RU2103756C1 - Process of isolation of isotopes from fission products produced in nuclear reactor ( versions ) - Google Patents

Process of isolation of isotopes from fission products produced in nuclear reactor ( versions ) Download PDF

Info

Publication number
RU2103756C1
RU2103756C1 RU93054532A RU93054532A RU2103756C1 RU 2103756 C1 RU2103756 C1 RU 2103756C1 RU 93054532 A RU93054532 A RU 93054532A RU 93054532 A RU93054532 A RU 93054532A RU 2103756 C1 RU2103756 C1 RU 2103756C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
radioactive material
fission products
reactor
uranium
isotope
Prior art date
Application number
RU93054532A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU93054532A (en
Inventor
М.Болл Рассел
Original Assignee
Дзе Бэбкок энд Уилкокс Компани
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 Дзе Бэбкок энд Уилкокс Компани filed Critical Дзе Бэбкок энд Уилкокс Компани
Publication of RU93054532A publication Critical patent/RU93054532A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2103756C1 publication Critical patent/RU2103756C1/en

Links

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Abstract

FIELD: production of medical isotopes in low-power reactors. SUBSTANCE: in agreement with process radioactive material is irradiated in nuclear reactor having power of 100-300 kWt. Obtained mixture is passed first through column with aluminium oxide followed by treatment of medium with chemical reagents and then target isotope is sorbed in ion exchanger. In compliance with process radioactive material in fed into 100-300 kWt nuclear reactor in the form of fine particles, fission products are removed from reactor by gas flow and target isotope is isolated from gas flow. For isolation of isotope gas flow is passed through layer of adsorbent absorbing gas, adsorbed fission products are transformed to aqueous solution, aqueous solution is passed through column with aluminium oxide that is later treated with chemical reagents and obtained solution is passed through ion exchanger to isolate target isotope. Uranium-235 or uranium 233 or plutonium-239 is used as radioactive material, molybdenum-99 is produced in the capacity of target isotope. Activated coal or carbon is used predominantly as adsorbent. Usage of 100-300 kWt reactor makes it possible to produce medical isotopes of high purity. EFFECT: simplified process of production of high-purity medical isotopes. 24 cl

Description

Изобретение относится в целом к способам разделения изотопов в ядерных реакторах и, в частности к способу, применяемому для получения в реакторах медицинских изотопов. The invention relates generally to methods for the separation of isotopes in nuclear reactors and, in particular, to a method used to produce medical isotopes in reactors.

Начиная с 1945 года ядерные реакторы применяются для получения медицинских изотопов с помощью различных технологий. В патенте США N 4487738 раскрыт способ получения изотопа меди для применения его в целях медицинской диагностики и экспериментирования. Изотоп меди получают путем расщепления протона в сочетании с последующим химическим разделением и очисткой. Since 1945, nuclear reactors have been used to produce medical isotopes using various technologies. US Pat. No. 4,487,738 discloses a method for producing a copper isotope for use in medical diagnostics and experimentation. A copper isotope is obtained by splitting a proton in combination with subsequent chemical separation and purification.

В патенте США N 3914373 раскрыт способ разделения изотопов путем введения в контакт исходного раствора, содержащего изотопы, с простым циклическим полиэфиром. Данный способ применялся для проведения клинических, биологических и медицинских исследований. US Pat. No. 3,914,373 discloses a method for isotope separation by contacting a stock solution containing isotopes with a simple cyclic polyester. This method was used for clinical, biological and medical research.

В патенте США N 4158700 раскрыт способ получения радиоактивного изотопа технеция-99м с использованием раствора, содержащего изотопы молибдена-99 и технеция 99м, и хроматографической колонны, которую элюируют с помощью нейтральной растворительной системы, включающий органический растворитель для получения изотопа технеция-99м, в виде сухого остатка, состоящего из частиц. US Pat. No. 4,158,700 discloses a method for producing a radioactive isotope of technetium-99m using a solution containing molybdenum-99 isotopes and technetium 99m, and a chromatographic column that is eluted with a neutral solvent system, including an organic solvent to produce the technetium-99m isotope, in the form dry residue consisting of particles.

В статье В. Л. Ченг и др., ("Исследование разделения изотопа молибдена-99 и возвращения урана в повторный цикл в кипящий реактор", Применение радиоактивных изотопов, т. 40, вып. 4, 1989 с. 315 - 324) раскрыт способ, включающий отделение изотопа молибдена-99 топливного раствора сульфата урана, сопровождающийся осаждением альфа-бензоим оксима и очисткой путем хелатирования ионнообменника, оксида алюминия и гидроксида фосфата кальция в качестве адсорбентов. Кроме того указанный способ включает извлечение продукции расщепления, Mo-99 из мишени урана-235, который был подвергнут облучению в потоке нейтронов, генерируемом ядерным реактором большой мощности. Поскольку данные ядерные реакторы помимо их применения для получения медицинских изотопов используются и для других целей, их мощность велика, обычно от 20000 до 200000 кВ. При получении медицинских изотопов происходит крайне неэффективный расход выходной мощности ядерного реактора. The article by V. L. Cheng et al., ("Study of the separation of the molybdenum-99 isotope and the return of uranium to a boiling reactor", Use of Radioactive Isotopes, vol. 40, issue 4, 1989, pp. 315 - 324) is disclosed a method comprising separating a molybdenum-99 isotope of a uranium sulfate fuel solution, accompanied by precipitation of alpha benzoim oxime and purification by chelation of an ion exchanger, aluminum oxide and calcium phosphate hydroxide as adsorbents. In addition, the method includes recovering the fission product, Mo-99, from a uranium-235 target that has been irradiated in a neutron flux generated by a high power nuclear reactor. Since these nuclear reactors, in addition to their use for producing medical isotopes, are also used for other purposes, their power is high, usually from 20,000 to 200,000 kV. Upon receipt of medical isotopes, an extremely inefficient consumption of the output power of a nuclear reactor occurs.

Целью изобретения является создание ядерного реактора, который может применяться исключительно для получения медицинских изотопов с применением технологии простой и непосредственной обработки; кроме того изобретение позволяет получать медицинские изотопы при снижении на два порядка уровня радиоактивных потерь и теплопотерь за счет рассеяния на каждую единицу полученного изотопа. The aim of the invention is the creation of a nuclear reactor, which can be used exclusively for the production of medical isotopes using simple and direct processing technology; in addition, the invention allows to obtain medical isotopes while reducing by two orders of magnitude the level of radioactive loss and heat loss due to scattering for each unit of the obtained isotope.

Для реализации изобретения используют реакторы малой мощности, в которых продукты расщепления находятся в жидком или газообразном состоянии. Реактор может представлять собой водный гомогенный реактор, или кипящий реактор, или реактор с газовым охлаждением, в котором расщепляемое вещество включает U-235, Pu-239 или U-233. To implement the invention, low power reactors are used in which the cleavage products are in a liquid or gaseous state. The reactor may be an aqueous homogeneous reactor, or a boiling reactor, or a gas-cooled reactor in which the fissionable substance comprises U-235, Pu-239 or U-233.

В случае применения водяного гомогенного или кипящего реактора в реакторе содержится водный раствор солей урана, помещенный в отражательный контейнер. При использовании реактора с газовым охлаждением, расщепляемое вещество находится на очень тонкой фольге или проволочках, в результате чего все продукты расщепления высвобождаются и попадают в газовый поток. Замедляющее вещество вводится отдельно. In the case of using a homogeneous or boiling water reactor, the reactor contains an aqueous solution of uranium salts, placed in a reflective container. When using a gas-cooled reactor, the fissionable substance is on a very thin foil or wires, as a result of which all the fission products are released and enter the gas stream. The retarder is administered separately.

Извлечение целевых продуктов расщепления для получения медицинских изотопов, например, Mo-99 обеспечивается способом, включающем введение раствора, а в случае применения реактора с газовым охлаждением, потока газа в абсорбционные колонны с насадкой из оксида алюминия. После того как продукты расщепления прошли циркуляцию через колонны с насадкой из оксида алюминия, они затем подвергаются очистке с помощью органических химикатов, которые могут находится в виде водного раствора. После завершения очистки продукты расщепления подвергают дополнительной обработке посредством их циркуляции через ионнообменные колонны с целью получения медицинских изотопов, например, Mo-99, которые пристают к веществу колонны. The recovery of the desired cleavage products for the production of medical isotopes, for example, Mo-99, is provided by a method including the introduction of a solution, and in the case of a gas-cooled reactor, a gas stream into absorption columns with an aluminum oxide nozzle. After the cleavage products circulate through the columns with alumina packing, they are then cleaned with organic chemicals, which can be in the form of an aqueous solution. After purification is complete, the cleavage products are further processed by circulating through ion exchange columns to obtain medical isotopes, for example, Mo-99, which adhere to the material of the column.

Второй вариант осуществления изобретения представляет собой способ, применяемый в реакторах с газовым охлаждением, в котором мельчайшие частицы расщепляемого вещества, представляющие собой уран или соединение урана, например, карбид урана или оксид урана, подвергают расщеплению в реакторе. Обычно уран представляет собой изотоп урана-235. Данные мелкие частицы расщепляемого вещества охлаждают потоком газа, например, смесью гелия и ксенона или другого инертного газа или двуокисью углерода. Полученные продукты расщепления при расщеплении урана в критическом реакторе захлестываются потоком газа и удаляются из реактора. Данный поток газа, содержащий продукты расщепления, подают через газоадсорбцирующий слой, например, активированного угля или углерода, с целью адсорбирования продуктов расщепления из потока газа. Газоадсорбирующий слой затем может быть удален, а адсорбированные продукты расщепления отделены от адсорбирующего слоя с помощью, например, нагревания, и в свою очередь, растворены в водном растворе путем, например, бартирования газа через раствор. Раствор, содержащий продукты расщепления, может быть затем обычными известными в технике способами, например не может быть пропущен через колонну из оксида алюминия с целью сбора медицинских изотопов, например, Mo-99. A second embodiment of the invention is a method used in gas-cooled reactors in which the smallest particles of a fissile material, which are uranium or a uranium compound, for example, uranium carbide or uranium oxide, are subjected to fission in a reactor. Usually, uranium is an isotope of uranium-235. These fine particles of a fissile material are cooled by a gas stream, for example, a mixture of helium and xenon or another inert gas or carbon dioxide. The resulting fission products during the fission of uranium in a critical reactor are flooded with gas and removed from the reactor. This gas stream containing the cleavage products is fed through a gas adsorption layer, for example, activated carbon or carbon, in order to adsorb the cleavage products from the gas stream. The gas adsorption layer can then be removed and the adsorbed cleavage products separated from the adsorption layer by, for example, heating, and in turn dissolved in an aqueous solution by, for example, bartering gas through the solution. The solution containing the cleavage products may then be conventional methods known in the art, for example, may not be passed through an alumina column to collect medical isotopes, for example, Mo-99.

Полученные продукты расщепления могут быть смешаны с углеродом или другими газоадсорбирующими веществами, причем при нагревании их продуктами расщепления элюируют в поток газа для их разделения, как указано выше. The resulting cleavage products can be mixed with carbon or other gas-absorbing substances, and when heated, their cleavage products elute in a gas stream to separate them, as described above.

Смешивание мелких частиц может быть проведено с замедляющим эффектом, например, мелкими частицами полиэтилена, выступающего в роли нейтрального замедлителя и улавливателя продуктов расщепления, которые, в свою очередь, попадают в поток газа и подвергаются разделению, как указано выше. The mixing of small particles can be carried out with a retarding effect, for example, with small particles of polyethylene, which acts as a neutral moderator and trap of fission products, which, in turn, fall into the gas stream and undergo separation, as described above.

Соли урана могут быть поданы через стрежни из пористого полиэтилена таким образом, что соли урана прилипают к поверхности пористого полиэтилена. Данные стержни затем собирают в соответствии с конфигурацией реактора, которая может достигнуть критичности реактора. Уран расщепляется, а продукты расщепления затем захватываются потоком газа, охлаждающим реактор и удаляющим продукты расщепления для их разделения, как указано выше. Uranium salts can be fed through porous polyethylene rods so that uranium salts adhere to the surface of the porous polyethylene. These rods are then collected in accordance with the configuration of the reactor, which can achieve criticality of the reactor. Uranium is fissionable, and the fission products are then captured by a gas stream cooling the reactor and removing fission products to separate them, as described above.

Хотя выше были рассмотрены и подробно описаны конкретные варианты осуществления изобретения, с целью проиллюстрировать применение принципов изобретения, очевидно, что изобретение может быть осуществлено и иными способами, не выходящими за пределы вышеуказанных принципов. Although specific embodiments of the invention have been discussed and described in detail above, in order to illustrate the application of the principles of the invention, it is obvious that the invention can be implemented in other ways that do not go beyond the above principles.

Claims (24)

1. Способ выделения изотопов из продуктов деления, получаемых в ядерном реакторе, включающий облучение радиоактивного материала в реакторе с образованием продуктов деления, пропускание радиоактивного материала с продуктами деления через ионообменник и колонку с оксидами алюминия с последующей десорбцией продуктов деления с сорбента, отличающийся тем, что радиоактивный материал пропускают первоначально через колонку с оксидом алюминия с последующей обработкой среды химическими реагентами, с последующей сорбцией изотопа на ионообменнике, а облучение проводят в реакторе мощностью 100 300 кВт. 1. The method of separation of isotopes from fission products obtained in a nuclear reactor, including irradiating radioactive material in the reactor with the formation of fission products, passing radioactive material with fission products through an ion exchanger and a column of aluminum oxides followed by desorption of fission products from the sorbent, characterized in that the radioactive material is initially passed through an alumina column, followed by treatment of the medium with chemical reagents, followed by sorption of the isotope to ion exchange Nick, and irradiation is carried out in a reactor with a capacity of 100 300 kW. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что химические реагенты представляют собой органические вещества. 2. The method according to claim 1, characterized in that the chemical reagents are organic substances. 3. Способ по п.1, отличающийся тем, что химические реагенты представляют собой неорганические вещества. 3. The method according to claim 1, characterized in that the chemical reagents are inorganic substances. 4. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве радиоактивного материала использован уран-235. 4. The method according to claim 1, characterized in that uranium-235 is used as the radioactive material. 5. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве радиоактивного материала использован плутоний-239. 5. The method according to claim 1, characterized in that plutonium-239 is used as the radioactive material. 6. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве радиоактивного материала использован уран-233. 6. The method according to claim 1, characterized in that uranium-233 is used as the radioactive material. 7. Способ по п.1, отличающийся тем, что полученный изотоп представляет собой молибден-99. 7. The method according to claim 1, characterized in that the obtained isotope is molybdenum-99. 8. Способ выделения изотопов из продуктов деления, получаемых в ядерном реакторе, включающий облучение радиоактивного материала, содержащего не менее одного изотопа урана, в ядерном реакторе, пропускание радиоактивного материала с продуктами деления через ионообменник и колонку с оксидом алюминия с последующей десорбцией изотопа с сорбента, отличающийся тем, что радиоактивный материал подают в реактор мощностью 100 300 кВт в виде мелких частиц, продукты деления удаляют из реактора потоком газа, причем поток газа с продуктами деления пропускают через слой адсорбента, поглощающего газ, переводят выделенные на слое адсорбента продукты деления в водный раствор, который пропускают через колонку с оксидом алюминия, обрабатывают материал химическими реагентами и выделяют изотоп путем пропускания раствора через ионообменник. 8. A method of separating isotopes from fission products obtained in a nuclear reactor, comprising irradiating a radioactive material containing at least one uranium isotope in a nuclear reactor, passing radioactive material with fission products through an ion exchanger and an alumina column, followed by desorption of the isotope from the sorbent, characterized in that the radioactive material is fed into the reactor with a power of 100 300 kW in the form of fine particles, the fission products are removed from the reactor by a gas stream, and the gas stream with the fission products is prop cabins through the absorbent absorbing gas, is transferred to the adsorbent bed selected fission products in aqueous solution, which was passed through a column of alumina, treated material of chemical reagents and produce an isotope by passing the solution through an ion exchanger. 9. Способ по п.8, отличающийся тем, что в качестве химических реагентов использованы органические вещества. 9. The method according to claim 8, characterized in that organic substances are used as chemical reagents. 10. Способ по п.8, отличающийся тем, что в качестве химических реагентов используют неорганические вещества. 10. The method according to claim 8, characterized in that inorganic substances are used as chemical reagents. 11. Способ по п.8, отличающийся тем, что в качестве изотопа урана используют уран-235. 11. The method according to claim 8, characterized in that uranium-235 is used as an isotope of uranium. 12. Способ по п.8, отличающийся тем, что продукты деления дополнительно охлаждают инертным газом. 12. The method according to claim 8, characterized in that the fission products are additionally cooled with an inert gas. 13. Способ по п.12, отличающийся тем, что для удаления продуктов деления используют инертный газ. 13. The method according to p. 12, characterized in that inert gas is used to remove fission products. 14. Способ по п.13, отличающийся тем, что в качестве инертного газа используют смесь гелия и ксенона. 14. The method according to item 13, wherein the mixture of helium and xenon is used as an inert gas. 15. Способ по п.8, отличающийся тем, что для удаления продуктов деления используют диоксид углерода. 15. The method according to claim 8, characterized in that carbon dioxide is used to remove fission products. 16. Способ по п.8, отличающийся тем, что в качестве адсорбента используют активированный уголь. 16. The method according to claim 8, characterized in that activated carbon is used as the adsorbent. 17. Способ по п.8, отличающийся тем, что продукт деления удаляют нагреванием из слоя адсорбента. 17. The method according to claim 8, characterized in that the fission product is removed by heating from the adsorbent layer. 18. Способ по п.8, отличающийся тем, что продукт деления растворяют в водном растворе путем барботирования газа через раствор. 18. The method according to claim 8, characterized in that the fission product is dissolved in an aqueous solution by sparging gas through the solution. 19. Способ по п.8, отличающийся тем, что в результате облучения получают молибден-99. 19. The method according to claim 8, characterized in that as a result of irradiation, molybdenum-99 is obtained. 20. Способ по п.8, отличающийся тем, что перед облучением частицы радиоактивного материала смешивают с адсорбентом. 20. The method according to claim 8, characterized in that before irradiation the particles of the radioactive material are mixed with the adsorbent. 21. Способ по п.20, отличающийся тем, что в качестве адсорбента используют углерод. 21. The method according to claim 20, characterized in that carbon is used as an adsorbent. 22. Способ по п.8, отличающийся тем, что перед облучением частицы радиоактивного материала смешивают с замедляющим веществом, действующим в качестве замедлителя нейтронов. 22. The method according to claim 8, characterized in that before irradiation, the particles of the radioactive material are mixed with a moderating substance that acts as a neutron moderator. 23. Способ по п.22, отличающийся тем, что в качестве замедляющего вещества используют полиэтилен. 23. The method according to p. 22, characterized in that polyethylene is used as a retarding agent. 24. Способ по п.8, отличающийся тем, что радиоактивный материал в виде раствора соли урана пропускают через пористые стержни из полиэтилена, причем стержни с адсорбированной солью урана размещают по конфигурации реактора. 24. The method according to claim 8, characterized in that the radioactive material in the form of a solution of uranium salt is passed through porous rods of polyethylene, and the rods with the adsorbed salt of uranium are placed according to the configuration of the reactor.
RU93054532A 1992-12-08 1993-12-07 Process of isolation of isotopes from fission products produced in nuclear reactor ( versions ) RU2103756C1 (en)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US98693992A 1992-12-08 1992-12-08
US07/986,939 1992-12-08

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU93054532A RU93054532A (en) 1997-01-20
RU2103756C1 true RU2103756C1 (en) 1998-01-27

Family

ID=25532908

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU93054532A RU2103756C1 (en) 1992-12-08 1993-12-07 Process of isolation of isotopes from fission products produced in nuclear reactor ( versions )

Country Status (2)

Country Link
CA (1) CA2098560A1 (en)
RU (1) RU2103756C1 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2527935C1 (en) * 2013-03-21 2014-09-10 Игорь Александрович Истомин Method of sublimation purification of molibdenum-99 salt by method of laser scanning and device for its realisation
RU2716828C1 (en) * 2019-09-23 2020-03-17 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") Method of separating molybdenum-99 from fuel of a solution reactor and device for its implementation

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0712138B1 (en) * 1994-11-10 1998-05-20 THE BABCOCK & WILCOX COMPANY Arrangements for transferring energy in fission product isotope production reactors
CN102831946B (en) * 2011-06-15 2015-03-11 中国核动力研究设计院 Medical isotope production reactor capable of reducing reactor core uranium inventory

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Cheng W.L. et al. Appl. Radiat. Isot., 1989, v.40, N 40, p.315 - 324. *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2527935C1 (en) * 2013-03-21 2014-09-10 Игорь Александрович Истомин Method of sublimation purification of molibdenum-99 salt by method of laser scanning and device for its realisation
RU2716828C1 (en) * 2019-09-23 2020-03-17 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") Method of separating molybdenum-99 from fuel of a solution reactor and device for its implementation
WO2021061003A1 (en) * 2019-09-23 2021-04-01 Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" Method for extracting molybdenum-99 from solution reactor fuel and device for the implementation thereof

Also Published As

Publication number Publication date
CA2098560A1 (en) 1994-02-19

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA2184967C (en) Medical isotope production reactor
US5910971A (en) Method and apparatus for the production and extraction of molybdenum-99
Kakihana et al. Fundamental studies on the ion-exchange separation of boron isotopes.
US4664869A (en) Method for the simultaneous preparation of Radon-211, Xenon-125, Xenon-123, Astatine-211, Iodine-125 and Iodine-123
US6337055B1 (en) Inorganic sorbent for molybdenum-99 extraction from irradiated uranium solutions and its method of use
US4738834A (en) Treatment of technetium containing solutions
JP2011002370A (en) Method and system for concentration and elution recovery of radioactive technetium as material for radiopharmaceutical medicine and labeled compound of the same
AU2011285907B2 (en) Purification process
Xiao et al. Opportunities and challenges of high-pressure ion exchange chromatography for nuclide separation and enrichment
RU2103756C1 (en) Process of isolation of isotopes from fission products produced in nuclear reactor ( versions )
US4981658A (en) Process for the fine purification of fissionable molybdenum
US2877093A (en) Adsorption method for separating metal cations
CN101468791B (en) Extraction and purification technique for producing iodine-131 using homogeneous solution-type reactor
CA2813598C (en) Process for extracting cs-137 from an acidic solution
Mondino et al. Separation of iodine produced from fission with a porous metal silver column in 99 Mo production
Tachimori et al. Preparation of Tc-99m by direct adsorption from organic solution
Grahek et al. Separation of strontium from calcium by means of anion exchanger and alcoholic solution of nitric acid
US7214318B2 (en) Method for separation of actinide elements
Jie et al. Research Progress in Adsorption and Separation of Medical Isotope 99 Mo
RU2244968C1 (en) Method for producing radioisotopes
Zengxing et al. Fission {sup 99} Mo production technology
CN117321703A (en) Method for treating tritium waste from nuclear operations
Thambi et al. Studies on the sorption behaviour of plutonium and fission products on stannic antimonate
Skuridin et al. Technological aspects of technetium-99m chromatographic generators production from enriched molybdenum-98
Cunmin et al. 3-21 Separation of Actinium-228 from the old Thorium-232 Reagent