Способ получения радионуклида стронция-82



Способ получения радионуклида стронция-82
Способ получения радионуклида стронция-82

 


Владельцы патента RU 2598089:

Федеральное Государственное Бюджетное Учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова" (ФГБУ "ПИЯФ") (RU)

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 области физико-химического разделения радионуклидов, в частности к способам получения радионуклидов стронция. Изобретение может быть использовано в ядерной медицине для производства радиоизотопного генератора радионуклида стронция-82. Изобретение относится к технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины на ускорителях заряженных частиц.

В настоящее время одним из наиболее перспективных и динамично развивающихся диагностических направлений ядерной медицины является метод позитронно-эмиссионной томографии (ПЭТ), использующий радионуклиды, излучающие позитроны. Сейчас в основном для ПЭТ диагностики используются короткоживущие β+-излучатели - радионуклиды 11С, 13N, 15O и 18F. Использование указанных короткоживущих радионуклидов с периодами полураспада минуты-часы предполагает наличие в соответствующих ПЭТ центрах циклотронов с энергией налетающих частиц в диапазоне 10-20 МэВ. Необходимость использования циклотрона существенно затрудняет использование метода ПЭТ диагностики в небольших ПЭТ центрах, так как требует дополнительных значительных расходов на его эксплуатацию.

Метод радиоизотопных генераторов позволяет преодолеть указанные трудности. Данный метод в настоящее время широко используется в развитых странах, в частности, широкое развитие получила ПЭТ технология, основанная на применении изотопного генератора на основе стронция-82, который является материнским ядром (генератором) β+-излучателя рубидия-82.

Указанная радионуклидная пара имеет следующие ядерно-физические характеристики:

Sr-82: T1|2=25.55 дн; ε+(100%); нет сопутствующих γ-квантов.

Rb-82: T1|2=1.27 мин; β+(95%), ε+(5%), γ-кванты: аннигиляция Еγ=511 кэВ и Еγ=776 кэВ.

Свойства данной радионуклидной пары обеспечивают уникальные возможности для использования в диагностике ПЭТ методом. Генератор, заряженный стронцием-82, может быть легко доставлен в клинику, находящуюся в любом отдаленном уголке земного шара и эксплуатироваться достаточно длительное время (около двух месяцев). При этом необходимость в наличии циклотрона естественным образом отпадает.

Известен способ получения Sr-82 в реакции облучения молибдена протонами с энергией 800 МэВ: "Thomas K.E. Strontium-82 Production at Los Alamos National Laboratory. - Applied Radiation and Isotopes, 1987, v. 38, №3, p. 175-180" [1]. Мишени из металлического молибдена в виде тонких фольг облучают на пучке протонов энергией 800 МэВ и током до 500 мкА. В реакции глубокого отщепления образуется Sr-82, другие изотопы стронция и множество других радионуклидов с Z≤42. После десятидневной выдержки мишени растворяют в смеси азотной и фосфорной кислот и перекиси водорода. После чего в результате многоступенчатого химического выделения получают изотопы стронция, в том числе и Sr-82.

Этот способ имеет следующие недостатки:

- в мишени образуется большое количество примесей других радионуклидов с Z≤42, что влияет на чистоту выделения целевого продукта;

- методика выделения Sr-82 связана с необходимостью проведения многоступенчатого радиохимического процесса обработки мишени (мокрая радиохимия) и утилизацией большого количества радиоактивных отходов сопутствующих "мокрой радиохимии" (сложность и трудоемкость процесса);

- при облучении молибдена в получаемых источниках содержится основная мешающая примесь Sr-85, активность которой сопоставима с активностью целевого продукта стронция-82.

Известен способ получения Sr-82 в реакции Rb(p,xn) при облучении мишени из металлического рубидия: Жуйков Б.Л., Коханюк В.М., Глущенко В.Н. и др. Получение стронция-82 из мишени металлического рубидия на пучке протонов с энергией 100 МэВ. - Радиохимия, 1994, том 36, стр. 494-498 [2]. Мишени из металлического рубидия, помещенные в герметичные контейнеры из нержавеющей стали облучались на линейном ускорителе на пучке с энергией протонов 100-150 МэВ при токах пучка до 100 мкА. Переработка облученной мишени включала в себя механическое вскрытие контейнера и растворение мишени в изобутаноле, разрушение образующегося при растворении мишени изобутонолята рубидия и отделение органической фазы путем отгонки, отделение изотопов стронция от рубидия на ионообменной колонке.

Недостаток данного способа заключается в том, что выделение Sr-82 также связано с необходимостью проведения многоступенчатого радиохимического процесса обработки мишени (мокрая радиохимия) и утилизацией большого количества радиоактивных отходов, сопутствующих "мокрой радиохимии".

В качестве прототипа рассмотрен способ получения радионуклида стронция 82Sr (Б.Л. Жуйков, В.М. Коханюк, Дж. Винсент, патент №2356113, приоритет 27.03.2008) [3]. Способ получения радиостронция-82 заключается в следующем. Мишень, содержащая металлический рубидий (мишенное вещество) внутри оболочки мишени, облучают потоком ускоренных заряженных частиц. После облучения осуществляют плавление рубидия внутри оболочки мишени. Извлечение радиостронция из жидкого рубидия осуществляют сорбцией. Сорбцию проводят при температуре сорбирующей поверхности 275-350°C, причем в качестве сорбирующей поверхности используют внутреннюю поверхность оболочки облученной мишени. После проведения сорбции радиостронция рубидий из мишенной оболочки удаляют, а затем радиостронций смывают с внутренней поверхности оболочки мишени растворителями. Удаление металлического рубидия проводят путем откачивания из мишени. Извлечение сорбированного радиостронция предложено проводить путем перевода его в раствор, заливая в мишень различные растворители, например органические спирты, воду и/или водные растворы минеральных кислот и др. Выход радиостронция составляет 96±4%

Недостаток данного способа, также как и аналогов, заключается в необходимости транспортировки облученной мишени большой радиоактивности (как это описано в прототипе), наполненной мишенным веществом, в горячий бокс с последующим проведением многоступенчатого процесса плавления рубидия и извлечения образовавшегося радиостронция из рубидия сорбцией на поверхности различных материалов с последующей их смывкой и очисткой от мишенного вещества. Т.е. также присутствуют «мокрая радиохимия» и утилизация достаточно большого количества радиоактивных отходов, сопутствующих "мокрой радиохимии".

Кроме того, в силу взрывоопасности все процедуры по извлечению 82Sr из мишенного вещества должны производиться в атмосфере какого-либо инертного газа. Таким образом, однозначно можно сказать, что процесс трудоемкий, сложный, связанный с работой в условиях большой радиоактивности.

Техническим результатом заявляемого изобретения является упрощение получения радионуклида стронция-82 при сохранении высокого выхода конечного продукта.

Задача заключается в проведении процесса получения радионуклида стронция-82, минуя многоступенчатые операции, связанные с применением «мокрой радиохимии» и исключающие взрывоопасность.

Поставленная задача достигается тем, что в известном способе получения радионуклида стронция-82, включающем облучение ускоренным пучком протонов энергией 70 МэВ контейнера с мишенью из хлорида рубидия или металлического рубидия, выделение радионуклида стронция-82 (с сопутствующими изотопами) из мишенного вещества, новым является то, что выделение радионуклида стронция-82 из мишенного вещества осуществляется путем испарения мишенного вещества в балластный объем в высоком вакууме при температуре 900-950°C, и радионукид стронция-82, оставшийся на внутренней поверхности контейнера, испаряют при температуре в диапазоне 1500-1900°C с одновременным высаживанием его на охлаждаемый коллектор, с которого затем осуществляется смывка его раствором соляной или азотной кислоты.

Такая совокупность операций исключает многоступенчатый радиохимический процесс обработки мишени. Это позволит избежать получения большого количества жидких радиоактивных отходов, сопутствующих данному процессу, и в 5-6 раз снизить активность получаемых для обработки в горячих камерах образцов при сохранении в них активности нарабатываемого стронция-82.

Это обеспечивается тем, что выделение радионуклидов стронция из мишенного контейнера производится в месте облучения контейнера с эффективностью около 95%. Эффективность отделения радионуклидов стронция от мишенного вещества составляет величину лучше 99,9%. В отличие от прототипа, выполнен другой подход к процедуре отделения мишенного вещества от радиоизотопа стронция-82 (целевой продукт) и других изотопов стронция, а именно за счет разных температур нагрева. При этом целевой продукт полностью остается внутри контейнера без мишенного вещества. Далее осуществляют полное испарение его с внутренней поверхности контейнера и полное осаждение на холодном коллекторе. Это подтверждают экспериментальные результаты, приведенные ниже на соответствующих рисунках. Таким образом, отсутствует необходимость транспортировки облученной мишени большой радиоактивности, наполненной мишенным веществом, в горячий бокс с последующим проведением многоступенчатого процесса плавления рубидия и извлечения образовавшегося радиостронция из рубидия сорбцией на поверхности различных материалов, как это делается в прототипе, что является сложными и взрывоопасными операциями.

В заявляемом способе все операции по разделению мишенного вещества и целевого продукта проводятся в едином закрытом пространстве - месте облучения мишени. Поэтому исключается многоступенчатость выделения продукта с использованием облученной мишени большой радиоактивности. Предлагаемый способ позволяет работать с уже выделенной фракцией радионуклидов стронция, активность которой в 5-6 раз меньше активности облученной мишени.

На фиг. 1 приведены экспериментально полученные гамма-спектры облученного хлористого рубидия, где присутствуют гамма-линии рубидия-83 (552 кэВ) и рубидия-82 (776 кэВ), дочернего ядра стронция-82. Это спектры капсулы с мишенным веществом до его нагрева и после его нагрева при низкой (менее 800°C). Из приведенного спектра видно, что при температуре ниже 800°C ни мишенное вещество, ни стронций не вылетают из мишенной капсулы.

На фиг. 2 приведены экспериментально полученные гамма-спектры облученного хлористого рубидия, где присутствуют гамма-линии рубидия-83 (552 кэВ) и рубидия-82 (776 кэВ), дочернего ядра стронция-82. Эти спектры капсулы с мишенным веществом до и после его нагрева при температуре 900-950°C. Из приведенного спектра видно, что в этом интервале температур мишенное вещество полностью вылетело из мишенной капсулы (контейнера), а стронций из мишенной капсулы не вылетел.

На фиг. 3 приведен экспериментально полученный спектр стронция-82, выделенного на охлаждаемый танталовый коллектор и смытого с коллектора 10% раствором соляной кислоты.

На фиг. 4 приведены экспериментально полученные гамма-спектры облученного металлического рубидия с теми же гамма-линиями. Из приведенного спектра видно, что при 90% испарении мишенного вещества (металлического рубидия) стронций-82 практически весь остается в мишени. Неполное испарение мишенного вещества объясняется малым временем испарения мишенного вещества (60 мин.).

Согласно расчетам, время, необходимое для полного испарения, составит 5-6 часов, и может быть определено экспериментально в предварительных измерениях с небольшой активностью

Способ заключается в следующем. Мишень в виде контейнера из достаточно тугоплавкого материала с находящимся в контейнере мишенным веществом в виде хлорида рубидия или металлического рубидия в высоком вакууме облучают протонами энергии 70-80 МэВ. При облучении мишенного вещества в нем в реакции (p,xn) образуются с высокими сечениями радиоизотопы стронция - стронций-82, 83, 85. Радионуклид 82Sr используется в диагностических процедурах в качестве изотопа, генерирующего дочерний радионуклид Rb-82, распадающийся бета-плюс распадом и использующийся в ПЭТ диагностике. Выделения радиоизотопов стронция из мишенного вещества осуществляется следующим образом. После завершения облучения и выдержки в течение 5-10 дней для радиационного охлаждения мишени и распада короткоживущего стронция-83 проводится первоначальный нагрев мишенного контейнера в высоком вакууме при температуре 900-950°C, в течение которого мишенное вещество (RbCl, либо металлический рубидий) испаряется в балластный объем. Измеренная эффективность сбора мишенного вещества в балластный объем составляет величину более 95%. При этом атомы радиоактивных изотопов стронция, имеющего значительно более высокую температуру кипения, чем мишенное вещество (RbCl, либо металлический рубидий) остаются с вероятностью, близкой к 100% на внутренней поверхности мишенного контейнера. При следующем нагреве мишенного контейнера при температуре 1900-1950°C атомы радиоактивных изотопов стронция Sr-82 и Sr-85 испаряются из мишени и высаживаются на охлаждаемый коллектор. Коллектор в виде молибденовой, ниобиевой или танталовой фольги с высаженными радионуклидами стронция транспортируются в горячий бокс, где производится их смыв раствором соляной или азотной кислоты. Эффективность смывки составляет величину около 100%. Полученный в количестве нескольких см раствор кислоты, содержащий радиоизотопы стронция, имеет высокую радиохимическую чистоту и, в случае необходимости, может быть подвергнут дополнительной химической очистке. Выход целевого продукта стронция-82 составляет (95±5)%

Таким образом, все выше сказанное подтверждает, что в заявляемом способе все операции по разделению мишенного вещества и целевого продукта проводятся в едином закрытом пространстве - месте облучения мишени в объеме вакуумного мишенного устройства, где расположена облучаемая мишень. Поэтому исключается многоступенчатость выделения продукта с использованием облученной мишени большой радиоактивности. Предлагаемый способ позволяет работать с уже выделенной фракцией радионуклидов стронция, активность которой в 5-6 раз меньше активности облученной мишени.

Предлагаемый способ получения Sr-82 позволяет исключить из процедуры выделения стронция из облученной на пучке циклотрона мишени операцию радиохимической "мокрой" переработки мишени, как это делается при использовании чисто радиохимических методов выделения. Это позволяет свести к минимуму количество жидких радиоактивных отходов, переработка которых достаточно трудоемка и высоко затратна. Получаемый данным способом Sr-82 может иметь более высокую, если это необходимо, радионуклидную чистоту по сравнению с существующими аналогами, так как получаемые источники без носителя с выделенными из мишени изотопами стронция могут проходить дополнительную очистку.

Настоящее изобретение может быть использовано для получения генераторного радионуклида Sr-82 на протонных циклотронах средних энергий (Ер=65-80 МэВ).

Литература

1. Thomas K.E. Strontium-82 Production at Los Alamos National Laboratory. - Applied Radiation and Isotopes, 1987, v. 38, №3, p. 175-180.

2. Жуйков Б.Л., Коханюк B.M., Глушенко B.H. и др. Получение стронция-82 из мишени металлического рубидия на пучке протонов с энергией 100 МэВ. - Радиохимия, 1994, том 36, стр. 494-498.

3. Б.Л. Жуйков, В.М. Коханюк, Дж. Винсент, патент РФ №2356113, приоритет 27.03.2008, МПК G21G 1/10. СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОСТРОНЦИЯ (ВАРИАНТЫ) - прототип.

Способ получения радионуклида стронция-82, включающий облучение ускоренным пучком протонов энергии 70 МэВ контейнера с мишенью из хлорида рубидия или металлического рубидия, выделение радионуклида стронция-82 из мишенного вещества, отличающийся тем, что выделение радионуклидов стронция-82 из мишенного вещества осуществляют путем испарения мишенного вещества в балластный объем в высоком вакууме при температуре 900-950°C, и радионуклид стронция-82, оставшийся на внутренней поверхности контейнера, испаряют при температуре в диапазоне 1500-1900°C с одновременным высаживанием его на охлаждаемый коллектор, с которого впоследствии он смывается раствором соляной или азотной кислоты.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины на ускорителях заряженных частиц. Способ получения радиоизотопа стронций-82 (82Sr) по реакции Rb(p,xn)82Sr включает облучение мишени протонами, в качестве которой используют раствор или расплав одного или нескольких химических соединений рубидия или их взвесь в жидком носителе, и осуществление их циркуляции в замкнутом контуре через зону облучения протонами, нарабатывая в мишени по реакции 85Rb(p,4n)82Sr и(или) реакции 87Rb(p,6n)82Sr радиоизотоп 82Sr, и выделение 82Sr из облученной мишени после облучения или непосредственно во время облучения радиохимическим методом.

Изобретение относится к области получения короткоживущих радиоактивных фармацевтических препаратов в количествах порядка единичной дозы. Генератор биомаркеров включает в себя ускоритель частиц и систему микросинтеза радиоактивных фармацевтических препаратов.

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в технологии получения радиоактивных изотопов и аналитической химии. Способ разделения радионуклидов кадмия и серебра включает растворение облученного серебра в азотной кислоте, упаривание раствора, растворение образовавшихся нитратов в аммиачном растворе, восстановление серебра до металла в аммиачной среде сернокислым гидроксиламином при рН более 6 и при мольном отношении сернокислого гидроксиламина к серебру более 1, отделение осадка металлического серебра от маточного раствора, содержащего кадмий-109 и осаждение из маточного раствора любого малорастворимого соединения кадмия.
Изобретение относится к области получения радиоактивных материалов, в частности к обработке облученного сырья, которое может быть использовано для производства закрытых источников ионизирующих излучений для радиационно-химических гамма-установок.
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.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении источников ионизирующего излучения (ИИИ) медицинского назначения. Способ включает в себя заполнение капсулы источниками ионизирующего излучения.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении источников для медицинских целей. Источники ионизирующего излучения (ИИИ) в виде заготовок из кобальта диаметром 1 мм и длиной 1 мм, заранее складированные в открытом бункере, порционно транспортируются сепаратором через узел загрузки в капсулу.

Изобретение относится к средствам извлечения полученных в результате облучения целевых компонентов из мишени. В заявленном способе предусмотрено выполнение мишени (19) в виде цилиндра с центральным стержнем, позиционированным по центру цилиндра двумя пробками, герметизация мишени с двух сторон и заполненение кольцеобразного пространства целевыми компонентами.

Изобретение относится к средствам извлечения компонентов из облученной мишени. В заявленном способе мишень, выполненную в виде загерметизированного в оболочку плоского сепаратора, сначала подвергают поперечной разрезке путем отсечения конечных частей мишени, а затем производят двухстороннее вскрытие мишени по обеим её длинным сторонам.

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 .

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.
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. .
Наверх