Способ получения радиоизотопа молибден-99



Способ получения радиоизотопа молибден-99

 


Владельцы патента RU 2490737:

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Заявленное изобретение относится к способу получения радиоизотопа молибден-99 путем облучения мишени, содержащей молибден или его соединения, в потоке нейтронов ядерно-физической установки. В заявленном способе в качестве мишени используют структурированный материал, состоящий из наночастиц молибдена 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 99Mo. В результате реакции 98Mo(n,γ)99Mo образуются атомы отдачи, часть из которых за счет своей кинетической энергии покидает наночастицы и имплантируется в окружающий наночастицы буфер. После облучения мишень удаляют из реактора, наночастицы и буфер разделяют одним из известных методов. Буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения целевого радиоизотопа, а наночастицы молибдена возвращают в активную зону реактора в составе новой мишени. Техническим результатом является снижение количеств радиоактивных отходов и повышение эффективности использования делящегося материала. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Область техники.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов.

Настоящее изобретение может быть использовано для производства радиоизотопа молибден-99, являющегося основой для создания радиоизотопных генераторов технеция-99m, нашедших широкое применение в ядерной медицине для диагностических целей.

Предшествующий уровень техники.

Молибден-99 (99Mo) является одним из наиболее востребованных радиоизотопов в ядерной медицине [Кодина Г.Е. "Методы получения радиофармацевтических препаратов и радионуклидных генераторов для медицины". В кн. ИЗОТОПЫ. Свойства. Получение. Применение. Под ред. В.Ю. Баранова. М. Физматлит. Том 2. 2005. с.389-412]. Его используют в генераторах 99Mo/99mTc для ранней диагностики онкологических, сердечно-сосудистых и других заболеваний. Технеций-99m (99mTc) образуется при распаде материнского радиоизотопа 99Mo.

Широкое применение радиоизотопа 99mTc объясняется сочетанием его ядерных свойств, которое обуславливает его преимущество перед многими короткоживущими радиоизотопами. Технеций-99m имеет удобную для регистрации энергию гамма-излучения (140 кэВ), малый период полураспада. У него отсутствуют бета- и жесткое гамма-излучения, что уменьшает дозовые нагрузки на пациентов и персонал изотопных лабораторий. Данный радиоизотоп разрешен к применению для проведения диагностических исследований беременных и новорожденных. До 80% диагностических процедур в мире осуществляется с помощью 99mTc. Технеций-99m принадлежит к числу изотопов, обладающих наименьшей радиотоксичностью.

Известен реакторный способ получения радиоизотопа 99Mo, основанный на реакции деления урана-235 (235U) под действием нейтронов [Герасимов А.С., Киселев Г.И., Ланцов М.Л. "Получение 99Mo в ядерных реакторах". Атомная энергия. Том 67, выпуск 1, август 1989, с.104-108]. В этом способе мишень, содержащую, как правило, двуокись урана с обогащением по изотопу 235U до 90%, облучают в потоке нейтронов ядерного реактора, а затем перерабатывают одним из традиционных радиохимических способов, в основе которых лежат процессы экстракции и хроматографии. Мишень облучают в течение 7-10 суток. Выделенный из продуктов деления радиоизотоп 99Mo обладает высокой удельной активностью (≈105 Ки/г), что важно при изготовлении изотопных генераторов 99mTc.

Сегодня более 95% радиоизотопа 99Mo производится с использованием высокообогащенного урана, с содержанием изотопа 235U≈90%. Ежегодно коммерческие производители 99Mo используют около 50 кг высокообогащенного урана.

Основной недостаток этого способа состоит в том, что работа с продуктами деления требует дорогостоящего оборудования и специальных помещений и, самое главное, решения вопроса о захоронении большого количества радиоактивных отходов, поскольку при делении ядра урана помимо 99Mo образуются сопутствующие осколки, суммарная активность которых значительно превышает активность целевого радиоизотопа [Маркина М.А., Старизный B.C., Брегер А.Х. "Энергетическое распределение гамма-излучения продуктов деления 235U при малом времени облучения". Атомная энергия, 1979, том 46, выпуск 6, с.411]. Вопросы экологии и проблема обращения с долгоживущими радиоактивными отходами являются главными сдерживающими факторами при реализации этого способа производства радиоизотопа 99Mo.

Кроме того, в международном сообществе складывается консенсус о необходимости ограничить или даже свести к нулю оборот высокообогащенного урана в гражданской сфере. Приняты программы, в частности, программа RERTR (Reduced Enrichment for Research and Test Reactors), по сокращению оборота высокообогащенного урана в мирных секторах экономики, в соответствии с которой исследовательские реакторы, используемые для производства 99Mo, будут постепенно переводиться на низкообогащенное урановое топливо и мишени из низкообогащенного урана.

Ориентация современного производства 99Mo на использование высокообогащенного урана, на фоне постепенного выведения этого материала из гражданского оборота в соответствии с концепцией МАГАТЭ о «нераспространении», создает дополнительные риски для потребителей 99Mo.

За прототип выбран активационный (радиационно-захватный) способ получения 99Mo по реакции 98Mo(n,γ)99Mo, имеющий ряд преимуществ по сравнению с «осколочным» методом: дешевизна исходного сырья, исключение из технологического оборота делящихся материалов, отсутствие долгоживущих радиоактивных отходов, значительное снижение капитальных затрат, обусловленное более низкими требованиями к условиям обеспечения радиационной безопасности [Радченко В.М., Ротманов К.В, Маслаков Г.И., Рисованный В.Д., Гончаренко Ю.Д. «Способ получения радионуклида 99Mo». Патент РФ №2426113, опуб. 10.08.2011].

В качестве стартового материала авторы предложили использовать тугоплавкие радиационно и термически устойчивые соединения молибдена в виде частиц размером до 100 нанометров (нм), облучение которых проводят нейтронами с плотностью потока более 1014 см-2с-1 в течение 7÷15 суток, а радиоизотоп 99Mo выделяют из поверхностного слоя частиц путем растворения этого слоя в кислоте или щелочи.

По мнению авторов, повышенная концентрация 99Mo на поверхности частиц реализуется за счет эффекта Сцилларда-Чалмерса, когда при захвате нейтрона ядро переходит в возбужденное состояние и при испускании гамма-кванта выделяется энергия, значительно превышающая энергию химической связи атомов в решетке. Это делает возможным перемещение образующегося радионуклида из решетки на достаточно большие расстояния. При этом поверхность частиц порошка будут являться барьером, на котором накапливаются вылетевшие из решетки радионуклиды.

Использование стартового материала с размером частиц менее 5 нм приводит к большому вымыванию порошка в раствор. А использование стартового материала с размером частиц более 100 нм нецелесообразно, поскольку снижаются количественные показатели выхода продукта.

Основной недостаток способа производства 99Mo, выбранного за прототип, состоит в низкой удельной активности получаемого радиоизотопа. Авторы приводят значение удельной активности 99Mo, полученной по этому способу, на уровне 1 Ки/г, что уступает удельной активности осколочного 99Mo около пяти порядков величины (≈105 Ки/г). При стравливании поверхностного слоя частиц молибдена кислотой или щелочью в раствор попадает в основном 98Mo - стартовый материал частиц. При удельной активности 99Mo на уровне 1 Ки/г невозможно использовать стандартный 99Mo/99mTc-генератор сорбционного типа, поскольку потребуются большие колонки и, соответственно, размеры генератора тоже станут неприемлемо большие, в результате чего увеличатся весогабаритные характеристики радиационной защиты. Кроме того, для элюирования 99mTc из такой колонки понадобится большой расход жидкости, что приведет к снижению объемной активности раствора и необходимости последующей концентрации 99mTc.

Раскрытие изобретения.

Техническим результатом является повышение удельной активности 99Mo, полученного активационным методом по реакции радиационного захвата 98Mo(n,γ)99Mo при облучении в ядерном реакторе мишени из природного или обогащенного по изотопу 98Mo молибдена.

Для этого предложен способ получения радиоизотопа 99Mo, включающий облучение потоком нейтронов мишени, содержащей соединения молибдена в виде наночастиц, с последующим выделением целевого радиоизотопа, полученного в результате реакции 98Mo(n,γ), при этом мишень представляет собой структурированный материал, состоящий из наночастиц молибдена 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 99Mo, после облучения мишени наночастицы и буфер разделяют одним из известных методов, после чего буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения радиоизотопа 99Mo, а наночастицы возвращают в активную зону реактора в составе новой мишени.

При этом

- в качестве материала наночастиц используют металлический молибден природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 98Mo;

- в качестве материала наночастиц используют соединения молибдена MoS2 или MoS2 или MoS3;

- облучение мишени проводят в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов;

- характерный размер наночастиц должен быть ≤5 нм;

- в качестве материала буфера используют хлористый натрий NaCl, а разделение буфера и наночастицы проводят в воде.

Облучение наноструктурной мишени проводится в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с плотностью потока ≈1014 см-2с-1 в течение 7÷10 суток.

Известно, что образующееся в результате реакции радиационного захвата 98Mo(n,γ) ядро 99Mo в момент снятия возбуждения испусканием γ-квантов приобретает импульс отдачи, которого достаточно для преодоления атомом 99Mo химических связей с другими атомами и молекулами в исходном веществе мишени. Такие атомы отдачи способны выходить из молекул соединения, в котором они первоначально находились, образовывать новые соединения, переходить из твердых тел в газовую фазу и т.д.

В качестве примера оценим энергию отдачи атома 99Mo, приобретаемую им в результате реакции 98Mo(n,γ) для тепловых нейтронов.

Энергия атома отдачи, возникающего при испускании мгновенных γ-квантов радиационного захвата нейтронов, равна [А.Н. Несмеянов, Радиохимия, М., 1978]:

E M o 9 9 = ε γ 2 2 M c 2                                      ( 1 )

где EMo99 - энергия атома отдачи 99Mo; εγ - энергия мгновенного γ-кванта; M - масса атома отдачи; c - скорость света.

Если в формулу (1) подставить энергию γ-кванта в МэВ, а массу атома отдачи - в атомных единицах массы, то получим энергию отдачи в МэВ:

E e = 5 3 6 × 1 0 6 ε γ 2 M                                  ( 2 )

В спектре мгновенных γ-квантов, испускаемых при реакции 98Mo(n,γ)99Mo, в энергетической группе 3-7 МэВ на один захваченный нейтрон испускается один γ-квант [И.В. Гордеев, Д.А. Кардашев, А.В. Малышев «Ядерно-физические константы». Справочник. Госатомиздат, М. 1963, стр.391]. Сделав допущение, что усредненная по группе 3-7 МэВ энергия мгновенных γ-квантов равна 5 МэВ, получим, что энергия отдачи 99Mo составит ≈100 эВ.

«Горячий» атом отдачи взаимодействует со средой, выбивая атомы из узлов ее кристаллической решетки. После нескольких последовательных столкновений кинетическая энергия атомов отдачи снижается, они останавливаются, вступая в разнообразные химические реакции с молекулами или радикалами исходного соединения или буферной среды.

В твердом веществе в зависимости от состава и начальной энергии атом отдачи проходит путь в 1÷100 нм [А.Н. Несмеянов, Радиохимия, М., 1978]). Например, по оценкам смещение атома 99Mo с начальной энергией 100 эВ в трисульфиде молибдена MoS3 составит около 5 нм.

Эффект вылета атомов отдачи из наночастицы мишени будет значителен только в случае, когда отношение λ/d≈1, где λ - длина пробега атома отдачи в веществе наночастицы мишени, a d - характерный размер наночастицы мишени. Если λ/d>>1, то в наночастицы мишени будет работать только поверхностный слой, толщиной ≈λ, а внутренние слои будут недоступны для выхода атомов отдачи. Чем больше размер наночастицы мишени, тем менее эффективен этот процесс.

На фигуре показана доля атомов отдачи Wes, вышедших из наночастицы MoS3 в зависимости от ее диаметра d (цифрами у кривых указана энергия отдачи в эВ).

Если вещество молибденовой мишени локализовать в наночастицы размером ≤5 нм, то энергии отдачи 100 эВ будет достаточно для вылета практически всех атомов 99Mo за пределы отдельной частицы.

Изготовив мишень в виде структурированного материала, состоящего из наночастиц молибдена или его соединений размером ≤5 нм, окруженных буфером, можно в процессе облучения такой мишени в поле нейтронов собрать атомы отдачи в буфере, тем самым отделив целевой радиоизотоп 99Mo от материала мишени.

В качестве примера реализации предложенного способа рассмотрим следующий вариант реакторного устройства.

Пример. Наноструктурированная мишень в исследовательском реакторе ИР-8.

Активная зона реактора «ИР-8» состоит из 16 тепловыделяющих сборок (ТВС) типа ИРТ-ЗМ. Длина активной части ТВС 58 см, содержание урана 235U - 90 грамм, а его обогащение - 90%.

Боковая поверхность активной зоны окружена слоями металлического бериллия толщиной 30 см, причем внутренние слои сменные. Использование бериллия позволяет уменьшить объем активной зоны и получить в отражателе максимальную плотность нейтронов.

Основные параметры реактора «ИР-8» следующие:

- мощность, МВт 8
- объем активной зоны, л 47.4
- масса 235U в активной зоне, кг 4.35
- максимальная плотность потока тепловых нейтронов, н/(см2×с):
в активной зоне 1.5×1014
в заполненных водой отверстиях сменных
бериллиевых блоков отражателя 2.5×1014

Мишень в виде структурированного материала, состоящего из наночастиц молибдена или его соединений (например, MoS3, MoSi2 или MoO3), окруженных буфером, состоящим из твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, помещается в поле нейтронов ядерного реактора. 99Mo нарабатывается в реакции 98Mo(n,γ). При этом характерный размер наночастиц мишени выбирают из условия λ/d>>1, где d - эффективный диаметр наночастицы, λ - длина пробега атомов отдачи 99Mo в веществе наночастицы. В результате эффекта отдачи 99Mo концентрируется в буфере. В качестве материала буфера используют, например, хлористый натрий NaCl, в этом случае разделение буфера и наночастицы проводят в воде. После облучения мишень помещается в воду или другой растворитель, обеспечивающий растворение буфера и перевод атомов отдачи 99Mo в растворимую форму. Затем раствор фильтруют, отделяя нерастворимые в нем наночастицы мишени от находящегося в растворе изотопа 99Mo. Буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения радиоизотопа 99Mo, а наночастицы возвращают в активную зону реактора в составе новой мишени.

В настоящее время для зарядки стандартных 99Mo/99mTc-генераторов сорбционного типа используется «осколочный» 99Mo с высокой удельной активностью Q≈105 Ки/г. Удельная активность 99Mo в расчете на 1 г всех изотопов молибдена, накопившихся в урановой мишени за время облучения, определяется тем, что кроме 99Mo, при делении урана образуются стабильные изотопы 94Mo, 95Mo, 96Mo, 97Mo, 98Mo, 100Mo. Их количество в мишени пропорционально времени облучения t. Поэтому Q зависит только от продолжительности облучения, убывая со временем за счет разбавления 99Mo нарастающим количеством стабильных изотопов молибдена. При t=1 сутки Q=1,12·105 Ки/г, при t, равном 3 и 6 суток, Q составит, соответственно 0,93·105 и 0,71·105 Ки/г. Удельная активность чистого 99Mo достигает значения 4,8·105 Ки/г [А.С. Герасимов, Г.Н. Киселев, М.Л. Ланцов «Получение 99Mo в ядерных реакторах». Атомная энергия, т.67, выпуск 2, август 1989, стр.104-108]. Поскольку обычно продолжительность облучения урановых мишеней в исследовательском реакторе составляет 7-10 суток, величина Q уменьшается ниже максимально возможного значения почти на порядок. Максимальная активность 99Mo в российском генераторе КСУ-3 «ФХИ» [Ермолаев С.В., Деев В.Б., Чеботнягина М.В., Смахтин Л.А. Способ производства генератора 99Tc // Патент РФ №2171512, 1999] с калибровкой 6-й день с момента поставки достигает значения 29,3 ГБк или около 0,8 Ки, что соответствует активности 3,7 Ки на момент зарядки генератора.

Число атомов 99Mo, соответствующее активности 3,7 Ки, составляет N99=q/λ=4·1016, где q=3,7; Ки=3,7·3,7·1010 распадов в секунду - активность 99Mo, λ=2,92·10-6c-l - постоянная распада 99Mo. Их полная масса равна

P = q M λ A = 3,7 3,7 10 10 98 2,92 10 6 6,022 10 23 = 7,6 10 6 г ,                 ( 5 )

где M=98 - атомный вес молибдена, A - число Авогадро. С учетом 10-кратного разбавления 99Mo в урановой мишени стабильными изотопами молибдена 94Mo, 95Mo, 96Mo, 97Mo, 98Mo, 100Mo полная масса всех наработанных изотопов молибдена составит 76 мкг.

Сорбционная емкость окиси алюминия, используемой в промышленных генераторах, составляет 20÷80 мг на 1 г Al2O3 при pH менее 4,5 и 2÷5 мг Мо/г сорбента при pH=4,5÷5,0 [Boyd R.E. Molybdenum-99:Technetium-99m Generator. // Radiochimica Acta 30 / Akademische Verlagsgesellschaft. - Wiesbaden, 1982, p.123-145]. Она зависит, в частности, от химического состава адсорбируемого иона. Таким образом, потенциальная емкость сорбента по молибдену многократно превышает реальную загрузку 99Mo/99mTc-генератора.

Основываясь на приведенной выше величине активности 99Mo в генераторе КСУ-3 «ФХИ», оценим возможность практического осуществления предлагаемого метода. Для этого найдем необходимое число N98 атомов 98Mo в мишени, которое при облучении мишени потоком тепловых нейтронов Ф=2·1014 см-2с-1 обеспечивает производство указанного числа атомов 99Mo в течение времени t=7 дней (6·105c):

N98=N99/(Ф σt)=4·1016/(2·1014·2,12·10-25·6·105)=1,57·1021,

где σ=2,12·10-25см2 - сечение реакции 98Mo(n,γ)99Mo для тепловых нейтронов, усредненное по спектру исследовательского реактора бассейнового типа [The Supply of Medical Radioisotopes: Review of Potential Molybdenum-99/Technetium-99m Production Technologies. / Nuclear Energy Agency, OECD 2010, p.40]. Таким образом, мишень должна содержать 0,26 грамма изотопа 98Mo. Ее изготовление не представляет технических трудностей.

Предложенный способ получения радиоизотопа молибден-99 позволяет значительно снизить количество радиоактивных отходов в технологическом процессе, по сравнению со способом, выбранным за прототип, повысить эффективность использования делящегося материала, что приведет к снижению его оборота в обширной сети существующих производств радиоизотопа молибден-99.

1. Способ получения радиоизотопа 99Mo, включающий облучение потоком нейтронов мишени, содержащей соединения молибдена в виде наночастиц, с последующим выделением целевого радиоизотопа, полученного в результате реакции 98Mo(n,γ), отличающийся тем, что мишень представляет собой структурированный материал, состоящий из наночастиц молибдена 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 99Mo, после облучения мишени наночастицы и буфер разделяют одним из известных методов, после чего буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения радиоизотопа 99Mo, а наночастицы возвращают в активную зону реактора в составе новой мишени.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве материала наночастиц используют металлический молибден природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 98Mo.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве материала наночастиц используют соединения молибдена MoS2, или MoS3, или MoO3.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что облучение мишени проводят в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что характерный размер наночастиц должен быть ≤5 нм.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве материала буфера используют хлористый натрий NaCl, а разделение буфера и наночастиц проводят в воде.



 

Похожие патенты:

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 технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний. .
Изобретение относится к области атомной техники. .
Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов. .
Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов. .

Изобретение относится к технологиям производства медицинского изотопа Mo-99 из облученного топлива на основе урана. .

Изобретение относится к ядерным реакторам с жидкосолевым ядерным топливом. .

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 реакторной технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины. Способ получения радиоизотопа 99Mo включает облучение потоком нейтронов мишени с последующим выделением целевого радиоизотопа, образующегося в результате 98Mo(n,γ)99Mo реакции. В качестве мишени используют наночастицы металлического молибдена или его соединений, нерастворимых в воде, или водном растворе щелочи, или водном растворе NH4OH. При этом облучение мишени проводят в воде, или водном растворе щелочи, или водном растворе NH4OH. Целевой радиоизотоп 99Mo отделяют в составе аниона растворимого в воде молибдата (99MoO4)-2 от наночастиц. Изобретение обеспечивает повышение удельной активности радиоизотопа 99Mo.
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 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.
Наверх