Способ получения радионуклидов



 


Владельцы патента RU 2538761:

ЗЭ САУС ЭФРИКАН НЬЮКЛИЭ ЭНЕРДЖИ КОРПОРЭЙШН ЛИМИТИД (ZA)

Изобретение относится к способу получения радионуклидов. В заявленном способе облучают целевую среду, содержащую по меньшей мере материал целевого нуклида, в зоне облучения нейтронным излучением. Формирование радионуклидов осуществляют в материале целевого радионуклида в результате облучения, и по меньшей мере некоторые из сформированных радионуклидов извлекают из материала целевого нуклида. Извлеченные радионуклиды затем захватывают и собирают материалом захвата частиц отдачи на основе углерода, в котором отсутствует пустая решетчатая структура на кристаллографическом уровне. Техническим результатом является обеспечение возможности получения радионуклидов с высокой удельной активностью и слабопроникающим радиационным излучением с использованием эффекта Сциларда-Чалмерса. 2 н. и 14 з.п. ф-лы, 4 табл.

 

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ

Настоящее изобретение относится к получению радионуклидов. В частности, настоящее изобретение относится к радионуклидам, полученным в соответствии с эффектом Сциларда-Чалмерса, и характеризующимся высокой удельной активностью. Соответственно, настоящее изобретение относится к способу получения таких радионуклидов, и охватывает также радионуклиды, полученные указанным способом. Настоящее изобретение также относится к установке для получения радионуклидов.

УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

Общей причиной осложнений при лечении злокачественных опухолей у пациентов являются метастазы злокачественных опухолей, в частности в кости. Метастазирование представляет собой состояние, посредством которого злокачественная опухоль распространяется из своего первичного очага в организме, например молочной железы или предстательной железы, и локализуется в другом органе, например кости. Боль и дискомфорт являются общими симптомами и побочными эффектами метастазов злокачественных опухолей в кости, причем обычно проводить отдельную терапию или лечение злокачественной опухоли в первичном очаге бесполезно, в результате чего злокачественная опухоль часто вызывает смерть пациента. Временного облегчения боли в кости, вызванной костным метастазом, обычно достигают посредством радионуклидой терапии (РНТ), также известной как радиоизотопная терапия (РИТ). РНТ или РИТ предусматривает введение источника излучения в целевую область, такую как кость, в которую распространилась злокачественная опухоль, чтобы таким образом облучать целевую область и сдерживать рост злокачественной опухоли в этой области. Это может служить для усиления и дополнения отдельного лечения первичной злокачественной опухоли. Особенно предпочтительными при лечении костного метастаза являются источники облучения со слабопроникающим излучением и высокой удельной активностью для того, чтобы соответственно сократить воздействие облучения на чувствительный костный мозг и обеспечить высокий противоопухолевый эффект с ограниченной или минимальной дозой облучения, тем самым сокращая воздействие облучения на остальной организм.

Из предшествующего уровня техники хорошо известно, что радионуклиды с высокой удельной активностью, включая метастабильные радионуклиды, могут быть получены посредством облучения подходящего целевого материала, содержащего материал целевого нуклида, нейтронным излучением так, что бомбардирующие нейтроны реагируют с ядрами-мишенями в материале целевого нуклида для осуществления ядерной реакции поглощения нейтронов (n) - излучения гамма-частиц (γ), также выражаемой как (n, γ). Полученные метастабильные радионуклиды в целевой среде получают высокую энергию отдачи от γ-излучения и извлекаются или отскакивают от исходной целевой решетки, т.е. из материала целевого нуклида. Эти извлеченные радионуклиды затем захватывают и удерживают в среде или материале захвата частиц отдачи, который расположен в непосредственной близости от целевой среды, в результате чего происходит отделение извлеченных радионуклидов от неактивных или холодных ядер-мишеней в материале целевого нуклида. Таким образом, происходит концентрация или обогащение извлеченных метастабильных радионуклидов относительно холодных ядер в материале захвата частиц отдачи. Этот процесс, как правило, называют эффектом Сциларда-Чалмерса. Ядра отдачи затем извлекают из материала захвата частиц отдачи.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Цель настоящего изобретения заключается в обеспечении практически осуществимого способа получения радионуклидов с высокой удельной активностью и слабопроникающим радиационным излучением с использованием эффекта Сциларда-Чалмерса.

Таким образом, настоящее изобретение относится к способу получения радионуклидов, который включает облучение в зоне облучения целевой среды, содержащей по меньшей мере материал целевого нуклида, нейтронным излучением, тем самым вызывая образование радионуклидов в материале целевого нуклида, с извлечением по меньшей мере некоторых из образовавшихся радионуклидов из материала целевого нуклида; и захват и сбор извлеченных радионуклидов материалом захвата частиц отдачи на основе углерода, в котором отсутствует пустая решетчатая структура на кристаллографическом уровне.

Материал целевого нуклида может быть выбран из группы, состоящей из чистого металла и соединения металла. В предпочтительном варианте осуществления изобретения материал целевого нуклида может содержать соединение металла, включая оксид металла, соль металла или металлоорганическое соединение. Металл материала целевого нуклида может, в частности, быть выбран из группы элементов-металлов периодической таблицы элементов, начиная со скандия (Sc), атомное число 21, до висмута (Bi), атомное число 83, причем оба элемента включены, а элементы-неметаллы мышьяк (As), селен (Se), бром (Br), криптон (Kr), теллур (Те), йод (I) и ксенон (Хе), таким образом, исключены. В предпочтительном варианте осуществления изобретения металл может быть оловом (Sn). В таком случае материал целевого нуклида может, следовательно, обычно быть выбранным из элементарного олова или металлического олова, а также из оксида олова, включая оксид олова (II) (SnO) и диоксид олова (IV) (SnO2). Материал целевого нуклида может быть вместо этого выбран из солей олова, включая хлорид олова (II) (SnCl2), хлорид олова (IV) (SnCl2), сульфат олова (II) (SnSO4) и нитрат олова (II) (Sn(NO3)2). Материал целевого нуклида может быть вместо этого дополнительно выбран из металлоорганических соединений олова, включая тетрафенил олова, оксид фталоцианина олова (IV), фталоцианин олова (II) и 2,3-нафталоцианин олова (II).

Материал захвата частиц отдачи на основе углерода может быть выбран из аморфного углерода, аллотропных модификаций углерода и их смесей. В частности, материал захвата частиц отдачи может быть выбран из изотропного аморфного углерода; аллотропных модификаций углерода, таких как графит, графен, углеродная нанопена, сажа, древесный уголь, активированный углерод и стеклоуглерод; или их смесей. Изотропный аморфный углерод и аллотропные модификаций углерода, такие как представленные выше, характеризуются тем, что у них отсутствуют так называемые пустые решетчатые структуры на кристаллографическом уровне, которые легко деформируются посредством облучения при воздействии нейтронного излучения.

Материал целевого нуклида и материал захвата частиц отдачи могут быть в форме мелкодисперсных частиц, каждая из которых обычно характеризуется средним размером частиц не более приблизительно 50 нм. В предпочтительном варианте осуществления изобретения материал целевого нуклида может иметь как можно меньший средний размер частиц, по существу, порядка от приблизительно 50 нм до приблизительно 10 мкм.

В случае, если как материал целевого нуклида, так и материал захвата частиц отдачи находятся в форме частиц, как описано выше, способ может предусматривать смешивание материала целевого нуклида и материала захвата частиц отдачи. Следует отметить, что согласно такому варианту осуществления изобретения материал захвата частиц отдачи будет также присутствовать в зоне облучения во время проведения нейтронного облучения, причем целевая среда, таким образом, содержит как материал целевого нуклида, так и материал захвата частиц отдачи. Ожидается, что соотношение, в котором материал целевого нуклида и материал захвата частиц отдачи в этом случае будут смешаны, может быть определено посредством стандартных экспериментов и оптимизации. Тем не менее, обычно материал целевого нуклида и материал захвата частиц отдачи могут быть смешаны в соотношении 1:1 по весу.

Облучение целевой среды может предусматривать размещение целевой среды на пути потока нейтронов от нейтронного источника. Согласно одному из вариантов осуществления изобретения нейтронный источник может представлять собой продукты реакции ядерного деления, проходящей внутри ядерного реактора. В этом случае способ может предусматривать размещение целевой среды в некотором положении относительно ядерного реактора, в котором нейтронный поток из продуктов ядерного деления является достаточно интенсивным и обладает кинетической энергией в диапазоне, который совместим с желаемой реакцией с материалом целевого нуклида. В альтернативном варианте осуществления изобретения нейтронный источник может представлять собой основанный на ускорителе нейтронный источник. Примером такого источника является источник нейтронов деления (ИДИ) в Национальной лаборатории Оук-Ридж, Оук-Ридж, Теннеси, США.

Способ может предусматривать выделение захваченных радионуклидов из материала захвата частиц отдачи.

В предпочтительном варианте осуществления изобретения выделение захваченных радионуклидов из материала захвата частиц отдачи предусматривает обработку материала захвата частиц отдачи разбавленным и/или концентрированным кислотным экстракционным растворителем, для получения, таким образом, суспензии материала захвата частиц отдачи, и химическую экстракцию или вымывание захваченных радионуклидов из материала захвата частиц отдачи для получения обогащенного радионуклидом экстракционного растворителя. Таким образом, предполагается, что материал захвата частиц отдачи может быть обработан либо разбавленной кислотой, либо концентрированной кислотой, или в альтернативном варианте осуществления изобретения как разбавленной, так и концентрированной кислотой отдельно друг от друга, например, в форме двухстадийной обработки.

В частности, если экстракционный растворитель представляет собой разбавленную кислоту, выделение захваченных радионуклидов из материала захвата частиц отдачи может предусматривать элюирование захваченных радионуклидов из материала захвата частиц отдачи посредством растворения захваченных радионуклидов в разбавленной кислоте. Кислота может быть выбрана из хлористоводородной кислоты и аскорбиновой кислоты. Кислота может также быть выбрана из других неорганических или органических кислот, включая азотную кислоту, серную кислоту, фторсерную кислоту, фосфорную кислоту, лимонную кислоту, щавелевую кислоту, уксусную кислоту и Мельдрумову кислоту. Следует отметить, что кислота может также содержать комбинацию любых двух или более вышеуказанных кислот. В предпочтительном варианте осуществления изобретения кислота может быть разбавлена до концентрации порядка от 0,01 моль/дм3 до 10 моль/дм3, обычно до приблизительно 0,5 моль/дм3.

Способ может предусматривать инкубирование суспензии материала захвата частиц отдачи в течение длительного периода, который предпочтительно не превышает период полураспада полученного радионуклида. Ожидается, что такое инкубирование материала захвата частиц отдачи позволит более оптимально выделять захваченные радионуклиды из материала захвата частиц отдачи в элюат или фильтрат. Под термином «более оптимальное выделение» здесь подразумевается получение желаемого выхода захваченных радионуклидов, который измеряют на основе их гамма-активности и преобразуют в коэффициент обогащения относительно общего содержания олова в элюате. В альтернативном варианте осуществления изобретения способ может предусматривать повышение скорости элюирования посредством выбора соответствующих условий реакции, таких как температура, кислотность и сила кислоты, и/или с использованием ультразвуковой обработки для облегчения вытеснения захваченных радионуклидов в окружающую суспензию. Ожидается, что такие условия реакции могут быть определены посредством стандартных экспериментов.

Способ может также предусматривать поддержание уровня рН суспензии материала захвата частиц отдачи достаточно низким для того, чтобы избежать несвоевременный гидролиз экстрагированных атомов радионуклидов. Поддержание уровня рН может предусматривать селективное добавление разбавленных растворов кислот к суспензии.

Если экстракционный растворитель содержит концентрированную кислоту, кислота может обычно быть более агрессивной кислотой, чем указанные выше кислоты. Тогда способ может предусматривать растворение или удаление материала захвата частиц отдачи в таких кислотах. Такие более агрессивные кислоты могут включать царскую водку, которая является смесью 1:3 по объему концентрированной азотной кислоты и хлористоводородной кислоты, хромовую кислоту, фтороводородную кислоту или комбинации этих кислот.

Способ может дополнительно предусматривать, при выделении радионуклидов из материала захвата частиц отдачи обработкой материала захвата частиц отдачи кислотным экстракционным растворителем, выделение или отделение обогащенного радионуклидом экстракционного растворителя от материала захвата частиц отдачи посредством центрифугирования, вихревого отделения и/или фильтрации.

В альтернативном варианте осуществления изобретения выделение захваченных радионуклидов из материала захвата частиц отдачи может предусматривать обработку материала захвата частиц отдачи щелочным экстракционным растворителем. В предпочтительном варианте осуществления изобретения щелочь может быть гидроксидом натрия. В таком случае радионуклиды обычно могут быть экстрагированы в форме гидроксидов радионуклидов металлов. В этом случае способ может предусматривать выделение или отделение извлеченных гидроксидов радионуклидов металлов из материала захвата частиц отдачи обычно посредством центрифугирования, вихревого отделения и/или фильтрации.

Вместо этого выделение захваченных радионуклидов из материала захвата частиц отдачи может предусматривать сжигание материала захвата частиц отдачи в кислороде.

Следует отметить, что если целевая среда содержит смесь материала захвата частиц отдачи и материала целевого нуклида, как описано выше, по меньшей мере некоторое количество материала целевого нуклида может также присутствовать при выделении захваченных радионуклидов из материала захвата частиц отдачи описанным выше способом, например, в суспензии материала захвата частиц отдачи. Таким образом, способ может предусматривать, при необходимости, отделение материала захвата частиц отдачи от материала целевого нуклида перед выделением радионуклидов из материала захвата частиц отдачи. Такое отделение может быть достигнуто посредством процесса жидкостно-жидкостной экстракции обычно с применением органической жидкости и водной жидкости в качестве растворителей для жидкостно-жидкостной экстракции. В предпочтительном варианте осуществления изобретения органическая жидкость выбрана из тетрабромэтана (ТБЭ) и толуола. Водная жидкость обычно будет представлять собой воду. По меньшей мере, некоторое количество материала целевого нуклида, содержащегося в суспензии материала захвата частиц отдачи, может обычно быть извлечено в водную фазу. Способ может дополнительно предусматривать иммобилизацию водной фазы, содержащей материал целевого нуклида для того, чтобы отделить ее от содержащей материал захвата частиц отдачи органической фазы. Обычно, иммобилизация водной фазы может быть достигнута посредством добавления любой подходящей природной глины или синтетического заполнителя трещин к суспензии материала захвата частиц отдачи для адсорбции водной фазы. Глина может быть выбрана из глин, характеризующихся высокой водопоглощающей способностью, которые сильно набухают под воздействием воды. Ожидается, что такие глины будут заполнять, т.е. иммобилизировать, водную фазу до того, как материал целевого нуклида сможет осесть. В предпочтительном варианте осуществления изобретения глина может быть выбрана из монтмориллонитовых глин, таких как бентонитовые глины, Са-бентонитовые глины, аттапульгит, MD-Бентонит и Eccbond-N/Бентонит.

Настоящее изобретение распространяется на радионуклиды, если они получены в результате осуществления способа в соответствии с настоящим изобретением.

В соответствии с другим вариантом осуществления настоящего изобретения предусмотрена установка для получения радионуклидов, содержащая

зону облучения, в которую помещена целевая среда, содержащая по меньшей мере материал целевого нуклида;

источник нейтронного излучения, который взаимодействует посредством нейтронного излучения с целевой средой в зоне облучения; и

материал захвата частиц отдачи на основе углерода, расположенный для захвата радионуклидов, которые извлекают из материала целевого нуклида, причем в материале захвата частиц отдачи на основе углерода отсутствует пустая решетчатая структура на кристаллографическом уровне.

Материал целевого нуклида и материал захвата частиц отдачи может быть таким, как описано выше в настоящем документе. Источник нейтронного излучения может также быть таким, как описано выше в настоящем документе.

Настоящее изобретение будет описано более подробно со ссылкой на следующие далее неограничивающие примеры.

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

В примерах олово (Sn) было выбрано в качестве металла для материала целевого нуклида, в частности, благодаря предпочтению его при лечении некоторых видов рака и благодаря тому, что активированное метастабильное (т) олово - 117 (117mSn) может быть легко обнаружено благодаря его идеальному гамма-излучению в 160 кэВ с использованием обычных гамма-детекторов. Таким образом, в случае использования олова высокая удельная активность 117mSn получена посредством нейтронного облучения целевой среды, содержащей олово - 116 (116Sn) в соответствии со следующей ядерной реакцией (n, γ):

116 S n ( n , γ ) 117 m S n                                                        (1) ,

в результате которой конечные радиоактивные ядра 117mSn приобретают высокую энергию отдачи от γ-излучения и таким образом происходит извлечение и отскок атомом 117mSn от исходной решетки материала целевого нуклида.

Все реагенты были выбраны квалификации "чистые для анализа" (ч.д.а.) и были приобретены у Merck KGaA, Дармштадт, Германия и у Sigma-Aldrich Chemie GmbH, Штайнхайм, Германия.

ПРИМЕР 1

Целевая среда выбрана из комбинаций SnO с чистотой более 99% в форме порошка со средним размером частиц порошка 10 мкм, и SnO2 в форме нанопорошка в качестве материала целевого нуклида, и углерода с чистотой более 99% в форме нанопорошка или графитового порошка, в качестве материала захвата частиц отдачи.

Каждый из растворов аскорбиновой кислоты и хлористоводородной кислоты (HCl) был приготовлен в концентрации 0,50 моль/дм3 для экстрагирования отданных атомов 117mSn из материала захвата частиц отдачи на основе углерода или графита после облучения, т.е. после реакции (1) 116 S n ( n , γ ) 117 m S n   

Целевые среды были приготовлены в соответствии с Таблицей 1, содержащие комбинации 50 мг (0,37 ммоль) SnO или 50 мг (0,33 ммоль) SnO2, смешанных с 50 мг нанопорошка углерода или графитового порошка в качестве материала захвата частиц отдачи.

Полученные целевые среды были затем запечатаны в полиэтиленовые капсулы. Были приготовлены две мишени из каждой комбинации материала целевого нуклида и материала захвата частиц отдачи, причем одна должна быть экстрагирована раствором 0,50 моль/дм3 HCl, а вторая должна быть экстрагирована раствором 0,50 моль/дм3 аскорбиновой кислоты.

Целевые среды были получены для облучения в ядерном реакторе института ядерных исследований Делфтского технического университета, Делфт, Нидерланды (TU Delft). Затем целевые среды были облучены в течение периода, составляющего 10 часов, и были оставлены для охлаждения в течение периода, превышающего пять дней, для того, чтобы дать возможность образцам остыть или распасться до более низких уровней радиации для более безопасного обращения и уменьшения ложных откликов от быстрораспадающихся примесей.

Отданные радионуклиды ll7mSn были экстрагированы из среды на основе углерода или графита заранее приготовленными растворами HCl и аскорбиновой кислоты. Каждый из соответствующих растворов кислот был добавлен в объеме 10 мл, соответственно, к облученным целевым средам, покрытым полиэтиленовой капсулой, которая была открыта, для формирования таким образом соответствующих суспензии целевой среды, содержащей материал целевого нуклида и среду захвата, в растворах кислот. 2 мл образец каждой суспензии сразу были взят для анализа общего целевого выхода или фона растворенных необлученных оксидов в качестве эталона коэффициента обогащения, после чего в объем было долито 2 мл соответствующего раствора кислоты и оставлено для инкубирования при комнатной температуре, соответственно в течение периодов 0,25 часа, 0,5 часа, 1 час, 5 часов, 48 часов и 7 дней.

Через соответствующие интервалы времени, как показано ниже в Таблице 1, 2 мл образцы суспензий были экстрагированы посредством фильтрации через 0,22 мкм фильтр. Ионы 117mSn, которые были растворены или вымыты из материала захвата частиц отдачи в кислотные растворы, были сохранены в растворе, как описано выше в настоящем описании, и собраны в фильтрате, причем непрореагировавший или неотданный материал целевого нуклида на основе стабильного оксида олова и материал захвата частиц отдачи по существу оставались за фильтром для того, чтобы быть смытыми обратно в капсулу посредством 2 мл дополнительного раствора для дополнительного вымывания. Таким образом, фильтрат содержал концентрат радиоактивных радионуклидов 117mSn, обогащенных по сравнению с любым растворенным непрореагировавшим оксидом олова. Образцы, взятые после семидневного периода инкубации, как показано ниже в Таблице 1, были взяты после помещения суспензий материалов захвата частиц отдачи в ультразвуковую баню на 1 час. В течение 60 минут суспензии снова доливали для поддерживания постоянного объема 10 мл, и перемешивали вихревым способом через 15 минутные интервалы.

В отдельном наборе тестов, целевые среды были приготовлены в трех экземплярах для воспроизведения результатов, полученных посредством ультразвуковой обработки. Их инкубировали в течение 48 часов, при этом образцы были взяты до и после ультразвукового воздействия в течение 1 часа. Второй набор образцов был взят на 7 день испытания. Затем активность 117mSn в 2 мл образцах была определена посредством γ-спектроскопии и пересчитана до прекращения облучения частицами. Они были проанализированы посредством оборудования для инструментального нейтронно-активационного анализа (ИНАА) на кафедре радиации, радионуклидов и реакторов факультета прикладной науки Делфтского технического университета. Для определения удельной активности и коэффициентов обогащения общая концентрация олова была измерена посредством оптической эмиссионной спектроскопии индуктивно связанной плазмы (ОЭС-ИСП) при соответствующей олову длине волны, составляющей 189,926 нм.

Путем осуществления способа согласно этому варианту осуществления настоящего изобретения были успешно концентрированы радионуклиды 117mSn в средах захвата частиц отдачи на основе графита и аморфного углерода с получением для SnO2 коэффициента обогащения 34 (как показано в Таблице 1) при удельной активности и выходе 2,53 МБк/ммоль1 и 0,07%, соответственно, в растворе 0,50 моль/дм3 НСl. С другой стороны, SnO обеспечивает меньшие удельные активности, возможно, благодаря относительно легкому растворению необлученного целевого SnO в примененной кислотной среде.

Кислотные растворы были использованы для поддержания условий низкого уровня рН для экстракции радионуклидов из среды захвата частиц отдачи, с минимизацией вероятности гидролиза ионов отдачи олова и их возможного осаждения, особенно для SnO2 (т.е. Sn4+), что сделало бы отданное олово и целевой(-ые) оксид(-ы) олова практически неразделимыми посредством фильтрации. Аскорбиновая кислота и HCl являются сильными восстановителями и минимизируют окисление растворенного 117mSn, которое может аналогично привести к гидролизу. Аскорбиновая кислота, которая является слабой кислотой (рН 2), менее активна, чем HCl (рН 0,4). Это считали полезным для достижения большей удельной активности, поскольку сильная HCl также легко растворяет необлученные целевые оксиды, эффект, который более заметен для SnO, который приблизительно в 1000 раз более растворим, чем SnO2 в HCl (Таблица 1 по сравнению с Таблицей 2).

В Таблице 1 представлены результаты проанализированных образцов для экстракции с HCl, тогда как в Таблице 2 ниже представлены такие же результаты для экстракции с аскорбиновой кислотой. Для SnO2 количество растворенного олова в основном постоянно вплоть до приблизительно 3 дней инкубации. Однако SnO был менее устойчивым и показывал умеренное увеличение растворенного олова со временем. Будучи органической кислотой, аскорбиновая кислота обладает преимуществом, поскольку она позволяет частичкам углерода или графита суспендироваться или диспергироваться в растворе благодаря умеренному неполярному, гидрофобному эффекту, таким образом, обеспечивая большую площадь поверхности для контакта с кислотой для эффективного экстрагирования отданных радиоактивных веществ. Кроме того, сообщается, что аскорбиновая кислота выступает в роли комплексообразующего агента, который затем может связывать экстрагируемые ионы 117mSn и удерживать их в растворе, таким образом, минимизируя гидролиз олова и обеспечивая отделение посредством фильтрации.

Были проведены дополнительные контрольные эксперименты (Таблица 3), в них процесс экстракции повторяли с применением необлученных (холодных) SnO2 и SnO для HCl и аскорбиновой кислоты, чтобы определить, в какой степени кислоты растворяют оксиды, причем содержание растворенного олова измеряли посредством ОЭС-ИСП. Эти тесты служили для проверки реакционной способности оксидов олова с соответствующими кислотами.

Эффективность и успешность извлечения контролировали по коэффициентам обогащения, достигнутым на каждой стадии процесса. Они были рассчитаны как отношение удельной активности 117mSn образцов (в каждый момент времени) и начального общего целевого выхода. Значение начального общего целевого выхода составляло 0,11±0,02 МБк/ммоль1 и 0,10±0,02 МБк/ммоль1 для SnO2 и SnO соответственно. Таблицы 1 и 2 показывают тенденцию удельной активности (МБк/ммоль1), достигнутой за выбранные интервалы (15, 30 и 60 минут, 5 и 48 часов) и рассчитанной как соотношение измеренной активности 117mSn (МБк/мл1), определенной посредством γ-спектроскопии, и концентрации олова (ммоль/дм3), определенной посредством ОЭС-ИСП. После облучения 117mSn растворяют для обеспечения коэффициентов обогащения между 2 и 34.

В общих чертах, оба раствора, HCl и аскорбиновой кислоты, были эффективны для экстракции 117mSn. Тем не менее, более реактивный оксид олова, SnO, и раствор более сильной кислоты, HCl, соответственно, кажется, дают больший выход, хотя их удельные активности и коэффициенты обогащения являются более низкими. В результате SnO2 действовал лучше, в то время как экстракция аскорбиновой кислотой оказалась бесполезной, как видно из необнаруживаемой активности 117mSn в Таблице 2. Коэффициент обогащения 34 и выход 0,07% были достигнуты в присутствии углерода после обработки 0,50 моль/дм3 HCl (Таблица 1).

Ультразвуковая обработка в течение 1 часа, после 48 часов и 7 дней инкубации, соответственно, не оказала существенного влияния на удельную активность, и, следовательно, коэффициент обогащения остался по существу неизмененным. В качестве контроля было осуществлено наблюдение также за другими изотопами на протяжении настоящего исследования, а именно 113Sn, 113mSn, 125Sn и 125mSn, и их коэффициенты обогащения были практически такими же, как и у 117mSn. Это ожидалось, поскольку они были получены в результате такой же реакции (n, γ), и особенно поскольку значения энергии стимулирующих их γ-лучей были близки.

Предполагается, что лучшая экстракционная среда могла бы быть комбинацией аскорбиновой кислоты и HCl, поскольку HCl лучше растворяет отданные радиоактивные вещества, в то время как аскорбиновая кислота обеспечивает большую площадь поверхности материала захвата частиц отдачи при одновременном комплексообразовании 117mSn, удержании его в растворе и предотвращении нежелательного гидролиза и оседания. Дополнительная оптимизация будет необходима для комбинирования и идеальной концентрации каждого компонента, например, посредством исследования состава с применением потенциометрии со стеклянным электродом. Очевидно, что более длительное время облучения также приведет к увеличению выходов и/или коэффициентов обогащения.

ПРИМЕР 2

В другом примере осуществления настоящего изобретения была исследована возможность отделять и изолировать материал захвата частиц отдачи от оксидов перед экстракцией кислотой. Это было сделано для того, чтобы минимизировать присутствие «холодного» (необлученного) олова, которое может понижать удельную активность, а также чтобы избежать забора любого облученного, но неотданного [117mSn]SnO или [117mSn]SnO2, в кислотный экстракт/фильтрат, что может приводить к ложно позитивным результатам. Один такой способ предусматривает начальную органическую/водную жидкостно-жидкостную экстракцию, при которой облученный материал добавляют в воду и тетрабромэтан (ТБЭ) или толуол, соответственно. Выбор органического растворителя зависит от преимущественной ориентации органической и водной фаз.

При отделении с применением ТБЭ и воды (первая колонка под каждым оксидом, Таблица 4) оксиды олова остаются суспендированными в верхнем водном слое, в то время как углерод или графит распределены в органическом нижнем слое. Углерод и графит не растворяются в растворителях сами по себе, но отделение происходит благодаря различиям в полярности среды захвата частиц отдачи и оксидов олова. Распределение активности 117mSn органической и водной фаз, а также посуду (т.е. лабораторную посуду и шприцы), измеряли в ионизационной камере Capintec и полученные результаты представлены в Таблице 4. Хотя требовались сложные манипуляции, было достигнуто достаточно хорошее отделение. Тем не менее, оксиды обычно осаждаются на поверхности раздела вода - органическое вещество, т.е. в нижней части водного слоя наверху, которые в случае ошибки во время разделения фаз будут экстрагированы с фазой ТБЭ, как представлено в колонках ТБЭ Таблицы 4.

Когда толуол применяли вместо ТБЭ, органическая и водная фазы менялись местами, т.е. слой толуола находился вверху. При этом осаждение оксида олова внизу (нижняя часть) водного слоя вдали от органической фазы делает экстракцию более эффективной (колонка толуола под каждым оксидом, Таблица 4), эффективно минимизируя вероятность сбора оксида вместе с графитом или углеродом. Отделение было хорошим и требовало менее сложных манипуляций. Кроме того, риск возникновения присутствия оксида олова в органической фазе был ниже. Тем не менее, на поверхности водного компонента наблюдали тонкую пленку толуола, которая содержала некоторое количество графита и являлась сложно отделимой.

В ходе испытаний в соответствии с настоящим примером радиоактивные вещества отдачи не извлекали из сред захвата частиц отдачи, при этом они только служили в качестве демонстрации выполнимости этих стадий. В ходе экстракции применяли воду, а не кислоту или буферный раствор, для избегания преждевременной экстракции отданных ионов 117mSn из сред захвата частиц отдачи, которые в этом случае могли закончиться в водной фазе. Хотя изобретатели нашли способ жидкостно-жидкостной экстракции громоздким и чувствительным к отклонениям, уточнение стадий может доказать, что указанный способ является приемлемой технологической операцией.

Кроме того, хотя выходы не являются существенными (2,2% и 2,6%, соответственно), целью было исключительное достижение большего соотношения радиоактивности (Бк или Ки) на единицу массы или объема нуклида-продукта. Выходы могут в итоге быть улучшены путем дальнейших экспериментов и оптимизации.

ПРИМЕР 3

В далее описанном примере возможность отделения фазы, изложенная в примере 2, расширена для включения иммобилизации посредством глины водной фазы, содержащей оксид, что позволит органическому слою быть отделенным или смытым для дальнейшей обработки и экстракция отдачи 117mSn.

В этих экспериментах 5 глин и обычный бытовой наполнитель трещин были рассмотрены в качестве отверждающего/иммобилизирующего агента, а именно: (1) бентонит-MD / 0104 / Environment; (2) Са-бентонит / кальций 100# / 0106 / 1-06-10-12-03; (3) аттапульгит; (4) MD-бентонит / 0101; (5) Eccbond-N / бентонит; и (6) наполнитель внутренних трещин Alcolin (Polyfilla), все приобретены у Koppies, Оранжевая провинции, Южная Африка (G & W Base & Industrial Minerals, Джермистон, 1428, Гаутенг, Южная Африка), а бытовой наполнитель трещин (Polyfilla) может быть приобретен в любом местном хозяйственном магазине. Их, в свою очередь, аккуратно добавляли к двум экстракционным смесям примера 2, пока водная фаза не стала насыщенной соответствующей глиной. Приблизительно один грамм глины требовался на 1 мл воды. Все глины, а также наполнитель трещин, не диспергировались в органических слоях; в случае толуола они опускались сразу беспрепятственно сквозь него, в итоге реагируя с водой под ним. Что касается ТБЭ, глины оставались диспергированными в верхнем водном слое без проникновения в органическую фазу. Глины 1, 4 и 5 действовали полностью аналогично, медленно реагируя с водой и без оседания в водном слое. Вместо этого эти глины реагировали на границе поверхности воды или мениска. В результате этого некоторое количество из непрореагировавшей воды удерживалось ниже глины - вне досягаемости свежедобавленной глины. Глины 2 и 3 реагировали медленнее, однако они в конечном итоге оседали в слое воды и обеспечивали хороший контакт и реакцию со всей водой. То же самое наблюдалось для наполнителя трещин. Перемешивание смеси слегка способствовало оседанию наполнителя трещин. В итоге, все глины набухали, но не наполнитель трещин. Глины 2 и 3 проявили наиболее подходящие характеристики, а также были лучшими для применения с толуолом. Наполнитель трещин оказался также эффективным, особенно с ТБЭ. Однако в случае глин, толуол следовало декантировать в течение 15 минут после введения глины, в то время как наполнитель трещин как с толуолом, так и с ТБЭ, следовало оставлять на ночь перед отделением, и даже тогда его отвердевание было только умеренным. Во всех случаях с толуолом глины и наполнитель трещин удерживали некоторое количество углерода, поскольку он оседал сквозь толуол. Чтобы способствовать достаточному твердению наполнителя трещин, к нему добавляли Na2SO4 в массовом соотношении 1:1, при этом Na2SO4 поглощал любой избыток воды, таким образом, способствуя высыханию и твердению наполнителя трещин. Тем не менее, было достигнуто лишь небольшое улучшение.

Обратный подход тоже возможен, т.е., иммобилизация или отверждение/инкапсулирование сред захвата частиц отдачи с применением расплавленного парафинового воска, который заменил бы органический растворитель. Тем не менее, это требовало бы работы при повышенных температурах для избегания нежелательного отверждения воска.

Альтернативное средство разделения может быть обеспечено посредством разделения по плотности в сухом состоянии порошков во встряхивающем устройстве.

Предполагали, что как только материал захвата частиц отдачи может быть успешно отделен от оксидов, радиоактивные вещества отдачи могут быть изолированы или экстрагированы посредством вымывания кислотой, как отмечено выше, или посредством сжигания материала на основе углерода в кислороде для получения [117mSn]SnO2 или [117mSn]SnO и газа диоксида углерода.

Полагали, что конкретные способы, представленные в примерах 1-3, обеспечивают предпочтительный путь для перспективы производства, поскольку формы примененных материалов целевого нуклида были гибкими и благоприятными для тяжелых условий радиационного облучения, а также простоты обработки и изоляции после облучения.

Меченное радиоактивным изотопом олово II и IV, т.е. [117mSn]-Sn(II) и [117mSn]-Sn(IV), было предложено в качестве компонентов перспективных радиофармацевтических препаратов для временного облегчения боли кости посредством РНТ. Радионуклид 117mSn испускает конверсионные электроны при распаде и, как сообщается, характеризуется малым радиусом действия приблизительно от 0,2 мм до 0,3 мм в ткани, что делает 117mSn идеальным для лечения рака кости, поскольку подвергание чувствительного костного мозга излучению, и, следовательно, радиотоксичности 117mSn, является ограниченным. Его привлекательность в качестве радиофармацевтического препарата дополнительно усиливается посредством испускаемого в приблизительно 86% случаях распада гамма-излучения в 159 кэВ, что делает его также отличным радионуклидом диагностической визуализации, например, для применений, предназначенных для локализации опухоли.

Как видно из приведенных выше примеров, если олово выбрано в качестве предпочтительного целевого нуклида, оксиды SnO и SnO2 являются предпочтительными молекулярными формами материала целевого нуклида. Заявитель обнаружил, что оксиды олова более устойчивы к разрушению радиацией во время продолжительного облучения по сравнению с другими соединениями олова. Дополнительно заявителем было обнаружено, что эти оксиды олова являются по существу химически инертными по отношению к экстракционным растворителям, применяемым при выделении захваченных радионуклидов после облучения. Эти оксиды олова также являются термически стабильными с температурами плавления 1080°С и 1127°С, соответственно, что является особенно предпочтительным в условиях реакции, которой подвергаются оксиды.

Аналогично применению SnO и SnO2 в качестве материалов целевого нуклида, заявителем также было обнаружено, что углерод и графит в качестве материалов захвата частиц отдачи способны выдержать жесткую химическую обработку и являются инертными к разбавленной кислоте. Заявитель обнаружил, что отданные атомы/ионы 117mSn характеризуются слабой/умеренно стабильной связью с материалом захвата частиц отдачи. Этот признак, в сочетании с устойчивостью углерода и графита к жесткой химической обработке и инертностью в разбавленной кислоте, позволяет атомам/ионам быть элюированными или вымытыми из материала захвата частиц отдачи посредством растворения материала захвата частиц отдачи в разбавленной кислоте. Углерод и графит в качестве материалов захвата частиц отдачи также устойчивы к воздействию более интенсивных потоков нейтронов и больших периодов воздействия по сравнению с фуллеренами С60, которые могут быть разрушены посредством надтепловых нейтронов в течение 2 часов облучения в нефильтрованном потоке нейтронов 1014 см-2 с-1. Графит является аллотропной модификацией углерода, в которой атомы углерода ковалентно связаны в плоских слоях из соединенных шестиугольных колец. Слои свободно расположены друг над другом и удерживаются вместе слабыми Ван-дер-Ваальсовыми силами. С другой стороны, углерод аморфен и в отличие от графита лишен кристаллического расположения атомов. Без ограничения какой-либо теорией, ожидается, что отданные атомы/ионы 117mSn становятся включенными в решетку углерода или графита, из которой далее они могут быть извлечены химическими и/или физическими способами, например, посредством сжигания углеродного материала захвата частиц отдачи в кислороде для высвобождения обогащенного оксида олова [117mSn] с высвобождением газа СО2.

Заявитель понимает, что коммерчески используемые технологии получения радионуклидов, известные на момент подачи этой заявки, дают радионуклиды 117mSn, характеризующиеся описанными удельными активностями до 25 Ки/г1 (~88 МБк/ммоль1) при прекращении облучения частицами и являющимися доступными от поставщиков, таких как Curative Technologies Corporation (СТС). Удельная активность такой величины может достигаться, например, посредством облучения с неупругим рассеиванием нейтронов металлического олова, обогащенного до 92% в Sn на протяжении приблизительно 35 дней в реакторе SM-3 с высокой интенсивностью нейтронного потока в научно-исследовательском институте атомных реакторов (НИИАР), Димитровград, Россия, т.е. посредством реакции 117Sn(n, n')117mSn в альтернативных вариантах осуществления изобретения 117mSn может быть получен посредством облучения надтепловыми нейтронами при помощи описанной выше реакции (n, γ) захвата нейтрона, 116Sn(n, γ)117mSn, но скорость реакции в контексте сечения захвата нейтронов для настоящей реакции (0,14 бн) считается в целом слишком низкой для экономически эффективного получения 117mSn с высокой удельной активностью при помощи традиционных способов.

В вышеуказанных реакциях (n, γ), однако, конечные ядра приобретают кинетическую энергию отдачи в результате мгновенного излучения γ-луча при захвате нейтрона, которая значительно больше достигаемой посредством нормальных термических реакций энергии активации (энергия химических связей обычно находится в диапазоне 1-5 эВ, а значения энергии отдачи, приобретаемые ядрами благодаря отдаче, обычно превышают 10 МэВ), в тоже время атом химически преобразуется, в результате чего химическое связывание или валентность отданного атома уменьшается до более низкого состояния, как также было описано ранее в настоящем документе. Это обеспечивает химическую экстракцию, основанную на различии связывания. Кроме того, путем использования феномена «взрыв отдачи», посредством чего радиоактивный атом отдачи вживляется или захватывается внутри пустой решетки фуллерена (С60 или C80), могут быть получены радиохимические вещества без носителя, например, металлофуллерены, такие как 177Lu@C60 и 153Sm@C80, где лютеций-177(177Lu) и самарий-153(153Sm) захватываются в решетки С60- и C80-фуллерена, соответственно. Изложенное выше является типичным примером процесса, основанного на эффекте Сциларда-Чалмерса.

Хотя фуллерены, и по той же причине бакиболлы, как пустые решетчатые структуры являются идеальными в качестве материала захвата частиц отдачи в области техники, к которой относится настоящее изобретение, недостатком настоящего пути является то, что такие углеродные структуры способны выдержать только облучение в потоке чистых термальных нейтронов реактора, и деформируются посредством разрушения радиацией в течение 2 часов воздействия надтепловых нейтронов.

Согласно настоящему изобретению материалы на основе углерода, такие как аморфный углерод и графит, в которых отсутствует «пустая решетчатая структура» предложены для применения в качестве сред захвата частиц отдачи для захвата отданных атомов 117mSn из реакции (n, γ) с 117mSn, поскольку эти матрицы на основе углерода менее склонны к разрушению радиацией. Таким образом, конкретно рассмотрели проблему достижения отдачи 117mSn с высокой удельной активностью при относительно низкой стоимости и с минимальными отходами.

Таблица 1: Общая концентрация олова на один экстракционный образец, определенная посредством ОЭС-ИСП, удельная активность 117mSn для каждого образца и выход при экстракции при различных значениях времени инкубации в 0,50 моль/дм3 HCl для мишеней, содержащих природные SnO2 и SnO

Целевая среда Время (ч) Активность, 117mSn (Бк/мл1) Растворенный Sn(мкмоль/дм3) Удельн. Активность (МБк/ммоль1) Коэффициент обогащения Выход (%)
0,25 6,73 5,11 1,32 18 0,05
0,5 6,49 4,26 1,53 21 0,05
SnO2 / Углерод 1 8,6 3,40 2,53 34 0,07
5 11,7 5,11 2,29 31 0,09
48 11,8±0,9 6,2±1,3 1,9±0,4 17,5±3,9 0,061±0,002
7 дней 7,4±0,7 4,5±1,3 1,7±0,3 15,6±4,5 0,038±0,004
0,25 10,9 5,96 1,83 22 0,08
0,5 13,5 6,81 1,98 23 0,09
SnO2 / 1 14,7 7,66 1,92 23 0,1
Графит 5 17,4 7,66 2,27 27 0,12
48 16,0±2,8 9,1±1,0 1,8±0,3 16,5±1,7 0,09±0,01
7 дней 9,1±2,3 4,5±1,0 2,1±0,8 20±7 0,05±0,01
0,25 3410 20800 0,16 2 19,55
0,5 2500 17400 0,14 2 14,41
SnO / 1 2070 14500 0,14 2 11,93
Углерод 5 1650 11350 0,15 2 9,51
48 3280±250 10100±900 0,33±0,05 3,1±0,4 15,6±0,3
7 дней 380±150 3300±1400 0,12±0,02 1,11±0,19 1,9±0,9
0,25 3260 19400 0,17 2 21,95
SnO / Графит 0,5 3010 17800 0,17 2 20,27
1 2510 15300 0,16 2 16,9
5 2140 13000 0,17 2 14,41
48 3870±470 8400±2800 0,50±0,16 4,5±1,8 16,5±0,3
7 дней 2900±350 20500±1300 0,14±0,02 1,24±0,09 12,4±0,3

Таблица 2: Общая концентрация олова на один экстракционный образец, определенная посредством ОЭС-ИСП, удельная активность 117mSn для каждого образца и выход при экстракции при различных значениях времени инкубации в растворе 0,50 моль/дм3 аскорбиновой кислоты для мишеней, содержащих природные SnO2 и SnO. (Где результаты γ-спектроскопии находятся ниже предела обнаружения (1,8 Бк на грамм образца), удельные активности и коэффициенты обогащения не могут быть рассчитаны, что показано чертой (-) в таблице).

Время (ч) Активность 117mSn (Бк/мл1) Растворенный Sn(мкмоль/дм3) Удельная Активность (МБк/ммоль1) Коэффициент обогащения Выход (%)
0,25 <1,8 1,85 - - -
0,5 <1,8 1,58 - - -
SnO2 / 1 <1,8 1,48 - - -
Углерод 5 <1,8 1,21 - - -
48 3,7±1,3 3,1±0,3 1.2±0.6 11±7 0,019±0.010
7 дней 3,0±0,7 2,4±0,4 1,14±0,10 10±4 0,015±0,008
0,25 <1,8 1,58
0,5 <1,8 1,67 - - -
Sn2O / 1 <1,8 1,67 -
Графит 5 <1,8 1,39 -
48 3,9±0,7 3,1±0,5 1,27±0,14 14±4 0,03±0,01
7 дней 4,1±1,9 2,72±0,14 1,54±0,20 22,2±0,8 0,035±0,030
0,25 <1,8 5,38 - - -
0,5 <1,8 6,30 - - -
SnO / 1 <1,8 7,88 - - -
Углерод 5 4,82 32,4 0,15 5 0,09
48 580±80 5400±900 0,108±0,008 0,99±0,21 2,6±0,3
7 дней 2170±190 20000±900 0,108±0,005 1,00±0,21 9,7±2,5
0,25 1,82 27,6 0,066 1 0,02
0,5 2,19 21,0 0,11 2 0,02
SnO / Графит 1 2,83 21,7 0,13 3 0,03
5 3,08 23,6 0,13 3 0,03
48 530±400 2900±500 0,17±0,11 1,9±1,2 2,3±1,2
7 дней 1770±90 17400±700 0,102±0,003 1,19±0,28 9±3

Таблица 3: Растворение SnO2 и SnO в растворах 0,50 моль/дм3 HCl или 0,50 моль/дм3 аскорбиновой кислоты до 3 дней при температуре окружающей среды

Оксид олова Раствор Время (часы) Растворенное Sn
(0,50 моль/дм3) (мкмоль/дм3)
SnO2 HCl 0,25 3,40
0,5 2,55
1 4,25
5 6,81
48 7,66
3 дня 16,2
SnO2 Аскорбиновая кислота 0,25 2,69
0,5 2,50
1 2,32
5 2,32
48 2,13
3 дня 2,32
SnO HCl 0,25 8380
0,5 21010
1 20700
5 18780
48 17230
3 дня 11060
SnO Аскорбиновая кислота 0,25 6,02
0,5 9,45
1 13,2
5 17,5
48 19,3
3 дня 21,3

Таблица 4: Процентное содержание (%) активности 117mSn, присутствующей в органических и водных фазах, с последующей технологией жидкостно-жидкостной экстракции для отделения оксидов олова от сред материала захвата частиц отдачи на основе углерода, углерода или графита

Жидкая фаза SnO SnO2
ТБЭ Толуол ТБЭ Толуол
Водная 34,1 97,8 22,9 93,9
Расстворитель 57,6 2,2 50,6 2,6
Лабораторная посуда 8,2 26,5 3,5

1. Способ получения радионуклидов, включающий
облучение в зоне облучения целевой среды, содержащей по меньшей мере материал целевого нуклида, нейтронным излучением, тем самым вызывая образование радионуклидов в материале целевого нуклида, с извлечением по меньшей мере некоторых из образовавшихся радионуклидов из материала целевого нуклида; и
захват и сбор извлеченных радионуклидов материалом захвата частиц отдачи на основе углерода, в котором отсутствует пустая решетчатая структура на кристаллографическом уровне.

2. Способ по п.1, в котором материал целевого нуклида выбран из группы, состоящей из чистого металла и соединения металла.

3. Способ по п.2, в котором металл материала целевого нуклида выбран из группы элементов-металлов периодической таблицы элементов, начиная со скандия с атомным числом 21 до висмута с атомным числом 83, причем оба элемента включены, за исключением элементов-неметаллов: мышьяк, селен, бром, криптон, теллур, йод и ксенон.

4. Способ по п.3, в котором металл материала целевого нуклида представляет собой олово.

5. Способ по п.1, в котором материал захвата частиц отдачи выбран из аморфного углерода, аллотропных модификаций углерода и их смесей.

6. Способ по п.1, в котором как материал целевого нуклида, так и материал захвата частиц отдачи находятся в форме мелкодисперсных частиц, каждая из которых имеет средний размер частицы не более 50 нм.

7. Способ по п.6, включающий смешивание материала целевого нуклида и материала захвата частиц отдачи, причем целевая среда, таким образом, содержит как материал целевого нуклида, так и материал захвата частиц отдачи.

8. Способ по п.1, в котором облучение целевой среды предусматривает размещение целевой среды на пути потока нейтронов от нейтронного источника.

9. Способ по п.1, включающий выделение захваченных радионуклидов из материала захвата частиц отдачи путем обработки материала захвата частиц отдачи разбавленным и/или концентрированным кислым экстракционным растворителем, для получения, таким образом, суспензии материала захвата частиц отдачи, и химическую экстракцию или вымывание захваченных радионуклидов из материала захвата частиц отдачи для получения обогащенного радионуклидом экстракционного растворителя.

10. Способ по п.9, включающий инкубирование суспензии материала захвата частиц отдачи в течение периода, который не превышает период полураспада захваченных радионуклидов.

11. Способ по п.9, включающий выделение или отделение обогащенного радионуклидом экстракционного растворителя от материала захвата частиц отдачи посредством центрифугирования, вихревого разделения и/или фильтрации.

12. Способ по п.1, включающий выделение захваченных радионуклидов из материала захвата частиц отдачи путем обработки материала захвата частиц отдачи щелочным экстракционным растворителем.

13. Способ по п.1, включающий выделение захваченных радионуклидов из материала захвата частиц отдачи путем сжигания материала захвата частиц отдачи в кислороде.

14. Способ по п.9, включающий в случае, если целевая среда содержит смесь материала захвата частиц отдачи и материала целевого нуклида, отделение материала захвата частиц отдачи от материала целевого нуклида перед выделением радионуклидов из материала захвата частиц отдачи.

15. Способ по п.14, в котором отделение материала захвата частиц отдачи от материала целевого нуклида осуществляют посредством жидкостно-жидкостной экстракции с использованием водной жидкости и органической жидкости в качестве растворителей для жидкостно-жидкостной экстракции.

16. Установка для получения радионуклидов, включающая
зону облучения, в которую помещена целевая среда, содержащая по меньшей мере материал целевого нуклида;
источник нейтронного излучения, взаимодействующий с целевой средой в зоне облучения посредством нейтронного излучения; и
материал захвата частиц отдачи на основе углерода, расположенный с возможностью захвата радионуклидов, извлекаемых из материала целевого нуклида, причем в материале захвата частиц отдачи на основе углерода отсутствует пустая решетчатая структура на кристаллографическом уровне.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к получению стабильных изотопов с использованием пучков нейтронов, и может быть использовано в электронной промышленности при производстве полупроводниковых кремниевых структур с применением технологий ионной имплантации, а также в ядерной технике при создании замедляющих нейтроны элементов.

Изобретение относится к технологии нейтронно-трансмутационного легирования (НТЛ) кремния тепловыми нейтронами, широко применяемого в технологии изготовления приборов электронной и электротехнической промышленности.

Изобретение относится к области радиохимии, в частности к способам получения технеция-99m для медицины. .

Изобретение относится к области радиохимии, в частности к способам получения технеция-99m для медицины. .

Изобретение относится к производству радионуклидов для промышленности, науки, ядерной медицины, особенно радиоиммунотерапии, в частности к способу получения актиния-227 и тория-228 из облученного нейтронами в реакторе радия-226.

Изобретение относится к ядерной медицине и может быть использовано при терапии онкологических заболеваний. .
Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов, а более конкретно - к технологии получения радиоактивного изотопа никель-63 в реакторе из мишени. .

Изобретение относится к области радиохимии, в частности к способам получения технеция-99m для медицины. .

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к производству энергии, трансмутации радиоактивных отходов, выжиганию оружейного плутония и актинидов. .

Изобретение относится к радиационной технике и может использоваться для облучения внутриобъектовых мишеней. .
Заявленное изобретение относится к способу получения искусственного изотопа никель-63. В заявленном способе мишенному материалу, содержащему стартовый изотоп никель-62, придают форму и функцию элемента конструкции активной зоны ядерного реактора, далее загружают его для облучения взамен этого элемента. После достижения заданной степени облучения материал выгружают и в процессе химпереработки выделяют исходные и вновь образовавшиеся изотопы никеля. Техническим результатом является возможность повышения коэффициента полезного использования нейтронов без влияния на запас реактивности ядерного реактора. 3 з.п. ф-лы.
Наверх