EA011724B1 - Способ отделения и очистки цезия-131 из нитрата бария - Google Patents

Способ отделения и очистки цезия-131 из нитрата бария Download PDF

Info

Publication number
EA011724B1
EA011724B1 EA200700160A EA200700160A EA011724B1 EA 011724 B1 EA011724 B1 EA 011724B1 EA 200700160 A EA200700160 A EA 200700160A EA 200700160 A EA200700160 A EA 200700160A EA 011724 B1 EA011724 B1 EA 011724B1
Authority
EA
Eurasian Patent Office
Prior art keywords
solution
barium
purified
solution containing
precipitate
Prior art date
Application number
EA200700160A
Other languages
English (en)
Other versions
EA200700160A1 (ru
Inventor
Лейн Аллан Брэй
Гарретт Н. Браун
Original Assignee
Айсорей Медикал, Инк.
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Айсорей Медикал, Инк. filed Critical Айсорей Медикал, Инк.
Publication of EA200700160A1 publication Critical patent/EA200700160A1/ru
Publication of EA011724B1 publication Critical patent/EA011724B1/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G4/00—Radioactive sources
    • G21G4/04—Radioactive sources other than neutron sources
    • G21G4/06—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features
    • G21G4/08—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features specially adapted for medical application
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
    • G21G1/04—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators
    • G21G1/06—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators by neutron irradiation
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G4/00—Radioactive sources

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
  • Compounds Of Alkaline-Earth Elements, Aluminum Or Rare-Earth Metals (AREA)
  • Medicines That Contain Protein Lipid Enzymes And Other Medicines (AREA)
  • Catalysts (AREA)

Abstract

Настоящее изобретение предоставляет способ отделения и очистки цезия-131 (Cs-131) из бария (Ва). Применения Cs-131, очищенного данным способом, включают исследование и лечение рака, такое как применение в брахитерапии. Cs-131 является особенно применимым в лечении быстро растущих опухолей.

Description

Настоящее изобретение относится, в целом, к способу отделения цезия-131 (Ск-131) из бария (Ва). Применения Ск-131, очищенного данным способом, включают исследование и лечение рака, такое как применение в зернах имплантантов брахитерапии, независимо от способа изготовления.
Описание предшествующего уровня техники
Радиационная терапия (радиотерапия) относится к лечению заболеваний, включающему, прежде всего, лечение опухолей, таких как рак, с помощью радиации. Радиотерапию применяют для разрушения злокачественной или нежелательной ткани, не вызывая избыточного повреждения близко расположенных здоровых тканей.
Ионизирующая радиация может применяться для селективного разрушения раковых клеток, содержащихся внутри здоровой ткани. Злокачественные клетки обычно являются более чувствительными к радиации, чем здоровые клетки. Следовательно, применяя радиацию в корректном количестве в течение идеального периода времени, возможно разрушить все нежелательные раковые клетки, в то же время сохраняя или минимизируя повреждения для здоровой ткани. В течение многих десятилетий локализованный рак часто лечили, применяя тщательно определенное количество ионизирующей радиации в течение соответствующего периода времени. Были разработаны различные способы для облучения раковой ткани, в то же время минимизируя повреждение близко расположенной здоровой ткани. Такие способы включают применение лучей радиации с высокой энергией из линейных ускорителей и других устройств, разработанных для применения во внешней лучевой радиотерапии.
Еще один способ радиотерапии включает брахитерапию. Здесь радиоактивные вещества в форме зерен, игл, проволок или катетеров имплантируют постоянно или временно по направлению в/рядом с раковой опухолью.
Исторически, применяемые радиоактивные материалы включали радон, радий и индий-192. Позже использовались радиоактивные изотопы цезия-131 (Ск-131), йода (1-125) и палладия (Рй-103). Примеры описаны в патентах США №№ 3351049; 4323055 и 4784116.
В течение последних 30 лет были опубликованы многочисленные статьи по применению 1-125 и Рй103 для лечения медленно растущего рака простаты. Несмотря на продемонстрированный успех в некоторых отношениях для 1-125 и, Рй-103, при их применении существуют некоторые недостатки и ограничения. В то время как общая доза может контролироваться количеством и размещением зерен, степень дозы устанавливается периодом полураспада радиоизотопа (60 дней для 1-125 и 17 дней для Рй-103). Для применения в быстрорастущих опухолях радиация должна доставляться к раковым клеткам при более быстрой, более однородной скорости, в то же время одновременно сохраняя все из преимуществ применения мягкого рентген-испускающего радиоизотопа. Такие виды рака представляют собой опухоли, обнаруженные в мозгу, легких, поджелудочной железе, простате и других тканях.
Цезий-131 представляет собой радионуклидный продукт, который идеально подходит для применения в брахитерапии (лечении рака с использованием внедренных имплантантов, т.е. радиоактивных зерен). Короткий период полураспада Ск-131 придает зернам эффективность против быстрорастущих опухолей, таких как опухоли, обнаруженные в мозгу, легких и других участках (например, рак простаты).
Цезий-131 продуцируется при радиоактивном распаде из облученного нейтронами природного Ва130 (природный Ва содержит приблизительно 0,1% Ва-130) или из обогащенного бария, содержащего дополнительный Ва-130, который захватывает нейтрон, становясь Ва-131. Ва-131 далее распадается с периодом полураспада 11,5 дня до цезия-131, который последовательно распадается с периодом полураспада 9,7 дня до стабильного ксенона-130. Представление прироста Ва-131 в течение 7 дней в типовом реакторе с последующим распадом после выхода из реактора показано на фиг. 1. Также показано увеличение Ск-131 с распадом Ва-131. Для отделения Ск-131 бариевую мишень продаивают множество раз в течение выбранных интервалов, таких как от 7 до 14 дней, по мере того, как Ва-131 распадается до Ск131, как отображено на фиг. 2. С каждой продойкой Кюри Ск-131 и граммовое отношение С8 к Ва уменьшается (меньше Ск-131) до тех пор, пока становится неэкономичным доить корову (как показано после ~40 дней). Бариевая мишень далее может быть возвращена в реактор для дальнейшего облучения (если присутствует достаточно Ва-130) или отброшена.
Чтобы являться применимым, Ск-131 должен быть исключительно чистым, свободным от другого металла (например, природного бария, кальция, железа, Ва-130 и т.д.) и радиоактивных ионов, включая Ва-131. Типичный критерий приемлемой радионуклидной чистоты составляет для Ск-131 >99,9% Ск-131 и <0,01% Ва-131.
Цель при производстве высокоочищенного Ск-131 из облученного бария состоит в том, чтобы полностью отделить менее чем 7х10-7 г (0,7 мкг) Ск из каждого грамма (1000000 мкг) бариевой мишени. Типичный размер мишени может находиться в интервале от 30 до >600 г Ва(11), (природный Ва содержит приблизительно 0,1% Ва-130). Поскольку Ск-131 образуется в кристаллической структуре ВаСО3, во время распада Ва-131, предполагают, что Ва мишень должна быть первоначально растворена для высвобождения очень растворимого иона Ск(1).
- 1 011724
Вследствие потребности в высокоочищенном Сз-131 и недостатков в существующих подходах в данной области, существует необходимость в улучшенных способах.
Краткое изложение сущности изобретения
Кратко, настоящее изобретение раскрывает способ получения и очистки Сз-131.
В одном варианте осуществления способ очистки Сз-131 включает стадии: (а) растворения облученного нейтронами бария, содержащего барий и Сз-131 в растворе, содержащем кислоту; (Ь) концентрирования раствора, чтобы остались раствор и твердые вещества; (с) взаимодействия раствора и твердых веществ с раствором от 68 до по меньшей мере 90 мас.% азотной кислоты, посредством которого Сз131 растворяется в кислом растворе и барий осаждается в виде твердого вещества; и (б) отделения твердых веществ от кислого раствора, содержащего Сз-131, таким образом, очищая Сз-131. В еще одном варианте осуществления стадии (с) и (б) повторяют с твердыми веществами стадии (б), и кислый раствор с каждой стадии (б) объединяют. В еще одном варианте осуществления кислый раствор стадии (б) упаривают до начального содержания влаги, и стадии (с) и (б) повторяют. В еще одном варианте осуществления твердые вещества стадии (б) подвергают следующим стадиям: (ί) хранение твердых веществ для обеспечения образования дополнительного Сз-131 вследствие распада бария; (ίί) растворение твердых веществ в растворе, содержащем воду, с нагревом; и (ίίί) повтор стадий (Ь), (с) и (б). В еще одном варианте осуществления кислый раствор стадии (б), содержащий Сз-131, подвергают стадии (е), включающей взаимодействие кислого раствора со смолой, в результате чего удаляется барий. В еще одном варианте осуществления кислый раствор стадии (б) или стадии (е) подвергают дополнительной стадии, включающей удаление Ьа-140 и Со-60 из кислого раствора, содержащего Сз-131. Для любого варианта осуществления способа раствор, содержащий очищенный Сз-131, может быть упарен до начального содержания влаги, и очищенный Сз-131 растворен в предпочтительном растворе.
В одном варианте осуществления способ включает стадии растворения облученного Ва (например, облученного карбоната Ва), содержащего природный или обогащенный Ва, включающий Ва-130, Ва-131 и Сз-131 в результате распада Ва-131, в кислом и нагретом водном растворе, упаривание раствора с приблизительно 68-90 мас.% (предпочтительно приблизительно 85-90 мас.% ΗΝΟ3 до почти начального содержания влаги) и отделение твердых веществ из небольшого объема кислого раствора, содержащего Сз131. По желанию, фильтрат, содержащий 100% Сз-131 и следовое количество Ва, может быть пропущен через 3М Етроге™ тканевой диск из 8г Ваб или На Наб для удаления последних следов Ва.
Полученный в результате раствор может быть далее упарен для удаления кислоты из Сз-131. Следы Ьа-140 (период полураспада 40 ч), полученного в результате облучения Ва-138, и Со-60 (период полураспада 5,3 года) из примесей в материале бариевой мишени, удаляют (где они присутствуют) из водного раствора посредством классической химии для получения радиохимического ультрачистого конечного продукта цезия-131. Ва повторно продаивают по мере того, как дополнительный Сз-131 становится доступным в результате распада Ва-131. По окончании активности, нитрат Ва превращают обратно в карбонат Ва для дальнейшего облучения или хранения.
Данные и другие аспекты настоящего изобретения станут более очевидными при ссылке на следующее подробное описание и приложенные чертежи.
Краткое описание некоторых видов чертежей
Фиг. 1, озаглавленная Реакторная генерация прироста Ва-131 и Сз-131, представляет собой диаграмму прироста Ва-131 в течение 7 дней в типовом реакторе с последующим распадом после вывода из реактора.
Фиг. 2, озаглавленная Имитационная 'продойка' мишени Ва-131, представляет собой диаграмму увеличения Сз-131 с распадом Ва-131.
Фиг. 3, озаглавленная Схема технологического процесса разделения Сз/Ва, представляет собой схему технологического процесса, отображающую предпочтительный вариант осуществления стадий способа.
Фиг. 4, озаглавленная Фракционное извлечение Ва и Сз в азотной кислоте, представляет собой диаграмму фракционного извлечения Сз и Ва в виде функции мас.% концентрации азотной кислоты.
Фиг. 5, озаглавленная Концентрация (мкг/мл) Ва и Сз в азотной кислоте, представляет собой диаграмму массовой растворимости Сз и Ва (мкг/мл) в виде функции мас.% концентрации азотной кислоты.
Подробное описание изобретения
Настоящее изобретение предоставляет способ отделения и очистки Сз-131 от нитрата бария. Способ является эффективным и экономичным. В особенно предпочтительном варианте осуществления следы Ва (если присутствуют) удаляют. Получают препараты Сз-131 с чистотой, прежде недостижимой.
Мишень Ва для облучения нейтронами может существовать в разнообразных формах Ва. Предпочтительными формами являются соли Ва. Примеры подходящих солей Ва представляют собой ВаСО3 и Ва8О4. Другими потенциально возможными формами являются ВаО или металлический Ва, при условии, что их применяют в капсуле мишени, которую герметически закрывают от воды или воздуха.
Как показано в данном описании, концентрации азотной кислоты от приблизительно 68 до по меньшей мере 90 мас.% являются применимыми для отделения и очистки Сз-131 от Ва, включая Ва-130 и Ва-131. Далее, неожиданно, растворимость Ва продолжает уменьшаться по мере того, как концентра
- 2 011724 ция азотной кислоты продолжает увеличиваться до приблизительно 90 мас.%, в большей степени, чем достигается минимальная растворимость Ва при более низкой концентрации азотной кислоты. В контексте способа настоящего изобретения может применяться концентрация азотной кислоты в интервале, типично, от приблизительно 68 до приблизительно 90 мас.%, причем интервал приблизительно 85-90 мас.% является предпочтительным. В варианте осуществления концентрация азотной кислоты составляет по меньшей мере 90 мас.%. Любые интервалы, раскрытые в данном документе, включают все интервалы их целых чисел (например, 85-90 мас.%) 85-89 мас.%, 86-90 мас.%, 86-89 мас.% и т.д.
Желательным может быть повышение эффективности способа настоящего изобретения по удалению следов Ва, если они присутствуют, чтобы очистить и превратить Ск-131 в радиохимически ультрачистый конечный продукт. Специалист в области традиционных способов с применением ионообменных колонок знает, что ряд органических смол обладает потенциалом для удаления следов нежелательного Ва из продукта С’5-131. 1ВС 8ирегЬ1д® 620, Еюйгот 8г ВеДп®, Еюйгот Ьп ВеДп® и Еюйгот ТВИ ВеДп® представляют собой несколько примеров.
Альтернативно, диски 3М Етроге™ 8г Ваб или Вабшт Ваб являются уникально подходящими для удаления следов Ва и применимыми для предпочтительного варианта осуществления данного изобретения. Диски производятся и коммерчески реализуются 3М, 81. Раи1, ΜΝ и состоят из бумажной тонкой мембраны, содержащей катионообменную смолу, включенную в диск или картридж, и могут быть сконструированы для размещения в корпусе шприца. Экстракционные диски 3М Етроге™ для удаления следов Ва представляют собой эффективную альтернативу общепринятым способам получения радиохимических образцов, в которых используют влажную химию или насадочные колонки.
Обменную абсорбирующую смолу размельчают до очень мелкодисперсного порошка с высокой площадью поверхности и закрепляют в тонкой мембране в виде плотно упакованных, элементселективных частиц, удерживаемых в устойчивой инертной матрице волокон ПТФЭ (политрифторэтилена), которые отделяют, собирают и концентрируют целевой радиоизотоп на поверхности диска, в соответствии со способом, описанным в патенте США 5071610. Диски 3М Етроге™ 8г Ваб и Вабшт Ваб поставляются на коммерческой основе для количественного определения радиоактивного стронция (8г) или радия (Ва) в водных растворах. Как показано ниже, диски Вабшт Ваб и 81гоп1шт Ваб работают в равной степени хорошо для Ва.
В целом, раствор, содержащий нежелательный ион, пропускают через бумажный тонкий экстракционный диск, помещая раствор в корпус шприца и выдавливая раствор через диск с помощью поршня. Способ требует от 10 с до 1 мин для завершения. Второй метод состоит в размещении экстракционного диска на фриттованный или пористый фильтр и продавливании раствора через диск с помощью вакуума. Способ является очень быстрым и не требует никакой системы с ионообменной колонкой.
В дополнение, может быть желательным повысить эффективность способа настоящего изобретения для удаления следов радиохимикатов, таких как Кобальт-60 или Лантан-140.
Ьа-140 (период полураспада 40 ч) образуется в результате облучения Ва-138 и Со-60 (период полураспада 5,26 лет) из примесей в материале бариевой мишени. Специалист в области традиционных ионообменных способов или осаждения из носителя знает, что ряд органических смол, упомянутых выше, или классических химических способов на основе гидроксидов металлов обладают потенциалом для удаления следов нежелательных Со-60 и Ьа-140 из водного раствора с получением радиохимического ультрачистого конечного продукта Ск-131.
После отделения Ск-131 из Ва, остаточная мишень нитрата бария сохраняется для обеспечения прироста дополнительного Ск-131 в кристаллической структуре твердого нитрата Ва, вследствие распада Ва-131. Для продойки дополнительного Ск-131 из мишени или коровы твердое вещество нитрата Ва растворяют в воде для высвобождения С’5-131. В НапбЬоок о£ Сйеткйу апб РйуДск, 31-е издание, 1949 приводится растворимость Ва^О3)2 как 34,2 г/100 мл Н2О при 100°С и 8,7 г/100 мл Н2О при 20°С. Экспериментальные тесты подтверждают эти значения растворимости.
Как описано выше, Ск-131 является применимым в радиотерапии (как для лечения злокачественных опухолей). Когда желательным является имплантировать радиоактивное вещество (например, Ск-131) в опухоль/рядом с нею для терапии (брахитерапии), Ск-131 может применяться в качестве части при изготовлении имплантируемого вещества для брахитерапии (например, зерна). Способ настоящего изобретения предоставляет очищенный Ск-131 для этих и других применений.
Подробное описание некоторых предпочтительных вариантов осуществления
В соответствии с предпочтительными аспектами изобретения предпочтительный вариант осуществления способа разделения и очистки Ск-131 описан со ссылкой на фиг. 3. Единичная мишень (С) может варьировать по массе в зависимости от доступной мишени и размера оборудования (типичная мишень может находиться в интервале от 30 до >600 г). Множественные мишени (от 3 до >10) представлены (С) сразу после реактора, (В) - мишенью, продоенной второй раз, и (А) - мишенью, которую продоили несколько раз. Он включает в себя стадии 1 растворения количества облученной нейтронами мишени соли ВаСО3 в стехиометрическом количестве азотной кислоты (ΗΝΟ3) и достаточном количестве воды 2, чтобы внести соль Ва^О3)2 в раствор при ~100°С. Эта мишень состоит из природного или обогащенного
- 3 011724
Ва, Ва-131 и Ск-131, образованного при радиоактивном распаде Ва-131 (типовое облучение природного Ва дает приблизительно 7х10-7 г Ск на 1 г Ва). Удельная активность Ск-131 составляет приблизительно 1 х 105 Кюри на 1 г цезия. Посредством кислой реакции высвобождается нитрат цезия [Ск-131]ЫО3 из соли Ва и продуцирует раствор, состоящий из нитрата бария Ва(ЫО3)2, СкЫО3, воды (Н2О) и газа диоксида углерода (СО2). Помимо ВаСО3 может применяться любая другая соль для мишени, известная специалисту в данной области, включая оксид бария (ВаО), сульфат бария (Ва8О4), нитрат бария (Ва(ЯО3)2) и металлический барий. Однако карбонатная форма является устойчивой к облучению нейтронами.
Применение азотной кислоты для растворения ВаСО3 было выбрано для получения раствора, который является совместимым с последующими стадиями. Однако специалист в данной области, располагая настоящим раскрытием, понимает, что могут использоваться другие органические или неорганические соли. Ва(11) имеет ограниченную растворимость в избытке большинства минеральных кислот, например НС1, Н28О4. Данный перечень включает ΗΝΌ3, и эта ограниченная растворимость является базисом для подробного описания предпочтительных вариантов осуществления, приведенных ниже. Данная реакция растворения представлена следующим уравнением:
ВаСО;-Ск;СО;-4Н\О; >Ва(\О;);-2СО;*-2Н;О-2Ск\О;.
Вследствие ограниченной растворимости Ва(ЫО3)2 реакцию осуществляют в избытке воды при нагревании.
Полученный в результате раствор растворенного нитрата концентрируют для удаления избытка Н2О. Полученные в результате раствор и твердые вещества регулируют достаточным количеством 68-90 мас.% НЫО3 с помощью перемешивания или других средств встряхивания 3 и доводят до почти сухого состояния с помощью нагрева 4. Полученный в результате небольшой объем раствора азотной кислоты, содержащего растворимую фракцию [нитрата Ск-131], охлаждают до 25°С и отделяют 6 от основной массы осажденной соли нерастворимого Ва(ЫО3)2 6 фильтрацией или центрифугированием в виде фильтрата 7 Ск-131. Если другие ранее растворенные мишени 5 также подвергают переработке, стадии 2, 3, 4 и 6 будут завершены. Две или более промывок 8, 9 68-90 мас.% НЫО3 нерастворимой соли Ва(ЫО3)2 применяют последовательно (А до В, до С, к фильтрату Ск-131) для удаления промежуточного раствора и увеличения суммарного извлечения Ск-131. Из фильтрата азотной кислоты и промывки, содержащей Ск-131, отбирают образец 7 для определения начальной чистоты продукта Ск-131.
Продукт Ск-131, все еще содержащий нежелательную небольшую фракцию Ва(11), упаривают 10 до малого объема (5-15 мл) для удаления избытка азотной кислоты.
Реакция осаждения 90 мас.% НЫО3 представлена следующим уравнением:
мас.% НЫО3+Ва(МО3)2+С8МО3>Ва(МО3)2 (осажденный)+СкНО3+НЫО3
СкЫО3 и следы Ва плюс НЫО3 разбавляют 15 до ~10М ЫО3. Раствор 10 пропускают через 11 ионообменный мембранный фильтр 3М Етроге™ На Раб или 8т Раб (3М Со.) для удаления следов Ва. Раствор Ск-131 плюс НЫО3 упаривают 12 до начального содержания влаги для удаления оставшихся следов азотной кислоты. Очищенный Ск-131 растворяют 13 в воде и упаривают второй раз 14.
Для удаления нежелательных Со-60 и Ьа-140, все еще загрязняющих Ск-131, твердые вещества из 14 растворяют в водном растворе 15, содержащем Ее(ИО3)3. Раствор далее подщелачивают (типично до рН, большего или равного 9) раствором, содержащим ЫОН. Раствор перемешивают для образования осадка Ее(ОН)3, который также соосаждает Ьа(ОН)3 и Со(ОН)2-3. Твердые вещества отфильтровывают 16, и элюат, содержащий Ск-131, упаривают 17 досуха. Ультрачистый Ск-131 растворяют 18 в дистиллированной воде, или как обозначено концевым пользователем 20.
Для завершения дополнительных продоек промытых твердых веществ Ва(ИО3)2 20, корову 21, содержащую дополнительный Ск-131 вследствие распада Ва-131, растворяют в воде 2 при 90-100°С, и 39 снова повторяют. Когда не требуется дополнительный Ск-131 или экономический 22, Ва(ИО3)2 удаляют для отходов 23 или преобразуют в ВаСО3 24 и возвращают в реактор.
Следующие примеры предлагаются посредством иллюстрации, а не посредством ограничения.
Примеры
Пример 1. Растворимость Ва и Ск в азотной кислоте.
Для определения растворимости Ва и Ск как функции концентрации азотной кислоты был проведен ряд тестов. Результаты этого исследования показаны на фиг. 4 и приведены ниже.
Приблизительно 5,30 г Ва(ИО3)2 (эквивалентных 2,75 г Ва) и 20 мкг Ск(1) (эквивалентных 2 Ки Ск131) приводят в контакт с 10 мл 50-90 мас.% НЫО3 при различных значениях времени взаимодействия и температурах. Твердые вещества и раствор отфильтровывают и полученный в результате фильтрат анализируют на Ва и Ск. На фиг. 4 показано фракционное извлечение (начальное/конечное) как для Ва, так и для Ск. Из фигуры с легкостью становится очевидным, что Ск остается полностью в растворе (начальное/конечное ~1,0) при всех оцененных концентрациях кислоты НЫО3. Наоборот, фракционное извлечение (начальное/конечное) Ва(11) в растворе изменяется от 4,7х 10-4 при 50 мас.% до 5,7х 10-7 при 90 мас.% кислоты. Объединяя результаты фиг. 4 и имитационной наработки реактором Ва-131 и Ск-131 фиг. 2, первая продойка будет содержать ~1 Ки Ск-131 и 3х10-6 Ки Ва-131, когда используют 85 мас.% кислоту. Уровень Ва-131 является более чем в 30 раз меньшим, чем требуется для типичных характеристик
- 4 011724 чистоты. Поскольку периоды полураспада обоих радиоизотопов приблизительно одинаковы, последующие продойки будут иметь почти такое же соотношение С5-131/Ва-131.
Строят график значений Ва и 0'5. обнаруженных выше в водном фильтрате, как функцию от их концентрации металла в микрограммах (мкг), обнаруженных в миллилитре (мл) фильтрата, фиг. 5. Результаты показывают, что в условиях теста, при менее чем 75 мас.% кислоты, концентрация Ва (мкг/мл) в растворе является большей чем 05 (мкг/мл). Две концентрации металла (мкг/мл) являются приблизительно равными при ~75 мас.% кислоты. При более высокой кислотной силе Ва составляет меньше, чем С5. При 90 мас.% значение металла С5 является 10-кратным от значения металла Ва. Времена взаимодействия от 10 мин до 2 ч дают сходные результаты.
Пример 2. Удаление следов Ва.
Условия теста 3М Етроге™.
1. Составляют 4 мл раствора 10М ΗNΟз, содержащего 80λ, каждого из 1000 мкг Ва/мл и 1000 мкг С5/мл. Берут диск 8г Вай (3М Со.). Предварительно кондиционируют 10М ΗΝΟ3. Пропускают 1 мл раствора Ва через диск. Пропускают 1 мл 10М ΗΝΟ3 через диск в качестве промывки. Анализируют 2 мл стандартного раствора и 2 мл элюата для Ва и С5.
2. Готовят 5 мл раствора 10М ΗΝΟ3, содержащего 100λ, каждого из 1000 мкг Ва/мл и 1000 мкг С5/мл. Берут диск Ва Вай (3М Со.). Предварительно кондиционируют 10М ΗΝΟ3. Пропускают 1 мл раствора Ва через диск. Пропускают 1 мл 10М ΗΝΟ3 через диск в качестве промывки. Анализируют 2 мл стандартного раствора и 2 мл элюата для Ва и С5.
Таблица 1
Результаты лабораторного анализа
1. Стандарт ЮМ ΗΝΟ3 Диск 5г Кай Фракционное извлечение
Ва, 30 мкг/мл 0,38 мкг/мл 0, 013
Сз, 20 22 1
2. Стандарт ЮМ ΗΝΟ3 Диск Ка Кай Фракционное извлечение*
Ва, 30 мкг/мл 0,44 мкг/мл 0,015
Сз, 20 24 1
*ФИ=Конечное/Начальное, фракционное извлечение
Вышеприведенные результаты показывают, что диски 8г Вай и Ва Вай являются одинаково эффективными для извлечения Ва (фракционное извлечение = 0,015).
Пример 3. Выделение Ьа-140/Со-60 из процесса цезия нитрата.
Процесс отделения следов Ьа/Со.
1. Берут 10 мл раствор 1,57 молярной ΗΝΟ3, содержащей С5-131, Со-60 и Ьа-140, и помещают в стакан.
2. Упаривают раствор досуха для удаления кислоты. Ресуспендируют полученные в результате твердые вещества 10 мл Н2О и повторно доводят досуха при нагреве для обеспечения удаления кислоты.
3. Добавляют 5 мл 0,04М раствора Ре^О3)3 в стакан при перемешивании для растворения любых твердых веществ. Выдерживают твердые вещества в течение 5 мин.
4. При перемешивании в стакан добавляют по каплям 5 мл раствора 0,16М ЫОН для осаждения железа в виде Ре(ОН)3. Ь1+ гидроксид выбирают, так как он обеспечивает наименьшее взаимное влияние с С5+ по сравнению с другими ионами (ионы Ь1<№<К<ВЬ<ПН4).
5. Переносят раствор и твердые вещества с помощью малой пипетки для переноса в 25-мл шприц, снабженный 25 мм 0,45 мкм фильтром. Отфильтровывают раствор фильтрата С5-131 в чистый стакан.
6. Доводят фильтрат досуха и ресуспендируют в 10 мл Н2О. Анализируют полученный в результате раствор.
Таблица 2
Результаты лабораторного анализа
ю образца изотопа Начальная милликюри/ образец Конечная милликюри/ образец Коэффициент очистки (начальная/конечная)
Сз-131 1180 937 1,3
Ьа-140 1, 97 <0,0003 >6567
Со-60 0,0177 <0,0002 ЮОО мкг Ва/мл >88,5
7. Следы Ьа-140 (период полураспада 40 ч), полученные в результате облучения Ва-138 и Со-60 (период полураспада 5,3 года) из примесей в материале бариевой мишени, удаляют из водного раствора
- 5 011724 цезия-131 с помощью классической химии осаждения носителем для получения радиохимического ультрачистого конечного продукта цезия-131.
8. Специалисту в области традиционного осаждения носителем и ионного обмена понятно, что можно применять ряд металлов, отличных от железа, например свинец, церий и т.д. Другие основные растворы, такие как ΝΗ4ΟΗ, ΝαΟΗ или КОН, могут применяться для осаждения носителя. Кроме того, ионообменные способы обладают потенциалом для удаления следов нежелательного Ьа-140 и Со-60. ΕίοΙίΓοιη Ьи Ке81и® является лишь одним примером.
Пример 4. Способ отделения бария от С’5-131.
Отделение цезия-131 и операции способа очистки.
Обработка новой мишени Е, двух мишеней 2-го цикла, А и В; и двух мишеней 1-го цикла, С и Ό. Новая мишень (мишень Е).
1. Обрабатывают ВаСО3 мишени, состоящие из ~150 г.
2. Каждую новую мишень растворяют в стехиометрическом количестве (100 мл) 15,7 молярной ΗΝΟ3.
3. После растворения до нитратной формы, нитратные соли растворяют в 600 мл Н2О при 100°С.
4. После полного растворения каждую новую нитратную мишень упаривают почти досуха с 160 мл ΗΝΟ3 для образования смеси солей ВаЩО3)2 и Ο5ΝΟ3 в кислом растворе ~16 молярной ΗΝΟ3.
5. Ο5ΝΟ3. содержащийся в растворе ΗΝΟ3, отделяют от твердых веществ соли Ва(NΟ3)2 фильтрацией и объединяют как раствор продукта С§.
Ва(NΟ3)2 2-3 циклов (мишени Ό, С, В и А).
6. Мишени для повторной продойки состоят каждая из ~198,6 г Ва(NΌ3)2.
7. Каждую нитратную мишень растворяют в 600-750 мл Η2Ο при 100°С.
8. После полного растворения, каждую нитратную мишень упаривают почти досуха с 160 мл ΗΝΟ3 для образования смеси солей Ва(NΟ3)2 и ί.’5ΝΟ3 в кислом растворе ~16 молярной ΗΝΟ3.
9. &ΝΌ3, содержащийся в каждом из растворов ΗΝΟ3 (Ό, С, В и А), отделяют от твердых веществ соли Ва(NΟ3)2 фильтрацией и объединяют как раствор продукта С§.
Промывка твердых веществ для извлечения промежуточного Ο5ΝΟ3.
10. Отфильтрованные твердые вещества Ва(NΌ3)2 из 3 цикла (мишени А и В) последовательно промывают (А до В до бутыли продукта С§) дважды 80 мл объемами 15,7 молярной ΗΝΟ3 и фильтрат объединяют с (#5 и #9 выше) в бутыли продукта С§.
11. Отфильтрованные твердые вещества Ва(NΌ3)2 из 2 цикла (мишени С и Ό) и новую мишень Е последовательно промывают (С до Ό до Е до бутыли продукта С§) дважды 80 мл объемами 15,7 молярной ΗΝΟ3 и фильтрат объединяют с (#5 и #9 и #10 выше) в бутыли продукта С§.
12. Отбирают образец объединенного раствора продукта Ск-131 ΗΝΟ3 (образец #1). Раствор далее упаривают при нагреве до 10-25 мл для снижения объема и концентрирования оставшихся следов бария (который частично осаждается из кислого раствора вследствие его ограниченной растворимости, образуя Ва(т
13. Концентрированный нитратный раствор фильтруют через 3М® 47-мм На Кай Όίκο, удаляя любые остаточные соли нитрата бария и следовые ионы Ва2+ из раствора.
14. Раствор фильтрата нитрата Ск-131 доводят досуха для удаления нежелательной ΗΝΟ3.
15. Остаточные соли, включающие С8-131/Со-60/Ьа-140, отбирают в 10 мл Η2Ο и повторно доводят досуха для удаления любой остаточной кислоты.
16. Твердые вещества растворяют в 5 мл 0,04 молярного раствора Εе(NΟ3)3 и смешивают с 5 мл 0,16 молярного ΜΟΗ для образования преципитата Ее(ОН)3.
17. Раствор, содержащий Ск-131, и твердые вещества Ее(ОН)3 разделяют, используя 25-мл шприц, снабженный 25 мм 0,45 мкм фильтром. Раствор фильтрата Ск-131 доводят досуха при нагревании.
18. Радиохимически ультрачистый продукт Ск-131 переносят в раствор, используя 10 мл Η2Ο и отбирают образец (образец #2).
- 6 011724
Таблица 3
Результаты лабораторного анализа
Исходные мишени: Ε, ϋ, С, В и А; 887 г ВаСОэ; Оцен. Общая активность Сз-131, 3700 мКи; 111 Оцен. Общая активность Ва-131, 8150 мКи. 111
10 образца Изотопа Начальная #0 милликюри Стадия #12 образец #1 миллиКюри КОНЕЧНЫЙ ПРОДУКТ Образец #2 милликюри Коэффициент очистки
#0/#1 #1/#2 #0/#2
Сз-131 3700 Оцен« 3370 3260 1,1 1,03 1,13
Ва-131 8150 0,910 <0,005 8900 182 >1, 6Е 6
Ьа-140 2,14 <0,0006 - >1,1Е 4
Со-60 0,0162 <0,0002 - >81
Аи-198 0,0085 <0,0003 - >28
Другие изотопы -
(1) Оценка проведена на основании производительности реактора.
(2) Другие изотопы интереса, например Ζη-65, БЬ-124 и Сб-137, находятся ниже предела аналитического обнаружения.
Все из вышеуказанных патентов США, публикаций патентных заявок США, патентных заявок США, иностранных патентов, иностранных патентных заявок и непатентных публикаций, на которые приводятся ссылки в этом описании, и/или перечисленные в Аррйсабоп Эа1а 811СС1. включены в данный документ в качестве ссылки, во всей полноте.
Из вышеприведенного следует учитывать, что несмотря на то, что конкретные варианты осуществления изобретения описаны в данном документе с целью иллюстрации, могут быть осуществлены различные модификации, без отклонения от сущности и объема изобретения.

Claims (14)

  1. ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
    1. Способ очистки Ск-131, включающий стадии:
    (a) растворения облученного нейтронами бария, содержащего барий и Сз-131 в растворе, содержащем кислоту;
    (b) концентрирования раствора для образования раствора и осадка;
    (c) взаимодействия раствора и осадка с раствором от 68 мас.% по меньшей мере до 90 мас.% азотной кислоты, в результате чего Ск-131 растворяется в кислом растворе и барий осаждается в виде осадка; и (б) отделения образовавшегося осадка от кислого раствора, содержащего Ск-131, таким образом очищая Ск-131.
  2. 2. Способ по п.1, где концентрация азотной кислоты на стадии (с) составляет 85-90 мас.%.
  3. 3. Способ по п.1, где концентрация азотной кислоты на стадии (с) составляет по меньшей мере 90 мас.%.
  4. 4. Способ по п.1, где кислота на стадии (а) представляет собой азотную кислоту.
  5. 5. Способ по п.1, в котором стадии (с) и (б) повторяют с осадком стадии (б) и кислый раствор с каждой стадии (б) объединяют.
  6. 6. Способ по п.1, в котором кислый раствор стадии (б) упаривают до начала высыхания и стадии (с) и (б) повторяют.
  7. 7. Способ по п.1, где осадок стадии (б) подвергают стадиям:
    (ί) хранения осадка для обеспечения образования дополнительного С’5-131 из распада бария;
    (ίί) растворения осадка в растворе, содержащем воду, при нагревании; и (ίίί) повторения стадий (Ь), (с) и (б) п.1.
  8. 8. Способ по любому из пп.1-7, имеющий дополнительную стадию (е), включающую взаимодействие кислого раствора, содержащего Ск-131, со смолой, которая удаляет барий, таким образом, удаляя следы бария, если они присутствуют, из С'5-131.
  9. 9. Способ по любому из пп.1-7, имеющий дополнительные стадии (е) и (1), включающий (е) упаривание раствора, содержащего очищенный Ск-131, до начала высыхания; и (ί) растворение очищенного Ск-131 в соответствующем растворителе.
  10. 10. Способ по п.8, имеющий дополнительные стадии (ί) и (д), включающий (ί) упаривание раствора, содержащего очищенный Ск-131, до начала высыхания; и (д) растворение очищенного С'5-131 в соответствующем растворителе.
    - 7 011724
  11. 11. Способ по любому из пп.1-7, имеющий дополнительную стадию (е), включающую удаление Ьа140 и Со-60 из кислого раствора, содержащего Ск-131.
  12. 12. Способ по п.11, имеющий дополнительные стадии (ί) и (д), включающий (ί) упаривание раствора, содержащего очищенный Ск-131, до начала высыхания; и (д) растворение очищенного 0'5-131 в подходящем растворителе.
  13. 13. Способ по п.8, имеющий дополнительную стадию (ί), включающую удаление Ьа-140 и Со-60 из кислого раствора, содержащего 0’5-131.
  14. 14. Способ по п.13, имеющий дополнительные стадии (д) и (11). включающий (д) упаривание раствора, содержащего очищенный Ск-131, до начала высыхания; и (1) растворение очищенного Ск-131 в подходящем растворителе.
EA200700160A 2004-06-28 2005-06-22 Способ отделения и очистки цезия-131 из нитрата бария EA011724B1 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US58355404P 2004-06-28 2004-06-28
US67258405P 2005-04-19 2005-04-19
PCT/US2005/022109 WO2006012153A1 (en) 2004-06-28 2005-06-22 Method of separating and purifying cesium-131 from barium nitrate

Publications (2)

Publication Number Publication Date
EA200700160A1 EA200700160A1 (ru) 2007-08-31
EA011724B1 true EA011724B1 (ru) 2009-04-28

Family

ID=35266854

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
EA200700160A EA011724B1 (ru) 2004-06-28 2005-06-22 Способ отделения и очистки цезия-131 из нитрата бария

Country Status (7)

Country Link
US (1) US7479261B2 (ru)
EP (1) EP1766635B1 (ru)
AT (1) ATE390692T1 (ru)
CA (1) CA2571349C (ru)
DE (1) DE602005005675D1 (ru)
EA (1) EA011724B1 (ru)
WO (1) WO2006012153A1 (ru)

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2006025975A1 (en) * 2004-07-26 2006-03-09 Isoray Medical, Inc. Method of separating and purifying yttrium-90 from strontium-90
CA2576907C (en) * 2004-07-28 2014-04-22 Isoray Medical, Inc. Method of separating and purifying cesium-131 from barium carbonate
US7316644B2 (en) * 2004-08-18 2008-01-08 Isoray Medical, Inc. Method for preparing particles of radioactive powder containing Cesium-131 for use in brachytherapy sources
US7510691B2 (en) * 2006-02-28 2009-03-31 Isoray Medical, Inc. Method for improving the recovery of cesium-131 from barium carbonate
WO2007100799A1 (en) * 2006-02-28 2007-09-07 Isoray Medical, Inc. Method for large scale production of cesium-131 with low cesium-132 content
US8158088B2 (en) * 2008-11-10 2012-04-17 Battelle Energy Alliance, Llc Extractant compositions for co-extracting cesium and strontium, a method of separating cesium and strontium from an aqueous feed, and calixarene compounds
US8270554B2 (en) * 2009-05-19 2012-09-18 The United States Of America, As Represented By The United States Department Of Energy Methods of producing cesium-131
EP4297044A1 (en) * 2022-06-23 2023-12-27 Sck.Cen Purification of target material for the production of radio-isotopes

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6066302A (en) * 1999-04-28 2000-05-23 Bray; Lane A. Method of separation of Cesium-131 from Barium
US6139749A (en) * 1997-11-20 2000-10-31 3M Innovative Properties Company Method for radioactive species analysis using a self-scintillating sheet material

Family Cites Families (40)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US1753287A (en) 1925-05-15 1930-04-08 Failla Gioacchino Method and means for applying radium emanation
US3351049A (en) 1965-04-12 1967-11-07 Hazleton Nuclear Science Corp Therapeutic metal seed containing within a radioactive isotope disposed on a carrier and method of manufacture
US3706689A (en) 1968-05-03 1972-12-19 Nuclear Associates Inc Process for the preparation of a sr**90-y**90 beta source in a radiation hazard free manner
US4323055A (en) 1980-04-08 1982-04-06 Minnesota Mining And Manufacturing Company Radioactive iodine seed
US4702228A (en) 1985-01-24 1987-10-27 Theragenics Corporation X-ray-emitting interstitial implants
JPH01254900A (ja) 1988-04-05 1989-10-11 Daiichi Radio Isotope Kenkyusho:Kk ガスターゲツト装置およびそれを用いたラジオアイソトープの製造方法
US4994013A (en) 1988-07-28 1991-02-19 Best Industries, Inc. Pellet for a radioactive seed
US4891165A (en) 1988-07-28 1990-01-02 Best Industries, Inc. Device and method for encapsulating radioactive materials
US5071610A (en) 1990-02-23 1991-12-10 Minnesota Mining And Manufacturing Company Method of making a controlled pore composite polytetrafluoroethylene
US5342283A (en) 1990-08-13 1994-08-30 Good Roger R Endocurietherapy
US6099457A (en) 1990-08-13 2000-08-08 Endotech, Inc. Endocurietherapy
US5512256A (en) 1992-05-08 1996-04-30 Battelle Memorial Institute Method of separation of yttrium-90 from strontium-90
US5405309A (en) 1993-04-28 1995-04-11 Theragenics Corporation X-ray emitting interstitial implants
US5368736A (en) 1993-07-26 1994-11-29 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Process for the separation and purification of yttrium-90 for medical applications
US5899882A (en) 1994-10-27 1999-05-04 Novoste Corporation Catheter apparatus for radiation treatment of a desired area in the vascular system of a patient
US6458070B1 (en) 1994-10-27 2002-10-01 Novoste Corporation Method and apparatus for treating a desired area in the vascular system of a patient
US5683345A (en) 1994-10-27 1997-11-04 Novoste Corporation Method and apparatus for treating a desired area in the vascular system of a patient
US5591420A (en) 1995-08-25 1997-01-07 Battelle Memorial Institute Cesium titanium silicate and method of making
US6589502B1 (en) 1995-11-27 2003-07-08 International Brachytherapy S.A. Radioisotope dispersed in a matrix for brachytherapy
US5749042A (en) 1997-01-28 1998-05-05 Battelle Memorial Institute Bismuth generator method
US6060036A (en) 1998-02-09 2000-05-09 Implant Sciences Corporation Radioactive seed implants
WO1999040970A1 (en) 1998-02-12 1999-08-19 Robert Robertson Encapsulated low-energy brachytherapy sources
DE19850203C1 (de) 1998-10-23 2000-05-31 Eurotope Entwicklungsgesellsch Radioaktive Jod-125-Seeds basierend auf Keramikträgern und Verfahren zur Herstellung dieser Seeds
JP5296276B2 (ja) 1998-11-06 2013-09-25 ジーイー・ヘルスケア・リミテッド ブラキテラピー用の製品及び方法
US6689043B1 (en) 1998-11-06 2004-02-10 Amersham Plc Products and methods for brachytherapy
US6471631B1 (en) 1998-11-27 2002-10-29 Syntheon, Llc Implantable radiation therapy device having controllable radiation emission
DE60034317T2 (de) 1999-02-25 2008-01-03 Ge Healthcare Ltd., Little Chalfont Medizinische instrumente und vorrichtungen mit verbesserter ultraschall-sichtbarkeit
US6482143B1 (en) 1999-02-28 2002-11-19 Syntheon, Llc Raidoactive therapeutic seed having selective marker configuration
US6730013B1 (en) 1999-04-09 2004-05-04 Medi-Physics, Inc. Method and apparatus for loading delivery systems for brachytherapy seeds
US6679824B1 (en) 1999-04-28 2004-01-20 Medi-Physics, Inc. Products and methods for brachytherapy
FR2797477B1 (fr) 1999-08-09 2001-10-12 Cit Alcatel Palier magnetique du type rotule pour corps basculant
EP1128872B1 (en) 1999-09-14 2004-11-10 Nucletron B.V. Radioactive brachytherapy source and material and manufacturing method therefore
US6309614B1 (en) 2000-04-14 2001-10-30 Pg Research Foundation, Inc. Method for isolating and purifying 90Y From 90strontium in multi-curie quantities
US6403916B1 (en) 2000-05-12 2002-06-11 Isostar International, Inc. System and automated method for producing welded end closures in thin-walled metal tubes
US6479920B1 (en) 2001-04-09 2002-11-12 Wisconsin Alumni Research Foundation Direct charge radioisotope activation and power generation
US6471632B1 (en) 2001-05-18 2002-10-29 Syntheon, Llc Radioactive therapeutic seeds
EP1429345A1 (fr) 2002-12-10 2004-06-16 Ion Beam Applications S.A. Dispositif et procédé de production de radio-isotopes
WO2006025975A1 (en) 2004-07-26 2006-03-09 Isoray Medical, Inc. Method of separating and purifying yttrium-90 from strontium-90
CA2576907C (en) 2004-07-28 2014-04-22 Isoray Medical, Inc. Method of separating and purifying cesium-131 from barium carbonate
US7316644B2 (en) 2004-08-18 2008-01-08 Isoray Medical, Inc. Method for preparing particles of radioactive powder containing Cesium-131 for use in brachytherapy sources

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6139749A (en) * 1997-11-20 2000-10-31 3M Innovative Properties Company Method for radioactive species analysis using a self-scintillating sheet material
US6066302A (en) * 1999-04-28 2000-05-23 Bray; Lane A. Method of separation of Cesium-131 from Barium

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
HARPER P.V. ET AL.: "ISOTOPES DECAYING BY ELECTRON CAPTURE: A NEW MODALITY IN BRACHYTHERAPY" PROGRESS IN ATOMIC ENERGY. GENEVA, 1 SEPTEMBER - 13 SEPTEMBER, 1958, PROCEEDINGS OF THE INTERNATIONAL CONFERENCE ON THE PEACEFUL USES OF ATOMIC ENERGY, GENEVA, UNITED NATIONS, CH, vol. VOL. 1 PROC. 2, September 1958 (1958-09), pages 417-422, XP002929324 *
KURATH D.E. ET AL.: "ION EXCHANGE REMOVAL OF CESIUM FROM SIMULATED AND ACTUAL HANFORD TANKS 241-SY-101 AND 241-SY-103" PROCEEDINGS OF THE INTERNATIONAL TOPICAL MEETING ON NUCLEAR AND HAZARDOUS WASTE MANAGEMENT, XX, XX, vol. 1, 1996, pages 222-228, XP008051675 page 222, left-hand column, last paragraph *

Also Published As

Publication number Publication date
CA2571349C (en) 2014-04-22
EP1766635B1 (en) 2008-03-26
ATE390692T1 (de) 2008-04-15
WO2006012153A1 (en) 2006-02-02
EP1766635A1 (en) 2007-03-28
US20060051269A1 (en) 2006-03-09
EA200700160A1 (ru) 2007-08-31
US7479261B2 (en) 2009-01-20
CA2571349A1 (en) 2006-02-02
DE602005005675D1 (de) 2008-05-08

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US7517508B2 (en) Method of separating and purifying Yttrium-90 from Strontium-90
US5405309A (en) X-ray emitting interstitial implants
EA011724B1 (ru) Способ отделения и очистки цезия-131 из нитрата бария
RU2432632C2 (ru) СПОСОБ ИЗВЛЕЧЕНИЯ ЧИСТОГО 225Ac ПОЛУЧАЕМОГО ИЗ ОБЛУЧЕННЫХ 226Ra-МИШЕНЕЙ
US7531150B2 (en) Method of separating and purifying cesium-131 from barium carbonate
RU2538761C2 (ru) Способ получения радионуклидов
WO1991005352A1 (en) Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium
US3957945A (en) Chemical isolation of 82 Sr from proton-irradiated Mo targets
RU2430440C1 (ru) Способ получения радионуклида висмут-212
US7510691B2 (en) Method for improving the recovery of cesium-131 from barium carbonate
RU2768732C2 (ru) Способ получения изотопа
US6974563B2 (en) Ion exchange materials for the separation of 90Y from 90SR
RU2498434C1 (ru) Способ получения радионуклида висмут-212
Boldyrev et al. Possibility of Obtaining High-Activity 177 Lu in the IR-8 Research Reactor
Zona et al. Wet-chemistry method for the separation of no-carrier-added 211 At/211g Po from 209 Bi target irradiated by alpha-beam in cyclotron
RU2436179C1 (ru) Стартовая композиция мишени на основе радия и способ ее изготовления
WO2007100799A1 (en) Method for large scale production of cesium-131 with low cesium-132 content
IL34751A (en) Production of fission product technetium 99-m generator
JP2024515104A (ja) Ａｃ－２２５生成のためのチタニアに基づくジェネレータ
RU2210124C2 (ru) Способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213
CN1993772A (zh) 从硝酸钡中分离并纯化铯－131的方法
CN1993773A (zh) 从碳酸钡中分离和纯化铯－131的方法
Bett et al. Isotope separation

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A Lapse of a eurasian patent due to non-payment of renewal fees within the time limit in the following designated state(s)

Designated state(s): AM AZ BY KZ KG MD TJ TM