RU2102810C1 - Method for producing carrier-free radionuclide - Google Patents
Method for producing carrier-free radionuclide Download PDFInfo
- Publication number
- RU2102810C1 RU2102810C1 SU5029286A RU2102810C1 RU 2102810 C1 RU2102810 C1 RU 2102810C1 SU 5029286 A SU5029286 A SU 5029286A RU 2102810 C1 RU2102810 C1 RU 2102810C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- metal
- radionuclide
- indium
- tin
- carrier
- Prior art date
Links
Abstract
Description
Изобретение относится к области радиохимии и ядерной химии и может быть использовано для облучения радиоактивных изотопов без носителя, а также для создания изотопных генераторов. The invention relates to the field of radiochemistry and nuclear chemistry and can be used to irradiate radioactive isotopes without a carrier, as well as to create isotopic generators.
Известны методы выделения радиоактивных изотопов без носителя с применением экстракции, ионообменной и экстракционной хроматографии, сублимации, осаждения и др. [1 5] Известные методы пригодны для получения широкого спектра радиоактивной продукции, но не удовлетворяют требованиям к технологии радиоактивных производств, существенно возросшим в последнее время. Это обусловлено прежде всего тем, что известные способы выделения радиоизотопов, как правило, представляют собой многостадийные и экологически вредные физико-химические процедуры со сложным выбором оптимальных условий, необходимых для выделения конкретного радионуклеида. Кроме того, невозможно применять высокоактивные исходные мишени (реакторного или циклотронного происхождения) из-за процессов радиолиза используемых растворов, ионообменных смол. Методическая сложность этих способов, связанная с необходимостью проведения большого числа растянутых во времени химических операций, затрудняет использование их при работе с короткоживущими радиоизотопами. Известен, например, простой метод высокотемпературного выделения в газовую фазу индия 111 из облученного протонами или гамма-квантами металлического олова [6] основанный на различии в летучестях продуктов ядерных реакций, в частности, радиоактивных изотопов индия, и материала мишени, т. е. металлического олова. По этому способу металлическое олово мишени нагревают до температуры 1225 ± 10 K и выдерживают полученный расплав при указанной температуре в атмосфере паров плавиковой кислоты при их пониженном до 0,4 Па давлении. В результате получают летучие фториды индия 111, адсорбируют их на термохроматографической колонке при температуре 350 ± 50 К и смывают слабым раствором соляной кислоты микроколичества индия 111. Окончательное отделение индия 111 от миллиграммовых количеств олова производят с применением анионообменной или распределительной хроматографии. Преимуществом этого сублимационного метода является возможность многократного использования изотопно-обогащенных мишеней из металлического олова для наработки радионуклидов индия. Однако и этот способ обладает теми же недостатками, которые присущи другим указанным выше известным способам выделения радиоизотопов из металлов. Known methods for the separation of radioactive isotopes without a carrier using extraction, ion-exchange and extraction chromatography, sublimation, deposition, etc. [1 5] Known methods are suitable for a wide range of radioactive products, but do not satisfy the requirements for technology of radioactive production, significantly increased recently . This is due primarily to the fact that the known methods for the isolation of radioisotopes, as a rule, are multi-stage and environmentally harmful physicochemical procedures with a difficult choice of optimal conditions necessary for the isolation of a specific radionuclide. In addition, it is impossible to use highly active initial targets (of reactor or cyclotron origin) due to the radiolysis of the solutions used, ion-exchange resins. The methodological complexity of these methods, associated with the need to conduct a large number of chemical operations stretched over time, makes it difficult to use them when working with short-lived radioisotopes. For example, a simple method is known for the high-temperature release of indium 111 into the gas phase from metal tin irradiated with protons or gamma rays [6] based on the difference in the volatilities of the products of nuclear reactions, in particular, the radioactive isotopes of indium, and the target material, that is, metal tin. In this method, the metal tin of the target is heated to a temperature of 1225 ± 10 K and the resulting melt is held at the indicated temperature in the atmosphere of hydrofluoric acid vapor at a pressure reduced to 0.4 Pa. As a result, volatile indium 111 fluorides are obtained, adsorbed on a thermochromatographic column at a temperature of 350 ± 50 K and washed off with a weak hydrochloric acid solution of trace amounts of indium 111. The final separation of indium 111 from milligram amounts of tin is carried out using anion exchange or distribution chromatography. The advantage of this sublimation method is the possibility of multiple use of isotope-enriched tin metal targets for producing indium radionuclides. However, this method also has the same disadvantages that are inherent in the other known methods for the isolation of radioisotopes from metals mentioned above.
Известен также способ выделения радиоизотопов индия без носителя, в частности, индия -113 м, из металлического олова -113, полученного в результате нейтронного облучения [7] Этот способ, рассматриваемый в качестве прототипа изобретения, заключается в следующем:
облученное металлическое олово растворяют в концентрированном растворе соляной кислоты;
полученный раствор упаривают до состояния мокрых солей;
полученный осадок растворяют в смеси минеральных кислот, в частности, смеси 0,5 М HClO4 + 2 M HCL;
загружают оловом экстракционно-хроматографическую колонку, приготовленную по специальной методике (заполненную силикагелем марки ШСК с закрепленной на нем органической фазой);
производят элюирование индия -113 м с колонки.There is also a method of separating indium radioisotopes without a carrier, in particular indium -113 m, from metallic tin -113 obtained by neutron irradiation [7] This method, considered as a prototype of the invention, is as follows:
irradiated metal tin is dissolved in a concentrated solution of hydrochloric acid;
the resulting solution was evaporated to the state of wet salts;
the resulting precipitate is dissolved in a mixture of mineral acids, in particular a mixture of 0.5 M HClO 4 + 2 M HCL;
load the extraction chromatographic column prepared by a special method with tin (filled with silica gel of the SHS brand with the organic phase fixed on it);
produce elution of indium -113 m from the column.
Процедура разделения индия -113 м и олова -113 по данному способу требует проведения большого количества химических операций, занимающих время, что обуславливает сложность известного способа выделения индия из олова. Описанный способ не пригоден для выделения радионуклидов, в частности, индия -113 м из матриц с высокой удельной активностью. Это обусловлено тем, что реагенты, используемые в экстракционной хроматографии, имеют низкую радиолитическую устойчивость, и вследствие этого при высокой активности загружаемого радиоактивного сырья органическая фаза разрушается, что приводит к загрязнению выделяемого индия -113 м долгоживущим оловом -113. Кроме того, в результате проводимых радиохимических операций происходит накопление радиоактивных отходов, содержащих долгоживущий изотоп олово -113 и создающих таким образом экологические проблемы, а исходное изотопное сырье, облученное на реакторе или циклотроне, не подлежит регенерации, что естественно, существенно повышает расходы на изготовление радионуклидов. The separation of indium -113 m and tin -113 by this method requires a large number of chemical operations that take time, which makes the known method for the separation of indium from tin difficult. The described method is not suitable for the separation of radionuclides, in particular, indium -113 m from matrices with high specific activity. This is due to the fact that the reagents used in extraction chromatography have a low radiolytic stability, and as a result, with a high activity of the loaded radioactive material, the organic phase is destroyed, which leads to the pollution of indium -113 m with long-lived tin -113. In addition, as a result of the radiochemical operations, radioactive waste is accumulated containing the long-lived tin isotope -113 and thus creating environmental problems, and the initial isotopic raw materials irradiated at the reactor or cyclotron cannot be regenerated, which naturally significantly increases the cost of producing radionuclides .
Сущность изобретения заключается в том, что в способе выделения из металлов радиоактивных изотопов, образовавшихся в результате ядерного превращения (т.е. с изменением заряда атомного ядра), по которому производят реактивное или циклотронное облучение металлической матрицы и последующее количественное извлечение дочернего безносительного радионуклида, возникшего из материнского с изменением заряда атомного ядра, согласно изобретению облученную металлическую матрицу подвергают термическому отжигу при температуре ниже температуры плавления облученного металла в течение времени, необходимого для выхода примесных радиоактивных атомов на связывающую поверхность границы раздела фаз (например, металл-газ, металл-жидкость), и продифундировавшие к поверхности металла примесные радиоактивные атомы извлекают затем с поверхности специально подобранным химическим реагентом. The essence of the invention lies in the fact that in the method of separation from metals of radioactive isotopes formed as a result of nuclear transformation (i.e., with a change in the charge of the atomic nucleus), which produce reactive or cyclotron irradiation of a metal matrix and the subsequent quantitative extraction of a daughter-free radionuclide that has arisen from the mother with a change in the charge of the atomic nucleus, according to the invention, the irradiated metal matrix is subjected to thermal annealing at a temperature below the temperature lavleniya irradiated metal for the time required to release radioactive impurity atoms for binding the phase boundary surface (e.g., metal-gas, liquid-metal) and the metal surface prodifundirovavshie radioactive impurity atoms are then removed from the surface of a specially chosen chemical reagent.
Заявляемое изобретение направлено на упрощение способа выделения из металлов радиоизотопов, образовавшихся в результате ядерного превращения, на решение экологических и экономических проблем, возникающих при получении радиоизотопов. The invention is aimed at simplifying the method of separation from metals of radioisotopes formed as a result of nuclear transformation, to solve the environmental and economic problems arising from the production of radioisotopes.
Предложенный способ выделения радиоизотопов, основанный на предплавительном термическом воздействии на облученную металлическую матрицу с использованием процессов диффузии для транспорта примесных радиоактивных атомов на связывающую границу раздела фаз, исключает проведение сложных и экологически вредных многостадийных физико-химических процедур с растворами радиоактивных веществ. The proposed method for the isolation of radioisotopes, based on the pre-heat effect on the irradiated metal matrix using diffusion processes to transport impurity radioactive atoms to the connecting phase boundary, eliminates complex and environmentally harmful multi-stage physicochemical procedures with solutions of radioactive substances.
При осуществлении изобретения решаются экологические проблемы, так как практически полностью отсутствуют радиоактивные отходы и выбросы радионуклидов в атмосферу. Минимальная трудоемкость выделения радиоизотопов, минимум применяемых химических реактивов, возможность многократного изотопно-обогащенного металлического сырья для облучения обуславливают экономическую выгоду, получаемую при осуществлении изобретения. И наконец, изобретение позволяет использовать матрицы любой активности (в том числе, предельно высокой) вследствие высокой радиолитической устойчивости металлов. In carrying out the invention, environmental problems are solved, since there is almost no radioactive waste and emissions of radionuclides into the atmosphere. The minimum complexity of releasing radioisotopes, the minimum of chemical reagents used, the possibility of multiple isotope-enriched metal raw materials for irradiation determine the economic benefits obtained by carrying out the invention. And finally, the invention allows the use of matrices of any activity (including extremely high) due to the high radiolytic stability of metals.
Таким образом, вышеуказанный технический результат, который может быть получен при осуществлении заявляемого изобретения и который обусловлен совокупностью существенных признаков последнего, свидетельствует о том, что предложен простой, универсальный и экологически чистый способ выделения радиоактивных изотопов различной удельной активности. Thus, the above technical result, which can be obtained by carrying out the claimed invention and which is caused by a combination of essential features of the latter, indicates that a simple, universal and environmentally friendly method for the isolation of radioactive isotopes of various specific activity is proposed.
Предлагаемый способ выделения из металлов радиоизотопов, образовавшихся в результате ядерного превращения, заключается в следующем. The proposed method for the separation from metals of radioisotopes formed as a result of nuclear transformation is as follows.
Металлическую матрицу, предварительно облученную и содержащую примесные радиоактивные атомы, подвергают термическому низкотемпературному (предплавительному) воздействию. Нагревание производят при температуре ниже температуры плавления матрицы, т. е. с сохранением твердой фазы, и в течение времени, необходимого для эффективного концентрирования всех примесных атомов на поверхности металла. Затем эти примесные атомы снимают с поверхности металла с помощью химического реагента. The metal matrix, previously irradiated and containing impurity radioactive atoms, is subjected to thermal low-temperature (pre-melting) exposure. Heating is carried out at a temperature below the melting temperature of the matrix, i.e., while maintaining the solid phase, and for the time necessary for the effective concentration of all impurity atoms on the metal surface. Then these impurity atoms are removed from the surface of the metal using a chemical reagent.
Возможность осуществления изобретения подтверждается следующими примерами выполнения предлагаемого способа. The possibility of carrying out the invention is confirmed by the following examples of the proposed method.
Пример 1. Предложенные приемы были реализованы, например, для выделения индия -113 м из олова, т. е. использовали генетическую связанную пару радионуклидов: олово -113 индий -113 м. Пластину металлического олова -112 (обогащение 95% ) толщиной 5 мкм, предварительно очищенную от поверхностных загрязнений, помещали в эвакуированную до 10-2 атм. кварцевую ампулу и облучали на реакторе тепловыми нейтронами в течение 5 суток. После облучения (удельная активность по олову 113 составляла 50 МБк/мг) пластины олова, содержащее равновесное количество индия 113 м, нагревали в печи в эвакуированной ампуле при температуре 465 ± 5 К (температура плавления олова 505 К) в течение 20 мин. Коэффициент диффузии индия в металлическом олове при температуре 495 К составляет 1,2 • 10-14м2/с. Расчетное время выхода примесных атомов индия на поверхность 19 мин. Затем поверхность металлического олова после вскрытия ампулы обрабатывали в течение 1 мин слабым раствором 0,05 н соляной кислотой. Выход индия 113 м составляет не менее 95% Частота выделенного радионуклида 99,99% С целью проверки возможности многократного использования металлической матрицы в качестве генератора индия 113 м проводилось восстановление поверхности металла путем выполнения простых химических операций и пластины вновь использовали для повторной наработки олова 113, при этом частота целого продукта была не ниже вышеуказанного (99,99%), а выход не менее 95%
Пример 2. Проводилось выделение индия 111, широко используемого медицинского терапевтического изотопа, образовавшегося в результате облучения протонами на циклотроне металлического кадмия.Example 1. The proposed methods were implemented, for example, for the isolation of indium -113 m from tin, that is, they used a genetic couple of a radionuclide pair: tin -113 ind -113 m. A metal tin plate -112 (enrichment of 95%) with a thickness of 5 μm , previously purified from surface contaminants, was placed in an evacuated to 10 -2 ATM. quartz ampoule and irradiated in the reactor with thermal neutrons for 5 days. After irradiation (specific tin activity 113 was 50 MBq / mg), tin plates containing an equilibrium amount of indium 113 m were heated in an oven in an evacuated ampoule at a temperature of 465 ± 5 K (melting temperature of tin 505 K) for 20 min. The diffusion coefficient of indium in tin metal at a temperature of 495 K is 1.2 • 10 -14 m 2 / s. The estimated time of the exit of impurity indium atoms to the surface is 19 min. Then, after opening the ampoule, the surface of the metal tin was treated for 1 min with a weak solution of 0.05 n hydrochloric acid. The yield of indium 113 m is not less than 95%. The frequency of the extracted radionuclide is 99.99%. In order to verify the possibility of reusing the metal matrix as an indium generator 113 m, the metal surface was restored by performing simple chemical operations and the plates were again used to re-produce tin 113, the frequency of the whole product was not lower than the above (99.99%), and the yield was not less than 95%
Example 2. Induction of indium 111, a widely used medical therapeutic isotope, resulting from proton irradiation on the cyclotron of metallic cadmium, was carried out.
Пластину металлического кадмия толщиной 50 мкм, предварительно очищенную от поверхностных загрязнений, облучали протонами в течение 5 ч (удельная активность по индию -111 -40 МБк/мг). Затем пластину подвергали термическому отжигу в эвакуированной ампуле в течение 30 мин при температуре 560 ± 5 К (температура плавления кадмия -594 К). Этого времени (30 мин) достаточно для выхода всех примесных атомов индия -111 на поверхность металла. Коэффициент диффузии индия в металлическом кадмии при температуре 560 К составляет 2 • 10-13 м2/с. Расчетное время выхода примесных атомов индия на поверхность 26 мин. После прогрева поверхность пластины обрабатывали слабым раствором соляной кислоты (0,05 н) в течение 1 мин. Выход индия -111 из облученного кадмия не ниже 96% Чистота выделенного радионуклида 99,99%
Поле выделения целевых радионуклидов металлическую фольгу вновь использовали в качестве изотопного сырья, предварительно проводя подготовку к повторному циклотронному облучению: промывание водой, этиловым спиртом, высушивание и после очистки от поверхностных загрязнений помещение в инертную атмосферу.A 50-μm-thick metal cadmium plate, previously purified from surface contaminants, was irradiated with protons for 5 h (specific activity in India was -111 -40 MBq / mg). Then, the plate was subjected to thermal annealing in an evacuated ampoule for 30 min at a temperature of 560 ± 5 K (cadmium melting point –594 K). This time (30 min) is sufficient for the release of all impurity indium atoms -111 to the metal surface. The diffusion coefficient of indium in metallic cadmium at a temperature of 560 K is 2 • 10 -13 m 2 / s. The estimated time of the exit of impurity indium atoms to the surface is 26 min. After heating, the surface of the plate was treated with a weak solution of hydrochloric acid (0.05 N) for 1 min. The output of indium -111 from irradiated cadmium is not lower than 96%. Purity of the extracted radionuclide 99.99%.
The target radionuclide emission field was again used as a metal isotope feedstock, preliminarily preparing for repeated cyclotron irradiation: washing with water, ethanol, drying, and after cleaning from surface contaminants, placed in an inert atmosphere.
Пример 3. Предложенным способом было проведено также выделение кадмия -109 из металлического серебра. Пластину металлического серебра толщиной 50 мкм, облученную на циклотроне дейтронами (удельная активность по кадмию -109 -20 МБк/мг), прогревали в эвакуированной ампуле при температуре 1073 ± 10 К (температура плавления серебра -1233,5 К) в течение 40 мин. Коэффициент диффузии кадмия в металлическом серебре при температуре 1073 К составляет 1,42 • 10-13 м2/с. Затем поверхность серебра обрабатывали слабым раствором (0,5 н) соляной кислоты в течение 3 мин. Выход целевого продукта - не менее 96% чистота кадмия -109 -99,99%
Таким образом, предлагаемый способ пригоден для извлечения из металлических матриц широкого круга радионуклидов и может найти практическое применение при производстве радиоизотопной продукции, в первую очередь, радионуклидов медицинского назначения.Example 3. The proposed method was also carried out the selection of cadmium -109 from metallic silver. A 50-μm thick metal silver plate irradiated on a cyclotron with deuterons (specific activity for cadmium -109 -20 MBq / mg) was heated in an evacuated ampoule at a temperature of 1073 ± 10 K (melting point of silver -1233.5 K) for 40 minutes. The diffusion coefficient of cadmium in metallic silver at a temperature of 1073 K is 1.42 • 10 -13 m 2 / s. Then, the silver surface was treated with a weak solution (0.5 N) of hydrochloric acid for 3 min. The yield of the target product is not less than 96% purity of cadmium -109 -99,99%
Thus, the proposed method is suitable for extracting a wide range of radionuclides from metal matrices and can find practical application in the production of radioisotope products, primarily medical radionuclides.
Источник информации
1. Толмачев В.М. Зен Зин Пхар и др. Нейтронно-дефицитные нуклиды для позитронной и эмиссионной томографии. 1. Получение нуклида 110In для мечения радиофармпрепаратов Препринт ИТЭФ, N 90-66. М. 1990.Sourse of information
1. Tolmachev V.M. Zen Zin Phar et al. Neutron-deficient nuclides for positron and emission tomography. 1. Obtaining nuclide 110 In for labeling radiopharmaceuticals Preprint ITEP, N 90-66. M. 1990.
2. Гуреев Е. С. и др. Радиохимическая схема получения кадмия без носителя. Радиохимия, 1979, т. 24, с. 422 426. 2. Gureev E. S. et al. The radiochemical scheme for producing cadmium without a carrier. Radiochemistry, 1979, v. 24, p. 422,426.
3. Броцкая Г.А. и др. Получение и исследование генератора рения 188. В сб. Проблемы производства и применения изотопов и источников ядерного излучения в народном хозяйстве СССР. М. ЦНИИатоминформ, 1988, с. 37. 3. Brotskaya G.A. et al. Obtaining and researching a rhenium generator 188. In Sat. Problems of production and use of isotopes and sources of nuclear radiation in the national economy of the USSR. M. TsNIIatominform, 1988, p. 37.
4. Михеев Н.В. Сокристаллизация и адсорбция в технологии получения радиоактивных изотопов. В сб. Производство изтопов. М. Атомиздат, 1973 г. с. 135 141. 4. Mikheev N.V. Co-crystallization and adsorption in the technology of producing radioactive isotopes. On Sat Production of istops. M. Atomizdat, 1973 p. 135,141.
5. Булатенков Ю.В. Геденов А.Д. Электромиграционный генератор радионуклидов. В сб. Проблемы производства и применение изотопов и источников ядерного излучения в народном хозяйстве СССР. М. ЦНИИатоминформ, 1988, с. 31. 5. Bulatenkov Yu.V. Gedenov A.D. Electromigration radionuclide generator. On Sat Problems of production and use of isotopes and sources of nuclear radiation in the national economy of the USSR. M. TsNIIatominform, 1988, p. 31.
6. Новгородов А.Ф. Простой метод высокотемпературного выделения 111In из массивной оловянной мишени. Радиохимия, 1987, т. 29, с. 254 - 258.6. Novgorodov A.F. A simple method for the high temperature isolation of 111 In from a massive tin target. Radiochemistry, 1987, v. 29, p. 254 - 258.
7. Гуреев Е. С. Усаченко В.С. и др. Радиохимическое разделение индия и олова. Радиохимия, 1974, т. 16, с. 286 288. 7. Gureev E. S. Usachenko V.S. et al. Radiochemical separation of indium and tin. Radiochemistry, 1974, v. 16, p. 286 288.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU5029286 RU2102810C1 (en) | 1992-02-17 | 1992-02-17 | Method for producing carrier-free radionuclide |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SU5029286 RU2102810C1 (en) | 1992-02-17 | 1992-02-17 | Method for producing carrier-free radionuclide |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2102810C1 true RU2102810C1 (en) | 1998-01-20 |
Family
ID=21597862
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SU5029286 RU2102810C1 (en) | 1992-02-17 | 1992-02-17 | Method for producing carrier-free radionuclide |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2102810C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2574274C1 (en) * | 2014-09-15 | 2016-02-10 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Method of separating cadmium and silver radionuclides |
-
1992
- 1992-02-17 RU SU5029286 patent/RU2102810C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Новгородов А.Ф. Радиохимия. - 1987, т. 29, с. 254 - 258. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2575886C2 (en) * | 2014-05-27 | 2016-02-20 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Method for extraction of radionuclide cadmium-109 |
| RU2574274C1 (en) * | 2014-09-15 | 2016-02-10 | Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Method of separating cadmium and silver radionuclides |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Ali et al. | Production techniques of fission molybdenum-99 | |
| Zhuikov et al. | Production of 225 Ac and 223 Ra by irradiation of Th with accelerated protons | |
| US4664869A (en) | Method for the simultaneous preparation of Radon-211, Xenon-125, Xenon-123, Astatine-211, Iodine-125 and Iodine-123 | |
| Sheh et al. | Low energy cyclotron production and chemical separation of" no carrier added" iodine-124 from a reusable, enriched tellurium-124 dioxide/aluminum oxide solid solution target | |
| US5409677A (en) | Process for separating a radionuclide from solution | |
| Tang et al. | A simple and convenient method for production of 89Zr with high purity | |
| Kawabata et al. | Production and separation of 64 Cu and 67 Cu using 14 MeV neutrons | |
| McAlister et al. | Selective separation of radium and actinium from bulk thorium target material on strong acid cation exchange resin from sulfate media | |
| Filosofov et al. | Isolation of radionuclides from thorium targets irradiated with 300-MeV protons | |
| Kawabata et al. | Large scale production of 64 Cu and 67 Cu via the 64 Zn (n, p) 64 Cu and 68 Zn (n, np/d) 67 Cu reactions using accelerator neutrons | |
| RU2666552C1 (en) | Method of producing nanostructured target for production of molybdenum-99 | |
| US8647595B2 (en) | Method for separating radioactive copper using chelating-ion exchange resin | |
| RU2102810C1 (en) | Method for producing carrier-free radionuclide | |
| Van Der Walt et al. | The isolation of 99Mo from fission material for use in the 99Mo/99mTc generator for medical use | |
| Chakravarty et al. | An electro-amalgamation approach to produce 175Yb suitable for radiopharmaceutical applications | |
| Dembowski et al. | Column separation of tetravalent cerium fission products from trivalent rare earth radio-isotopes | |
| Trubert et al. | Chemical isolation of dubnium (element 105) in fluoride media | |
| RU2102809C1 (en) | Method for producing carrier-free radionuclide | |
| Kurakina et al. | Production of 111 In and Radioisotopes of Te and Sn from an Antimony Target Irradiated with High-Energy Protons | |
| EP0288556B1 (en) | Rhenium generator system and method for its preparation and use | |
| Kankanamalage et al. | Photonuclear production of 47Ca for 47Ca/47Sc generator from natural CaCO3 targets | |
| RU2803641C1 (en) | Method of producing radioisotope i-161 | |
| RU2102125C1 (en) | Method of recovering from metals radioactive isotopes formed in nuclear transformation | |
| El-Garhy et al. | Selective separation of 99 Mo from fission products in chloride media on activated alumina | |
| Kochnov et al. | Production of fission 99Mo at the VVR-Ts nuclear reactor in a closed-loop process with respect to U |