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Verfahren zur Gewinnung von radiomiklidisch reinem 43Sc, bestehend aus der Bestrahlung eines geeigneten Targets mit beschleunigten Teilchen, der anschließenden Lösung des Targets und der Abtrennung des gebildeten Sc-43, dadurch gekennzeichnet, daß als Target eine Calciumverbindung, in der die Calciumisotope in ihrer natij iichen Zusammensetzung enthalten sind, mit beschleunigten Alphateilchen bestrahlt, das Target dat.ach in 12 η HCI aufgelöst, die Lösung über eine Trennsäule mit Tributylphosphat als stationäre Phase gegeben und das auf der Säule zurückgehaltenen Sc-43 mit 0,1 η HC! oder mit 0,01 η Lösungen von Nitrilotriessigsäure oder Ethylendiamintetraessigsäure eluiert wird.Method for obtaining radiomiclidically pure 43 Sc, consisting of the irradiation of a suitable target with accelerated particles, the subsequent dissolution of the target and the separation of the Sc-43 formed, characterized in that the target is a calcium compound in which the calcium isotopes in their native j iichen composition are irradiated with accelerated alpha particles, the target dat.ach dissolved in 12 η HCl, the solution was passed through a separating column with tributyl phosphate as a stationary phase and the retained on the column Sc-43 with 0.1 η HC! or eluted with 0.01 η solutions of nitrilotriacetic acid or ethylenediaminetetraacetic acid.
Anwendungsgebiet der ErfindungField of application of the invention
Die Erfindung betrifft ein Verfahren 2ur Gewinnung von radionuklidisch reinem Scandium-43 für den Einsatz in Industrie und Forschung.The invention relates to a process for the recovery of radionuclide-pure scandium-43 for use in industry and research.
Charakteristik der bekannten technischen LösungenCharacteristic of the known technical solutions
Für Markierungszwecke in Industrie und Forschung ist es wünschenswert, Radionuklide mit unterschiedlichsten Charakteristika, wie Halbwertszeit, Strahlenart, Strahlenenergie und chemische Eigenschaften, »ur Verfugung zu haben, um den auftretenden vielfältigen Problemen gerecht zu werden. Von seinen Eigenschaften her bietet sich auch das Radionuklid Scandium-43 an — ein Positronenstrahler mit einer Halbwertszeit von 3,89 Stunden —, für das bisher aber noch kein Verfahren bekannt ist, nach dem es in ökonomisch vertretbarem Aufwand und mit ausreichender Ausbeute hergestellt werden könnte. Bekannt ist lediglich die Entstehung des Scandiurn-43 bei aktivierungsanalytisch-jn Untersuchungen (P. P. Dimitriev, „Ausbeuten von Radionukliden in Reaktionen mit Protonen, Deuteronen, Alphateilchen und Helium-3", Energoatomisdat Moskau 198G; „Charged Particle Nuclear Data Bibliography", Information Analysis Center Report, Brookhaven National Laboratory, Upton, Long Island, New York, 1979-1985).For marking purposes in industry and research, it is desirable to have radionuclides of widely differing characteristics, such as half-life, radiation, radiant energy, and chemical properties, in order to cope with the variety of problems encountered. The radionuclide scandium-43 also offers its properties - a positron emitter with a half-life of 3.89 hours - for which, however, no method is known yet, according to which it could be produced at economically justifiable expense and with sufficient yield , Only the formation of Scandiurn-43 in activation-analytical investigations is known (PP Dimitriev, "Yields of radionuclides in reactions with protons, deuterons, alpha particles and helium-3", Energoatomizat Moscow 198G; "Charged Particle Nuclear Data Bibliography", Information Analysis Center Report, Brookhaven National Laboratory, Upton, Long Island, New York, 1979-1985).
Ziel der Cv μ..dungTarget of Cv μ..dung
Das Ziel der Erfindung ist die Bereitstellung von radionuklidisch reinem 8c·A3 für die Anwendung in Industrie und Forschung.The object of the invention is to provide radionuclide pure 8c · A3 for industrial and research applications.
Darlegung des Wesens der ErfindungExplanation of the essence of the invention
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein ökonomisch tragfähiges Verfahren zur Herstellung von radionuklidisch reinem Sc-43 mit für Anwendungszwecke ausreichenden Ausbeuten anzugeben.The invention has for its object to provide an economically viable process for the production of radionuclide pure Sc-43 with sufficient yields for applications.
Das erfindungsgemäße Verfahren besteht aus der Bestrahlung eines geeigneten Targets mit beschleunigten Teilchen, der anschließenden Lösung des Targets und der Abtrennung des gebildeten Sc-43 in radionuklidisch reiner Form und ist dadurch gekennzeichnet, daß als Target eine Calciumverbindung, in der die Calciumisotope in ihrer natürlichen Zusammensetzung enthalten sind, mit beschleunigten Alphateilchen bestrahlt, das Target danach in 12n HCI aufgelöst und die Lösung über eine Trennsäule mit Tributylphosphat als stationäre Phase gegeben wird. Die Elution des auf der Säule zurückgehaltenen Sc-43 erfolgt mit 0,1 η HCI oder mit 0,01 η Lösungen von Nitrilotriessigsäure oder Ethylendiamintetraessigsäure. Die Erfindung beruht auf der Erkenntnis, daß neben der Kernreaktion 40Ca(a, p)43Sc, die nur zu geringen Ausbeuten führt, auch die Reaktion 40Ca(a, n)43Ti genutzt werden kann, da 43Ti als Positronenstrahler mit einer Halbwertszeit von nur 0,5s ebenfalls zum 43Sc zerfälit. Letztere Reaktion ist sogar energetisch bevorzugt. Durch die Nutzung beider Reaktionen können Ausbeuten von 80% und mehr erreicht werden.The inventive method consists of the irradiation of a suitable target with accelerated particles, the subsequent solution of the target and the separation of the formed Sc-43 in radionuclide-pure form and is characterized in that the target is a calcium compound in which the calcium isotopes in their natural composition irradiated with accelerated alpha particles, the target is then dissolved in 12n HCl and the solution is passed through a separating column with tributyl phosphate as the stationary phase. The elution of the retained on the column Sc-43 is carried out with 0.1 η HCl or with 0.01 η solutions of nitrilotriacetic acid or ethylenediaminetetraacetic acid. The invention is based on the finding that in addition to the nuclear reaction 40 Ca (a, p) 43 Sc, which leads only to low yields, the reaction 40 Ca (a, n) 43 Ti can be used as 43 Ti as positron emitter a half-life of only 0.5s also falls to 43 Sc. The latter reaction is even energetically preferred. By using both reactions, yields of 80% and more can be achieved.
Die Herstellung des Sc-43 erfolgt mit pulverförmigem CaCO3 bzw. CaO, in dem das Isotop 40Ca das Hauptisotop mit einem Anteil von 90,94% darstellt. Die Bestrahlung wird mit beschleunigten Alphateilchen mit Energien von 23 MeV vorgenommen. "Vird bei der Bestrahlung für eine ständige Bewegung des pulverförmigen Besirf.hlungsgutes gesorgt, verändern die aktivierten Verbindungen ihre chemischen Eigenschaften, wie z. B. die Löslichkeit, nicht, was für die nachfolgenden chemischen Verfahrensschritte w'chtig ist. Diese Verfahrensschritte bestehen in der Auflösung der bestrahlten Verbindung in 12 η HCI, in der anschließenden extraktionschromatographischen Trennung der erhaltenen Lösung über eine mit Kieselgel oder PTFE-Pulver als Träger und Tributylphosphat als stationäre Phase beschickten Trennsäule und—nach einer Spülung der Säule mit 12n HCI — in der Elution des von der stationären Phase quantitativ zurückgehaltenen Sc-43 mit 0,1 η HCI oder mit 0,01 η Lösungen von Nitrilotriessigsäure bzw. Ethylendiamintetraessigsäure. Dabei sind die Ausbeuten durch Wahl der Säulenlänge opJrn-erbar. Ein wesentlicher Vorteil des beschriebenen Verfahr 3ns besteht darin, daß für seine Durchführung keine heiße Zelle erforderlich ist. Es genügen bereits Abschirmungen in Form von Bleiwänden oder ähnlichem. Damit kann die Abtrennung auch am Einsatzort, z. B. in einem Industriebetrieb oder in einer Klinik, durchgeführt werden. Da der gesamte Trennvorgang schnell vor Si :h geht (Dauer etwa 20 Minuten), sind die Aktivitätsverluste bis zum Einsatz gering.
Ein weiterer Vorteil der Erfindung ist die Tatsache, daß keine radioaktiven Abfälle entstehen.The preparation of the Sc-43 is carried out with powdered CaCO 3 or CaO, in which the isotope 40 Ca represents the main isotope with a share of 90.94%. The irradiation is carried out with accelerated alpha particles with energies of 23 MeV. If the irradiation ensures constant movement of the pulverulent contaminant, the activated compounds do not change their chemical properties, such as solubility, which is necessary for the subsequent chemical process steps Dissolution of the irradiated compound in 12 η HCl, in the subsequent extraction chromatographic separation of the resulting solution via a silica gel or PTFE powder as carrier and tributyl phosphate as a stationary phase charged separation column and after rinsing the column with 12n HCl - in the elution of The stationary phase quantitatively retained Sc-43 with 0.1 η HCl or with 0.01 η solutions of nitrilotriacetic acid or ethylenediaminetetraacetic acid.The yields by the choice of the column length opJrn-erbar.An essential advantage of the described method 3ns is that no hot Ze for its execution All that is required is shielding in the form of lead walls or the like. Thus, the separation at the site, z. B. in an industrial plant or in a clinic. Since the entire separation process goes quickly before Si: h (duration about 20 minutes), the activity losses are low until use.
Another advantage of the invention is the fact that no radioactive waste arises.