KR20190021251A - 특히 i-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하기 위한 방법, 특히 i-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획 - Google Patents

Abstract

부화 우라늄 표적을 용해하여 슬러리를 형성하는 단계, 상기 슬러리를 여과하는 단계, 은으로 도핑된 알루미나 수지에 아이오딘 방사성동위원소의 염을 흡착시키는 단계 및 상기 아이오딘 방사성동위원소 분획을 회수하는 단계를 포함하는, 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하기 위한 방법. 상기 아이오딘 방사성동위원소 분획, 특히 I-131의 상기 회수는 NaOH의 용액으로 은으로 도핑된 알루미나 수지의 세척 및 티오우레아 용액에 의한 아이오딘 방사성동위원소의 용출을 포함하며, 티오우레아 용액에서 상기 아이오딘 방사성동위원소를 함유하는 용출액이 수집된다.

Description

특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하기 위한 방법, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획

본 발명은

(i) 부화 우라늄의 핵분열에 의해 생성된 알루미늄 염, 우라늄 및 동위원소를 함유하는 염기성 슬러리 및 Xe-133의 기체상을 획득하기 위한 부화 우라늄 표적의 염기성 용해(dissolution) 단계,

(ii) 한편의 우라늄을 함유하는 고체상 및 다른 한편의 몰리브데이트와 아이오딘 방사성동위원소의 염의 염기성 용액을 분리하기 위한 상기 염기성 슬러리의 여과 단계,

(iii) 은으로 도핑된 알루미나 수지상에 아이오딘 방사성동위원소의 상기 염의 흡착 및 은으로 도핑된 상기 알루미나 수지를 통과한 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131이 고갈된 몰리브데이트의 상기 염기성 용액의 회수 단계, 및

(iv) 상기 아이오딘 방사성동위원소 분획, 특히 I-131의 회수 단계

를 포함하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하기 위한 방법에 관한 것이다.

이러한 방법은 잘 알려져 있으며, 문헌 "핵분열 산물로부터 아이오딘-131의 분리를 위한 은 코팅된 알루미나의 제조 및 특성화. Mushtaq et al. - Journal of Engineering and Manufacturing Technology,　2014"에 설명된다.

이 문헌에 따르면, 고 부화(highly enriched) 우라늄 표적이 염기성 용해에 의해 몰리브데넘-99의 방사성동위원소 및 아이오딘-131의 방사성동위원소를 생성하기 위한 목적에서 가공된다. 상기 언급된 대로, 다음에 염기성 슬러리가 여과되고 염기성 액체상(여과물)이 은으로 도핑된 알루미나 수지상에 로딩된다.

특히 아이오딘-131의 아이오딘 방사성동위원소를 함유하는 분획은 티오황산나트륨(Na₂S₂O₃)에 의한 은 도핑된 알루미나 칼럼의 용출에 의해 회수된다. 이 문헌에 따르면, 특히 아이오딘-131의 아이오딘 방사성동위원소를 함유하는 회수된 분획은 충분히 순수하지 않으며, 의료 용도를 위해서는 또한 증류되어야 한다. 티오황산나트륨에 의한 용출은 은으로 도핑된 알루미나 칼럼상에 로딩된, 특히 아이오딘-131의, 아이오딘 방사성동위원소의 약 90%의 회수를 가져와야 한다.

불행히도, 이 문헌은 전체적인 정제 수율에 관해서는 언급하지 않는다. 이 문헌은 칼럼상에 로딩된 아이오딘의 총량에 대한 용출 수율은 상세히 설명하지만, 표적의 용해로부터 생긴 염기성 용액에 대한 아이오딘 정제 수율에 대해서는 어떠한 정보도 제공하지 않는다.

특히 아이오딘-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 다른 방법은 문헌 "Mo-99, I-131, Xe-133 방사성동위원소의 생성을 위한 조사된 우라늄 235의 재가공. J. Salacz - revue IRE tijdschrift, vol　9, N°3　(1985)"에 설명된다.

이 문헌에 따르면, 수명이 짧은 방사성동위원소를 생성하기 위한 목적에서 우라늄의 핵분열 산물을 가공하는 것은 매우 제한적인 작업 조건을 수반한다.

이런 특히 제한적인 작업 조건은 로봇 암을 사용하여 차폐된 셀에서 작업하는 것이나, 또는 로봇 암을 작동시킬 수 있는 생산 체인의 핸들링 장치를 사용하여 차폐된 셀 바깥에서 작업하는 것을 수반한다.

일단 고 부화 우라늄을 함유하는 표적을 가공하기 위한 방법이 잘 확립되고 환경오염이 매우 적거나 또는 전혀 없는 것이 보장된다면, 방사성동위원소 생성 방법은 분명히 확정된다. 생산 계획을 파괴하지 않기 위해 이들 방법에 대한 최소한의 변화도 가능하다면 회피되어야 하는데, 환경오염 수준이 보장된다고 여겨질 때 각 변화는 새로운 위험으로서 여겨지며 새로운 만족스러운 환경 제약 디자인을 달성할 수 있도록 관리되어야 하기 때문이다. 또한, 이 방법은 수십 센티미터 두께의 납-차폐 유리로 된 포트홀이 장착된 셀에서 수행되며, 이것을 통해서 로봇식이든 아니든 관절형 암이 바깥쪽에서 작동된다.

몇 개의 셀이 서로 뒤따라 있다. 각 셀에서, 방법의 일부분이 수행된다.

제1 셀은 고 부화 우라늄의 표적을 용해하는데 전용된다. 일단 Mo-99의 방사성동위원소를 포함하는, 우라늄 핵분열의 가용성 산물을 함유하는 액체상이 여과를 통해 회수되면, 그것은 제2 셀로 전달되고, 여기서 산성화되며, 이로써 발열 산성화 단계 동안 아이오딘의 기체상 방출이 가능하게 된다.

아이오딘이 방출되는 용액은 가열되고 버블-교반됨으로써 기체상 형태로 아이오딘을 방출한다. 다음에, 아이오딘 방사성동위원소를 함유하는 기체가 백금을 입힌 석면 트랩을 사용하여 포집된다. 다음에, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소가 백금을 입힌 석면 트랩으로부터 탈착되고 셀로 보내지며, 여기서 이들은 증류에 의한 화학적 정제를 거친다.

이 문헌에 설명된, 특히 I-131의, 아이오딘 방사성동위원소 수율은 약 80 내지 90%이다. 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소의 10 내지 20%는 산성화된 액체상에 잔류하여 다른 방사성동위원소들을 오염시킨다.

따라서, 이 문헌에 따르면, 생성을 위한 아이오딘 분리의 선택성은 최적이지 않다. 또한, 발열 산성화 동안 산성화된 액체상의 온도가 증가하지만, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소의 최대치를 회수하려는 시도에서 추가의 가열 및 버블-교반을 제공하는 것도 또한 필수적이다.

이 가열은 질산에 의한 산성화로부터 생긴 질산염의 증발을 야기하며, 이로써 기체상 형태의, 특히 I-131의, 아이오딘 방사성동위원소를 오염시키고, 이것은 후속 생물학적 분자의 마킹 과정을 방해하므로 문제가 된다.

따라서, 환경 위험을 감소시키고 환기 시스템으로 아이오딘의 잠재적 방출의 안전을 보장하고 감소시킴으로써 더 나은 수율로 아이오딘을 생성하고, 또한 생성 선택성을 개선하여 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획의 순도를 증가시키는 것을 가능하게 하는 방법을 제공해야 하는 필요가 있다.

본 발명의 목적은 환경 위험을 감소시키면서 생산 운영의 선택성에 작용함으로써 생성된 아이오딘의 순도를 개선하는 것을 가능하게 하는 방법을 제공함으로써 최신기술의 단점을 극복하는 것이다.

이 문제를 극복하기 위해, 본 발명에 따르고 서두에서 설명된 방법이 제공되며, 여기서 특히 I-131의 상기 아이오딘 방사성동위원소 분획의 상기 회수는 0.01 내지 0.1mol/l, 바람직하게 0.03 내지 0.07mol/l 및 더 바람직하게 약 0.05mol/l의 농도의 NaOH의 용액으로 은으로 도핑된 알루미나 수지의 세척, 및 0.5mol/l 내지 1.5mol/l, 바람직하게 0.8 내지 1.2mol/l, 더 바람직하게 약 1mol/l의 티오우레아 농도를 나타내는 티오우레아 용액에 의한 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소의 용출을 포함하며, 티오우레아 용액에서 특히 I-131의 상기 아이오딘 방사성동위원소를 함유하는 용출액이 수집된다.

은으로 도핑된 알루미나의 칼럼에서 이 고정 단계를 수행함으로써 몰리브데이트 및 아이오딘 방사성동위원소의 염의 염기성 용액에 함유된 아이오딘 방사성동위원소의 약 90%가 은으로 도핑된 알루미나 수지상에 고정된다.

본 발명에 따라서, 알루미나 칼럼은 문헌 "핵분열 산물로부터 아이오딘-131의 분리를 위한 은 코팅된 알루미나의 제조 및 특성화. Mushtaq et al. - Journal of Engineering and Manufacturing Technology, 2014"의 개시에 따라서 제조되며, 단 은이 황산나트륨 대신 하이드라진으로 환원된다.

은에 의한 알루미나 수지의 함침율은 비-도핑된 알루미나의 총 중량에 대해 적어도 4 중량%, 바람직하게 적어도 5 중량%, 더 바람직하게 약 5.5 중량%의 은의 비율이다.

본 발명에 따라서 티오우레아로 용출을 수행함으로써, 놀랍게도 알루미나 칼럼에 로딩된 아이오딘 방사성동위원소, 특히 아이오딘-131의 총 함량에 대해, 특히 용출된 아이오딘-131의, 아이오딘 방사성동위원소의 비율이 활성으로 90% 초과, 및 심지어 95%를 초과했다.

이에 더하여, 티오우레아를 사용한 용출은 더 빠르고 더 좁은 용출 피크를 지니며, 이로써 아이오딘 방사성동위원소, 특히 아이오딘-131의 정제의 선택성이 증가하고 동시에 또한 은으로 도핑된 알루미나 칼럼의 용출액 중 다른 방사성동위원소의 존재를 최소한으로 감소시킨다. 이에 더하여, 본 발명에 따라서, 세척 용액의 부피는, 예를 들어 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 용출액을 오염시킬 수 있는 Mo-99 방사성동위원소의 존재하에 칼럼을 통한 몰리브데넘의 통과에 대해 최적화되고 충분히 지연되지만 아이오딘 방사성동위원소, 특히 아이오딘-131의 손실을 방지할 수 있도록 너무 크지는 않게 구성된다. 결론적으로, 본 발명에 따른 방법에서는, 기체 트랩을 통해 아이오딘 방사성동위원소, 특히 아이오딘-131의 전체를 회수하기 위해, 기체상에서 몰리브데이트 및 아이오딘 방사성동위원소의 염의 염기성 용액의 아이오딘 방사성동위원소, 특히 아이오딘-131의 총량을 부득이하게 통과시켜야 하는 것보다, 특히 아이오딘-131의 아이오딘 회수의 선택성이, 은으로 도핑된 알루미나 수지상에 아이오딘 방사성동위원소, 특히 아이오딘-131의 흡착에 의해, 환경 안전성과 함께 개선된다.

유익한 구체예에서, 상기 우라늄 표적은 적 부화 우라늄 표적이다.

본 발명에 따른 방법은 모든 종류의 표적에, 특히 고 부화 우라늄 표적에 적용되며, 적 부화 표적에도 적용되고, 적 부화 우라늄 표적에 기초한 구체예가 바람직하다.

실제로, 의료 용도를 위한 방사성동위원소의 생성은 고 부화 우라늄에 오래 의존해왔다.

고 부화 우라늄(HEU)은 전세계적으로 안전성 문제와 관련하여 어려움이 있었으며, 테러리스트 조직에 비교적 공격받기 쉽고 핵무기 개발에 있어서 잠재력을 가진다. 의료 용도를 위한 방사성동위원소를 생성하는 많은 시설은 엄격한 보안 대책을 특징으로 하지만, 민간 용도에서 고 부화 우라늄의 사용을 최소화하는 것이 증식의 위험을 감소시키는데 기여하는 유의한 행동이다.

HEU로부터 방사성동위원소 생성의 개선된 효율에도 불구하고, 재정적 측면과 환경적 측면에서 모두 HEU로부터 방사성동위원소를 생성하는 방법의 전환은 미국에 의해 상당히 제한되며, 미국은 여전히 조 물질로서 우라늄이 주 공급원이다. 미국은 저 부화(low enriched) 우라늄(LEU)로부터 생성된 방사성동위원소의 사용을 수반하는 보완 대책을 실시하거나, HEU의 취득 및 수송에 제한을 도입하거나, 또는 HEU로부터 생성된 Mo-99의 사용에 패널티를 도입함으로써 LEU의 사용을 촉진하기 위한 모든 필요한 대책을 시행해왔다.

이와 관련하여, 따라서 고 부화 우라늄의 사용을 감소시키면서 생성 방법의 경제적 효율의 측면에서 만족스러운 절충을 달성하는 것을 가능하게 하는 I-131의 방사성동위원소를 함유하는 분획을 생성하기 위한 방법을 개발할 필요성이 있다.

불행히도, 방사성동위원소의 양이 우라늄-235의 양과 직접 연계된다면, 순수한 I-131 의료용 동위원소의 동일한 획득 수준을 보장할 목적에서, 저 부화 우라늄-기반 표적은 고 부화 우라늄 표적보다 전체적으로 훨씬 더 많은 우라늄을 함유하고, 따라서 훨씬 더 많은 불필요한 물질을 함유한다(최대 5배 이상).

따라서, 본 발명에 따라서, 고 부화 우라늄 표적에 의해 생성된 것들과 매우 상이한 오염물질의 존재에도, 저 부화 우라늄 표적을 가공하기 위한 방법을 실시하는 것이 유익하며, 이로써 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131에 대한 선택성에 대해 작용하고, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획의 정량 기준을 유지함으로서, 순도를 유지/개선하면서 환경 안전성이 증가된다.

유익하게, 본 발명에 따라서, 이 방법은 상기 여과 전에 상기 염기성 슬러리에 알칼리토류 질산염, 더 구체적으로 스트론튬, 칼슘, 바륨, 바람직하게 바륨의 질산염 및 탄산나트륨의 첨가를 더 포함한다.

실제로, 본 발명에 따라서, 아이오딘 방사성동위원소, 특히 아이오딘-131의 생성의 선택성을 최적화함으로써, 허용가능한 수율 및 개선된 환경 안전성 하에, 산업적으로 사용될 수 있는 방법을 고안하는 것이 가능하게 되었으며, 또한 5배 이상의 불필요한 물질의 존재에도, Mo-99의 방사성동위원소의 생성은 의료 용도를 위해 필요한 순도를 달성하는 것을 가능하게 하고, 또한 환경 안전성을 개선한다(환경 및 작업자에 대해 모두).

본 발명에 따른 방법에서 표적의 염기성 용해는, 불필요한 고체 물질뿐만 아니라 슬러리의 액체 부분의 오염물질의 훨씬 더 높은 농도를 가진 슬러리를 생성하며, 알칼리토류 질산염, 더 구체적으로 스트론튬, 칼슘, 바륨, 바람직하게 바륨의 질산염 및 탄산나트륨의 첨가에 의해 효과적으로 여과될 수 있다는 것이 증명되었다.

실제로, 알칼리토류 질산염, 더 구체적으로 스트론튬, 칼슘, 바륨, 바람직하게 바륨의 질산염이 탄산나트륨과 함께 슬러리에 첨가되었을 때 불용성 탄산염이 형성되며, 예컨대 예를 들어 바륨뿐만 아니라 스트론튬의 탄산염 및 여과 동안 여과 매질로서 작용하는 다른 탄산염들이 형성되고, 이로써 유리섬유 필터의 기공의 막힘이 방지된다. 이것은 여과 시간의 상당한 감소를 달성하는 것을 가능하게 한다. 본 발명에 따라서, 슬러리의 여과 시간은 용해에 포함된 표적의 양에 기초하여 30분 내지 2시간의 감소된 시간으로 4 내지 6시간만큼 감소된다. 이것은 이미 고 부화 우라늄-기반 표적을 사용한 방법보다 유의하게 더 높지만(여기서 여과 시간은 전형적으로 10 내지 20분이다), 이 방법은 우라늄 235의 핵분열에 의해 생성되는 방사성동위원소의 생산 비용을 과도하게 증가시키지 않고는 존재할 수 없는 산업적 실시 가능성을 나타낸다.

저 부화 우라늄-기반 표적에서 슬러리의 고체상 함량은 5배 더 높다. 이에 더하여, 전형적으로 이들 표적은 특히 UAl₂ 형태의 알루미늄과 우라늄 합금에 기초하지만, 다른 형태의 합금도 또한 존재한다(예컨대 UAl₃, UAl₄ 등). 저 부화 우라늄-기반 표적은 표적에 존재하는 우라늄의 총 중량에 대해 우라늄 235를 20 중량% 미만 함유한다. 고 부화 우라늄-기반 표적은 표적에 존재하는 우라늄의 총 중량에 대해 우라늄 235를 90 중량% 초과하여 함유한다. 결과적으로, 부화 우라늄 함량은 비례해서 유의하게 감소된다(약 5배까지).

또한, 합금, 특히 UAl₂를 사용한 작업에 의해, 표적에 존재하는 우라늄 밀도를 증가시키는 것이 가능하며, 이것은 명백히 생산 수율을 개선하지만, 또한 마그네슘과 같은 다른 불순물들을 생성하고, 이것은 의료 용도를 위한 Mo-99의 방사성동위원소를 생성하기 위한 방법에 영향을 미친다. 실제로, 우라늄생성 핵의 우라늄 밀도는 순수한 A5 알루미늄을 더 단단한 합금으로 대체할 것을 요구했다. 실제로, 이 증가된 밀도에서, 순수한 A5가 사용되는 경우, 생성 동안 표적의 완전성 (및 그것의 변형의 부재)가 보장될 수 없다. 따라서, UAl₂의 사용은 불순물로서 Mg를 야기하지 않지만, 우라늄 UAl₂ 합금이 더 치밀하다는 사실과 우라늄의 총량이 증가한다는 사실은, 표적의 생성을 위해, Mg를 함유하는 알루미늄 합금의 사용을 필요로 한다.

결과적으로, 본 발명에 따른 방법에서, 매우 방사성인 폐기물의 함량이 증가했지만, 산업적으로 유용한 시간 내에 슬러리를 여과하는 것뿐만 아니라 슬러리 중의 우라늄과 알루미늄 합금의 사용에 의해 야기된 불순물을 제거하는 것이 가능했다.

특히, 본 발명에 따른 방법에서, Sr-90 방사성동위원소에 의한 Mo-99 방사성동위원소 분획의 오염은 그것이 슬러리로 유인된 탄산염과 함께 침전함에 따라 감소된다. 이것은 Sr-90 방사성동위원소의 방사능독성이 그것의 연장된 물리적 반감기(방사능 반감기: 28.8년), 고-에너지 베타 붕괴 및 긴 생물학적 반감기(뼈 향성)의 조합으로 인해 매우 높기 때문에 최고로 중요하다. 따라서, 이 불순물을 감소시킴으로써 환자에 대한 잠재적인 장기적 부작용을 최소화하는 것이 매우 중요하다.

이에 더하여, 상대적으로 필수적이지만, 본 발명에 따른 방법에서 사용된 여과 보조제는 은-코팅된 알루미나 칼럼상의 아이오딘의 고정에 영향을 미치지 않아야 하며, 반면, 공급원 중에 오염물질의 존재가 이미 감소되었다면, 본 발명은, 수익성 있고 유효한 방식으로, 한편에서는, 궁극적으로 덜 순수한 방사성동위원소 분획 없이, 저 부화 우라늄으로부터 Mo-99 방사성동위원소를 생성하는 것이 가능하고, 이로써 폐기물 및 마그네슘과 같은 제거가 어려운 오염물질의 훨씬 더 많은 양의 대량 존재에도 유럽 약전의 기준을 만족할 수 있다는 것과, 또한 다른 한편으로는, Mo-99 방사성동위원소 분획 중에 스트론튬의 존재의 위험히 상당히 감소되며, 염기성 슬러리에 존재하는 아이오딘의 약 90%가 여과 후 은으로 도핑된 알루미나 칼럼에 수집된다는 것을 밝혔다.

본 발명에 따른 방법의 제1 유익한 구체예에서, 이 방법은 버퍼 용액, 특히 0.5 내지 2mol/l, 바람직하게 0.8 내지 1.5mol/l, 및 더 바람직하게 약 1mol/l의 농도를 가진 인산 용액의 첨가에 의한 티오우레아 용액에서의 상기 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131을 함유하는 상기 용출액의 산성화를 더 포함하며, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 염의 산성화된 용액이 회수된다.

본 발명에 따라서, 아이오딘 방사성동위원소, 특히 아이오딘-131은, 은-코팅된 알루미나로부터 아이오딘을 회수하기 위해 사전 사용된, 티오우레아를 포함하는, 오염물질의 대부분으로부터 미리 정제되고 분리되기 위한 목적에서 산성화된다.

본 발명의 범위에서, 용어 "수지의 유출물"은 수지를 통과하고 크로마토그래피 칼럼을 떠나는 이동상을 설명하기 위해 사용된다.

본 발명의 바람직한 구체예에서, 이 방법은 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 상기 산성화된 용액의 정제를 더 포함하며, 상기 정제는 이온-교환 칼럼에 아이오딘 방사성동위원소 염의 상기 산성화된 용액의 로딩, 물로 상기 이온-교환 수지의 세척, 0.5 내지 2.5mol/l, 바람직하게 0.8mol/l 내지 1.5mol/l 및 특히 바람직하게 약 1mol/l 농도의 NaOH로 상기 이온-교환 수지의 용출을 포함하고, NaOH의 용액에서 상기 아이오딘 방사성동위원소 분획, 특히 I-131이 회수된다.

유익하게, 상기 이온-교환 수지는 약한 음이온 수지이다.

본 발명에 따른 방법의 다른 구체예에서, 이 방법은 또한 은으로 도핑된 상기 알루미나 수지를 통과한 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131이 고갈된 몰리브데이트의 염기성 용액의 산성화를 포함하며, 몰리브데넘 염의 산 용액이 형성되고, 회수의 목적을 위해 기체의 형태로, 잔류 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131이 방출된다.

상기 언급된 대로, 본 발명에 따른 방법의 이 변형에서, 은으로 도핑된 알루미나 칼럼에 흡착에 의해 회수된, 아이오딘 방사성동위원소, 특히 아이오딘-131의 양은 아이오딘 방사성동위원소, 특히 아이오딘-131의 총 활성에 대해 활성으로 약 90%이다. 아이오딘 방사성동위원소, 특히 아이오딘-131의 잔류 10%는 은으로 도핑된 상기 알루미나 칼럼을 이미 통과한 염기성 몰리브데이트 용액에 여전히 존재한다. 결론적으로, 별도의 단계에서 잔류 아이오딘을 회수하는 것은 두 가지 이유에서 유익하다. 먼저, 이렇게 회수된 아이오딘은, 특히 아이오딘-131의, 아이오딘 방사성동위원소 분획의 형태로 강화될 수 있고, 둘째, 염기성 몰리브데이트 용액 중 잔류 아이오딘의 존재는 이들 아이오딘 방사성동위원소, 특히 아이오딘-131이 환기 시스템에서 방출되는 환경 위험을 발생시키기 때문이며, 이것은 또한 굴뚝과도 관련된다.

결론적으로, 이 단계에서 아이오딘을 분리하는 것은 본 발명에 따른 방법의 범위에서 수익 가능성을 나타내며, 또한 본 발명에 따른 방법에서 아이오딘과 관련된 환경 위험을 감소시킨다.

바람직하게, 본 발명에 따른 방법의 다른 유익한 구체예에서, 이 방법은, 은으로 도핑된 상기 알루미나 수지를 통과한 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131이 고갈된 염기성 몰리브데이트 용액의 상기 산성화 전에, 은으로 도핑된 상기 알루미나 수지를 통과한 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131이 고갈된 염기성 몰리브데이트 용액의 60℃ 이하, 바람직하게 55℃ 이하, 더 구체적으로 50℃ 이하의 온도로의 냉각을 더 포함한다.

이 방식에서, 놀랍게도 생성된 아이오딘 방사성동위원소 분획, 특히 I-131의 순도 및 수율이 개선되었다는 것이 관찰되었다.

본 발명에 따라서, 고온에서 아이오딘의 대량 방출을 제어하는 것의 어려움에 관한 문제를 해결하기 위해, 산성화 전에 여과로부터 생긴 수성 염기성 상을 60℃ 이하, 바람직하게 55℃ 이하, 더 구체적으로 50℃ 이하의 온도로 단순히 냉각하는 것이 몰리브데넘 염의 산 용액에서 아이오딘의 용해도에 유리하다는 것이 강조되었다. 이 방식에서, 기체의 용해도가 온도의 증가에 따라 감소한다는 사실로 인해, 여과로부터 생긴 수성 염기성 상의 냉각은 아이오딘의 더 느린 휘발을 가능하게 하고, 따라서 산이 첨가되었을 때 그것의 돌연한 방출을 방지한다. 실제로, 아이오딘이 갑자기 아이오딘 트랩으로 유인되었을 때 아이오딘의 포집은 부정적인 영향을 받지만, 제어된 방출을 가능하게 하는 냉각이 트랩에 의한 포집 수율을 개선한다.

산성화 동안, 몰리브데넘 염의 산 용액의 온도는 점차 증가하고, 그것은 트랩을 향한 아이오딘의 똑같이 점진적인 방출을 가능하게 하며, 이것은 아이오딘의 대량 방출과 달리 포집에 유리하다.

결과적으로, 본 발명에 따라서, 약 50℃, 및 어느 경우에는 60℃ 아래의 온도로 산성화 동안 아이오딘 트랩에서 아이오딘의 대량 방출을 방지하기 위해 여과액을 냉각함으로써, 고 부화 우라늄을 함유하는 알루미늄 표적으로부터 매우 간단히 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 생산 수율을 개선하는 것이 가능하다.

따라서, 여과액은 농축 질산에 의해 산성화된다. 다음에, 아이오딘 방사성동위원소가 훨씬 더 많은 양으로 산성화 동안 방출된다.

본 발명의 특정한 구체예에서, 이 방법은, 산성화 동안 및 산성화 후, 정확히 결정된 순간에, 기체상 형태로 아이오딘의 방출을 최적화하기 위해 에어 버블링을 수반하여, 93℃ 초과, 바람직하게 95℃ 이상, 바람직하게 96℃ 내지 99℃, 및 바람직하게 100℃ 아래의 온도로 몰리브데넘 염의 산 용액의 가열을, 산성화 후, 더 포함한다.

유익하게, 본 발명에 따른 방법에서, 방출시 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 상기 회수는 한쪽 단부에서 산성화가 일어나는 산성화기에 연결되고 나머지 한쪽 단부에서 수성상 및 주변 매질을 함유하는 닫힌 용기에 연결된 파이프에서 기체 형태의 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 전달에 의해 수행되며, 기체 형태의 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 상기 전달은 기체 형태의 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131이 수성상을 통과하고 닫힌 용기에 함유된 수성상의 주변 매질로 버블의 형태로 빠져나간 수성상을 직접 가져오도록 수행된다.

이 방식에서, 에어로졸 형태로 존재할 수 있는 질산염, 뿐만 아니라 질소 산화물과 같은 물에 가용성인 다른 기체상 종들이 가용화되고 기체 형태의 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131로부터 제거된다.

또한, 본 발명의 다른 구체예에서, 상기 닫힌 용기는 NaOH 트랩을 함유하는 제2의 닫힌 용기에 파이프에 의해 연결되며, 수성상의 주변 매질이 닫힌 용기에서 2 내지 4, 특히 약 3mol/l 농도의 용액의 형태로 NaOH 트랩을 함유하는 제2의 닫힌 용기로 전달되며, 파이프의 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131을 함유하는 주변 매질은 NaOH 트랩의 용액으로 방출되고, 기체 형태의 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131은 NaOH 트랩의 수성 용액에서 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 아이오딘화물로 가용화된다.

따라서, 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131은 2 내지 4mol/l, 바람직하게 3mol/l의 NaOH 농도의 NaOH 수성 용액에 용해되고, 조 아이오딘 용액을 형성한다.

본 발명에 따른 방법의 바람직한 구체예에서, 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 아이오딘화물을 함유하는 NaOH 트랩의 수성 용액은 조 아이오딘 용액을 형성하고, 이것은 이어서 2차 산성화에 의해 정제되어 기체상 아이오딘을 형성한다. 조 용액은 아이오딘 정제 셀로 전달된다. 다음에, 조 용액은 H₂SO₄　+　H₂O₂에 의해 산성화되고, 이로써 다시 기체상 아이오딘이 생성되며, 이것은 NaOH 0.2M 버블러에 포집된다. 이 용액은 "스톡 용액"이라고 칭해지며, 이어서 주문에 따라 밀봉된 바이알에 포장된다.

대안으로, 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 아이오딘화물을 함유하는 NaOH 용액에서 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획은 조 아이오딘 용액을 형성하고, 다음에 바람직하게 H₂SO₄ 및 H₂O₂의 존재하에 수행되는 2차 산성화에 의해 정제되며, 이로써 다시 기체상 아이오딘이 생성된다. 다음에, 바람직하게 기체상 아이오딘은 NaOH 0.2M 버블러에서 포집되고, 이로써 아이오딘-131의 방사성동위원소를 함유하는 상기 분획이 형성된다.

유익한 구체예에서, NaOH 용액 중 특히 I-131의 상기 아이오딘 방사성동위원소 분획 및 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 아이오딘화물을 함유하는 NaOH 트랩의 수성 용액이 수집되고 2차 산성화에 의해 함께 정제된다.

본 발명에 따른 방법의 다른 구체예는 첨부된 청구항에 제시된다.

또한, 본 발명은 분획 중 모든 형태의 I-131의 상기 방사성동위원소의 총 활성에 대해 I-131의 상기 방사성동위원소의 화학적 아이오딘화물 형태로 존재하는 활성이 97% 초과, 바람직하게 적어도 98%, 더 구체적으로 적어도 98.5%인 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소에 있어서의 방사화학 순도를 가진 NaOH의 용액에서 컨디셔닝된 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획에 관한 것이다. 더 구체적으로, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소의 상기 용액은 밀봉된 바이알에서 컨디셔닝되며, 상기 밀봉된 바이알은 차폐된 개별 용기에 봉입된다.

유익하게, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획은 30g/l 아래의 질산염 함량을 나타낸다.

유익한 버전에서, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획은 본 발명에 따른 방법에 의해 얻어진다.

본 발명에 따른 분획의 다른 구체예는 첨부된 청구항에 제시된다.

본 발명의 다른 특징, 세부내용 및 이점은 실시예를 참조하여 이후 주어지는 설명으로부터 분명해질 것이며 그것에 제한되지 않는다.

우라늄 235에 중성자가 부딪혔을 때 그것은 더 적은 질량을 가진 핵분열 산물을 형성하며, 이들은 그 자체로서 불안정하다. 이들 산물은 붕괴 사슬을 통해 다른 방사성동위원소들을 생성한다. 특히, 이 과정에 의해 Mo-99, Xe-133 및 I-131 방사성동위원소가 생성된다.

저 부화 우라늄-기반 표적은 우라늄을 함유하는 알루미늄 합금을 함유한다. 우라늄의 총 중량에 대해 부화 우라늄의 함량은 최대 20%, 전형적으로 약 19%이다. 저 부화 우라늄 표적은 NaOH(약 4mol/l 또는 그 이상) 및 NaNO₃(약 3.5mol/l)의 존재하에 염기성 용해 단계 동안 용해된다. 용해 동안 슬러리가 Xe-133의 기체상과 함께 형성된다. 슬러리는 우라늄과 핵분열 산물의 수산화물로부터 주로 형성된 고체상 및 몰리브데이트(MoO₄ ^-) 및 아이오딘 염 형태의 아이오딘-131의 액체상을 함유한다. 염기성 용해상의 부피는 표적의 양에 따라 증가하며, 표적의 용해 후 불필요한 산물의 함량이 매우 높다. 표적의 알루미늄의 용해는 발열 반응이다. 제논의 기체상이 제논 트랩을 사용한 포집에 의해 회수된다.

제논이 제거되었을 때, 이어서 알칼리토류 질산염, 더 구체적으로 스트론튬, 칼슘, 바륨, 바람직하게 바륨의 질산염의 용액이 표적의 수에 따라 0.05mol/l 내지 0.2mol/l 의 농도 및 2 내지 6　리터의 양으로 슬러리에 첨가된다. 또한, 탄산나트륨이 용해된 표적의 수에 따라 1mol/l 내지 1.5mol/l, 바람직하게 약 1.2mol/l의 농도 및 100 내지 300ml의 양으로 첨가된다.

다음에, 슬러리는 표적의 수에 따라 2 내지 6 리터 부피의 물로 희석되고, 이로써 후속 단계로의 전달이 가능하게 된다.

다음에, 액체상 및 염기성 상을 함유하는 슬러리가 2 내지 4μm, 바람직하게 약 3μm의 기공도를 가진 유리섬유 필터를 통해 여과된다.

고체상은 900ml 부피의 물로 2번 세척되고 회수되며, 아마도 후속 염기성 용해를 위해 방법의 상류로 보내진다. 여과액(Mo-99, I-131, I-133, I-135, Cs-137, Ru-103, Sb-125 및 Sb-127 핵분열 산물을 함유하는 회수된 염기성 액체상)이, 염기성 pH에서 가용성인, 알루미늄 표적의 염기성 용해에 의해 형성된 알루미네이트와 함께, 회수된다. 알루미늄은 산성 매질과 염기성 매질에서 모두 가용성이다. 그러나, 그것은 pH가 5 내지 10의 범위일 때는 불용성이다.

이 단계에서, 여과액은 은으로 도핑된 알루미나 상에 로딩되며, 이로써 아이오딘이 고정되고 아이오딘-131이 고갈된 염기성 여과액이 회수될 수 있다. 은으로 도핑된 알루미나 칼럼은 약 0.05mol/l의 온도의 가성소다로 약 500ml의 부피로 세척된다. 알루미나 칼럼에 함유된 알루미나 수지의 함침율은 약 5.5 중량%이다. 아이오딘은 알루미나의 표면에 존재하는 은 도핑과의 반응에 의해 불용성 아이오딘화 은을 형성함으로써 선택적으로 고정된다. 은으로 도핑된 알루미나 칼럼은 바람직하게 2개의 반응기 사이에 위치된다. 은으로 도핑된 알루미나 칼럼의 하류에 있는 반응기는 제어된 진공하에 놓이며, 이것은 약 250ml/min의 유속으로 칼럼 위로 액체의 전달을 가능하게 한다.

아이오딘 포집의 수율은 약 95%이다.

다음에, 은으로 도핑된 알루미나 칼럼이 0.5mol/l 내지 1.5mol/l, 바람직하게 약 1mol/l의 농도의 티오우레아 용액으로 용출된다. 용출액은 칼럼으로부터 유래한 아이오딘을 함유한다. 다음에, 용출액은 특히 인산의 버퍼 혼합물을 첨가함으로써 산 pH로 되며, 이로써 아이오딘 염의 산 용액이 얻어진다.

다음에, 아이오딘 염의 산 용액이 이온-교환 칼럼에, 특히 비-산화 산 매질에서, 특히 인산으로 전처리된 약한 음이온 수지 칼럼에 로딩된다. 이 방식으로, 안전성의 측면에서, 본 발명에 따른 방법의 이 유익한 구체예에서는, 이온-교환 수지에 고정된 아이오딘의 활성이 고체 형태로 하나의 셀에서 다음번 셀로 전달된다. 다음에, 아이오딘이 고정된 이온-교환 칼럼은 0.5mol/l 내지 2.5mol/l, 바람직하게 약 1의 농도의 NaOH로 용출된다.

따라서, 아이오딘 방사성동위원소는 아이오딘화물로 변환되고 NaOH에 용해된다.

아이오딘 방사성동위원소를 함유하는 분획은 2차 산성화를 사용하는 제1 정제 단계를 거친다.

다음에, 수집된 여과액은 산성화되어야 한다. 그러나, 산성화는 또한 열의 방출을 야기한다. 결과적으로, 산성화 전에 여과액은 약 50℃의 온도로 냉각된다. 실제로, 문헌 "희석 용액에서 수산화알루미늄 복합체의 형태 및 안정성"(J.D. Hem and C.E. Roberson - Chemistry of Aluminum in Natural Water -　1967)에 개시된 대로, 용액 중 알루미늄의 거동은 복잡하며, 침전된 수산화물 형태 및 불용성 알루미네이트 형태로의 Al^{3 +} 이온의 변환 반응은 특정한 양의 동력학을 거친다.

준안정성 고체의 형성은 알려져 있으며, 평형 조건은 반응 시간이 길 때조차도 때로는 달성하는 것이 어렵다. 알루미늄 산화물과 수산화물은 화학적으로는 유사하지만 용해도의 측면에서 상이한 결정질 구조(바이어라이트, 깁사이트 등)를 형성한다. 시약의 온도, 농도 및 첨가 속도의 실험 조건은 결과에 유의하게 영향을 미친다.

알루미늄의 다양한 형태들 사이에 평형을 관장하는 반응은 산성화 동안 다음과 같다:

매질이 매우 방사성이고 고온에서 염기성 용해하며 또한 산성화 단계 동안 중화의 발열 성격 때문에, 산의 첨가는 편재된 부위에서 산 과농축을 형성할 것이며, 이것은 중화 반응에 의한 국소 가열, 및 불용성 알루미늄 형태의 형성을 가져오거나, 또는 알루미늄 염 재-용해 동력학을 수반할 것이다. 그러나, 반응 환경이 고온을 가지고 매우 방사성이며 접근이 어렵다는 현재 당업계에 설명된 방법의 제약으로 인해, 고온에서 알루미네이트 농축의 이러한 국소 부위를 피할 수 있는 교반을 유지하는 것이 불가능하다.

산 과농축의 효과는 2가지 주요한 이유 때문에 회피되어야 한다. 다른 한편으로는, 알루미늄 염의 형성은 설비가 막힐 위험을 상당히 촉발하고, 이것은 생산 수율을 감소시키며, 다른 한편으로는 또한 반응 혼합물의 높은 방사능을 생각하면 건강상의 위험을 초래한다. 실제로, 설비가 막히지 않도록 수동으로 개입하는 것은 간단하지 않으며 심지어는 불가능할 수 있고, 또한 이것은 단지 생산 수율을 해치면서 행해질 수 있을 뿐이다.

결론적으로, 여과액은 약 50℃ 및 어떤 경우에는 60℃ 아래의 온도에서 산성화 동안 알루미늄 염의 침전을 피하기 위해 냉각된다. 따라서, 여과액은 농축 질산으로 산성화된다. 산성화된 여과액은 93℃ 초과, 바람직하게 95℃ 이상, 바람직하게 96℃ 내지 99℃ 및 바람직하게 100℃ 미만의 온도로 가열되고, 버블링 상태에서 유지된다.

본 발명의 제1 구체예에서, 산성화는 알루미나 칼럼에 Mo-99 방사성동위원소를 고정하기 위해 산 pH를 가진 용액을 완성하는 것을 가능하게 한다(과량의 약 1M 산의 존재하에).

다음에, 아이오딘이 고갈된 산성화된 액체상이 1mol/l의 농도의 질산으로 컨디셔닝된 알루미나 칼럼 위에 로딩된다. Mo-99가 알루미나에 흡착되고, 오염물질인 핵분열 산물의 대부분은 알루미나 칼럼의 유출물에서 제거된다.

Mo-99 방사성동위원소가 고정된 알루미나 칼럼은 1mol/l의 농도의 질산, 물, 약 10g/l의 농도의 아황산나트륨 및 마지막으로 물로 한번 더 세척된다. 세척 유출물은 폐기된다.

다음에, 알루미나 칼럼은 약 1mol/l의 농도의 NaOH로 용출되고, 다음에 물로 용출된다.

알루미나 칼럼으로부터 회수된 용출액은 몰리브데이트 형태의 Mo-99 방사성동위원소의 제1 용출액을 형성한다.

본 발명에 따른 방법의 바람직한 구체예에서, 칼럼의 제1 용출액은 20 내지 48시간의 기간 동안 유지된다. 이 정해진 기간 후, 알루미나 칼럼은 약 2mol/l의 농도의 NaOH로 한번 더 용출되고, 다음에 세척 전에 물로 용출된다. 새로운 용출로부터 회수된 용출액은 몰리브데이트 형태의 Mo-99 방사성동위원소의 제2 용출액을 형성한다.

이 단계에서, Mo-99 방사성동위원소의 제1 용출액은 Mo-99 방사성동위원소의 제2 용출액과 함께 수집될 수 있고, 단일 용출액을 형성하며, 이것은 추가의 정제 단계를 거칠 것이다. 대안으로, 각각의 제1 및 제2 용출액은 후속 정제 단계에서 동일한 방식으로 개별적으로 처리된다.

더 간단히 하기 위해, 아래 Mo-99 방사성동위원소의 용출액이 언급되는 경우, 그것은 Mo-99 방사성동위원소의 제1 용출액 또는 Mo-99 방사성동위원소의 제2 용출액, 또는 둘을 함께 설명한다.

다음에, 알루미나 칼럼의 Mo-99 방사성동위원소의 용출액이 물에서 전처리된 고 음이온 이온-교환 수지를 함유하는 제2 크로마토그래피 칼럼 위에 로딩된다.

다음에, 이온-교환 칼럼은 약 1mol/l의 농도의 질산암모늄의 용액을 사용하여 질산염으로 용출된다. 따라서, 회수된 용출액은 질산암모늄을 함유하는 분획에 Mo-99 방사성동위원소를 포함한다.

다음에, Mo-99의 방사성동위원소를 함유하는 질산알루미늄의 용액이 35-50 메시를 가진 활성탄 칼럼에 로딩되며, 이 칼럼은 또한 어떤 미량의 아이오딘을 회수하기 위해 은으로 도핑될 수 있다. 다음에, Mo-99 방사성동위원소가 고정된 활성탄 칼럼은 물로 세척되고 약 0.3mol/l 농도의 NaOH의 용액으로 용출된다.

활성탄 칼럼의 용출은 NaOH 중 Na₂ ⁹⁹MoO₄의 용액의 회수를 가능하게 하고 아마도 칼럼에 포집된 임의의 아이오딘을 0.2mol/l의 바람직한 농도로 유지하며, 이것은 이어서 포장되고 수송을 위해 준비될 것이다.

본 발명의 특정 구체예에서, 0.2mol/l의 바람직한 농도의 NaOH 중 Na₂ ⁹⁹MoO₄의 용액이 Mo-99/Tc-99 발생기 안의 알루미나 수지 위에 또는 산화티타늄 수지상에 로딩되며, 이로써 핵 의학을 위한 테크네튬-99 방사성동위원소의 생성이 가능하게 된다.

본 발명에 따른 방법의 제2 유익한 구체예에서, 산성화는 산화티타늄 칼럼에 Mo-99 방사성동위원소를 고정하기 위해 산 pH를 가진 용액을 달성하는 것을 가능하게 한다(과량의 산 1M의 존재하에).

다음에, 아이오딘이 고갈된 산성화된 액체상이 1mol/l의 농도의 질산으로 처리된, 산화티타늄 칼럼 위에 로딩된다. Mo-99가 산화티타늄에 흡착되고, 오염물질인 핵분열 산물의 대부분은 산화티타늄 칼럼의 유출물에서 제거된다.

Mo-99 방사성동위원소가 고정된 산화티타늄 칼럼은 1mol/l의 농도의 질산, 물, 약 10g/l의 농도의 아황산나트륨 및 마지막으로 물로 한번 더 세척된다. 세척 유출물은 폐기된다.

다음에, 산화티타늄 칼럼은 약 2mol/l의 농도의 NaOH로 용출되고, 다음에 물로 용출된다.

산화티타늄 칼럼으로부터 회수된 용출액은 몰리브데이트 형태의 Mo-99 방사성동위원소의 제1 용출액을 형성하며, 처음에 존재한 Mo-99의 약 90% 이상을 포함한다.

본 발명에 따른 방법의 바람직한 구체예에서, 칼럼의 제1 용출액은 20 내지 48시간의 기간 동안 유지된다. 이 정해진 기간 후, 산화티타늄 칼럼의 용출이 약 2mol/l의 농도의 NaOH로 계속되고, 몰리브데이트 형태의, Mo-99 방사상동위원소를 함유하는 용출 꼬리부분을 형성한다.

이 단계에서, 몰리브데이트의 제1 용출액 및/또는 상기 몰리브데이트 용출액 꼬리부분이 수집되거나 수집되지 않고, 1 내지 2mol/l, 바람직하게 1.5mol/l의 농도의 황산의 용액으로 산성화되며, 이로써 몰리브데넘 염의 형태의 순수한 Mo-99의 산성화된 분획이 형성된다.

더 간단히 하기 위해, 아래 몰리브데이트 형태의 Mo-99 방사성동위원소의 용출액이 언급되는 경우, 그것은 Mo-99 방사성동위원소의 제1 용출액 또는 몰리브데이트 용출액의 꼬리부분, 또는 둘을 함께 설명한다.

다음에, 산화티타늄 칼럼의 Mo-99 방사성동위원소의 용출액이 물에서 전처리된 약한 음이온 이온-교환 수지를 함유하는 제2 크로마토그래피 칼럼 위에 로딩된다.

다음에, 이온-교환 칼럼은 약 1mol/l의 농도의 질산암모늄의 용액을 사용하여 질산염으로 용출된다. 따라서, 회수된 용출액은 질산암모늄을 함유하는 분획에 Mo-99 방사성동위원소를 포함한다.

다음에, Mo-99의 방사성동위원소를 함유하는 질산암모늄의 용액이 35-50 메시를 가진 활성탄 칼럼에 로딩되며, 이 칼럼은 또한 어떤 미량의 아이오딘을 회수하기 위해 은으로 도핑될 수 있다. 다음에, Mo-99 방사성동위원소가 고정된 활성탄 칼럼은 물로 세척되고, 약 0.3mol/l의 농도의 NaOH 용액으로 용출된다. 활성탄 칼럼의 용출은 NaOH 중 Na₂ ⁹⁹MoO₄의 용액의 회수를 가능하게 하고 아마도 칼럼에 포집된 임의의 아이오딘을 0.2mol/l의 바람직한 농도로 유지하며, 이것은 이어서 포장되고 수송을 위해 준비될 것이다.

본 발명의 특정 구체예에서, 0.2mol/l의 바람직한 농도의 NaOH 중 Na₂ ⁹⁹MoO₄의 용액이 Mo-99/Tc-99 발생기 안의 알루미나 수지 위에 또는 산화티타늄 수지상에 로딩되며, 이로써 핵 의학을 위한 테크네튬-99 방사성동위원소의 생성이 가능하게 된다.

슬러리의 형성 동안 우라늄 핵분열 산물이 방출되는데, 일부는 가용성 형태이고, 나머지는 기체상 형태이다. 이것은 특히 제논과 크립톤의 경우이며, 이들은 따라서 기체상이다. 기체상은 액체 매질로부터 빠져나가고 용해가 일어나는 밀봉된 용기에 함유되어 유지된다. 밀봉된 용기는 외부 환경으로부터 격리된, 희가스의 회수를 위한 장치에 연결된 기체상 출구, 및 플러싱 가스를 위한 입구를 포함한다.

기체상은 질산염의 환원 및 Xe-133과 Kr-85인 주요 기체상 핵분열 산물로부터 유래한 암모니아(NH₃)를 함유한다.

용해는 매우 발열 반응이며, 2개의 큰 냉매가 필요하다. 그러나, 수증기가 기체상에 존재한다. 기체상은 희가스를 회수하기 위한 장치를 향해서 캐리어 가스(He)에 의해 수송된다.

제1 변형에서, 제논의 회수는 다음과 같이 수행된다: 기체상은 염기성 용해의 밀봉된 용기를 떠나고 희가스의 회수를 위한 장치를 향해서 유인된다. 특히 방사성동위원소 Xe-133을 함유하는 기체상이 분자체를 먼저 통과하며, 이로써 암모니아(NH₃)와 수증기가 제거된다. 다음에, 기체상은 실리카겔을 통과하고, 이로써 미량의 잔류 수증기가 모두 제거된다. 다음에, 기체상은 극저온 트랩으로 보내진다.

본 발명에 따른 제2 유익한 변형에서, 기체상은 제올라이트, 특히 은으로 도핑된 티타노실리케이트 또는 알루미노실리케이트, 바람직하게 Ag-ETS-10 또는 Ag-카바자이트에 흡착된다. 다음에, 그것은 제올라이트 상에서 직접 시판되거나, 또는 가열 조건에서 탈착되고 극저온 트랩을 향해서 보내진다.

따라서, 특히 방사성동위원소 Xe-133을 함유하는 기체상은 스테인리스 스틸 쉐이빙을 통해서, 차폐된 용기에 함유된 액체 질소(즉, -196℃에서)에 침지된 U-자형 튜브에서 극저온 트랩으로 보내진다.

스테인리스 스틸 316 쉐이빙은 직경 16cm이고 유압 바이스를 가진 4-플루트 엔드 밀링 커터를 사용하여 스테인리스 스틸 316 로드로부터 제조되며, 직경 1.5 내지 2cm, 길이 10 내지 20cm, 바람직하게 14 내지 18cm, 더 구체적으로 약 16cm를 가진다. 상기 언급된 밀링 커터를 포함하는 밀링 머신의 속도는 90rpm이며, 그것의 이동 속도는 20mm/min이다. 밀링 커터의 컷팅 깊이는 약 5mm이다.

스테인리스 스틸 쉐이빙은 20 내지 30mg/쉐이빙, 바람직하게 22 내지 28mg/쉐이빙의 평균 중량, 및 1.05 내지 1.4의 비-충진 벌크 밀도를 가진다.

스테인리스 스틸 쉐이빙은 7mm의 평균 길이, 약 2.5mm의 평균 직경 및 약 1.7mm의 두께를 가진다.

U-자형 튜브는 90g 내지 110g의 양을 포함한다. U-자형 튜브에 포함된 스테인리스 스틸 316 쉐이빙의 부피가 액체 질소에 완전히 침지된다.

다음에, 방사성동위원소 Xe-133을 함유하는 상기 기체상으로부터의 방사성동위원소 Xe-133이 응축에 의해 Xe-133을 포집하는 상기 냉각된 스테인리스 스틸 쉐이빙에 의한 상기 Xe-133의 액화에 의해 포집된다.

Xe-133의 액화 온도는 약 -107℃이다. 결론적으로, 기체상 Xe는 스테인리스 스틸 쉐이빙 상에서 액체 형태로 응축된다.

그러나, Kr-85의 액화 온도는 약 -152℃이기 때문에, 액체 질소 트랩에 포집된 Kr의 양은 상당히 더 적고, 잔류 Kr은 여기 설명된 방법으로부터 얻어진 기체, 즉 특히 Xe-133이 실질적으로 고갈된 기체상과 함께 특수 트랩에 수집된다.

일단 Xe-133이 액체 질소 트랩에 포집되면, 덕트가 퍼지되고, 액체 질소의 주입이 중단되며, 트랩이 진공 벌브와 접촉하게 되는데, 이것의 부피는 액체 질소 트랩에 함유된 쉐이빙의 부피보다 50배 더 크다.

따라서, 수집 튜브를 포함하는 폐 회로에서, 액체 질소 트랩은 주위 온도가 된다. 가온 후, 기체상 형태에 처음에 존재한 Xe-133의 99%가 벌브에 존재한다.

본 발명에 따른 방법의 변형에서, 산성화 전에 은으로 도핑된 알루미나 수지에 의해 포집되지 않았던 특히 I-131의 잔류 아이오딘 방사성동위원소는 이어서 염기성 슬러리의 산성화 동안 회수되며, 이것은 알루미나 칼럼에 Mo-99의 방사성동위원소를 고정할 수 있는 산 pH를 가진 용액을 얻는 것을 가능하게 하고, 산성화는 또한 회수의 목적을 위해 아이오딘 방사성동위원소를 방출한다.

다음에, 아이오딘의 회수는 사전 냉각된 염기성 여과액의 산성화 동안 및 후에 수행될 수 있다.

아이오딘 방사성동위원소는 93℃ 초과, 바람직하게 95℃ 이상, 바람직하게 96℃ 내지 99℃ 및 100℃ 아래의 온도로 산성화된 여과액을 가열함으로써 방출되며, 기체상 형태로 아이오딘의 방출을 증가시키기 위해 버블링 상태로 유지된다.

산성화된 여과액이 가열되었을 때, 여과액의 증발된 부분과 함께 아이오딘 방사성동위원소를 함유하는 기체상이 형성된다. 산성화기는 물을 함유하는 닫힌 용기에 침지된 기체상 출구 파이프를 포함한다. 다른 튜브는 이 닫힌 용기를 빠져나온다. 따라서, 수성상은 산성화기를 떠나고 닫힌 용기에 함유된 물에 버블로 남는다.

이 방식에서, 증발된 여과액의 부분은 닫힌 용기에 함유된 물에 용해되고, 불용성 부분, 즉 아이오딘 방사성동위원소는 닫힌 용기에서 물 표면 위에 남으며, 그것으로부터 닫힌 용기의 출구 파이프를 통해 빠져나오고 제2의 닫힌 용기를 향해서 이동하며, 제2의 닫힌 용기는 3mol/l의 농도의 NaOH를 함유하는 트랩이다.

다음에, 아이오딘 방사성동위원소는 아이오딘화물로 변환되고 아이오딘 트랩에 함유된 NaOH에서 가용화되며, 여기서 그것은 조 아이오딘 용액을 형성한다.

본 발명에 따른 방법의 바람직한 구체예에서, 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 아이오딘화물을 함유하는 NaOH 트랩의 수성 용액은 이어서 2차 산성화에 의해 정제된다. 조 용액은 아이오딘 정제 셀로 전달된다. 다음에, 조 용액은 H₂SO₄　+　H₂O₂에 의해 산성화되며, 이로써 기체상 아이오딘이 다시 생성되고, 이것은 NaOH 0.2M 버블러에 포집된다. 이 용액은 "스톡 용액"으로처 칭해지고, 다음에 고객에게 수송될 수 있도록 차폐된 엔클로저에 함유된 밀봉된 바이알에 포장된다.

본 발명은 상기 설명된 구체예에 제한되지 않으며 첨부된 청구항의 범위를 벗어나지 않고 많은 변형이 이루어질 수 있다는 것이 이해된다.

Claims (21)

1. 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법으로서,
   (i) 부화 우라늄의 핵분열에 의해 생성된 알루미늄 염, 우라늄 및 동위원소를 함유하는 염기성 슬러리 및 Xe-133의 기체상을 획득하기 위한 부화 우라늄 표적의 염기성 용해 단계,
   (ii) 한편의 우라늄을 함유하는 고체상 및 다른 한편의 몰리브데이트와 아이오딘 방사성동위원소의 염의 염기성 용액을 분리하기 위한 상기 염기성 슬러리의 여과 단계,
   (iii) 은으로 도핑된 알루미나 수지상에 아이오딘 방사성동위원소의 상기 염의 흡착 및 은으로 도핑된 상기 알루미나 수지를 통과한 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131이 고갈된 몰리브데이트의 상기 염기성 용액의 회수 단계, 및
   (iv) 상기 아이오딘 방사성동위원소 분획, 특히 I-131의 회수 단계
   를 포함하며, 상기 아이오딘 방사성동위원소 분획, 특히 I-131의 상기 회수가 0.2 내지 1.5mol/l, 바람직하게 0.3 내지 1mol/l 및 더 바람직하게 약 0.5mol/l의 농도의 NaOH의 용액으로 은으로 도핑된 알루미나 수지의 세척, 및 0.5mol/l 내지 1.5mol/l, 바람직하게 0.8 내지 1.2mol/l, 더 바람직하게 약 1mol/l의 티오우레아 농도를 나타내는 티오우레아 용액에 의한 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 용출을 포함하고, 티오우레아 용액에서 상기 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131을 함유하는 용출액이 수집되는 것을 특징으로 하는 방법.
2. 제 1 항에 있어서, 상기 우라늄 표적이 저 부화 우라늄 표적인 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
3. 제 2 항에 있어서, 상기 여과 전에, 알칼리토류 질산염, 더 구체적으로 스트론튬, 칼슘, 바륨, 바람직하게 바륨의 질산염 및 탄산나트륨을 상기 염기성 슬러리에 첨가하는 것을 더 포함하는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
4. 제 1 항 내지 제 3 항 중 어느 한 항에 있어서, 버퍼 용액, 특히 0.5 내지 2mol/l, 바람직하게 0.8 내지 1.5mol/l, 및 더 바람직하게 약 1mol/l의 농도를 가진 인산의 용액의 첨가에 의해 티오우레아 용액에서 상기 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131을 함유하는 상기 용출액을 산성화하는 것을 더 포함하며, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 염의 산성화된 용액이 회수되는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
5. 제 4 항에 있어서, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 염의 상기 산성화된 용액의 정제를 더 포함하며, 상기 정제는 이온-교환 칼럼에 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 염의 상기 산성화된 용액의 로딩, 0.5 내지 2.5mol/l, 바람직하게 0.8mol/l 내지 1.5mol/l 및 특히 바람직하게 약 1mol/l의 농도의 NaOH로 상기 이온-교환 수지의 용출을 포함하고, NaOH의 용액에서 상기 아이오딘 방사성동위원소 분획, 특히 I-131이 회수되는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
6. 제 5 항에 있어서, 상기 이온-교환 수지는 약한 음이온 수지인 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
7. 제 1 항 내지 제 6 항 중 어느 한 항에 있어서, 은으로 도핑된 상기 알루미나 수지를 통과한 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131이 고갈된 몰리브데이트의 염기성 용액의 산성화를 더 포함하며, 몰리브데넘 염의 산 용액이 형성되고, 회수의 목적을 위해 기체의 형태로, 잔류 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131이 방출되는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
8. 제 7 항에 있어서, 은으로 도핑된 상기 알루미나 수지를 통과한 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131이 고갈된 염기성 몰리브데이트 용액의 상기 산성화 전에, 60℃ 이하, 바람직하게 55℃ 이하, 더 구체적으로 50℃ 이하의 온도로 은으로 도핑된 상기 알루미나 수지를 통과한 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131이 고갈된 염기성 몰리브데이트 용액을 냉각하는 것을 더 포함하는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
9. 제 7 항 또는 제 8 항에 있어서, 산성화 후에, 에어 버블링을 수반하여, 93℃ 초과, 바람직하게 95℃ 이상, 바람직하게 96℃ 내지 99℃ 및 바람직하게 100℃ 아래의 온도로 몰리브데넘 염의 산 용액을 가열하는 것을 더 포함하는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
10. 제 7 항 내지 제 9 항 중 어느 한 항에 있어서, 그것의 방출에 따른 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 상기 회수는 한쪽 단부에서 산성화가 일어나는 산성화기에 연결되고 다른쪽 단부에서 수성상 및 주변 매질을 함유하는 닫힌 용기에 연결된 파이프에서 기체의 형태로 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 전달에 의해 수행되며, 기체 형태의 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 상기 전달은 기체 형태의 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131이 수성상을 통과하고 버블의 형태로 닫힌 용기에 함유된 수성상의 주변 매질로 빠져나간 수성상을 직접 가져오도록 수행되는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
11. 제 10 항에 있어서, 상기 닫힌 용기는 NaOH 트랩을 함유하는 제2의 닫힌 용기에 파이프에 의해 연결되고, 수성상의 주변 매질은 닫힌 용기로부터 2 내지 4, 특히 약 3mol/l 농도의 용액 형태의 NaOH 트랩을 함유하는 제2의 닫힌 용기로 전달되며, NaOH 트랩의 용액으로 파이프의 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131을 함유하는 주변 매질이 방출되고, 기체 형태의 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131이 NaOH 트랩의 수성 용액에서 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 아이오딘화물로 가용화되는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
12. 제 11 항에 있어서, 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 아이오딘화물을 함유하는 NaOH 트랩의 수성 용액은 조 아이오딘 용액을 형성하고, 이것이 다음에 2차 산성화에 의해 정제됨으로써 기체상 아이오딘을 형성하는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
13. 제 12 항에 있어서, 상기 2차 산성화는 H₂SO₄ 및 H₂O₂의 존재하에 수행되는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
14. 제 12 항 또는 제 13 항에 있어서, 기체상 아이오딘이 NaOH 0.2M 버블러에 포집되고, 이로써 아이오딘-131의 방사성동위원소를 함유하는 상기 분획이 형성되는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
15. 제 5 항 내지 제 7 항 중 어느 한 항에 있어서, 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 아이오딘화물을 함유하는 NaOH 용액 중의 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 상기 분획은 조 아이오딘 용액을 형성하고, 다음에 2차 산성화에 의해 정제되는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
16. 제 15 항에 있어서, 상기 2차 산성화는 H₂SO₄ 및 H₂O₂의 존재하에 수행되는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
17. 제 15 항 또는 제 16 항에 있어서, 기체상 아이오딘이 NaOH 0.2M 버블러에 포집되고, 이로써 아이오딘-131의 방사성동위원소를 함유하는 상기 분획이 형성되는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
18. 제 12 항 또는 제 15 항에 있어서, NaOH 용액 중의 특히 I-131의 상기 아이오딘 방사성동위원소 분획 및 아이오딘 방사성동위원소, 특히 I-131의 아이오딘화물을 함유하는 NaOH 트랩의 수성 용액이 수집되고 2차 산성화에 의해 함께 정제되는 것을 특징으로 하는, 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획을 생성하는 방법.
19. 분획 중의 모든 형태의 I-131의 방사성동위원소의 총 활성에 대해 I-131의 방사성동위원소의 화학적 몰리브데이트 형태로 존재하는 활성이 97% 초과, 바람직하게 적어도 98%, 더 구체적으로 적어도 98.5%인 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소에 있어서의 방사화학 순도를 가진 NaOH의 용액에서 컨디셔닝된 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획.
20. 제 19 항에 있어서, 밀봉된 바이알에서 컨디셔닝되며, 상기 밀봉된 바이알은 차폐된 개별 용기에 봉입되는 것을 특징으로 하는 특히 I-131의 아이오딘 방사성동위원소 분획.
21. 제 1 항 내지 제 18 항 중 어느 한 항에 따른 방법에 의해 얻어진 I-131의 방사성동위원소를 함유하는 분획.