RU2111014C1

RU2111014C1 - Method of strontium-89-base preparation producing

Info

Publication number: RU2111014C1
Application number: RU96118573A
Authority: RU
Inventors: И.С. Курина; Ж.И. Иевлева; Ю.В. Крылов; Э.Я. Сметанин
Original assignee: Государственный научный центр РФ - Физико-энергетический институт
Priority date: 1996-09-18
Filing date: 1996-09-18
Publication date: 1998-05-20

Abstract

FIELD: pharmacy technology. SUBSTANCE: natural yttrium oxide is irradiated by fast neutrons by reaction (n, p). Obtained mixture of isotopes is dissolved in acid and the end product is isolated by yttrium extraction. Before irradiation yttrium oxide is treated under vacuum at 1200 C, not less for 2 h, not less. Method can be used for producing drugs containing radioactive substances and can be used in medicine, biology and instrument making. EFFECT: increased purity and output of preparation. 3 cl

Description

Изобретение относится к технологии получения лекарственных препаратов, содержащих радиоактивные вещества, и может быть использовано для лечения и моделирования онкологических заболеваний, а также в качестве бета-источника в приспособлении и биологических исследованиях. The invention relates to a technology for producing drugs containing radioactive substances, and can be used for the treatment and modeling of cancer, as well as a beta source in the device and biological research.

Известен способ получения соединений, меченых радионуклидами, выделяемыми из смеси продуктов деления урана [1, 2]. Для этого используют ядерную реакцию деления урана при облучении его нейтронами, а стронций-89 выделяют химическими методами сразу после облучения. К недостаткам этого способа относится наличие в конечном продукте стронция-90. так как при делении 100 атомов урана образуется 3,6 атома стронция-89 и 5,6 атома долгоживущего стронция-90. Поставляемые препараты стронция-89 могут содержать до 40% стронция-90, при этом за каждые два месяца хранения относительное содержание последнего увеличивается в два раза. A known method for producing compounds labeled with radionuclides released from a mixture of uranium fission products [1, 2]. For this, a nuclear fission reaction of uranium is used when it is irradiated with neutrons, and strontium-89 is isolated by chemical methods immediately after irradiation. The disadvantages of this method include the presence of strontium-90 in the final product. since fission of 100 uranium atoms produces 3.6 strontium-89 atoms and 5.6 long-lived strontium-90 atoms. The supplied preparations of strontium-89 may contain up to 40% strontium-90, while for each two months of storage the relative content of the latter doubles.

Перед авторами стояла задача исключить образование и попадание стронция-90 в конечный продукт - препарат стронция-89 и увеличить количество облучаемого за один раз материала. Для достижения необходимого технического результата в способе получения препарата на основе стронция-89, заключающемся в облучении оксида природного иттрия быстрыми нейтронами по реакции (n, p), растворении получаемой смеси изотопов в кислоте и выделении конечного продукта экстракцией иттрия, предлагается оксид иттрия до получения термически обрабатывать в вакууме при температуре не менее 1200^oC в течение не менее двух часов. Дополнительно предлагается оксид природного иттрия перед термической обработкой прессовать в брикеты, а после прессования, но до вакуумной термической обработки предварительно обжигать на воздухе при температуре 800-1200^oC, а затем удалять поверхностный слой брикета.The authors were faced with the task of eliminating the formation and ingress of strontium-90 into the final product, the strontium-89 preparation, and increasing the amount of material irradiated at a time. To achieve the desired technical result in a method for producing a preparation based on strontium-89, which consists in irradiating natural yttrium oxide with fast neutrons by the reaction (n, p), dissolving the resulting mixture of isotopes in acid and isolating the final product by extraction of yttrium, yttrium oxide is proposed to obtain thermally process in vacuum at a temperature of at least 1200 ^o C for at least two hours. Additionally, it is proposed that natural yttrium oxide be compressed into briquettes before heat treatment, and after pressing, but before vacuum heat treatment, pre-burn in air at a temperature of 800-1200 ^o C, and then remove the surface layer of the briquette.

Вакуумная термическая обработка позволяет очистить оксид иттрия от соединений урана, прессование порошка оксида иттрия с обжигом на воздухе и последующим удалением поверхностного слоя брикетов позволяет повысить производительность наработки препарата и также очистить оксид иттрия от соединений урана. Vacuum heat treatment allows you to clean yttrium oxide from uranium compounds, pressing a powder of yttrium oxide with firing in air and subsequent removal of the surface layer of briquettes allows you to increase the production time of the drug and also clean yttrium oxide from uranium compounds.

Способ осуществляют следующим образом. Из порошка природного иттрия прессуют брикеты, которые затем спекают в вакууме при давлении менее 13,3 мПа и температуре 1200-2000^oC. Полученные брикеты заключают в ампулы облучательного устройства и подвергают облучению в быстром реакторе, где по (n, 9)-реакции на природном иттрии-89 получается стронций-89. После растворения в азотной или соляной кислоте, последующей кристаллизации и экстракции иттрия из раствора проводят глубокую упарку раствора, который подвергают затем сорбционной очистке от остатков иттрия и радионуклидов. Стронций-89 выделяют в виде нитратов или хлоридов с заданной удельной активностью.The method is as follows. Briquettes are pressed from natural yttrium powder, which are then sintered in vacuum at a pressure of less than 13.3 MPa and a temperature of 1200-2000 ^o C. The resulting briquettes are enclosed in ampoules of an irradiation device and irradiated in a fast reactor, where the (n, 9) reaction natural yttrium-89 produces strontium-89. After dissolution in nitric or hydrochloric acid, subsequent crystallization and extraction of yttrium from the solution, a deep evaporation of the solution is carried out, which is then subjected to sorption purification of yttrium residues and radionuclides. Strontium-89 is isolated in the form of nitrates or chlorides with a given specific activity.

В качестве доказательства промышленной применимости предлагаемого способа приводим пример его реализации. Исходный порошок оксида иттрия, содержащий 1 • 10^-7 г урана/г порошка, спрессовали в брикеты с плотностью 2,2-2,3 г/см³. которые медленно нагревали в печи в вакууме при давлении менее 13,3 МПа до температур 1000, 1100, 1200, 1800 и 2000^oC и спекали при этих температурах в течение 5 ч. Анализ изготовленных брикетов показал, что очистка от урана начинается при температуре 1200^oC. Достижение наиболее высокой плотности таблеток (4,6 г/см³) происходит при температуре термической обработки 1850^oC в вакууме. При плотности спеченных брикетов 4,3-4,4 г/см³ содержание урана в них в 6-10 раз меньше, чем в исходном порошке. Таким образом, в результате спекания в вакууме происходит очистка из оксида иттрия от примеси урана. Контрольный обжиг спрессованных брикетов из оксида иттрия на воздухе с последующим спеканием в вакууме при температуре 1850^oC показал, что поверхность брикетов приобретает желтый цвет при белом цвете их внутренней массы. Анализ показал, что содержание урана на поверхности брикетов составляет до (2-6) • 10^-7 г/г на внутреннем сколе. Поскольку уран порошка оксида иттрия содержится в виде летучих соединений, то при нагревании ≥ 1200^oC последние стремятся улететь из брикета, но соединяясь с кислородом воздуха, превращаются в оксид урана, концентрируясь на поверхности брикета. При спекании в вакууме летучие соединения урана возгоняются с поверхности брикета и улавливаются фильтром с возможностью последующей утилизации по мере их накопления.As evidence of the industrial applicability of the proposed method, we give an example of its implementation. The initial yttrium oxide powder containing 1 • 10 ^-7 g of uranium / g of powder was pressed into briquettes with a density of 2.2-2.3 g / cm ³ . which were slowly heated in a furnace in vacuum at a pressure of less than 13.3 MPa to temperatures of 1000, 1100, 1200, 1800 and 2000 ^o C and sintered at these temperatures for 5 hours. Analysis of the manufactured briquettes showed that the removal of uranium begins at a temperature of 1200 ^o C. The achievement of the highest density of tablets (4.6 g / cm ³ ) occurs at a heat treatment temperature of 1850 ^o C in vacuum. With a density of sintered briquettes of 4.3-4.4 g / cm ^3, the uranium content in them is 6-10 times less than in the original powder. Thus, as a result of sintering in vacuum, yttrium oxide is purified from uranium impurities. Control firing of compressed yttrium oxide briquettes in air, followed by sintering in vacuum at a temperature of 1850 ^o C showed that the surface of the briquettes becomes yellow with a white color of their internal mass. The analysis showed that the uranium content on the surface of the briquettes is up to (2-6) • 10 ^-7 g / g on the internal cleavage. Since the uranium of yttrium oxide powder is contained in the form of volatile compounds, when heated to ≥ 1200 ^o C, the latter tend to fly away from the briquette, but when combined with atmospheric oxygen, they turn into uranium oxide, concentrating on the surface of the briquette. When sintering in vacuum, volatile uranium compounds are sublimated from the surface of the briquette and trapped in a filter with the possibility of subsequent disposal as they accumulate.

Таблетки, полученные в процессе отжига на воздухе при температуре 800-1200^oC с последующим спеканием в вакууме при температурах 1200-2000^oC, имеют загрязненный ураном слой размером до 10 мкм. Этот слой удаляется механическим путем (шлифованием таблеток). После механической обработки поверхностный слой таблеток содержит урана ≈10•10^-7 г/г. Таким образом, шлифованием конечных таблеток также можно достичь эффекта очистки от урана.The tablets obtained during annealing in air at a temperature of 800-1200 ^o C followed by sintering in vacuum at temperatures of 1200-2000 ^o C, have a layer contaminated with uranium up to 10 microns in size. This layer is removed mechanically (grinding tablets). After machining, the surface layer of tablets contains uranium ≈10 • 10 ^-7 g / g. Thus, by grinding the final tablets, it is also possible to achieve a cleaning effect from uranium.

Использование изобретения позволит получить препараты на основе стронция-89 с высокой удельной активностью, не содержащие стронций-90; увеличить количество облучаемых таблеток за счет достижения высокой плотности и извлекать уран из порошка оксида иттрия. Using the invention will allow to obtain preparations based on strontium-89 with high specific activity, not containing strontium-90; increase the number of irradiated tablets by achieving high density and extract uranium from yttrium oxide powder.

Литература
1. Соединения, меченые радионуклидами, выделяемыми из смеси продуктов деления урана. Технические условия ТУ 95.1203-84, лист 5.Literature
1. Compounds labeled with radionuclides released from a mixture of uranium fission products. Specifications TU 95.1203-84, sheet 5.

2. Корпусов Г.В., Озиринер С.Н. Радиоактивный стронций. Госатомиздат, М. , 1961 г. 2. Korpusov G.V., Osiriner S.N. Radioactive strontium. Gosatomizdat, M., 1961

Claims

1. The method of obtaining a preparation based on strontium-89, which consists in irradiating natural yttrium oxide with fast neutrons by the reaction (n, p), dissolving the resulting mixture of isotopes in acid and isolating the final product by yttrium extraction, characterized in that the yttrium oxide is thermally treated in vacuum at a temperature of at least 1200 ^o C for at least 2 hours

2. The method according to claim 1, characterized in that the natural yttrium oxide is pressed into briquettes before heat treatment.

3. The method according to claim 2, characterized in that the yttrium oxide after pressing, but before vacuum heat treatment, is pre-fired in air at 800 - 1200 ^o C, and after the vacuum heat treatment the surface layer of the briquette is removed.