препараты на основе стронция-89 с высокой удельной активностью, не содержащие стронций-90; увеличить количество облучаемых таблеток за счет достижения высокой плотности и извлекать уран из порошка оксида иттрия.

Литература 1. Соединения, меченые радионуклидами, выделяемыми из смеси продуктов деления урана. Технические условия ТУ 95.1203-84, лист 5.

2. Корпусов Г.В., Озиринер С.Н. Радиоактивный стронций. Госатомиздат, М. , 1961 г.

Формула изобретения

1. Способ получения препарата на основе стронция-89, заключающийся в облучении оксида природного иттрия быстрыми нейтронами по реакции (n, p), растворении полученной смеси изотопов в кислоте и выделении конечного продукта экстракцией иттрия, отличающийся тем, что оксид иттрия до облучения термически обрабатывают в вакууме при температуре не менее 1200^oС в течение не менее 2 ч.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что оксид природного иттрия перед термической обработкой прессуют в брикеты.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что оксид иттрия после прессования, но до вакуумной термической обработки предварительно обжигают на воздухе при 800 - 1200^oС, а после вакуумной термической обработки удаляют поверхностный слой брикета.