Способ выделения препарата актиния 225ac из смеси 228th и 229th

Изобретение относится к технологии получения радиоактивных изотопов. Заявленный способ выделения препарата 225Ас из смеси 228Th и 229Th включает сорбцию смеси изотопов тория на сильноосновной анионообменной смоле с последующей очисткой раствора, содержащего 225Ас, от примесей, отделяют радиоактивные изотопы радия и свинца путем их осаждения. Далее очищают раствор, содержащий 225Ас, от примесей с использованием сорбентов на основе Д2ЭГФК. Техническим результатом является снижение скорости радиолиза ионообменных смол. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

 

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в технологии получения радиоактивных изотопов.

Наиболее простым способом получения 225Ас является генерирование из 229Th, который в свою очередь может быть выделен из выдержанного 233U. В большинстве своем генераторные системы на основе 229Th для получения 225Ас реализуются в два этапа: на первом этапе торий сорбируется на анионообменной смоле, радий и актиний проходят через колонку. Затем радий-актиниевую фракцию пропускают через катионообменную смолу AG50×8 и разделяют радий и актиний [К. Каралова, Л.М. Родионова, З.И. Пыжова. Разделение актиния и тория сорбцией на ионообменных смолах из растворов серной кислоты // ЖАХ. 1973. Т. 28. №2. С. 290-293]. Есть работы, в которых разделение проводят с использованием двух колонок с катионообменной смолой в среде цитрата аммония.

Данный способ в связи с труднодоступностью 233U не может полностью обеспечить ожидаемую мировую потребность в 225Ас.

Наиболее близким аналогом является способ выделения препарата 225Ас из смеси 228Th и 229Th, описанный в работе [R A. Boll, D. Malkemus, S. Mirzadeh. Production of actinium-225 for alpha particle mediated radioimmunotherapy // Applied Radiation and Isotopes. 2005. V. 62. Pp. 667-679.]. Согласно этому методу облученный металлический торий извлекают из оболочки и растворяют в 8 Μ ΗΝO3, пропускают раствор через колонку с анионообменной смолой Dowex1x8. При этом происходит сорбция тория на колонке, а актиний и радий проходят, не задерживаясь.

Полученную радий-актиниевую фракцию упаривают до влажных солей, затем растворяют упаренную фракцию в 8 Μ HClO4 и пропускают через вторую колонку с анионообменной смолой для удаления следов тория, затем снова упаривают, растворяют в 10 Μ HCl и пропускают через третью колонку с анионообменной смолой для сорбции примесей железа и урана.

Очищенный раствор радия и актиния упаривают с 30% перекисью водорода для окисления продуктов радиолиза ионообменных смол. Остаток от упаривания растворяют в 0,1 Μ ΗΝΟ3 и пропускают через колонку с катионообменной смолой для сорбции радия и актиния.

Радий элюируют пропусканием через колонку 1,2 Μ ΗΝO3, а актиний элюируют пропусканием через колонку 8 Μ ΗΝO3.

Торий с анионообменной колонки элюируют 0,5 Μ ΗΝO3 и используют для повторного накопления 225Ас.

Описанный выше способ, как и все остальные способы, использующие для отделения тория от радия и актиния органические ионообменные смолы, малоприменим для выделения 225Ra и 225Ас из смеси 228Th/228Th по причине высокой скорости радиолиза ионообменных смол.

Задачей предлагаемого технического решения является снижение скорости радиолиза ионообменных смол.

Для этого в способе выделения препарата 225Ас из смеси 228Th и 229Th, включающем сорбцию смеси изотопов тория на сильноосновной анионообменной смоле с последующей очисткой раствора, содержащего 225Ас, от примесей, отделяют радиоактивные изотопы радия и свинца путем их осаждения, выдерживают для повторного накопления 225Ас, пропускают раствор через колонку с анионообменной смолой для сорбции тория на колонке, очищают раствор, содержащий 225Ас, от примесей с использованием сорбентов на основе Д2ЭГФК.

Выделение радиоактивных изотопов радия и свинца из растворов выполняют путем соосаждения с сульфатом бария, либо с малорастворимыми в концентрированной азотной кислоте нитратами бария или свинца.

Отделяют радиоактивные изотопы радия и свинца из раствора путем их соосаждения с нитратом свинца.

Отделяют радиоактивные изотопы радия и свинца из раствора путем их соосаждения с нитратом бария.

Отделяют радиоактивные изотопы радия и свинца из раствора путем их соосаждения с сульфатом бария.

Отделение радиоактивных изотопов радия и свинца позволяет снизить суммарную объемную активность компонентов раствора.

При отделении фракции радия-свинца из раствора удаляются 224Ra, 225Ra, 212Рb и 209Pb. При этом 228,229Th и 225Ас остаются в растворе. Радионуклиды 220Rn, 216Ро, 212Ро, 212Bi и 208Tl являются короткоживущими дочерними продуктами распада 224Ra, 212Pb находятся с ними в равновесии. При удалении из раствора материнских нуклидов 224Ra, 212Pb активность их короткоживущих продуктов распада быстро убывает со временем.

Предлагаемый способ решает эту проблему следующим образом. Смесь изотопов 228Th и 228Th выдерживают для накопления 225Ra/225Ас. После этого проводят отделение фракции радия-свинца. Таким образом, из раствора удаляются 224Ra, 225Ra, 212Pb и 209Pb. При этом 228,229Th и 225Ас остаются в растворе. Радионуклиды 220Rn, 216Ро, 212Ро, 212Bi и 208Tl являются короткоживущими дочерними продуктами распада 224Ra, 212Pb и находятся с ними в равновесии. При удалении из раствора материнских нуклидов 224Ra, 212Pb активность их короткоживущих продуктов распада быстро убывает со временем.

В дальнейшем эти радионуклиды накапливаются с такой же скоростью, как и 224Ra, т.е. с периодом полунакопления 3,8 сут. Так как обычно активность 229Τh в растворе намного меньше активности 228Th, вкладом дочерних продуктов распада 229Th в изменение суммарной активности компонентов раствора можно пренебречь.

На рисунке 1 представлен график зависимости активности дочерних продуктов распада 228Th от времени после выделения фракции радия-свинца.

На рисунке 2 представлена зависимость мощности дозы гамма-излучения на расстоянии 1 м от препарата, содержащего 1 Ки 228Th после отделения радиевой фракции.

На рисунке 3 представлена зависимость мощности дозы альфа излучения от времени, прошедшего после сброса радиевой фракции. Для расчета было принято, что препарат, содержащий 1 Ки 228Th, равномерно распределен в объеме хроматографической колонки, содержащей 10 г ионообменной смолы.

Согласно графикам суммарная объемная активность радионуклидов в растворе достигает минимального значения через 6,24 ч и составляет 17% от исходной. При этом согласно рис.2 мощность дозы гамма-излучения снижается в 11 раз, а согласно рис. 3 скорость радиолиза ионообменных смол снижается в 5 раз.

Раствор, содержащий 1 Ки 228Th и 0,01 мКи 229Th, выдерживали для накопления 225Ас. Раствор упаривали до влажных солей, к остатку от упаривания добавляли 0,1 г нитрата свинца природного изотопного состава и 10 мл азотной кислоты с концентрацией 1 моль/л. Нагревали раствор до 80-90°C и к горячему раствору приливали 20 мл 15,2 Μ ΗΝΟ3. Раствор охлаждали до комнатной температуры. При этом выпадает осадок нитрата свинца, который захватывает 224Ra, 225Ra и 212Pb. Через 5 ч раствор отделяли от выпавшего осадка декантацией, добавляли 11 мл дистиллированной воды и перемешивали.

После отделения радиевой фракции раствор выдерживали в течение 6 ч, при этом мощность дозы гамма-излучения снижалась в 11 раз. Образовавшийся раствор пропускали через колонку, содержащую 10 г анионообменной смолы AG-1x8 (в N O 3 форме). Смесь изотопов тория сорбировалась на колонке в виде отрицательно заряженных комплексов с нитрат ионами, а раствор с 225Ас проходил через смолу без задержки. Колонку промывали 30 мл 8 Μ ΗΝΟ3, торий элюировали 100 мл 0,5 Μ ΗΝO3.

Осадок нитрата свинца, содержащий 225Ra, растворяли в дистиллированной воде и присоединяли к фракции тория и использовали для повторного накопления 225Ас.

Очистку 225Ас от примесей тория, радия и свинца проводили методом экстракционной хроматографии с использованием сорбентов на основе Д2ЭГФК. Данный класс сорбентов позволяет достичь высоких коэффициентов разделения Ас от Th, Ra, Pb и др. примесей.

1. Способ выделения препарата 225Ac из смеси 228Th и 229Th, включающий сорбцию смеси изотопов тория на сильноосновной анионообменной смоле с последующей очисткой раствора, содержащего 225Ac, от примесей, отделяют радиоактивные изотопы радия и свинца путем их осаждения, выдерживают для повторного накопления 225Ac, пропускают раствор через колонку с анионообменной смолой для сорбции тория на колонке, очищают раствор, содержащий 225Ac, от примесей с использованием сорбентов на основе Д2ЭГФК.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что отделение радиоактивных изотопов радия и свинца проводится путем их соосаждения с нитратом свинца.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что отделение радиоактивных изотопов радия и свинца проводится путем их соосаждения с нитратом бария.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что отделение радиоактивных изотопов радия и свинца проводится путем их соосаждения с сульфатом бария.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов, а более конкретно к технологии получения радиоактивного изотопа никель-63, используемого в производстве бета-вольтаических источников тока.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов и может быть использовано для производства радионуклида 63Ni, являющегося основой для создания миниатюрных автономных источников электрической энергии с длительным сроком службы, работающих на бета-вольтаическом эффекте.

Заявленное изобретение относится к способу осуществления ядерных реакций. Заявленный способ характеризуется тем, что каналируемые ядерные частицы, ионы или излучения при каналировании фокусируются в определенном месте канала в кристаллической решетке фазы внедрения, нанотрубках или за их пределами.

Заявленное изобретение относится к изотопному генератору. Колонный блок изотопного генератора содержит колонну, содержащую материнский радионуклид, который самопроизвольно распадается на относительно короткоживущий дочерний радионуклид.

Изобретение относится к стержням мишеней производства изотопов для активной зоны вырабатывающего энергию ядерного реактора. Стержень мишеней производства изотопов может включать в себя по меньшей мерее одну стержневую центральную корпусную деталь, включающую в себя внешнюю оболочку, которая определяет внутреннюю полость, и множество мишеней облучения в пределах внутренней полости.
Изобретение относится к способу генерации радиоизотопов, которые используются в ядерной медицине для приготовления фармпрепаратов, вводимых в пациентов. Заявленный способ включает облучение мишени пучком тормозного излучения и извлечение из мишени образовавшихся радионуклидов методами радиохимии.

Изобретение относится к медицинской технике и может быть использовано при выполнении лучевой терапии злокачественных опухолей поджелудочной железы пучками адронов.

Изобретение относится к области радиохимии. .
Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в производстве радиоактивных изотопов для медицинских целей, а именно для производства высокоактивных генераторов изотопов 99mTc, используемых для диагностики и лечения некоторых онкологических заболеваний.

Изобретение относится к медицинской технике и может быть использовано при выполнении лучевой терапии злокачественных опухолей пучками адронов. .

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

Изобретение относится к области физико-химического разделения радионуклидов, в частности к способу получения радионуклида стронция-82, и может быть использовано в ядерной медицине. Способ включает облучение ускоренным пучком протонов энергии 70 МэВ контейнера с мишенью из хлорида рубидия или металлического рубидия, испарение мишенного вещества в балластный объем в высоком вакууме при температуре 900-950°C, испарение оставшегося на внутренней поверхности контейнера радионуклида стронция-82 при температуре 1500-1900°C и одновременное высаживание его на охлаждаемый коллектор, с которого впоследствии он смывается раствором соляной или азотной кислоты. Изобретение обеспечивает упрощение получения радионуклида стронция-82 и высокий выход конечного продукта. 4 ил.

Изобретение относится к способу выделения изотопа 63Ni из облученной металлической мишени для использования в автономных источниках питания, например, основанных на бетавольтаическом эффекте. Способ включает нагревание металлического никеля, содержащего радионуклид 63Ni до температуры его испарения в вакуумной камере, трехступенчатую селективную фотоионизацию атомов целевого изотопа Ni путем одновременного импульсного облучения атомов пространственно совмещенными лазерными пучками с длиной волны , и с последующим выделением фотоионов 63Ni электрическим полем. Способ осуществляют при частоте повторения импульсов лазерных пучков 5-20 кГц при длительности импульса 20-100 нс, а среднюю плотность мощности лазерного излучения первой ступени выбирают в диапазоне 40÷100 мВт/см2, второй ступени - 5÷40 мВт/см2, третьей ступени - 3÷5 Вт/с2 при частоте повторения импульсов лазерных пучков 10 кГц при длительности импульса 20 нс. Техническим результатом является возможность осуществления технологического процесса, позволяющего в промышленных масштабах осуществлять одновременное выделение высокообогащенного радионуклида 63Ni и нанесение его на подложки. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к средствам производства радионуклидов. Изобретение предусматривает наличие в генераторе первого и второго радионуклидов одного и того же химического элемента: изотопы одного и того же химического элемента имеют сходные химические свойства и поэтому обычно не могут быть разделены традиционными химическими методами; в этом аспекте изобретение обеспечивает разделение. Техническим результатом является возможность получать свободные от носителя изотопы с высокой удельной активностью, а также возможность обеспечения гарантированной доступности радионуклидов с высокой удельной активностью в течение продолжительного периода времени, например, в зависимости от периода полураспада материнского радионуклида вместо периода полураспада дочернего радионуклида. 4 н. и 11 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к медицинской установке, предназначенной для выполнения инъекций пациентам элюирующего раствора, содержащего рубидий-82. Установка (1) содержит, в частности, средства (3) для вмещения генератора (G) стронция/рубидия, способного к выработке элюирующего раствора, который содержит указанный рубидий-82 и который способен загрязняться стронцием-82 и/или стронцием-85. Установка содержит: собственные средства (6) для получения показателя, соотносящегося с по меньшей мере одним параметром безопасности, который связан с максимальной пороговой величиной, соответствующей потенциально чрезмерному загрязнению указанного элюирующего раствора стронцием-82 и/или стронцием-85, и управляющие средства (5), содержащие средства (51) безопасности, которые приводятся в активную конфигурацию, когда указанный получаемый показатель достигает указанной максимальной пороговой величины указанного параметра безопасности. При этом указанные средства (51) безопасности способны в активной конфигурации управлять действиями указанных средств (4) выполнения перфузии, приводя их в указанное положение остановки для препятствования инъекции указанного элюирующего раствора пациенту. Техническим результатом является возможность введения элюирующего раствора пациентам до достижения максимальных пороговых величин и предотвращение введения элюирующих растворов при достижении пороговых значений с устранением риска ошибки за счет интеграции средств для получения показателя в медицинскую установку. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к радиоизотопным механо-электрическим генераторам с пьезоэлектрическим кантилевером. Устройство включает отдельно расположенный радиоизотопный источник постоянного напряжения в виде плоскопараллельного конденсатора, одна обкладка которого, закрепленная на первой металлической плате и содержащая пленку радиоактивного изотопа, является эмиттером, а вторая коллектором. Также предусмотрено наличие расположенной вне зоны действия радиоактивного изотопа опоры из диэлектрического материала с выступающей из нее упругой балкой-кантилевером, являющейся пьезоэлектрическим преобразователем.. Балка-кантилевер выполнена из пьезоэлектрического монокристаллического материала с бидоменной структурой и содержит на поверхностях электроды пьезоэлектрического преобразователя, выполненные из тонкопленочного металлического покрытия, к которому присоединены выводы выходного напряжения. При этом один из электродов электрически соединен с коллектором, опора балки-кантилевера содержит сквозной проем, обеспечивающий возможность регулировки вылета балки, и металлические фиксаторы положения балки, являющиеся также контактами для электровыводов. Техническим результатом является расширение области применения за счет возможности подбора и регулировки частоты выходного переменного напряжения путем изменения длины свободной части балки-кантилевера в процессе сборки. 1 ил.

Изобретение относится к генератору для получения стерильных радиоизотопов. Генератор содержит колонку с сорбентом и радиоизотопом, размещенную внутри радиационной защиты и корпуса генератора, иглу элюата, соединенную трубкой с колонкой, многоходовый кран снабжен ручкой переключения, воздушный фильтр. Верхняя часть колонки закрыта пробкой из свинца, выходная трубка из стали, являющаяся линией элюата, вставлена в нижнюю часть колонки, огибает ее боковую сторону, проходит через пробку, через воздушный фильтр, закрепленный внутри верхней части корпуса, и соединена с иглой элюирования, надетой на выходной штуцер жидкостного фильтра. Входная трубка из стали, являющаяся линией элюента, вставлена через пробку в верхнюю часть колонки и соединена с первым штуцером трехходового крана, на второй штуцер трехходового крана надет воздушный фильтр, к третьему штуцеру трехходового крана подсоединен гибкий шланг для соединения с нижней частью емкости с элюентом. Техническим результатом является повышение эффективности элюирования и выхода целевого радионуклида при повышении автоматизации процесса элюирования. 1 ил.

Изобретение относится к cпособу наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах. Способ предусматривает использование мишеней для наработки радиоизотопов, размещаемых в облучательной сборке между втулками, и прутков, выполненных с использованием замедляющего нейтроны материала, при этом облучательную сборку помещают в боковом экране ядерного реактора на быстрых нейтронах. Вокруг облучательной сборки располагают сборки, не содержащие ядерное топливо. Быстрые нейтроны пропускают в облучательной сборке через замедляющий нейтроны материал и далее замедленные нейтроны пропускают через облучаемый материал (мишени) в облучательной сборке. Наработка радиоизотопов производится одновременно в облучательной сборке и сборках, ее окружающих, в которых содержание стали не превышает 50%. Мишени облучательной сборки имеют сечение поглощения более 1 барн при энергии нейтронов менее 0,1 МэВ. Мишени сборок окружения облучательной сборки имеют сечение поглощения нейтронов ниже 1 барн при энергии нейтронов более 0,1 МэВ. Техническим результатом является упрощение обращения со сборками при дополнительном повышении процесса наработки радионуклидов за счет использования для наработки дополнительных радиоактивных изотопов с помощью быстрых нейтронов при одновременном сохранении функции устранения тепловых нейтронов объема реакторной установки, ранее предназначенного лишь для пассивного устранения тепловых нейтронов объема реакторной установки, ранее предназначенного лишь для пассивного устранения тепловых нейтронов, при сохранении безопасности работы реактора на быстрых нейтронах. 4 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к технологии получения радиоактивных изотопов. Заявленный способ выделения препарата 225Ас из смеси 228Th и 229Th включает сорбцию смеси изотопов тория на сильноосновной анионообменной смоле с последующей очисткой раствора, содержащего 225Ас, от примесей, отделяют радиоактивные изотопы радия и свинца путем их осаждения. Далее очищают раствор, содержащий 225Ас, от примесей с использованием сорбентов на основе Д2ЭГФК. Техническим результатом является снижение скорости радиолиза ионообменных смол. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

Наверх