RU2017124515A - Разделения, проводимые в отношении мишенного устройства - Google Patents

Разделения, проводимые в отношении мишенного устройства Download PDF

Info

Publication number
RU2017124515A
RU2017124515A RU2017124515A RU2017124515A RU2017124515A RU 2017124515 A RU2017124515 A RU 2017124515A RU 2017124515 A RU2017124515 A RU 2017124515A RU 2017124515 A RU2017124515 A RU 2017124515A RU 2017124515 A RU2017124515 A RU 2017124515A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
radioisotope
extraction
container
target
source
Prior art date
Application number
RU2017124515A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2017124515A3 (ru
RU2708226C2 (ru
Inventor
Кен ЧЕРВИНСКИ
Джошуа К. Уолтер
Original Assignee
ТерраПауэр, ЭлЭлСи
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 ТерраПауэр, ЭлЭлСи filed Critical ТерраПауэр, ЭлЭлСи
Publication of RU2017124515A publication Critical patent/RU2017124515A/ru
Publication of RU2017124515A3 publication Critical patent/RU2017124515A3/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2708226C2 publication Critical patent/RU2708226C2/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21K—TECHNIQUES FOR HANDLING PARTICLES OR IONISING RADIATION NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; IRRADIATION DEVICES; GAMMA RAY OR X-RAY MICROSCOPES
    • G21K5/00—Irradiation devices
    • G21K5/08—Holders for targets or for other objects to be irradiated
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D11/00—Solvent extraction
    • B01D11/02—Solvent extraction of solids
    • B01D11/0203—Solvent extraction of solids with a supercritical fluid
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D11/00—Solvent extraction
    • B01D11/04—Solvent extraction of solutions which are liquid
    • B01D11/0403—Solvent extraction of solutions which are liquid with a supercritical fluid
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D15/00—Separating processes involving the treatment of liquids with solid sorbents; Apparatus therefor
    • B01D15/08—Selective adsorption, e.g. chromatography
    • B01D15/26—Selective adsorption, e.g. chromatography characterised by the separation mechanism
    • B01D15/40—Selective adsorption, e.g. chromatography characterised by the separation mechanism using supercritical fluid as mobile phase or eluent
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
    • 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
    • G21G1/02—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes in nuclear reactors
    • 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
    • G21G1/08—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 accompanied by nuclear fission
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
    • B01D—SEPARATION
    • B01D2215/00—Separating processes involving the treatment of liquids with adsorbents
    • B01D2215/02—Separating processes involving the treatment of liquids with adsorbents with moving adsorbents
    • B01D2215/023—Simulated moving beds
    • B01D2215/027—Used at supercritical conditions of temperature or pressure
    • 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
    • G21G1/001—Recovery of specific isotopes from irradiated targets
    • G21G2001/0036—Molybdenum
    • 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
    • G21G1/001—Recovery of specific isotopes from irradiated targets
    • G21G2001/0094—Other isotopes not provided for in the groups listed above
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02A—TECHNOLOGIES FOR ADAPTATION TO CLIMATE CHANGE
    • Y02A50/00—TECHNOLOGIES FOR ADAPTATION TO CLIMATE CHANGE in human health protection, e.g. against extreme weather
    • Y02A50/30—Against vector-borne diseases, e.g. mosquito-borne, fly-borne, tick-borne or waterborne diseases whose impact is exacerbated by climate change
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02P—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
    • Y02P20/00—Technologies relating to chemical industry
    • Y02P20/50—Improvements relating to the production of bulk chemicals
    • Y02P20/54—Improvements relating to the production of bulk chemicals using solvents, e.g. supercritical solvents or ionic liquids

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Analytical Chemistry (AREA)
  • Medicines Containing Antibodies Or Antigens For Use As Internal Diagnostic Agents (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)
  • Radiation-Therapy Devices (AREA)
  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
  • Semiconductor Lasers (AREA)
  • Optical Communication System (AREA)
  • Apparatus For Radiation Diagnosis (AREA)
  • Detergent Compositions (AREA)

Claims (194)

1. Система для генерирования радиоизотопов, включающая
один или более контейнеров, включая первый контейнер, причем первый контейнер содержит материал источника, который включает по меньшей мере один материал мишени;
генератор излучения;
камеру радиационной бомбардировки, которая принимает излучение от генератора излучения, причем камера радиационной бомбардировки предназначена для вмещения одного или более контейнеров и воздействия на них принятым излучением, образуя при этом по меньшей мере часть первых радиоизотопов, которые являются непосредственным продуктом воздействия излучения на материал мишени;
компонент введения, приспособленный для перемещения материала для экстракции в первый контейнер, приводя при этом материал источника внутри первого контейнера в контакт с материалом для экстракции, причем материал для экстракции выбран для растворения, без растворения материала мишени, одного или более из первого радиоизотопа, второго радиоизотопа, который является дочерним продуктом первого радиоизотопа, или обоих первого радиоизотопа и второго радиоизотопа; и
компонент экстракции, приспособленный для извлечения материала для экстракции с растворенным радиоизотопом из первого контейнера без извлечения материала мишени из первого контейнера.
2. Система по п. 1, в которой материал мишени представляет собой материал, способный к делению ядра, а генератор излучения представляет собой генератор нейтронов.
3. Система по п. 2, в которой материал источника имеет пористую форму, ширина стенки пор которой выбрана на основании длины пробега отдачи первичного радиоизотопа, полученного из способного к делению ядра материала мишени.
4. Система по п. 1, дополнительно включающая
компонент извлечения, приспособленный для приема материала для экстракции с растворенным радиоизотопом из первого контейнера и выделения части по меньшей мере одного вида радиоизотопа из материала для экстракции.
5. Система по п. 1 дополнительно включающая:
систему перемещения, приспособленную для физического перемещения контейнера из камеры радиационной бомбардировки во второе положение для взаимодействия с одним или обоими из компонента введения или компонента экстракции.
6. Система по п. 5, в которой система перемещения приспособлена для неоднократного перемещения контейнера из камеры радиационной бомбардировки во второе положение и из второго положения в камеру радиационной бомбардировки.
7. Система по п. 5, в которой система перемещения дополнительно приспособлена для физического перемещения множества контейнеров из камеры радиационной бомбардировки во второе положение.
8. Система по п. 2, в которой дополнительно материал мишени содержит гранулы, содержащие оксид урана или металлический уран, со средним размером частиц, меньшим, чем средняя длина пробега отдачи 99Мо в качестве продукта деления урана.
9. Система по п. 1, в которой материал для экстракции выбран из сверхкритической текучей среды и водной текучей среды, которая преимущественно растворяет один или более из первого радиоизотопа, второго радиоизотопа, который является дочерним продуктом первого радиоизотопа, или оба первый радиоизотоп и второй радиоизотоп.
10. Система по п. 9, в которой материал для экстракции представляет собой диоксид углерода в сверхкритическом состоянии, содержащий лиганд, который растворяет один или более из первого радиоизотопа, второго радиоизотопа, который является дочерним продуктом первого радиоизотопа, или оба первый радиоизотоп и второй радиоизотоп.
11. Система по п. 1, в которой система автоматически осуществляет цикл генерирования радиоизотопа, в котором система подвергает первый контейнер воздействию излучения, перемещает материал для экстракции в первый контейнер и извлекает материал для экстракции с растворенным радиоизотопом из первого контейнера.
12. Система по п. 11, в которой система автоматически повторяет цикл генерирования радиоизотопа в отношении первого контейнера.
13. Система по п. 12, в которой система обрабатывает множество контейнеров, включая первый контейнер, так что каждый из множества контейнеров подвергается воздействию излучения.
14. Система по п. 2, в которой материал мишени содержит один или более из оксида урана или металлического урана в форме порошка, соли, ткани, пены или коллоидной суспензии в жидкости.
15. Система по п. 2, в которой материал источника содержит радий или радий, нанесенный гальваническим путем на бериллий.
16. Система по п. 1, в которой, дополнительно, по меньшей мере один вид радиоизотопа выбран из одного или более из 227Ас, 213Bi, 131Cs, 133Cs, 11С, 51Cr, 57Co, 60Co, 64Cu, 67Cu, 165Dy, 169Er, 18F, 67Ga, 68Ga, 68Ge, 198Au, 166Ho, 111In, 123I, 124I, 125I, 131I, 192Ir, 59Fe, 81mKr, 212Pb, 177Lu, 99Mo, 13N, 15O, 103Pd, 32P, 238Pu, 42K, 227Ra, 223Ra, 186Re, 188Re, 81Rb, 82Rb, 101Ru, 103Ru, 153Sm, 75Se, 24Na, 82Sr, 89Sr, 99mTc и 201TI.
17. Система по п. 1, в которой генератор излучения выбран из одного или более из Pu-Ве источников, 252Cf источников, запаянных трубчатых генераторов излучения, устройств плотного плазменного фокуса, пинч-устройств, инерционного устройства электростатического удержания, реакторов деления ядра и ускорителей расщепления ядра.
18. Способ селективного получения радиоизотопа, включающий:
выбор радиоизотопа;
выявление материала мишени, из которого можно генерировать выбранный радиоизотоп в качестве продукта деления ядра;
определение длины пробега отдачи выбранного радиоизотопа в материале мишени;
образование множества гранул материала мишени, размер которых основан на длине пробега отдачи выбранного радиоизотопа;
воздействие нейтронами на гранулы материала мишени, что при этом приводит к тому, что по меньшей мере часть атомов материала мишени подвергается делению ядра с образованием атомов выбранного радиоизотопа и также к тому, что по меньшей мере часть из вновь образованных атомов выбранного радиоизотопа передвигается на длину пробега отдачи по отношению к материалу мишени; и
экстрагирование атомов выбранного радиоизотопа из материала мишени.
19. Способ по п. 18, в котором операции воздействия и экстрагирования осуществляют без изменения фазы материала мишени.
20. Способ по п. 18, дополнительно включающий:
повторение операции воздействия и операции экстрагирования в отношении множества гранул материала мишени.
21. Способ по п. 18, в котором множество гранул материала мишени содержится в проницаемом для нейтронов контейнере, причем способ дополнительно включает:
неоднократное проведение операции воздействия и операции экстрагирования в отношении одного и того же множества гранул материала мишени без удаления множества гранул материала мишени из контейнера.
22. Способ по п. 18, в котором гранулы являются частицами оксида урана или металлического урана с размером гранул менее 20 мкм.
23. Способ по п. 22, в котором гранулы являются частицами оксида урана или металлического урана с размером гранул от примерно 0,001 до 10 мкм.
24. Способ по п. 18, в котором по меньшей мере часть множества гранул имеет характеристическую длину вдоль по меньшей мере одного измерения меньше или равную длине пробега отдачи.
25. Способ по п. 18, в котором операция экстракции дополнительно включает:
воздействие на по меньшей мере часть гранул материала мишени растворителем, который предпочтительно экстрагирует выбранный радиоизотоп из материала мишени.
26. Способ по п. 18, дополнительно включающий:
обработку гранул материала мишени в твердый пористый источник перед операцией воздействия.
27. Способ по п. 26, в котором обработка дополнительно включает:
обработку гранул материала мишени в пенопласт с открытыми порами, открытую решетку, открытый каркас, керамику, ткань, тонкую пленку, монослой, губку, нанорешетку или нанокристалл.
28. Способ по п. 26, в котором обработка дополнительно включает:
обработку гранул материала мишени в твердый пористый источник с площадью поверхности больше 10 м2/г по результатам измерения методом БЭТ (Брунауэра-Эммета-Теллера).
29. Способ по п. 26, в котором обработка дополнительно включает одну или более из следующих операций: спекания, измельчения, просеивания, 3D печати, кристаллизации, осаждения или нагревания гранул материала мишени.
30. Способ получения радиоизотопа 99Мо, включающий:
обеспечение источника, содержащего первую массу урана, причем источник находится в форме, в которой большинство атомов урана находятся в пределах выбранного расстояния от доступной поверхности источника;
воздействие на источник нейтронами, уменьшая при этом первую массу урана в источнике до второй массы урана, которая меньше, чем первая масса, и генерирование по меньшей мере части атомов радиоизотопа 99Мо и при этом также приводя к перемещению по меньшей мере части вновь образованных атомов радиоизотопа 99Мо в направлении доступной поверхности источника; и
после воздействия на источник нейтронами, извлечение по меньшей мере части атомов радиоизотопа 99Мо из источника без по существу извлечения урана из второй массы урана в источнике.
31. Способ по п. 30, в котором в операции извлечения извлекают менее 0,01% урана из второй массы урана в источнике.
32. Способ по п. 30, в котором в операции извлечения извлекают менее 0,1% урана из второй массы урана в источнике.
33. Способ по п. 30, в котором операция обеспечения дополнительно включает:
обеспечение источника, состоящего по меньшей мере частично из частиц, содержащих оксид урана или металлический уран, причем частицы имеют размер частиц, который выбран на основании длины пробега отдачи 99Мо в источнике.
34. Способ по п. 30, дополнительно включающий:
заключение источника в проницаемый для нейтронов контейнер.
35. Способ по п. 30, в котором воздействие на источник дополнительно включает
воздействие нейтронами на контейнер с заключенным в нем источником, и извлечение по меньшей мере части атомов радиоизотопа 99Мо, дополнительно включающее извлечение по меньшей мере части атомов радиоизотопа 99Мо из контейнера.
36. Способ по п. 30, дополнительно включающий:
выбор материала для экстракции, который растворяет атомы радиоизотопа 99Мо без изменения фазы урана в источнике.
37. Способ по п. 30, дополнительно включающий:
выбор материала для экстракции, в котором атомы радиоизотопа 99Мо растворимы в большей степени, чем атомы урана.
38. Способ по п. 30, дополнительно включающий:
определение формы источника на основании выбранного материала для экстракции.
39. Способ по п. 30, дополнительно включающий:
выбор комбинации источника и материала для экстракции, которая позволяет извлекать радиоизотоп 99Мо из источника после воздействия нейтронами без по существу воздействия на источник.
40. Способ по п. 34, в котором операция извлечения дополнительно включает:
пропускание материала для экстракции, выбранного для растворения радиоизотопа 99Мо, через контейнер, приводя при этом доступную поверхность источника в контакт с материалом для экстракции.
41. Способ по п. 40, в котором материал для экстракции выбран из сверхкритической текучей среды и водной текучей среды.
42. Способ по п. 40, в котором материал для экстракции представляет собой диоксид углерода в сверхкритическом состоянии, содержащий лиганд, который растворяет радиоизотоп 99Мо.
43. Способ по п. 42, в котором лиганд выбран из 8-гидроксихинолина, α-бензоиноксима, 4,5-дигидрокси-1,3-бензолдисульфоната динатрия, фосфатных соединений и дикетонов.
44. Способ по п. 42, в котором лиганд имеет одну или более функциональных групп, выбранных из гидроксильной, карбонильной, дикетонной, альдегидной, галогенформильной, сложноэфирной карбонатной, карбоксилатной, сложноэфирной, простой эфирной, пероксильной, аминной, карбоксамидной, имидной, иминной, нитратной, цианатной, тиольной, сульфидной, сульфинильной, сульфонильной, тиоцианатной, изотиоцианатной, фосфатной и фосфоновой групп.
45. Способ по п. 35, дополнительно включающий:
неоднократное осуществление операции воздействия и операций извлечения в отношении контейнера, без извлечения урана из контейнера.
46. Способ по п. 40, дополнительно включающий:
извлечение радиоизотопа 99Мо из материала для экстракции.
47. Способ по п. 30, дополнительно включающий:
повторение операции воздействия в отношении одного и того же источника после операции извлечения.
48. Способ по п. 30, дополнительно включающий:
извлечение, помимо радиоизотопа 99Мо, некоторого количества одного или более других продуктов деления ядра, образованных в процессе операции воздействия.
49. Способ селективного получения радиоизотопа, включающий:
прием источника, содержащего твердый, способный к делению ядра материал, в проницаемый для нейтронов контейнер, где источник имеет пористую форму со стенками пор, имеющими ширину, по существу равную длине пробега отдачи радиоизотопа, полученного из твердого, способного к делению ядра материала;
воздействие на источник нейтронами, превращая при этом по меньшей мере часть атомов твердого, способного к делению ядра материала путем деления ядра в атомы радиоизотопа, так что источник содержит радиоизотоп и непрореагировавший твердый, способный к делению ядра материал;
выбор материала для экстракции, который предпочтительно растворяет радиоизотоп по сравнению со способным к делению ядра материалом;
введение материала для экстракции в контейнер, приводя при этом источник в контакт с материалом для экстракции;
извлечение материала для экстракции из контейнера после времени выдержки, извлекая при этом по меньшей мере часть растворенного радиоизотопа из контейнера, при этом оставляя по существу весь прореагировавший твердый, способный к делению ядра материал в контейнере; и
повторное воздействие на источник нейтронами после извлечения материала для экстракции, превращая при этом по меньшей мере часть атомов непрореагировавшего твердого, способного к делению ядра материала в атомы радиоизотопа посредством деления ядра.
50. Способ по п. 49, дополнительно включающий:
повторение операций введения и извлечения в отношении мишени после повторного воздействия нейтронами на мишень.
51. Способ по п. 50, дополнительно включающий:
отделение растворенного радиоизотопа от материала для экстракции; и
размещение растворенного радиоизотопа в генератор дочернего изотопа.
52. Способ по п. 51, дополнительно включающий:
периодическое выкачивание из генератора дочернего изотопа с получением дочернего изотопа.
53. Способ по п. 49, дополнительно включающий:
ожидание завершения по меньшей мере первого заранее заданного периода времени после извлечения материала для экстракции из контейнера, причем указанный заранее заданный период времени выбран на основании периода полураспада изотопа; и
выделение радиоизотопа из материала для экстракции.
54. Способ получения первой предполагаемой мишени, генерирующей радиоизотоп, включающий:
обеспечение растворенной соли способного к делению ядра материала в растворе, причем способный к делению ядра материал способен к генерированию первого предполагаемого радиоизотопа при воздействии нейтронами, при этом первый предполагаемый радиоизотоп имеет длину пробега отдачи, связанную с указанным способным к делению ядра материалом;
осаждение оксида способного к делению ядра материала из раствора; и
селективное образование гранул осажденного оксида с размером гранул, выбранным на основании длины пробега отдачи первого предполагаемого радиоизотопа.
55. Способ по п. 54, в котором осаждение дополнительно включает:
примешивание осадителя в раствор.
56. Способ по п. 54, дополнительно включающий:
выбор способного к делению ядра материала в зависимости от первого предполагаемого радиоизотопа.
57. Способ по п. 56, дополнительно включающий:
определение длины пробега отдачи первого предполагаемого радиоизотопа в зависимости от выбранного способного к делению ядра материала.
58. Способ по п. 54, в котором образование дополнительно включает:
образование гранул, размер которых равен или меньше 10 мкм.
59. Способ по п. 58, в котором образование дополнительно включает:
образование гранул, размер которых равен или меньше 1 мкм.
60. Способ по п. 58, в котором образование дополнительно включает:
образование гранул, размер которых равен или меньше 100 нанометров.
61. Способ по п. 58, в котором образование дополнительно включает:
образование гранул, размер которых равен или меньше 10 нанометров.
62. Способ по п. 54, в котором операция образования дополнительно включает одну или более из следующих операций: измельчения, сушки, фильтрования, промывания, прокаливания или спекания осажденного оксида.
63. Способ по п. 54, дополнительно включающий:
упаковку гранул осажденного оксида в контейнер.
64. Способ по п. 63, дополнительно включающий:
упаковку гранул осажденного оксида в контейнер, имеющий первый клапан, приспособленный для обеспечения введения растворителя в контейнер, и второй клапан, приспособленный для обеспечения экстракции растворителя из контейнера.
65. Способ по п. 64, дополнительно включающий:
упаковку гранул осажденного оксида в проницаемый для нейтронов контейнер.
66. Способ по п. 64, дополнительно включающий:
размещение гранул в полости, образованной контейнером; и
запечатывание контейнера, захватывая при этом гранулы в полости.
67. Способ по п. 54, дополнительно включающий:
синтезирование керамики из гранул осажденного оксида.
68. Способ по п. 54, в котором операция обеспечения дополнительно включает:
обеспечение растворенной соли способного к делению ядра материала в растворе, выбранном из одного или более из следующих: кислотного раствора, основного раствора, водного раствора и спиртового раствора.
69. Радиоизотоп-генерирующая мишень, содержащая:
материал мишени, способный генерировать радиоизотоп при длительном воздействии нейтронами, при этом радиоизотопу соответствует длина пробега отдачи; и
материал мишени, имеющий характеристическое расстояние, выбранное на основании длины пробега отдачи радиоизотопа.
70. Мишень по п. 69, в которой радиоизотоп является первичным продуктом деления ядра материала мишени.
71. Мишень по п. 69, дополнительно включающая:
проницаемый для нейтронов контейнер, содержащий множество гранул.
72. Мишень по п. 71, в которой контейнер имеет впускной клапан и выпускной клапан, обеспечивающие ведение и экстракцию текучей среды.
73. Мишень по п. 71, в которой контейнер включает составляющую корпуса и по меньшей мере одну составляющую съемной крышки, которые, когда находятся в соединении, закрывают материал мишени внутри контейнера.
74. Мишень по п. 71, в которой контейнер выполнен из одного или более из следующих материалов: алюминия, алюминиевого сплава, циркония, циркониевого сплава, молибдена, молибденового сплава и нержавеющей стали.
75. Мишень по п. 71, в которой материал мишени включает множество гранул материала мишени, неплотно упакованных в контейнере, а характеристическое расстояние представляет собой размер гранул, выбранный на основании длины пробега отдачи радиоизотопа.
76. Мишень по п. 69, в которой материал мишени включает множество гранул материала мишени, сформированных в керамику.
77. Мишень по п. 69, в которой материал мишени включает множество гранул материала мишени, сформированных внутри или присоединенных к металлоорганическому каркасу.
78. Мишень по п. 69, в которой материал мишени включает одно или более из оксида урана или металлического урана.
79. Мишень по п. 69, в которой материал мишени включает множество гранул материала мишени, сформированных в сыпучий порошок, ткань, пену или коллоидную суспензию в жидкости.
80. Мишень по п. 69, в которой материал мишени включает радий или радий, нанесенный гальваническим путем на бериллий.
81. Мишень по п. 69, в которой материал мишени включает гранулы монослоя актиноидов.
82. Мишень по п. 81, в которой монослой актиноидов представляет собой монослой урана.
83. Мишень по п. 69, в которой материал мишени содержит гранулы металлического урана с большой площадью поверхности.
84. Мишень по п. 83, в которой структуру металлического урана с большой площадью поверхности образуют с помощью процесса Кролла.
85. Способ экстрагирования первого радиоизотопа из облученного материала, способного к делению ядра, содержащего множество радиоизотопов, включая первый радиоизотоп, причем способ включает:
выбор лиганда, который растворим в диоксиде углерода в сверхкритическом состоянии (sCO2), образует хелат с первым радиоизотопом и не образует хелата со способным к делению ядра материалом;
растворение выявленного лиганда в sCO2 с образованием раствора sCO2-лиганд;
приведение облученного материала в контакт с раствором sCO2-лиганд в течение времени контакта, образуя при этом раствор sCO2-комплекс радиоизотопа;
отделение раствора sCO2-комплекс радиоизотопа от облученного материала; и
извлечение радиоизотопа из раствора sCO2-комплекс радиоизотопа после отделения раствора sCO2-комплекс радиоизотопа от облученного материала.
86. Способ по п. 85, в котором извлечение радиоизотопа из раствора sCO2-комплекс радиоизотопа включает:
извлечение комплекса радиоизотопа из раствора sCO2-комплекс радиоизотопа.
87. Способ по п. 85, в котором операция извлечения образует раствор sCO2-лиганд, подходящий для повторного использования без стравливания давления и повторного нагнетания давления в отношении раствора sCO2-лиганд.
88. Способ по п. 85, в котором операция извлечения образует раствор sCO2-лиганд, подходящий для повторного использования путем приведения раствора sCO2-комплекс радиоизотопа в контакт с кислотным раствором, образуя при этом раствор кислота-радиоизотоп и регенерированный раствор sCO2-лиганд.
89. Способ по п. 85, в котором облученный материал заключен в контейнере, и операция воздействия дополнительно включает:
пропускание раствора sCO2-лиганд через контейнер без извлечения по существу любого способного к делению ядра материала из контейнера.
90. Способ по п. 89, в котором контейнер представляет собой реактор с насыпным слоем.
91. Способ по п. 89, в котором облученный материал находится в форме сыпучих гранул, и операция воздействия дополнительно включает:
пропускание раствора sCO2-лиганд через контейнер при скорости потока, достаточной для псевдоожижения множества гранул внутри контейнера.
92. Способ по п. 85, в котором облученный материал является жидкостью.
93. Способ по п. 85, в котором радиоизотоп представляет собой 99Мо, способный к делению ядра материал представляет собой 235U и лиганд имеет одну или более функциональных групп, выбранных из гидроксильной, карбонильной, дикетонной, альдегидной, галогенформильной, сложноэфирной карбонатной, карбокси латной, сложноэфирной, простой эфирной, пероксильной, аминной, карбоксамидной, имидной, иминной, нитратной, цианатной, тиольной, сульфидной, сульфинильной, сульфонильной, тиоцианатной, изотиоцианатной, фосфатной и фосфоновой групп.
94. Способ по п. 85, в котором лиганд выбран из фторированного β-дикетона и триалкилфосфата или фторированного β-дикетона и триалкилфосфиноксида.
95. Способ по п. 85, в котором лиганд выбран из дитиокарбаматов, тиокарбазонов, β-дикетонов и краун-эфиров.
96. Способ по п. 85, в котором лиганд имеет одну или более функциональных групп, выбранных из гидроксильной, карбонильной, дикетонной, альдегидной, галогенформильной, сложноэфирной карбонатной, карбоксилатной, сложноэфирной, простой эфирной, пероксильной, аминной, карбоксамидной, имидной, иминной, нитратной, цианатной, тиольной, сульфидной, сульфинильной, сульфонильной, тиоцианатной, изотиоцианатной, фосфатной и фосфоновой групп
97. Способ по п. 85, в котором радиоизотоп выбран из одного или более из 227Ас, 213Bi, 131Cs, 133Cs, 11С, 51Cr, 57Co, 60Co, 64Cu, 67Cu, 165Dy, 169Er, 18F, 67Ga, 68Ga, 68Ge, 198Au, 166Ho, 111In, 123I, 124I, 125I, 131I, 192Ir, 59Fe, 81mKr, 212Pb, 177Lu, 99Mo, 13N, 150, 103Pd, 32P, 238Pu, 42K, 227Ra, 223Ra, 186Re, 188Re, 81Rb, 82Rb, 101Ru, 103Ru, 153Sm, 75Se, 24Na, 82Sr, 89Sr, 99mTc и 201TI.
98. Способ получения радиоизотопа из материала основы, где материал основы состоит из по меньшей мере радиоизотопа и способного к делению ядра материала, причем способ включает:
выбор материала для экстракции, который извлекает радиоизотоп из материала основы без по существу растворения способного к делению ядра материала;
приведение материал основы в контакт с материалом для экстракции в течение времени выдержки, создавая при этом смесь из материала для экстракции и радиоизотопа;
извлечение смеси материала для экстракции и радиоизотопа после времени выдержки; и
выделение радиоизотопа из материала для экстракции.
99. Способ по п. 98, в котором материал основы является твердым и приведение в контакт материала основы дополнительно включает:
приведение материал основы в контакт с жидким материалом для экстракции в течение времени выдержки, создавая при этом жидкую смесь из материала для экстракции и радиоизотопа.
100. Способ по п. 98, в котором материал основы является жидким и приведение в контакт материала основы дополнительно включает:
приведение материала основы в контакт с жидким материалом для экстракции в течение времени выдержки, создавая при этом жидкую смесь из материала для экстракции и радиоизотопа, не смешиваемую с материалом основы.
101. Способ по п. 98, в котором операция приведения в контакт дополнительно включает одну или более из следующих:
перемешивание одного или обоих из материала основы и материала для экстракции в течение по меньшей мере части времени выдержки;
изменение температуры одного или обоих из материала основы и материала для экстракции в течение по меньшей мере части времени выдержки; и
изменение давления одного или обоих из материала основы и материала для экстракции в течение по меньшей мере части времени выдержки.
102. Способ по п. 98, в котором материал основы находится в форме твердых гранул, хранящихся в контейнере, и в котором операция приведения в контакт дополнительно включает:
введение некоторого количества материала для экстракции в контейнер; и
удерживание материала для экстракции в контейнере в течение времени выдержки.
103. Способ по п. 98, в котором материал для экстракции содержит экстрагент и растворитель.
104. Способ по п. 103, в котором экстрагент представляет собой лиганд, растворимый в растворителе при температуре и давлении операции приведения в контакт.
105. Способ по п. 104, в котором растворителем является sCO2.
106. Способ по п. 104, в котором лиганд образует хелат с радиоизотопом, растворимый в диоксиде углерода.
107. Способ по п. 104, в котором лиганд выбран из фторированного β-дикетона и триалкилфосфата или фторированного β-дикетона и триал килфосфиноксида.
108. Способ по п. 104, в котором лиганд выбран из дитиокарбаматов, тиокарбазонов, β-дикетонов и краун-эфиров.
109. Способ по п. 98, в котором лиганд имеет одну или более функциональных групп, выбранных из гидроксильной, карбонильной, дикетонной, альдегидной, галогенформильной, сложноэфирной карбонатной, карбоксилатной, сложноэфирной, простой эфирной, пероксильной, аминной, карбоксамидной, имидной, иминной, нитратной, цианатной, тиольной, сульфидной, сульфинильной, сульфонильной, тиоцианатной, изотиоцианатной, фосфатной и фосфоновой групп.
RU2017124515A 2014-12-29 2015-12-24 Разделения, проводимые в отношении мишенного устройства RU2708226C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201462097235P 2014-12-29 2014-12-29
US62/097,235 2014-12-29
PCT/US2015/000499 WO2016108939A2 (en) 2014-12-29 2015-12-24 Targetry coupled separations

Publications (3)

Publication Number Publication Date
RU2017124515A true RU2017124515A (ru) 2019-01-31
RU2017124515A3 RU2017124515A3 (ru) 2019-07-17
RU2708226C2 RU2708226C2 (ru) 2019-12-05

Family

ID=56164996

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2017124515A RU2708226C2 (ru) 2014-12-29 2015-12-24 Разделения, проводимые в отношении мишенного устройства

Country Status (11)

Country Link
US (4) US10141079B2 (ru)
EP (1) EP3241220B1 (ru)
JP (2) JP6680787B2 (ru)
KR (2) KR20230125107A (ru)
CN (1) CN107112061B (ru)
AU (1) AU2015372569B2 (ru)
BR (1) BR112017008458B1 (ru)
CA (2) CA3206836A1 (ru)
MX (1) MX2017008723A (ru)
RU (1) RU2708226C2 (ru)
WO (1) WO2016108939A2 (ru)

Families Citing this family (30)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10141079B2 (en) 2014-12-29 2018-11-27 Terrapower, Llc Targetry coupled separations
US10665356B2 (en) 2015-09-30 2020-05-26 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
EP3357068B1 (en) 2015-09-30 2020-06-17 TerraPower LLC Nuclear fast reactor with neutron reflector assembly for dynamic spectrum shifting
US10867710B2 (en) 2015-09-30 2020-12-15 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
EP3922605A1 (en) 2016-08-10 2021-12-15 TerraPower LLC Electro-synthesis of uranium chloride fuel salts
US10777331B2 (en) * 2016-11-11 2020-09-15 Curium Us Llc Processes for generating germanium-68 with reduced volatiles
US20180244535A1 (en) 2017-02-24 2018-08-30 BWXT Isotope Technology Group, Inc. Titanium-molybdate and method for making the same
CN108320829B (zh) * 2017-12-27 2021-06-22 中核四0四有限公司 一种mox芯块废料的回收处理方法
US10705243B2 (en) 2018-01-29 2020-07-07 Korea Atomic Energy Research Institute Nondestructive inspection system
US11495365B1 (en) 2018-03-13 2022-11-08 Washington University Systems for producing radionuclides using minimal target material
US11428831B2 (en) * 2018-08-06 2022-08-30 Lawrence Livermore National Security, Llc Time-gated fast neutron transmission radiography system and method
WO2020046924A1 (en) * 2018-08-27 2020-03-05 Dana-Farber Cancer Institute, Inc. Compact multi-isotope solid target system utilizing liquid retrieval
GB201814291D0 (en) * 2018-09-03 2018-10-17 Univ Oslo Process for the production of gallium radionculides
US10685753B1 (en) 2019-05-17 2020-06-16 Metatomic, Inc. Systems and methods for fast molten salt reactor fuel-salt preparation
EP3970163A4 (en) 2019-05-17 2023-01-04 Metatomic, Inc. SYSTEMS AND PROCESSES FOR PRODUCTION OF FUEL SALTS FOR MOLTEN SALT REACTORS
CN110388874B (zh) * 2019-07-26 2021-04-06 西安工业大学 多层阵列式光电坐标靶及其测量方法
CN110544548B (zh) * 2019-08-20 2021-04-06 西安迈斯拓扑科技有限公司 一种基于电子加速器生产99Mo的钼锝处理和分离方法
AU2020378420A1 (en) 2019-11-08 2022-06-02 Abilene Christian University Identifying and quantifying components in a high-melting-point liquid
JP7258736B2 (ja) * 2019-12-17 2023-04-17 株式会社東芝 放射性同位体製造方法および放射性同位体製造装置
WO2021133797A1 (en) 2019-12-23 2021-07-01 Terrapower, Llc Molten fuel reactors and orifice ring plates for molten fuel reactors
RU2735646C1 (ru) * 2020-05-15 2020-11-05 Акционерное Общество "Производственное Объединение "Электрохимический завод" (АО "ПО ЭХЗ") Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радионуклида молибден-99
EP3929941A1 (en) * 2020-06-26 2021-12-29 Sck Cen Nuclear fuel for isotope extraction
WO2022039893A1 (en) 2020-08-17 2022-02-24 Terrapower, Llc Designs for fast spectrum molten chloride test reactors
US10867716B1 (en) * 2020-09-11 2020-12-15 King Abdulaziz University Systems and methods for producing Actinium-225
CN112837838A (zh) * 2020-11-24 2021-05-25 中国工程物理研究院应用电子学研究所 一种医用放射性同位素生产装置
CN114620501B (zh) * 2020-12-10 2023-10-13 中核建中核燃料元件有限公司 一种用于核燃料芯块生产线的自洁净上料系统
US20240127980A1 (en) * 2021-02-02 2024-04-18 Australian Nuclear Science And Technology Organisation Method and target for mo-99 manufacture
WO2023049690A1 (en) 2021-09-21 2023-03-30 Abilene Christian University Stabilizing face ring joint flange and assembly thereof
JP2023077836A (ja) * 2021-11-25 2023-06-06 株式会社日立製作所 放射性核種製造システムおよび放射性核種製造方法
US12012827B1 (en) 2023-09-11 2024-06-18 Natura Resources LLC Nuclear reactor integrated oil and gas production systems and methods of operation

Family Cites Families (47)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE581473A (ru) * 1958-08-08
US5770085A (en) * 1991-06-12 1998-06-23 Idaho Research Foundation, Inc. Extraction of metals and/or metalloids from acidic media using supercritical fluids and salts
US5730874A (en) 1991-06-12 1998-03-24 Idaho Research Foundation, Inc. Extraction of metals using supercritical fluid and chelate forming legand
US5356538A (en) * 1991-06-12 1994-10-18 Idaho Research Foundation, Inc. Supercritical fluid extraction
US5596611A (en) * 1992-12-08 1997-01-21 The Babcock & Wilcox Company Medical isotope production reactor
US6490330B1 (en) 1994-04-12 2002-12-03 The Regents Of The University Of California Production of high specific activity copper -67
US5792357A (en) 1996-07-26 1998-08-11 Idaho Research Foundation, Inc. Method and apparatus for back-extracting metal chelates
CN1262710A (zh) * 1997-08-20 2000-08-09 爱达荷研究基金公司 解离金属或金属化合物的方法
JP3524743B2 (ja) 1997-12-12 2004-05-10 三菱重工業株式会社 使用済軽水炉燃料の再処理方法
US5910971A (en) * 1998-02-23 1999-06-08 Tci Incorporated Method and apparatus for the production and extraction of molybdenum-99
US6187911B1 (en) * 1998-05-08 2001-02-13 Idaho Research Foundation, Inc. Method for separating metal chelates from other materials based on solubilities in supercritical fluids
FR2781079B1 (fr) 1998-07-09 2000-09-15 Cerca Compagnie Pour L Etude E Cible primaire pour la formation de produits de fission
KR100272977B1 (ko) * 1998-09-23 2000-11-15 장인순 상분리센서를 이용한 방사성 동위원소 추출 자동화장치 및 이장치에 의한 방사성 동위원소 추출방법
RU2200997C2 (ru) * 2001-01-10 2003-03-20 Российский научный центр "Курчатовский институт" Способ получения радиоизотопа молибден-99
JP2003063801A (ja) 2001-08-23 2003-03-05 Yoshiaki Oka 原子炉による水素製造方法
EP1569243A1 (en) * 2004-02-20 2005-08-31 Ion Beam Applications S.A. Target device for producing a radioisotope
US20080115627A1 (en) * 2004-08-20 2008-05-22 Wang Joanna S Metal Extraction In Liquid Or Supercritical-Fluid Solvents
EP2250649B1 (en) * 2008-02-05 2012-05-09 The Curators Of The University Of Missouri Radioisotope production and treatment of solution of target material
RU2494484C2 (ru) * 2008-05-02 2013-09-27 Шайн Медикал Текнолоджис, Инк. Устройство и способ производства медицинских изотопов
US8529713B2 (en) 2008-09-18 2013-09-10 The Invention Science Fund I, Llc System and method for annealing nuclear fission reactor materials
JP5522566B2 (ja) 2009-02-24 2014-06-18 独立行政法人日本原子力研究開発機構 放射性同位元素の製造方法及び装置
FR2949598B1 (fr) * 2009-09-02 2013-03-29 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation d'un combustible nucleaire poreux a base d'au moins un actinide mineur
US8989335B2 (en) 2009-11-12 2015-03-24 Global Medical Isotope Systems Llc Techniques for on-demand production of medical radioactive iodine isotopes including I-131
KR101573570B1 (ko) * 2010-03-10 2015-12-01 더 사우스 아프리칸 뉴클리어 에너지 코퍼레이션 리미티드 방사성핵종의 제조방법
US9336916B2 (en) * 2010-05-14 2016-05-10 Tcnet, Llc Tc-99m produced by proton irradiation of a fluid target system
PL2580763T3 (pl) * 2010-06-09 2016-01-29 General Atomics Sposoby i urządzenia do selektywnej gazowej ekstrakcji molibdenu-99 oraz innych produktów radioizotopów rozszczepionych
JP2012047531A (ja) 2010-08-25 2012-03-08 International Thorium Energy & Molten-Salt Technology Inc 熔融塩炉による発電システム
US10186337B2 (en) 2010-09-22 2019-01-22 Siemens Medical Solutions Usa, Inc. Compact radioisotope generator
DE102010037964B3 (de) * 2010-10-05 2012-03-22 ITM Isotopen Technologien München AG 68Ga-Generator
US9018094B2 (en) 2011-03-07 2015-04-28 Invensas Corporation Substrates with through vias with conductive features for connection to integrated circuit elements, and methods for forming through vias in substrates
US20120281799A1 (en) * 2011-05-04 2012-11-08 Wells Douglas P Irradiation Device and Method for Preparing High Specific Activity Radioisotopes
NL2007925C2 (en) 2011-12-06 2013-06-10 Univ Delft Tech Radionuclide generator.
RU2490737C1 (ru) 2012-03-29 2013-08-20 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ получения радиоизотопа молибден-99
CN104487502B (zh) 2012-08-20 2017-01-18 巴斯夫欧洲公司 长纤维增强的阻燃聚酯
EP2893537A2 (en) 2012-09-05 2015-07-15 Transatomic Power Corporation Nuclear reactors and related methods and apparatus
RU2511215C1 (ru) * 2012-10-02 2014-04-10 Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Мишень для наработки изотопа мо-99
GB2511113A (en) 2013-02-25 2014-08-27 Ian Richard Scott A simple low cost molten salt thorium breeder nuclear reactor
GB2516046A (en) 2013-07-09 2015-01-14 Ian Richard Scott A simple low cost molten salt nuclear reactor
GB201318470D0 (en) 2013-02-25 2013-12-04 Scott Ian R A practical molten salt fission reactor
US10643756B2 (en) * 2013-04-25 2020-05-05 Triad National Security, Llc Mobile heat pipe cooled fast reactor system
JP2017521645A (ja) * 2014-05-15 2017-08-03 メイヨ フォンデーシヨン フォー メディカル エジュケーション アンド リサーチ 放射性金属のサイクロトロン生成用の溶液ターゲット
US10141079B2 (en) 2014-12-29 2018-11-27 Terrapower, Llc Targetry coupled separations
CA2967473A1 (en) * 2014-12-29 2016-07-07 Terrapower, Llc Nuclear materials processing
RU2666552C1 (ru) * 2017-12-19 2018-09-11 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства молибден-99
WO2019183724A1 (en) 2018-03-26 2019-10-03 Triumf, A Joint Venture Of The Governors Of The University Of Alberta, The University Of British Columbia, The Governors Of The University Of Calgary, Carleton University, University Of Guelph, Mcmaster University, University Of Manitoba, Universite De Montreal, Queen's University, University Of Reg Systems, apparatus and methods for separating actinium, radium, and thorium
US20220118379A1 (en) * 2018-08-07 2022-04-21 Technical University Of Denmark Separation of Radiometals
RU2735646C1 (ru) * 2020-05-15 2020-11-05 Акционерное Общество "Производственное Объединение "Электрохимический завод" (АО "ПО ЭХЗ") Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радионуклида молибден-99

Also Published As

Publication number Publication date
BR112017008458B1 (pt) 2022-06-14
US10141079B2 (en) 2018-11-27
CN107112061A (zh) 2017-08-29
AU2015372569B2 (en) 2021-01-28
BR112017008458A2 (pt) 2017-12-26
AU2015372569A1 (en) 2017-05-25
CN107112061B (zh) 2020-10-20
JP6952151B2 (ja) 2021-10-20
US20200161015A1 (en) 2020-05-21
MX2017008723A (es) 2018-04-10
JP2018507397A (ja) 2018-03-15
EP3241220A4 (en) 2018-10-10
JP6680787B2 (ja) 2020-04-15
RU2017124515A3 (ru) 2019-07-17
RU2708226C2 (ru) 2019-12-05
KR20170101947A (ko) 2017-09-06
KR102570211B1 (ko) 2023-08-23
US12002596B2 (en) 2024-06-04
US20220310281A1 (en) 2022-09-29
CA2967296C (en) 2023-09-19
US20190139665A1 (en) 2019-05-09
WO2016108939A3 (en) 2016-09-09
JP2020126053A (ja) 2020-08-20
KR20230125107A (ko) 2023-08-28
CA2967296A1 (en) 2016-07-07
CA3206836A1 (en) 2016-07-07
EP3241220B1 (en) 2019-09-04
WO2016108939A2 (en) 2016-07-07
EP3241220A2 (en) 2017-11-08
US20160189816A1 (en) 2016-06-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2017124515A (ru) Разделения, проводимые в отношении мишенного устройства
US11798700B2 (en) Systems, apparatus and methods for separating actinium, radium, and thorium
CN108811294A (zh) 用于在靶组件的生产室内制作固体靶的系统及方法
Boschi et al. 188W/188Re generator system and its therapeutic applications
Z Soderquist et al. Production of high-purity radium-223 from legacy actinium-beryllium neutron sources
RU2588594C1 (ru) Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радиоизотопов молибдена-99
RU2666552C1 (ru) Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства молибден-99
JP5817977B2 (ja) 高濃度かつ高放射能をもつテクネチウム−９９ｍ溶液の製造方法
JP6712002B1 (ja) テクネチウム９９ｍ製造システム及びテクネチウム９９ｍ製造方法
RU2578039C1 (ru) Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радиоизотопа молибдена-99
Knapp et al. Radionuclide generator systems represent convenient production systems to provide therapeutic radionuclides
RU2703994C1 (ru) Способ получения радиоизотопа молибден-99
KR20140144814A (ko) 방사성동위원소 Ｚｒ-89(지르코늄-89)의 제조방법
RU2688196C9 (ru) Способ получения радиоизотопа молибден-99
WO2024147853A1 (en) Method for stacked elution of mother-daughter radionuclides
Urch et al. Radiochemistry and radiopharmaceuticals
Urch 27 Radiochemistry
JP2018038935A (ja) バイヤライト系アルミナのモリブデン吸着剤及びそれを用いた９９Ｍｏ／９９ｍＴｃジェネレータ
Urch Radiochemistry
UA54183A (ru) СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ТЕХНЕЦИЯ-99m