ES2553743T3 - Proceso de purificación para Mo-99 - Google Patents

Abstract

Un proceso para purificar Mo-99 a partir de una solución ácida que se obtiene disolviendo una diana sólida irradiada que comprende uranio en un medio ácido, o a partir de una solución ácida que comprende uranio y que se ha irradiado previamente en un reactor nuclear, o a partir de una solución ácida que comprende uranio y que se ha usado como combustible de reactor en un reactor homogéneo, o a partir de una solución ácida obtenida disolviendo una diana sólida de papel metalizado de metal de uranio irradiado en un medio ácido, comprendiendo el proceso poner en contacto la solución ácida con un adsorbente que comprende un óxido de circonio, hidróxido de circonio, alcóxido de circonio, haluro de circonio y/o haluro de óxido de circonio, y eluir Mo-99 a partir del adsorbente usando una solución de una base fuerte, sometiéndose a continuación la fracción eluida a un proceso de purificación posterior que implica una etapa de recuperación cromatográfica de Mo-99 de base alcalina sobre un material de intercambio aniónico, dondeMo-99 se eluye, al menos parcialmente, a partir del material de intercambio aniónico usando una solución de un ácido, y dondeMo-99 eluido en la solución de ácido se adsorbe posteriormente sobre el material que contiene MnO2, por ejemplo una columna cromatográfica que contiene material de MnO2.

Description

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DESCRIPCIÓN

Proceso de purificación para Mo-99

5 Campo de la invención

La invención se refiere a un proceso de purificación. En particular, aunque no exclusivamente, se refiere a un proceso para purificar Mo-99 a partir de otros materiales presentes tras la producción de Mo-99 a partir de uranio en los reactores de fisión nuclear.

El tecnecio-99m es el radiometal más ampliamente usado para el diagnóstico médico y aplicaciones terapéuticas. Tc-99m se prepara por medio de desintegración de Mo-99 en los denominados generadores de Tc-99m. Normalmente, dicho generador comprende una solución acuosa de Mo-99 sobre un adsorbente (normalmente alúmina). Tras la desintegración de Mo-99 hasta Tc-99m, que tiene menor afinidad por la alúmina, se puede eluir

15 Tc-99m, normalmente usando una solución salina. Para la preparación de los generadores de Tc-99m, por tanto, resulta esencial una fuente de Mo-99 de alta pureza.

Con el fin de obtener Mo-99 de elevada actividad específica, comúnmente se prepara por medio de fisión inducida por neutrones de una diana de U-235. Normalmente, U-235 está presente en forma de diana de papel metalizado de metal-U, o estructuras tubulares de U y Al. Alternativamente, U puede estar en solución en un medio ácido (tal como dianas de uranio líquido, o en forma de solución de uranio usada como combustible en un reactor homogéneo). La reacción de fisión conduce a una proporción de U-235 que se convierte en Mo-99, pero también conduce a un número de impurezas en la salida del reactor. De forma diversa, estas impurezas incluyen Cs, Sr, Ru, Zr, Te, Ba, Al y metales alcalinos y alcalino térreos.

25 Se conoce la separación de Mo-99 deseado a partir de dichas impurezas por medio de disolución de la diana irradiada en un medio alcalino, posteriormente sometiendo a una serie de separaciones cromatográficas sobre diversos adsorbentes (AA. Sameh y H.J. Ache, Radiochim. Acta 41 65 (1987)). No obstante, dicho procedimiento de separación no se ha empleado cuando la diana irradiada se disuelve en un medio ácido, y tampoco cuando Mo-99 está presente en el medio ácido de una diana líquida o el combustible de un reactor homogéneo. De hecho, el proceso de Sameh y Ache comprende al menos una etapa que es probable que resulte incompatible con una corriente de ácido, cuyo resultado es la pérdida de una gran proporción de Mo-99 deseado. Mientras que la mayoría de los procesos conocidos para la producción de Mo-99 emplean la disolución alcalina de la diana irradiada, un proceso particular (empleado en los laboratorios de Chalk River Nuclear por Atomic Energy of Canada Limited

35 (AECL)) usa la disolución ácida de dianas de U-Al tubulares, seguido de la absorción de Mo-99 sobre la alúmina antes de las etapas de purificación posteriores. El problema con este método, no obstante, es que Mo-99 tiene una retención muy elevada sobre la alúmina, y además tienen lugar pérdidas cuando se recupera Mo-99 para la purificación posterior. Además, la alúmina puede lixiviar impurezas químicas en la fracción eluida de Mo-99.

Otro proceso que implica la disolución ácida de la diana irradiada es el proceso Cintichem modificado (llevado a cabo en BATAN, Indonesia) desarrollado por Argonne National Laboratory. Este proceso, basado en el proceso Cintichem, emplea disolución de ácido nítrico de una diana de papel metalizado de metal de U. Posteriormente, se precipita Mo-99 con bezoína-alfa-oxima. Tras lavar el precipitado con ácido nítrico, se disuelve en NaOH. A continuación, se hace pasar la solución resultante a través de una columna de carbón vegetal revestida con plata.

45 Se piensa que este proceso puede no resultar apropiado para su uso en una escala de producción de Mo-99 grande.

El documento US 6337055 describe un material sorbente para la extracción de Mo-99 a partir de un reactor homogéneo, comprendiendo el sorbente dióxido de titanio hidratado e hidróxido de circonio. El Mo-99 adsorbido se desorbe y se eluye usando una solución de una base débil (solución de amoníaco). El documento US 5681974 describe un sorbente que contiene componentes de óxido, haluro y alcóxido de circonio para la preparación de generadores de Tc-99m. Los adsorbentes similares se describen en los documentos JP 10030027, KR 20060017047 y JP 2004150977. En el documento RU2288516, se usa un adsorbente que contiene Zr para adsorber Mo-99 a partir de soluciones de aleaciones de U irradiadas en ácido nítrico, después de lo cual se desorbe usando NaOH o KOH. No obstante, no se describe la purificación posterior de Mo-99.

55 De acuerdo con un primer aspecto de la presente invención, se proporciona un proceso para purificar Mo-99 a partir de una solución ácida obtenida por medio de disolución de una diana sólida irradiada que comprende uranio en un medio ácido, o a partir de una solución ácida que comprende uranio y que se ha irradiado previamente en un reactor nuclear, o a partir de una solución ácida que comprende uranio y que se ha usado como combustible de reactor en un reactor homogéneo, comprendiendo el proceso poner en contacto la solución ácida con un adsorbente que comprende un óxido de circonio, hidróxido de circonio, alcóxido de circonio, haluro de circonio y/o haluro de óxido de circonio, y eluir Mo-99 a partir del adsorbente usando una solución de una base fuerte, sometiéndose la fracción eluida a un proceso de purificación posterior que implica una etapa de recuperación cromatográfica de Mo-99 de base alcalina sobre un material de intercambio aniónico, dondeMo-99 se eluye, al menos parcialmente, a partir del

65 material de intercambio aniónico usando una solución de un ácido, y dondeMo-99 eluido en la solución se adsorbe posteriormente sobre un material que contiene MnO2, por ejemplo una columna cromatográfica que contiene

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