Способ получения высокочистого радия-223

Авторы патента:

Лумпов Александр Александрович (RU)

Костылев Александр Иванович (RU)

Красников Леонид Владиленович (RU)

Семенова Надежда Андреевна (RU)

G21G4/00 - Радиоактивные источники (получение нейтронов или других внутриатомных частиц, рентгеновских или гамма-излучений в термоядерных реакторах G21B, в ядерных реакторах G21C, с помощью космического излучения G21H 7/00 в ускорителях H05H; рентгеновские трубки H01J 35/00; гамма-мазеры H01S 4/00)

G21G1/06 - путем нейтронного облучения

Владельцы патента RU 2752845:

Акционерное общество "Наука и инновации" (RU)

Изобретение относится к области ядерной медицины и может быть использовано для получения изотопа радий-223 медицинской чистоты. Способ заключается в предварительной глубокой очистке тория-227 от материнского актиния-227 на сильном анионите (АВ-17) за счет элюирования последнего 8 моль/л азотной кислотой, смыве тория-227 с анионита в минимальном объеме элюата, что достигается использованием в качестве элюата 2 моль/л соляной кислоты. Далее переводят торий в раствор 8 моль/л азотной кислоты и выделяют накопленный после определенной выдержки радий-223 на анионите элюированием 8 моль/л азотной кислотой. Техническим результатом является возможность гарантированно не допустить загрязнения препарата радия-223 актинием-227 и минимизировать его загрязнение продуктами деструкции органических носителей.

Изобретение относится к области ядерной медицины и может быть использовано для получения изотопа радий -223 медицинской чистоты.

Для получения препарата радия-223 медицинской чистоты используются либо ионообменные, либо экстракционные хроматографические методы. При этом либо выделят радий-223, накопленный предварительно из смеси актиний-227-торий-227 вне хроматографической системы, либо накопленный из фиксированной на колонке смеси актиний-227-торий-227.

Так в GB 201007353 D0 (2010-06-16) (Algeta, Bayer) смесь ²⁷⁷Ac-²⁷⁷Th-²²³Ra сорбируют на колонке заполненной твердофазным экстрагентом на основе дигликоль амида, затем с нее элюируется ²²³Ra, после чего с колонки обратным ходом элюента смывается смесь ²²⁷Ac-²²⁷Th. Поскольку радий смывается с колонки, содержащей актиний и торий, всегда существует возможность его загрязнения материнскими нуклидами. Особенно не желательно загрязнение актинием из-за его относительно большого периода полураспада и сложности количественного экспресс-анализа. Кроме того, при использовании твердофазных экстрагентов неизбежно происходит загрязнение элюатов продуктами деструкции носителя и экстрагента и собственно высвободившимся с носителя экстрагентом. Значительная радиационная нагрузка существенно увеличивает такое загрязнение. При выбранном авторами способе основная часть таких загрязнений оказывается в смыве фракции ²²⁷Ас-²²⁷Th и может серьезно сказаться на качестве получаемого радия-223.

В работе [Reza Bagheri, Hossein Aiarideh, Mohammad Ghannadi-Maragheh, Ali Bahrami-Samani & Simindokht Shirvani-Arani, «Production of ²²³Ra from ²²⁶Ra in Tehran Research Reactor for treatment of bone metastases» Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, volume 304, pages 1185-1191(2015)] описывается способ выделения радия-223 из облученного радия-226. Способ принят за прототип. По этому способу исходная смесь ²²⁷Ас-²²⁷Th-²²³Ra сначала пропускается через колонку с сильноосновным анионитом Dowex 1X8, на которой полностью отделяется от тория. Затем элюат, содержащий смесь ²²⁷Ac-²²³Ra, выпаривается, растворяется в 1 М азотной кислоте и пропускается через колонку с сильнокислым катионитом Dowex 50WX8. Радий-223 в этих условиях на катионите не сорбируется. Актиний-227 остается на колонке для повторного накопления и смыва радия-223. Если вследствие не высокой радиационной нагрузки на катионит из-за отсутствия значительных количеств тория-227 и небольших объемов элюирования выделенный в первой порции радий-223 оказывается достаточно чистым, то последующие порции могут оказаться существенно загрязненными как продуктами деструкции смолы, так и актинием-227.

Задачей предлагаемого изобретения является разработка способа, позволяющего гарантировано не допустить загрязнения препарата радия-223 актинием-227 и минимизировать его загрязнение продуктами деструкции органических носителей.

Технический результат достигается предлагаемым способом

Для решения этой задачи предлагается получать радий-223 из предварительно очищенного от актиния-227 тория-227. Торий-227 сорбируется из смеси ²²⁷Ac-²²⁷Th-²²³Ra на колонке с сильноосновным анионитом (АВ-17 или Dowex 1X8) из 8М азотной кислоты. Колонка дополнительно промывается кислотой той же концентрации, что гарантирует полное отделение ²²⁷Ас и ²²³Ra. Из выделеннного актиния-227 после соответствующий выдержки можно снова выделить торий-227. Торий с колонки смывается 2М HCl. Поскольку торий в этих условиях не взаимодействует с анионитом, смыв осуществляется в минимальном объеме элюента и в короткие сроки. Очищенный таким образом торий выдерживается расчетное время для накопления радия-223, переводится в раствор 8 М азотной кислоты. Накопленный радий-223 отделяют от тория пропусканием через колонку с сильноосновным анионитом (АВ-17 или Dowex 1Х8) в растворе 8 М азотной кислоты. При необходимости цикл накопления радия-223 из тория-227 можно повторить. Таким образом, полученный раствор радия-223 не содержит примесей материнских нуклидов и за счет малого времени контакта практически свободен от продуктов деструкции анионита.

Пример.

В модельном эксперименте на колонку, наполненную анионитом АВ-17-В (2 мл), подавали раствор, содержащий равновесную смесь актиний-227-торий-227-радий-223 в 8 моль/л азотной кислоте (30 МБк по актинию-227). Колонку промыли 8 моль/л азотной кислотой. Объем нанесения и промывки составил 4 мл. Торий-227 смыли с колонки раствором 2 М соляной кислоты. Объем элюата составил 4 мл. Общее время контакта растворов со смолой составило ~10 мин. Элюат актиния выпарили и оставили для накопления тория-227. Элюат тория выпарили, перевели в раствор 8 М азотной кислоты и оставили на 20 суток для накопления радия-223. Элюирование радия-223 проводили 8 моль/л азотной кислотой с колонки наполненной анионитом АВ-17-В (2 мл). В элюате оказалось расчетное количество радия-223 (~12 МБк, более 95%), активность тория-227 оказалась менее <0,001% (по результатам γ-спектрометрических измерении распада-накопления от времени).

Способ получения высокочистого радия-223 из тория-227, отличающийся тем, что проводят предварительную глубокую очистку тория-227 от материнского актиния-227 на сильноосновном анионите, смывают высокоочищенный торий-227 с анионита в минимальном объеме элюата с последующим накоплением радия-223 и переводом тория в раствор 8 моль/л азотной кислоты и отделяют радий-223 от материнского тория-227 на сильноосновном анионите элюированием около 8 моль/л азотной кислотой.

Изобретение относится к источникам электрической энергии. Радиоизотопный источник переменного электрического тока содержит эмиттер из бета-излучающего металла, выполняющий роль катода, и резонаторную систему магнетронного типа, являющуюся анодом, помещенные в вакуумную камеру, расположенную в зазоре магнитопровода.

Способ сборки источника ионизирующего излучения // 2739280

Использование: изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении и сборке источника ионизирующего излучения (ИИИ), входящего в состав устройств радиационного контроля качества материалов и изделий. Сущность изобретения: способ сборки источника ионизирующего излучения включает изготовление защитного имеющего отверстие корпуса из материалов с повышенной радиационной защитой, например из обедненного урана или сплава, содержащего вольфрам, защитной пробки, изготовленной из тех же материалов, по крайней мере, одной ампулы, содержащей радиоактивный материал.

Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радионуклида молибден-99 // 2735646

Изобретение относится к способу изготовления наноструктурированной мишени для производства радионуклида молибден-99 и может быть использовано для производства радионуклида молибден-99 (99Мо) высокой удельной активности (без носителя), являющегося основой для создания радионуклидных генераторов технеция-99m (99mTc), имеющих широкое применение в ядерной медицине для диагностических целей.

Способ выделения ni-63 из облученной мишени и очистки его от примесей // 2720703

Изобретение относится к технологии выделения и очистки препарата радионуклида 63Ni и выделения и очистки никеля из промышленных отходов. Очистка целевого радионуклида от 59Fe, 60Co, 51Cr, 54Mn, 124Sb, 46Sc, 117Sn проводится осаждением указанных примесей при рН=5-6 после изотопного разбавления неактивным кобальтом и окисления последнего персульфатом калия или натрия.

Защитный кожух для аппарата-источника радиоактивного излучения и устройство контроля безопасности // 2690955

Изобретение относится к защитному кожуху для аппарата-источника радиоактивного излучения и устройству контроля безопасности. Устройство содержит корпус, снабженный приемной камерой для размещения в нем аппарата-источника радиоактивного излучения, торцевым отверстием и выходным отверстием для лучей, через которое испускаются лучи, генерируемые аппаратом-источником радиоактивного излучения; торцевую крышку, закрывающую торцевое отверстие корпуса и снабженную герметичной камерой, которая сообщается с приемной камерой; соединительный элемент, расположенный между торцевой крышкой и корпусом и снабженный отверстием, обеспечивающим сообщение герметичной камеры торцевой крышки с приемной камерой корпуса.

Импульсный генератор термоядерных нейтронов // 2683963

Изобретение относится к устройству для генерации импульсных нейтронных потоков. В устройстве предусмотрен импульсный источник напряжения, подключенный к двум идентичным диодам для ускорения протонов, размещенным внутри рабочего вакуумного объема напротив друг друга, электроды которых представляют собой сектора частично прозрачной сферы, связанные определенными соотношениями.

Способ контроля радионуклидов стронция-90 в биологических пробах радиометрическим методом // 2650675

Изобретение относится к области радиобиологии, к измерению активности радионуклида 90Sr для радиационного контроля профессиональных работников атомной промышленности. Способ контроля радионуклидов стронция-90 в биологических пробах радиометрическим методом включает предварительную подготовку пробы с обработкой ее азотной кислотой и корректировкой ее содержания до фиксированного значения, выделение радионуклидов стронция из раствора путем обработки его раствором дициклогексил-18-краун-6, приготовление счетного образца и радиометрическое измерение.

Вакуумная нейтронная трубка // 2603013

Изобретение относится к вакуумной нейтронной трубке и может быть использовано при разработке генераторов нейтронов для активационного анализа сплавов и соединений. Заявленная вакуумная нейтронная трубка содержит герметично запаянный изоляционный корпус (1), в котором размещены управляемый трехэлектродный источник ионов, анод (4) и катод (2) которого насыщены изотопом водорода, мишень (6, 7, 8), газопоглотитель (5), оснащена дополнительным идентичным управляемым трехэлектродным источником ионов и газопоглотителем.

Рабочий источник нейтронов // 2602899

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для обеспечения контролируемого пуска реактора путем вывода реактора на рабочий уровень мощности после штатных и нештатных остановок. Рабочий источник нейтронов содержит оболочку с расположенными в ней активными элементами в виде изотопов сурьмы и бериллия, которые помещены в ампулу, выполненную в виде коаксиальной конструкции.

Каскадный умножитель блока излучателя нейтронов // 2601435

Изобретение относится к источнику нейтронного излучения, предназначенному для проведения геофизических исследований нефтяных, рудных и газовых месторождений нейтронными методами. В заявленном каскадном умножителе блока излучателя нейтронов каждый каскад состоит из высоковольтных диодов, высоковольтного пленочного конденсатора повышающей и высоковольтного пленочного конденсатора выравнивающей колонны и при этом дополнительно содержит две монтажные платы из нефольгированного стеклотекстолита с отверстиями, в которых зажаты металлические шарики в количестве 2М+2, где М=1, 2,…, причем на одной плате высоковольтные диоды в количестве 2М, где М=1, 2,…, соединены друг с другом последовательно паяным соединением на металлических шариках.

Получение частиц re-188/186 // 2749141

Изобретение относится к способу получения активированных частиц, содержащих изотопы 188Re и/или изотопы 186Re, облучением нейтронами нелетучих и нерастворимых в воде исходных частиц, содержащих соединение рения. Кроме того, изобретение относится к получению соответствующих нелетучих и нерастворимых в воде исходных частиц и активированных частиц, а также композиции, содержащей множество активированных частиц.