RU2288516C1 - Способ получения концентрата радионуклида молибден-99 - Google Patents
Способ получения концентрата радионуклида молибден-99 Download PDFInfo
- Publication number
- RU2288516C1 RU2288516C1 RU2005112385/06A RU2005112385A RU2288516C1 RU 2288516 C1 RU2288516 C1 RU 2288516C1 RU 2005112385/06 A RU2005112385/06 A RU 2005112385/06A RU 2005112385 A RU2005112385 A RU 2005112385A RU 2288516 C1 RU2288516 C1 RU 2288516C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- molybdenum
- sorbent
- nitric acid
- solution
- concentrate
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения. Молибден-99 в течение последних 30 лет является наиболее используемым в радиоизотопной диагностике радионуклидом. Сущность изобретения: в качестве сорбента для выделения молибдена-99 из азотнокислого раствора облученной урановой мишени используют неорганический сорбент марки Т-5, а десорбцию молибдена с сорбента Т-5 проводят раствором калиевой или натриевой щелочи. Изобретение позволяет расширить диапазон допустимых концентраций кислот и щелочей, тем самым исключить операции корректировки среды при подготовке азотно-кислых растворов к сорбции.
Description
Изобретение относится к области химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения. Молибден-99 в течение последних 30 лет является наиболее используемым в радиоизотопной диагностике радионуклидом.
Известны способы получения концентрата молибден-99, включающие растворение облученной урановой мишени в азотной кислоте и последующее выделение молибдена-99 методом экстракции (Зыков М.П., Кодина Г.Е. Методы получения молибдена-99 // Радиохимия, 1999, т.41, № 3, с.193-204). Недостатком указанных методов является загрязнение препарата молибдена-99 растворенным экстрагентом.
Известен способ получения концентрата молибдена, включающий облучение растворного уранового топлива, концентрирование молибдена-99 методом сорбции на неорганическом сорбенте марки Т-5, представляющем собой оксигидрат титана с добавкой оксигидрата циркония, и последующий аффинаж (Н.Д.Бетенеков, Е.И.Денисов, Т.А.Недобух, Л.М.Шарыгин. Патент США №6337055 от 08.02.02). Недостатком данного способа является использование в качестве исходного сернокислого раствора урана, что из-за проблем коррозии накладывает существенные ограничения по применению данного способа в радиохимическом производстве с оборудованием из нержавеющей стали.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому решению является способ получения концентрата молибдена-99, включающий растворение облученной уран-алюминиевой мишени в азотной кислоте в присутствии ртути, сорбционное концентрирование молибдена-99 на неорганическом сорбенте-алюмогеле и последующий аффинаж (Munze R., Hladic О., Bernhard G. et al. //Int. J. Appl. Radiat. Isot., 1984. Vol.35, #8. P.749-754), выбранный в качестве прототипа. Недостатком данного способа является низкая устойчивость алюмогеля в кислых и щелочных растворах, в результате чего необходима тонкая регулировка концентраций кислоты, а процесс десорбции молибдена-99 приходится осуществлять раствором аммиака, что вызывает дополнительные затруднения при организации системы газоочистки.
Задачей настоящего технического решения является упрощение процесса сорбционного концентрирования молибдена из раствора облученной урановой мишени за счет расширения диапазона допустимых концентраций кислот и щелочей.
Указанная задача достигается тем, что в качестве сорбента для выделения молибдена-99 из азотнокислого раствора облученной урановой мишени используют неорганический сорбент марки Т-5, а десорбцию молибдена с сорбента Т-5 проводят раствором калиевой или натриевой щелочи.
Сравнительный анализ с прототипом позволяет сделать вывод, что в заявляемом техническом решении используется иной тип сорбента (смешанный оксигидрат титана и циркония, а не алюмогель).
Как указано выше, сорбент Т-5 известен из литературы в качестве коллектора молибдена из сернокислых растворов. В то же время, способность этого сорбента извлекать молибден из азотнокислых сред в широком интервале концентраций кислоты обнаружена авторами, является новой и неожиданной.
Технология осуществления способа заключается в следующем. Облученную урановую мишень растворяют в растворе азотной кислоты в присутствии или без катализатора (в зависимости от материала мишени). Полученный азотнокислый раствор пропускают через колонку, заполненную сорбентом Т-5, со скоростью фильтрации от 5 до 60 колоночных объемов в час (к.о./ч). Концентрация азотной кислоты в исходном растворе не лимитируется и определяется составом растворяемой мишени (как правило, от 1 до 4 моль/л). Колонку промывают кислотой и водой или только водой. Молибден десорбируют с колонки раствором калиевой или натриевой щелочи с концентрацией от 0,5 до 1,5 моль/л со скоростью фильтрации раствора от 5 до 50 к.о./ч. Полученный концентрат молибдена направляют на аффинажный цикл.
Понижение скорости фильтрации на стадиях сорбции и десорбции ниже 5 к.о./ч неоправданно затягивает процесс концентрирования, увеличение скорости фильтрации на стадии сорбции выше 60 к.о./ч приводит к проскоку молибдена, увеличение скорости фильтрации на стадии десорбции выше 50 к.о./ч приводит к размыванию фронта молибдена и увеличению необходимого объема десорбирующего раствора. Снижение концентрации щелочи на стадии десорбции ниже 0,5 моль/л приводит к неполной десорбции молибдена, а увеличение концентрации выше 1,5 моль/л приводит к неоправданному засолению концентрата перед стадией аффинажа.
Возможность осуществления заявляемого технического решения подтверждается следующими примерами.
Пример 1.
Облученную уран-алюминиевую мишень растворили в азотной кислоте в присутствии азотнокислой ртути. Полученный раствор с концентрацией азотной кислоты 3,5 моль/л направили на сорбционную колонку с сорбентом Т-5. Объем фильтроцикла составил 60 к.о., скорость фильтрации достигала 60 к.о./ч. Степень сорбции составила 98%. После сорбции колонку промыли 3 моль/л азотной кислотой и водой. Затем провели десорбцию молибдена-99 0,5 моль/л натриевой щелочью со скоростью фильтрации 50 к.о./ч. Объем десорбата составил 10 к.о. Степень десорбции достигла 85% от сорбированного, а общий выход молибдена-99 для передачи на аффинажный цикл - 83% от исходного количества.
Пример 2.
Облученную уран-цинковую мишень растворили в азотной кислоте. Концентрация азотной кислоты в итоговом растворе составила 1,5 моль/л. Раствор с общим объемом 20 к.о. пропустили через колонку с сорбентом Т-5 со скоростью 10 к.о./ч. Степень сорбции молибдена-99 составила 99%. Колонку промыли водой и провели десорбцию молибдена 1,0 моль/л калиевой щелочью со скоростью подачи десорбата 20 к.о./ч. Общий объем десорбата составил 15 к.о., а выход молибдена-99 в десорбат - 92% от сорбированного. Количество молибдена-99, переданное на аффинажный цикл, равнялось 91% от исходного содержания.
Пример 3.
Облученную уран-магниевую мишень растворили в азотной кислоте. Концентрация азотной кислоты в итоговом растворе составила 1,0 моль/л. Раствор с общим объемом 10 к.о. пропустили через колонку с сорбентом Т-5 со скоростью 5 к.о./ч. Степень сорбции молибдена-99 составила 98%. Колонку промыли водой и провели десорбцию молибдена 1,5 моль/л натриевой щелочью со скоростью подачи десорбата 30 к.о./ч. Общий объем десорбата составил 10 к.о., а выход молибдена-99 в десорбат - 93% от сорбированного. Количество молибдена-99, переданное на аффинажный цикл, равнялось 91% от исходного содержания.
Приведенные примеры показывают, что с использованием сорбента Т-5 можно проводить эффективное извлечение молибдена-99 из растворов различного состава в широком диапазоне концентраций азотной кислоты, а также концентрирование молибдена-99 в малом объеме щелочного десорбата с последующей передачей концентрата на аффинажный цикл.
Claims (1)
- Способ получения концентрата радионуклида молибден-99, включающий растворение облученной урановой мишени в азотной кислоте, сорбционное концентрирование молибдена на неорганическом сорбенте и аффинаж, отличающийся тем, что в качестве сорбента используют неорганический сорбент марки Т-5, а десорбцию молибдена с сорбента Т-5 проводят раствором калиевой или натриевой щелочи.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2005112385/06A RU2288516C1 (ru) | 2005-04-25 | 2005-04-25 | Способ получения концентрата радионуклида молибден-99 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2005112385/06A RU2288516C1 (ru) | 2005-04-25 | 2005-04-25 | Способ получения концентрата радионуклида молибден-99 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2288516C1 true RU2288516C1 (ru) | 2006-11-27 |
Family
ID=37664538
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2005112385/06A RU2288516C1 (ru) | 2005-04-25 | 2005-04-25 | Способ получения концентрата радионуклида молибден-99 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2288516C1 (ru) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2012018752A1 (en) | 2010-08-04 | 2012-02-09 | Mallinckrodt Llc | Purification process |
WO2013010047A1 (en) | 2011-07-13 | 2013-01-17 | Mallinckrodt Llc | Process for producing tc-99m |
RU2489501C1 (ru) * | 2011-12-01 | 2013-08-10 | Общество с ограниченной ответственностью "Прайм-Инвест" | СОСТАВ ЭКСТРАКЦИОННО-ХРОМАТОГРАФИЧЕСКОГО МАТЕРИАЛА ДЛЯ СЕЛЕКТИВНОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ Мo-99 ИЗ ОБЛУЧЕННОГО УРАНОВОГО ТОПЛИВА |
RU2637908C1 (ru) * | 2016-08-10 | 2017-12-07 | Акционерное общество "Аксион - Редкие и Драгоценные Металлы" | Способ получения адсорбента молибдена |
-
2005
- 2005-04-25 RU RU2005112385/06A patent/RU2288516C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Int. J. Appl. Radiat. Isot., 1984. Vol.35, # 8, p.749-754. Int. J. Appl. Radiat. Isot., 1983. vol.36, iss.1, p.85-86. * |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2012018752A1 (en) | 2010-08-04 | 2012-02-09 | Mallinckrodt Llc | Purification process |
US9856543B2 (en) | 2010-08-04 | 2018-01-02 | Mallinckrodt Nuclear Medicine Llc | Purification process |
US10767243B2 (en) | 2010-08-04 | 2020-09-08 | Curium Us Llc | Purification process |
WO2013010047A1 (en) | 2011-07-13 | 2013-01-17 | Mallinckrodt Llc | Process for producing tc-99m |
RU2489501C1 (ru) * | 2011-12-01 | 2013-08-10 | Общество с ограниченной ответственностью "Прайм-Инвест" | СОСТАВ ЭКСТРАКЦИОННО-ХРОМАТОГРАФИЧЕСКОГО МАТЕРИАЛА ДЛЯ СЕЛЕКТИВНОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ Мo-99 ИЗ ОБЛУЧЕННОГО УРАНОВОГО ТОПЛИВА |
RU2637908C1 (ru) * | 2016-08-10 | 2017-12-07 | Акционерное общество "Аксион - Редкие и Драгоценные Металлы" | Способ получения адсорбента молибдена |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2745524C2 (ru) | Способ производства фракции радиоизотопов йода, в частности i-131 | |
EP1324951B1 (en) | Inorganic sorbent for molybdenum-99 extraction from irradiated uranium solutions and its method of use | |
US10767243B2 (en) | Purification process | |
WO2006135374A2 (en) | Rubidium-82 generator based on sodium nonatitanate support, and improved separation methods for the recovery of strontium-82 from irradiated targets | |
RU2288516C1 (ru) | Способ получения концентрата радионуклида молибден-99 | |
CN109437343B (zh) | 一种高锝酸钠溶液的制备方法 | |
WO2004069371A1 (ja) | 塩の水溶液から不純物含有量を低減する方法 | |
JP4877863B2 (ja) | キレート交換樹脂を用いた放射性銅の分離方法 | |
EP3264420B1 (fr) | Procede de production d'une fraction contenant un radio-isotope de mo-99 pur | |
RU2560966C2 (ru) | Способ получения препарата молибден-99 | |
US9991012B2 (en) | Extraction process | |
US10636536B1 (en) | Systems and methods for preparing tailored radioactive isotope solutions | |
RU2441687C2 (ru) | Способ получения препарата на основе радия-224 | |
WO2006046966A2 (en) | Sr-90/y-90 radionuclide generator for production of high-quality y-90 solution | |
RU2028679C1 (ru) | Способ получения генератора технеция-99м | |
RU2187336C1 (ru) | Способ получения препарата на основе стронция-89 | |
JP2009256700A (ja) | ルビジウムとストロンチウムの分離方法 | |
JP4179673B2 (ja) | 重金属元素を含有した水溶液を濃縮する方法 | |
RU2007149359A (ru) | Способ утилизации радиоактивных отходов | |
JPH0134932B2 (ru) | ||
RU2153721C1 (ru) | Способ выделения мо-99 из оксидного уранового топлива | |
RU2177909C1 (ru) | СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА Sr-89 БЕЗ НОСИТЕЛЯ ИЗ ОБЛУЧЕННОГО ИТТРИЯ | |
RU2575886C2 (ru) | Способ выделения радионуклида кадмий-109 | |
AU2020424030A1 (en) | Systems and methods for preparing tailored radioactive isotope solutions | |
JPH09318799A (ja) | 13n−アンモニアの製造方法及び装置 |