Способ получения генераторного радионуклида рений-188



Владельцы патента RU 2481660:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" (RU)

Изобретение относится к радиохимии и может быть использовано для получения радиофармпрепарата на основе радионуклида рений-188. К раствору вольфрамата натрия, содержащему радионуклиды вольфрам-188 и рений-188, прибавляют 0,1-1,0 М раствор хлористоводородной кислоты до получения раствора, имеющего значение рН 2-4. Полученный раствор пропускают через колонку с сорбентом в виде оксида алюминия в Н+-форме, проводят промывку 0,9% раствором хлорида натрия, имеющим рН 5-7. Выдерживают вольфрам-188 на сорбенте до накопления в нем радионуклида рений-188 в течение 4 суток. Проводят дискретно элюирование порциями раствора хлорида натрия через колонку с сорбентом, при этом первую и последнюю получаемые порции элюата сливают отдельно от средней порции, которая является конечным продуктом, содержащим радионуклид рений-188 максимальной объемной активности. Технический результат заключается в повышении объемной активности генераторного радионуклида рения-188 и расширении области его применения. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к радиохимии и может быть использовано для получения применяемого в ядерной медицине радиотерапевтического препарата на основе радионуклида рений-188 с объемной активностью выше 100 мКи/мл.

Известен способ получения радионуклида рений-188 из генератора вольфрам-188/рений-188, в котором в качестве сорбента используют оксид алюминия, в качестве элюента радионуклида рений-188 - растворы солей натрия (Разработка и исследование генератора 188W/188Re высокой активности // Радиохимия, 1993. №3. С.92-97). Данный способ обеспечивает получение конечного продукта, имеющего следующие характеристики: радиохимическая чистота 99,8%; pH 4-6; содержание неактивных примесей менее 5 мкг/мл; содержание примеси вольфрама-188 менее 10-2%; содержание других радионуклидных примесей 10-5-10-2%; объемная активность до 10 мКи/мл.

К недостаткам данного способа относится несоответствие получаемого качества конечного продукта медико-техническим требованиям: невысокая объемная активность радионуклида рения-188.

Наиболее близким по технической сущности заявляемому способу является способ получения радионуклида рений-188 из генератора вольфрам-188/рений-188 (Патент РФ №2091877. «Способ получения генератора рения-188», опубликованный 27.09.1997 г.).

Способ заключается в пропускании раствора вольфрамата натрия, содержащего радионуклиды вольфрам-188 и рений-188, через колонку с сорбентом в виде оксида алюминия, обработанным 0,1-1,0 М раствором щелочи, его подкислении 1,0 М раствором хлористоводородной кислоты до pH 2-4, пропускании раствора через колонку с сорбентом в виде оксида алюминия, обработанным 0,1-1,0 М раствором хлористоводородной кислоты (в Н+-форме), пропускании 0,9% раствора хлорида натрия, имеющего pH раствора 3-4, первый раз через 18 часов, а затем растворами натриевых солей периодически в течение срока годности генератора. Характеристика конечного продукта - элюата из генератора вольфрам-188/рений-188 удовлетворяет медико-техническим требованиям: радиохимическая чистота - 99,9%; pH 5,5±1; содержание неактивных примесей менее 5 мкг/мл; содержание примеси вольфрама-188 менее 10-3%; содержание других радионуклидных примесей 10-5-10-2%; выход рения-188 75±5%; объемная активность 0,1-100 мКи/мл.

Недостатком описанного способа является получение конечного продукта, содержащего радионуклид рений-188, имеющего объемную активность менее 100 мКи/мл.

Перед авторами стояла задача обеспечить показатели качества конечного продукта в соответствии с медицинскими требованиями: получение генераторного радионуклида рений-188 объемной активности выше 100 мКи/мл.

Для решения поставленной задачи в способе получения генераторного радионуклида рения-188, заключающемся в том, что к раствору вольфрамата натрия, содержащему вольфрам-188 и рений-188, прибавляют 0,1-1,0 М раствор хлористоводородной кислоты до получения раствора, имеющего pH 2-4, пропускают полученный раствор через колонку с сорбентом в виде оксида алюминия в H+-форме, выдерживают радионуклид вольфрам-188 на сорбенте до накопления в нем радионуклида рений-188 и проводят последующее периодическое элюирование (вымывание радионуклида рений-188) 0,9% раствором хлорида натрия для получения конечного продукта - элюата, содержащего радионуклид рений-188, предлагается элюирование проводить дискретной подачей порций раствора хлорида натрия.

В частных случаях реализации способа предлагается:

- элюирование проводить порциями раствора хлорида натрия, имеющего pH раствора 5-7, необходимого для синтеза меченых соединений медицинского назначения и для повышения выхода радионуклида рения-188, который при данном значении pH раствора практически не сорбируется;

- элюирование проводить с периодичностью 4,0 суток для достижения 99% накопления радионуклида рений-188, что определяется из уравнения накопления дочернего радионуклида рения-188 в генераторной системе вольфрам-188/рений-188, и получения конечного продукта с максимальной объемной активностью;

- первое элюирование проводить на слив раствором хлорида натрия после выдержки радионуклида вольфрама-188 на сорбенте не менее 2-4 часов. Это связано с тем, что сорбция вольфрама-188 на сорбенте обусловлена образованием в кислых растворах (pH 2-4) устойчивых гетерополикомплексов вольмрама-ионов с алюминием. Данное значение pH раствора, содержащего вольфрам-188, обеспечивает максимальную сорбционную емкость оксида алюминия в Н+-форме по изополивольфрам-иону. Равновесие сорбции достигается через 24 часа, однако в первые 2 часа сорбируется до 98% вольфрама-188, поэтому первое элюирование необходимо проводить раствором хлорида натрия на слив не ранее чем через 2-4 часа для снижения содержания химических и радионуклидных примесей;

- элюирование проводить порциями раствора хлорида натрия, причем первую и последнюю получаемые порции элюата необходимо сливать отдельно от средней порции, обладающей максимальной объемной активностью. Это связано с тем, что в первой и последней порциях величина объемной активности радионуклида рения-188 не соответствует медицинским требованиям.

Техническим результатом данного изобретения является расширение области применения элюата, содержащего радионуклид рений-188.

На фигуре представлена технологическая схема получения рения-188, где 1 - приготовление исходного раствора вольфрама-188; 2 - сорбция вольфрама-188 на колонке с оксидом алюминия в Н+-форме, выдержка вольфрама-188 на сорбенте; 3 - очистка раствора рения-188 от неактивных примесных ионов и продуктов радиолиза промывкой 0,9% раствором хлорида натрия; 4 - десорбция рения-188 порциями раствора хлорида натрия и разделение элюатов по величине объемной активности конечного продукта - элюата, содержащего радионуклид рений-188.

Пример конкретного осуществления способа

К 13 мл раствора вольфрамата натрия, имеющего общую активность 3,82 Ки и концентрацию вольфрамат-ионов в пересчете на вольфрам 5,5 мг/мл, прибавляли 820 мл 0,1 М раствор хлористоводородной кислоты до получения раствора, имеющего значение pH 2,8. Полученный раствор объемом 0,833 л, имеющий объемную активность 4,58 мКи/мл, пропускали через колонку с сорбентом в виде оксида алюминия в Н+--форме (pH 4). Масса сорбента составляла 54,18 г, размер зерен сорбента 0,16-0,10 мм. Скорость пропускания раствора 1,5 мл/мин, продолжительность зарядки 9,25 часов. Затем после выдержки в течение 2,5 часов через колонку пропускали на слив 45 мл 0,9% раствора хлорида натрия, имеющего значение pH 5,1. Через 4 суток проводили элюирование раствором хлорида натрия дискретно порциями по 15 мл. Объемная активность первой порции элюата составляла 5 мКи/мл; объемная активность средней порции элюата повышалась до 227 мКи/мл, последней порции - снижалась до 5 мКи/мл. Причем при полном объеме элюирования, равном 45 мл, объемная активность составляла 75 мКи/мл. При этом выход рения-188 составлял 89% от активности вольфрама-188. Таким образом, при дискретном проведении элюирования получили элюат, объемная активность которого повышалась в 3 раза по сравнению с полным элюированием. Характеристика конечного продукта - элюата из генератора вольфрам-188/рений-188 удовлетворяла медико-техническим требованиям: радиохимическая чистота - 99,9%; pH раствора - 5,8; содержание неактивных примесей менее 5 мкг/мл; содержание примеси вольфрама-188 менее 10-3%; содержание других радионуклидных примесей менее 10-4%; объемная активность элюата генераторного радионуклида рений-188 составляла 227 мКи/мл.

1. Способ получения генераторного радионуклида рений-188, включающий введение 0,1-1,0 М раствора хлористоводородной кислоты в раствор вольфрамата натрия, содержащего радионуклиды вольфрам-188 и рений-188, до получения рН раствора 2-4, пропускание полученного раствора через колонку с сорбентом в виде оксида алюминия в Н+-форме, выдержку вольфрама-188 на сорбенте до накопления в нем радионуклида рений-188 и последующее периодическое элюирование 0,9%-ным раствором хлорида натрия через колонку с сорбентом и получение конечного продукта, содержащего генераторный радионуклид рений-188, отличающийся тем, что элюирование проводят дискретной подачей порций раствора хлорида натрия, причем первую и последнюю получаемые порции элюата сливают отдельно от средней порции, обладающей максимальной объемной активностью.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что элюирование проводят раствором хлорида натрия, имеющим рН 5-7.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что периодичность элюирования составляет 4,0 суток для получения максимальной объемной активности радионуклида рений-188.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что первую промывку проводят на слив раствором хлорида натрия через 2-4 ч после выдержки вольфрама-188 на сорбенте.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области технологии изготовления закрытых радионуклидных источников фотонного и бета-излучений. .

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к промышленной гамма-дефектоскопической аппаратуре. .

Изобретение относится к области ядерной техники и радиохимии. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции ампулы облучательного устройства ядерного реактора, и предназначено для производства источников гамма-излучения.

Изобретение относится к области изготовления источников излучения, а именно к области изготовления источников позитронного излучения. .
Изобретение относится к области атомной техники. .

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано для изготовления радионуклидных источников. .

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в гамма-установках для радиационной обработки материалов. .
Изобретение относится к области медицины. .

Изобретение относится к области ядерной техники и представляет собой способ изготовления объёмных источников ионизирующего излучения с торцевой рабочей поверхностью, в частности источников гамма-излучения телетерапевтического назначения, используемых при лечении онкологических заболеваний.

Изобретение относится к радиохимии
Изобретение относится к области радиоактивных источников, в частности к радионуклидным источникам гамма-излучения, и может найти применение для радиационной гамма-дефектоскопии. Заявленный радионуклидный источник излучения для радиационной гамма-дефектоскопии включает герметичную капсулу из ванадия, содержащую в качестве излучающего вещества облученный сплав селен-ванадий, причем облученный сплав селен-ванадий дополнительно содержит, по меньшей мере, один редкоземельный элемент, выбранный из группы: лантан, церий, самарий, неодим и гадолиний, при следующем соотношении компонентов, мас.%: ванадий 13-20, редкоземельный элемент из группы: лантан, церий, неодим, самарий, гадолиний 0,01-0,1, селен остальное. Технический результат заключается в снижении интенсивности взаимодействия излучающего вещества на основе селена с ванадиевой капсулой, повышении выхода годного при изготовлении источника излучения, обеспечении целостности, устойчивости формы и стабильности излучения источника на основе гамма-радиоактивного изотопа селена. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к радиохимии. Способ получения стронция-82 включает выполнение следующих операций: облучение в потоке ускоренных заряженных частиц мишени, представляющей собой стальную оболочку, заполненную металлическим рубидием, вскрытие оболочки облученной мишени в среде газа, не взаимодействующего с металлическим рубидием, плавление облученного металлического рубидия в оболочке и подачу его расплава в химический реактор, подачу в химический реактор закиси азота порциями, по меньшей мере, до прекращения роста температуры в химическом реакторе при подаче свежей порции закиси азота, растворение в химическом реакторе образовавшихся взрывобезопасных и пожаробезопасных солей рубидия и находящегося в них стронция-82 1,5÷4,5 М раствором азотной кислоты, выделение стронция-82 из полученного раствора сорбцией. В частных случаях реализации способ включает: использование стронций-специфического сорбента 4,4′(5′)-ди(трет-бутилциклогексано)-18-краун-6, нанесенного на полимер полиакрилатной структуры, очистку раствора стронция-82 от следов краун-эфира на колонке с катионообменной смолой, корректировку объема и кислотности раствора стронция-82. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области коммунального хозяйства и может использоваться для сортировки твердых отходов, преимущественно бытового, промышленного и коммерческого контейнерного мусора. Заявленный способ сортировки отходов включает использование площадки выгрузки отходов полигона (1) в качестве дополнительного сортировочного модуля и буферной емкости для отходов. При этом в указанном процессе используется гидромеханическое фракционирование отходов. Техническим результатом является обеспечение возможности непрерывного осуществления процесса сортировки отходов, повышение эффективности и качества сортировки отходов, сокращение использования ручного труда и уменьшение габаритов оборудования для сортировки отходов. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области коммунального хозяйства и может использоваться для сортировки твердых отходов, преимущественно бытового, промышленного и коммерческого контейнерного мусора. Заявленная линия сортировки отходов включает площадку выгрузки отходов полигона (1), используемую в качестве дополнительного сортировочного модуля и буферной емкости для отходов. При этом в заявленном изобретении предусмотрено использование подземного модуля гидромеханического фракционирования отходов (8). Техническим результатом является обеспечение непрерывности процесса сортировки отходов, повышение эффективности и качества сортировки отходов, а также сокращение габаритов оборудования для сортировки. 7 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится способу переработки радиоактивного щелочного металла. Заявленный способ включат подачу газа-реагента в нижнюю камеру (6) химического реактора, заполнение верхней камеры (1) химического реактора газом-реагентом из нижней камеры (6) через газопроницаемую перегородку (2) и подачу радиоактивного расплавленного щелочного металла в верхнюю камеру (1) химического реактора. Далее осуществляют распыление расплавленного щелочного металла отбойником (7) струи щелочного металла в верхней части верхней камеры (1), взаимодействие в верхней камере (1) химического реактора распыленного щелочного металла и газа-реагента при постоянном поддерживании избыточного давления газа-реагента в верхней камере (1) с получением твердых продуктов переработки. Накопление твердых продуктов переработки предусмотрено в нижней части верхней камеры (1) с возможностью их извлечения. Техническим результатом является повышение производительности периодического способа переработки радиоактивного щелочного металла, отсутствие калиброванных забивающихся отверстий для подачи расплавленного щелочного металла, а также отсутствие циркуляции газа через химический реактор и уноса из него с газом радиоактивных частиц. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к химическому реактору для переработки радиоактивного щелочного металла. Заявленное устройство включает корпус реактора (5), полость которого разделена газопроницаемой перегородкой (2) на нижнюю камеру (8) и верхнюю камеру (1). При этом нижняя камера оснащена трубопроводом подачи в нее газа-реагента (14); верхняя камера оснащена трубопроводом подачи в нее расплавленного щелочного металла (15). Для охлаждения корпуса реактора в заявленном устройстве предусмотрена рубашка (11). Напротив трубопровода подачи расплавленного щелочного металла (15), в верхней части верхней камеры (1), с зазором от трубопровода установлен отбойник струи щелочного металла (9) и патрубок (10) с шибером (16). В частных случаях исполнения химического реактора под отбойником струи щелочного металла может быть установлена жалюзийная решетка (3) с изменяемым углом наклона ее жалюзи. Отбойник струи щелочного металла может быть оснащен электроприводом и может быть также соединен с генератором ультразвуковых колебаний. Шибер патрубка может быть оснащен электроприводом. Кроме того, в состав химического реактора могут входить запорный вентиль (4), манометр (6), напорный трубопровод (7) охлаждающей жидкости, сливной трубопровод (13) вытяжной вентиляции. Техническим результатом является возможность периодической переработки щелочного металла при исключении уноса радиоактивных частиц. 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к средствам получения источников ионизирующего излучения. Заявленный способ герметизации источника ионизирующего излучения (ИИИ) включает герметизацию ИИИ, помещенного в капсулу (19), загерметизированную аргонодуговой сваркой. В качестве ИИИ используется заготовка из кобальта, при этом капсула выполнена в виде стакана из нержавеющей стали (4). Герметизация капсулы производится герметичной крышкой (20) из нержавеющей стали, приваренной по окружности стыка капсулы и крышки. Аргонодуговая сварка производится неплавящимся электродом без присадок в среде защитного газа в радиационно-защитных «горячих» камерах. Заявленное устройство включает капсулу с ИИИ и устройство аргонодуговой сварки, закрепленное в сварочной головке (10), которая закреплена в механизме перемещения (6). Сварочная головка состоит из корпуса (11), устройства для подачи электричества (12), штуцера (13) для подвода защитного газа и сварочного сопла (14). Техническим результатом является возможность дистанционного использования способа и устройства герметизации источника ионизирующего излучения в радиационно-защитных «горячих» камерах. 2 н. и 5 з. п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области изготовления двусторонних герметичных изотопных источников осколков деления на основе калифорния-252, применяемых в ядерно-физических экспериментах, основанных на время-пролетном методе. В заявленном изобретении для того, чтобы двусторонний источник осколков деления был герметичным и в то же время спектрометрическим, т.е. с энергетическим спектром осколков деления, в котором возможно выделить тяжелую и легкую группы, предусмотрено использование в качестве подложки (1) прозрачной для осколков деления (~0,15 мкм) пленки из окиси алюминия, на которую наносят активное пятно (2) из радиохимически чистого раствора калифорния-252. При этом полученный источник вначале упрочняют с обеих сторон тонкими слоями золота (3) толщиной 50-100 мкг/см2, а затем герметизируют слоями никеля (4). При этом энергетические спектры осколков деления, вылетающих с обеих сторон, идентичны. Техническим результатом является обеспечение возможности использования в экспериментах герметичного двустороннего спектрометрического источника источника, в том числе во время-пролетных экспериментах. 2н.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Изобретение относится к способу получения высокочистых соединений 177Lu, свободных от носителя, для медицинских целей и/или диагностических целей. Способ получения соединений 177Lu из соединений l76Yb, облучаемых тепловыми нейтронами, включает введение в первую колонку, заполненную катионообменным материалом, исходных веществ, растворенных в минеральной кислоте и содержащих l77Lu и 176Yb в примерном массовом соотношении от 1:102 до 1:1010, замену протонов катионообменного материала на ионы аммония с использованием раствора NH4Cl, промывку катионообменного материала водой, соединение выходного отверстия первой колонки и входного отверстия второй колонки, введение воды и хелатообразующего агента во входное отверстие первой колонки, чтобы элюировать соединения 177Lu из первой и второй колонок, определение уровня радиоактивного излучения на выходе второй колонки для подтверждения элюирования соединений 177Lu, сбор первого элюата 177Lu из выходного отверстия второй колонки в сосуд, протонирование хелатообразующего агента, загрузка конечной колонки путем непрерывной подачи полученного элюата l77Lu во входное отверстие конечной колонки, промывку от хелатообразующего агента разбавленной минеральной кислотой, удаление следов ионов других металлов из раствора l77Lu путем промывки катионообменного материала конечной колонки минеральной кислотой в разных концентрациях и элюирование ионов 177Lu из конечной колонки с помощью высококонцентрированной минеральной кислоты. Изобретение позволяет получать миллиграммовые количества высокочистых соединений 177Lu, свободных от носителя. 4 н. и 12 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 пр.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности 2013-05-10 2013-05-12T02:23:30
Наверх