способ получения радионуклида без носителя

Формула изобретения

Способ получения радионуклида без носителя, включающий реакторное или циклотронное облучение металлической матрицы, ее термическую обработку при температуре ниже температуры плавления металлической матрицы и последующее извлечение примесного радионуклида, возникшего в результате ядерного превращения при облучении, отличающийся тем, что термическую обработку проводят в течение времени, необходимого для выхода примесного радионуклида на поверхность матрицы, а извлечение осуществляют с помощью реагента, подобранного с учетом химических свойств разделяемых элементов.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области радиохимии и ядерной химии и может быть использовано для облучения радиоактивных изотопов без носителя, а также для создания изотопных генераторов.

Известны методы выделения радиоактивных изотопов без носителя с применением экстракции, ионообменной и экстракционной хроматографии, сублимации, осаждения и др. [1 5] Известные методы пригодны для получения широкого спектра радиоактивной продукции, но не удовлетворяют требованиям к технологии радиоактивных производств, существенно возросшим в последнее время. Это обусловлено прежде всего тем, что известные способы выделения радиоизотопов, как правило, представляют собой многостадийные и экологически вредные физико-химические процедуры со сложным выбором оптимальных условий, необходимых для выделения конкретного радионуклеида. Кроме того, невозможно применять высокоактивные исходные мишени (реакторного или циклотронного происхождения) из-за процессов радиолиза используемых растворов, ионообменных смол. Методическая сложность этих способов, связанная с необходимостью проведения большого числа растянутых во времени химических операций, затрудняет использование их при работе с короткоживущими радиоизотопами. Известен, например, простой метод высокотемпературного выделения в газовую фазу индия 111 из облученного протонами или гамма-квантами металлического олова [6] основанный на различии в летучестях продуктов ядерных реакций, в частности, радиоактивных изотопов индия, и материала мишени, т. е. металлического олова. По этому способу металлическое олово мишени нагревают до температуры 1225 10 K и выдерживают полученный расплав при указанной температуре в атмосфере паров плавиковой кислоты при их пониженном до 0,4 Па давлении. В результате получают летучие фториды индия 111, адсорбируют их на термохроматографической колонке при температуре 350 50 К и смывают слабым раствором соляной кислоты микроколичества индия 111. Окончательное отделение индия 111 от миллиграммовых количеств олова производят с применением анионообменной или распределительной хроматографии. Преимуществом этого сублимационного метода является возможность многократного использования изотопно-обогащенных мишеней из металлического олова для наработки радионуклидов индия. Однако и этот способ обладает теми же недостатками, которые присущи другим указанным выше известным способам выделения радиоизотопов из металлов.

Известен также способ выделения радиоизотопов индия без носителя, в частности, индия -113 м, из металлического олова -113, полученного в результате нейтронного облучения [7] Этот способ, рассматриваемый в качестве прототипа изобретения, заключается в следующем:

облученное металлическое олово растворяют в концентрированном растворе соляной кислоты;

полученный раствор упаривают до состояния мокрых солей;

полученный осадок растворяют в смеси минеральных кислот, в частности, смеси 0,5 М HClO₄ + 2 M HCL;

загружают оловом экстракционно-хроматографическую колонку, приготовленную по специальной методике (заполненную силикагелем марки ШСК с закрепленной на нем органической фазой);

производят элюирование индия -113 м с колонки.

Процедура разделения индия -113 м и олова -113 по данному способу требует проведения большого количества химических операций, занимающих время, что обуславливает сложность известного способа выделения индия из олова. Описанный способ не пригоден для выделения радионуклидов, в частности, индия -113 м из матриц с высокой удельной активностью. Это обусловлено тем, что реагенты, используемые в экстракционной хроматографии, имеют низкую радиолитическую устойчивость, и вследствие этого при высокой активности загружаемого радиоактивного сырья органическая фаза разрушается, что приводит к загрязнению выделяемого индия -113 м долгоживущим оловом -113. Кроме того, в результате проводимых радиохимических операций происходит накопление радиоактивных отходов, содержащих долгоживущий изотоп олово -113 и создающих таким образом экологические проблемы, а исходное изотопное сырье, облученное на реакторе или циклотроне, не подлежит регенерации, что естественно, существенно повышает расходы на изготовление радионуклидов.

Сущность изобретения заключается в том, что в способе выделения из металлов радиоактивных изотопов, образовавшихся в результате ядерного превращения (т.е. с изменением заряда атомного ядра), по которому производят реактивное или циклотронное облучение металлической матрицы и последующее количественное извлечение дочернего безносительного радионуклида, возникшего из материнского с изменением заряда атомного ядра, согласно изобретению облученную металлическую матрицу подвергают термическому отжигу при температуре ниже температуры плавления облученного металла в течение времени, необходимого для выхода примесных радиоактивных атомов на связывающую поверхность границы раздела фаз (например, металл-газ, металл-жидкость), и продифундировавшие к поверхности металла примесные радиоактивные атомы извлекают затем с поверхности специально подобранным химическим реагентом.

Заявляемое изобретение направлено на упрощение способа выделения из металлов радиоизотопов, образовавшихся в результате ядерного превращения, на решение экологических и экономических проблем, возникающих при получении радиоизотопов.

Предложенный способ выделения радиоизотопов, основанный на предплавительном термическом воздействии на облученную металлическую матрицу с использованием процессов диффузии для транспорта примесных радиоактивных атомов на связывающую границу раздела фаз, исключает проведение сложных и экологически вредных многостадийных физико-химических процедур с растворами радиоактивных веществ.

При осуществлении изобретения решаются экологические проблемы, так как практически полностью отсутствуют радиоактивные отходы и выбросы радионуклидов в атмосферу. Минимальная трудоемкость выделения радиоизотопов, минимум применяемых химических реактивов, возможность многократного изотопно-обогащенного металлического сырья для облучения обуславливают экономическую выгоду, получаемую при осуществлении изобретения. И наконец, изобретение позволяет использовать матрицы любой активности (в том числе, предельно высокой) вследствие высокой радиолитической устойчивости металлов.

Таким образом, вышеуказанный технический результат, который может быть получен при осуществлении заявляемого изобретения и который обусловлен совокупностью существенных признаков последнего, свидетельствует о том, что предложен простой, универсальный и экологически чистый способ выделения радиоактивных изотопов различной удельной активности.

Предлагаемый способ выделения из металлов радиоизотопов, образовавшихся в результате ядерного превращения, заключается в следующем.

Металлическую матрицу, предварительно облученную и содержащую примесные радиоактивные атомы, подвергают термическому низкотемпературному (предплавительному) воздействию. Нагревание производят при температуре ниже температуры плавления матрицы, т. е. с сохранением твердой фазы, и в течение времени, необходимого для эффективного концентрирования всех примесных атомов на поверхности металла. Затем эти примесные атомы снимают с поверхности металла с помощью химического реагента.

Возможность осуществления изобретения подтверждается следующими примерами выполнения предлагаемого способа.

Пример 1. Предложенные приемы были реализованы, например, для выделения индия -113 м из олова, т. е. использовали генетическую связанную пару радионуклидов: олово -113 индий -113 м. Пластину металлического олова -112 (обогащение 95% ) толщиной 5 мкм, предварительно очищенную от поверхностных загрязнений, помещали в эвакуированную до 10^-2 атм. кварцевую ампулу и облучали на реакторе тепловыми нейтронами в течение 5 суток. После облучения (удельная активность по олову 113 составляла 50 МБк/мг) пластины олова, содержащее равновесное количество индия 113 м, нагревали в печи в эвакуированной ампуле при температуре 465 5 К (температура плавления олова 505 К) в течение 20 мин. Коэффициент диффузии индия в металлическом олове при температуре 495 К составляет 1,2 10^-14м²/с. Расчетное время выхода примесных атомов индия на поверхность 19 мин. Затем поверхность металлического олова после вскрытия ампулы обрабатывали в течение 1 мин слабым раствором 0,05 н соляной кислотой. Выход индия 113 м составляет не менее 95% Частота выделенного радионуклида 99,99% С целью проверки возможности многократного использования металлической матрицы в качестве генератора индия 113 м проводилось восстановление поверхности металла путем выполнения простых химических операций и пластины вновь использовали для повторной наработки олова 113, при этом частота целого продукта была не ниже вышеуказанного (99,99%), а выход не менее 95%

Пример 2. Проводилось выделение индия 111, широко используемого медицинского терапевтического изотопа, образовавшегося в результате облучения протонами на циклотроне металлического кадмия.

Пластину металлического кадмия толщиной 50 мкм, предварительно очищенную от поверхностных загрязнений, облучали протонами в течение 5 ч (удельная активность по индию -111 -40 МБк/мг). Затем пластину подвергали термическому отжигу в эвакуированной ампуле в течение 30 мин при температуре 560 5 К (температура плавления кадмия -594 К). Этого времени (30 мин) достаточно для выхода всех примесных атомов индия -111 на поверхность металла. Коэффициент диффузии индия в металлическом кадмии при температуре 560 К составляет 2 10^-13 м²/с. Расчетное время выхода примесных атомов индия на поверхность 26 мин. После прогрева поверхность пластины обрабатывали слабым раствором соляной кислоты (0,05 н) в течение 1 мин. Выход индия -111 из облученного кадмия не ниже 96% Чистота выделенного радионуклида 99,99%

Поле выделения целевых радионуклидов металлическую фольгу вновь использовали в качестве изотопного сырья, предварительно проводя подготовку к повторному циклотронному облучению: промывание водой, этиловым спиртом, высушивание и после очистки от поверхностных загрязнений помещение в инертную атмосферу.

Пример 3. Предложенным способом было проведено также выделение кадмия -109 из металлического серебра. Пластину металлического серебра толщиной 50 мкм, облученную на циклотроне дейтронами (удельная активность по кадмию -109 -20 МБк/мг), прогревали в эвакуированной ампуле при температуре 1073 10 К (температура плавления серебра -1233,5 К) в течение 40 мин. Коэффициент диффузии кадмия в металлическом серебре при температуре 1073 К составляет 1,42 10^-13 м²/с. Затем поверхность серебра обрабатывали слабым раствором (0,5 н) соляной кислоты в течение 3 мин. Выход целевого продукта - не менее 96% чистота кадмия -109 -99,99%

Таким образом, предлагаемый способ пригоден для извлечения из металлических матриц широкого круга радионуклидов и может найти практическое применение при производстве радиоизотопной продукции, в первую очередь, радионуклидов медицинского назначения.

Источник информации

1. Толмачев В.М. Зен Зин Пхар и др. Нейтронно-дефицитные нуклиды для позитронной и эмиссионной томографии. 1. Получение нуклида ¹¹⁰In для мечения радиофармпрепаратов Препринт ИТЭФ, N 90-66. М. 1990.

2. Гуреев Е. С. и др. Радиохимическая схема получения кадмия без носителя. Радиохимия, 1979, т. 24, с. 422 426.

3. Броцкая Г.А. и др. Получение и исследование генератора рения 188. В сб. Проблемы производства и применения изотопов и источников ядерного излучения в народном хозяйстве СССР. М. ЦНИИатоминформ, 1988, с. 37.

4. Михеев Н.В. Сокристаллизация и адсорбция в технологии получения радиоактивных изотопов. В сб. Производство изтопов. М. Атомиздат, 1973 г. с. 135 141.

5. Булатенков Ю.В. Геденов А.Д. Электромиграционный генератор радионуклидов. В сб. Проблемы производства и применение изотопов и источников ядерного излучения в народном хозяйстве СССР. М. ЦНИИатоминформ, 1988, с. 31.

6. Новгородов А.Ф. Простой метод высокотемпературного выделения ¹¹¹In из массивной оловянной мишени. Радиохимия, 1987, т. 29, с. 254 - 258.

7. Гуреев Е. С. Усаченко В.С. и др. Радиохимическое разделение индия и олова. Радиохимия, 1974, т. 16, с. 286 288.