RU2404922C2 - Способ ионообменного выделения радионуклидов иттрия, редкоземельных и трансплутониевых элементов из растворов альфа-гидроксиизомасляной кислоты и ее солей - Google Patents
Способ ионообменного выделения радионуклидов иттрия, редкоземельных и трансплутониевых элементов из растворов альфа-гидроксиизомасляной кислоты и ее солей Download PDFInfo
- Publication number
- RU2404922C2 RU2404922C2 RU2008132625/15A RU2008132625A RU2404922C2 RU 2404922 C2 RU2404922 C2 RU 2404922C2 RU 2008132625/15 A RU2008132625/15 A RU 2008132625/15A RU 2008132625 A RU2008132625 A RU 2008132625A RU 2404922 C2 RU2404922 C2 RU 2404922C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- solution
- radionuclides
- mol
- sorbent
- acid
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Изобретение относится к технологии получения препаратов радиоактивных элементов и может быть использовано в аналитической химии. Способ выделения радионуклидов включает приготовление рабочего раствора с кислотностью в интервале 6≤рН≤8, суммарной концентрацией альфа-гидроксиизомасляной кислоты и ее солей не более 0,2 моль/л, контактирование рабочего раствора с сорбентом Chelex-100, промывку сорбента водой и раствором уксусной кислоты, элюирование радионуклидов раствором минеральной кислоты с концентрацией в интервале 0,03-0,1 моль/л. Изобретение обеспечивает повышение степени разделения и эффективную очистку растворов от примеси железа. 1 з.п. ф-лы, 4 табл., 1 ил.
Description
Изобретение относится к технологии получения препаратов радиоактивных элементов и может быть использовано в аналитической химии.
Альфа-гидроксиизомасляная кислота (α-HIB) и ее соли (в основном аммониевая) применяются в ионообменных процессах внутри- и межгруппового разделения радионуклидов редкоземельных (РЗЭ) и трансплутониевых (ТПЭ) элементов, а в ряде случаев для отделения от них радионуклидов иттрия. Для последующего выделения радионуклидов иттрия, РЗЭ и ТПЭ (здесь и далее целевые радионуклиды), из содержащих α-HIB и ее соли растворов применяют катионообменные способы. В качестве сорбента используют сильнокислые сульфокатиониты (катионообменные смолы, содержащие ионообменную сульфогруппу) стирол - дивинилбензольного типа, такие как КУ-2, Dowex-50, BioRad AG-50W и ряд других их аналогов. Способы включают операции подготовки раствора к сорбционному извлечению из него целевых радионуклидов, сорбции катионов целевых радионуклидов и солевого компонента из подготовленного раствора на вышеуказанных смолах, промывки сорбента водой для удаления из него α-HIB, последовательного элюирования катиона солевого компонента и целевых радионуклидов растворами минеральных кислот.
По известным способам подготовка раствора к сорбционному извлечению из него целевых радионуклидов заключается в изменении его исходной кислотности от 3≤рН≤5 до конечного значения в интервале 0≤рН≤2. Необходимое значение рН достигают добавлением минеральных кислот к содержащему α-HIB и ее соли раствору. При проведении данной операции солевая форма (анион) α-HIB практически полностью переходит в свободную, недиссоциированную, альфа-гидроксиизомасляную кислоту. В некоторых из известных способов операция промывки сорбента водой не проводится, а α-НIВ и солевой катион совместно элюируют раствором минеральной кислоты. Так, в способе [Von L. Koch, G. Gottone und M.W.Geerlings. 148Nd Analyse zur Abbrandbestimmung von Kernbrennstoffen. Radiochimica Acta. B.10, H.3/4, 1968, S.122-124] смесь радионуклидов РЗЭ и ТПЭ разделяют раствором 0,25 моль/л α-НIВ, рН 4,6; для выделения целевого нуклида 148Nd из полученного раствора в него вводят азотную кислоту до ее концентрации ~0,5 моль/л, что соответствует рН ~0,3, сорбируют целевой нуклид на колонке с катионитом Dowex-50x8, сорбент промывают раствором 0,5 моль/л НNО3, а элюирование 148Nd проводят раствором 6 моль/л НNО3.
В другом известном способе [Б.П.Михеев, А.Н.Каменская, Л.Н.Ауэрман и др. Разделение Cf, Es, Fm элюативной хроматографией с использованием α-оксиизобутирата аммония. //Радиохимия, 1987, №2, с.194-197] смесь радионуклидов ТПЭ (Cf, Es, Fm) разделяют раствором 0,14 моль/л α-НIВ при рН 4,95; для выделения целевых радионуклидов из полученных растворов в них вводят соляную кислоту до величины рН 1, сорбируют целевые радионуклиды на колонке с сильнокислым сульфокатионитом Aminex SB, промывают сорбент водой и элюируют целевые радионуклиды раствором 4-6 моль/л НСl.
Общим недостатком вышеуказанных методов является использование растворов с высокой концентрацией кислоты для элюирования целевых радионуклидов, что приводит к необходимости удаления избытка данной кислоты, как правило, посредством выпаривания, перед проведением последующих радиохимических операций. Указанный недостаток обусловлен невозможностью элюирования иттрия, РЗЭ и ТПЭ из сильнокислых сульфокатионитов приемлемыми объемами растворов кислот с меньшей концентрацией.
Другим недостатком вышеуказанных способов является невозможность одновременной (т.е. в процессе выделения) очистки целевых радионуклидов от примеси железа. Данный недостаток обусловлен малым различием коэффициентов распределения трехзарядных ионов иттрия, РЗЭ, ТПЭ и железа на сильнокислых сульфокатионитах.
Вышеуказанные недостатки устраняются в способе ионообменного выделения радионуклидов иттрия, редкоземельных и трансплутониевых элементов из растворов альфа-гидроксиизомасляной кислоты (α-HIB) и ее солей, заключающемся в приготовлении рабочего раствора с кислотностью в интервале 6≤рН≤8 и суммарной концентрацией в нем α-HIB и ее солей не более 0,2 моль/л, контактировании рабочего раствора с хелатообразующей ионообменной смолой Chelex-100, промывке сорбента водой и раствором уксусной кислоты с концентрацией 0,5-4,0 моль/л, элюировании целевых радионуклидов раствором минеральной кислоты с концентрацией 0,03-0,1 моль/л.
Наличие операции приготовления рабочего раствора с указанными значениями кислотности и суммарной концентрации в нем α-HIB и ее солей обеспечивает достижение оптимальных условий при последующем сорбционном извлечении целевых радионуклидов. Рабочий раствор по заявляемому способу приготавливают общеизвестным способом, добавляя к исходному раствору с кислотностью в интервале 3≤рН≤5 раствор основания, например аммиака. При проведении данной операции свободная (недиссоциированная) α-HIB практически полностью переходит в солевую форму.
Минимальное значение рН рабочего раствора определяется снижением полноты поглощения целевых радионуклидов хелатообразующей ионообменной смолой Chelex-100. Максимальное значение рН рабочего раствора определяется увеличением потерь целевых радионуклидов за счет осаждения их гидроксидов и адсорбции на рабочих поверхностях сосудов. Максимальное значение суммарной концентрации α-HIB и ее соли определяется увеличением потерь целевых радионуклидов в процессах сорбции и промывки сорбента.
Наличие операций сорбции целевых радионуклидов на хелатообразующей ионообменной смоле Chelex-100 и последующей промывки сорбента водой позволяет отделить целевые радионуклиды от анионов α-НIB. При проведении данной операции на смоле сорбируется также примесь железа.
Наличие операции промывки смолы Chelex-100 раствором уксусной кислоты позволяет селективно (целевые радионуклиды остаются в сорбированном состоянии) перевести в фильтрат химически связанные сорбентом катионы солевого компонента.
Минимальная концентрация уксусной кислоты определяется снижением полноты удаления из сорбента катионов солевого компонента. Максимальная концентрация уксусной кислоты определяется увеличением потерь целевых радионуклидов в промывной раствор. Наличие операции последующей промывки сорбента водой позволяет удалить из сорбента раствор уксусной кислоты.
Наличие операции элюирования целевых радионуклидов раствором минеральной кислоты указанной концентрации позволяет селективно перевести их из сорбента в раствор, при этом примесь железа остается поглощенной сорбентом.
Минимальная концентрация минеральной кислоты определяется снижением полноты элюирования целевых радионуклидов. Максимальная концентрация минеральной кислоты определяется снижением полноты отделения примеси железа.
Способ ионообменного выделения радионуклидов иттрия, редкоземельных и трансплутониевых элементов из растворов альфа-гидроксиизомасляной кислоты (α-НIВ) и ее солей иллюстрируется следующими примерами.
Пример 1. Исходный раствор приготовили введением аликвот растворов радионуклидных препаратов 90Y (без носителя) и 55Fe в раствор аммониевой соли α-HIВ с концентрацией 0,5 моль/л и рН 5,0. Для контроля полноты отделения солевого компонента в данный раствор добавили также нитрат натрия до его конечной концентрации 2 моль/л. Рабочий раствор приготовили добавлением к исходному раствору водного раствора аммиака. Получено 300 мл рабочего раствора с концентрациями в нем α-НIВ 0,2 моль/л, железа 50 мг/л, рН 8,0. Выделение радионуклида 90Y из рабочего раствора проводили на колонке, содержащей 15 см3 смолы Chelex-100 (Na+ форма, крупность 100-200 меш), скорость протекания растворов поддерживали равной 1 мл/см2·мин; температура составляла (24±2)°С. Перед подачей рабочего раствора колонку промыли водой. Вытекающий из колонки раствор делили на порции (фракции), в которых определяли содержание радиоактивных элементов радиометрическим методом. Суммарное содержание ионов натрия и аммония во фракциях определяли путем их выпаривания и взвешивания сухого остатка. Режим выделения целевого радионуклида и полученные результаты приведены в табл.1, выходные кривые элюирования компонентов рабочего раствора представлены на чертеже.
| Таблица 1 | ||||
| Фракция фильтрата | Объем фракции, мл (к.о.*) | Выход компонента во фракцию, % | ||
| Na++NH4 + | 55Fe | 90Y | ||
| Сорбат | 300 (20) | ~100 | ≤1,0 | 0,76 |
| 1-я водная промывка | 60(4) | 0,2 | 0,38 | |
| Промывка 1 моль/л уксусной кислотой | 75(5) | **) | ≤0,1 | 0,13 |
| 2-я водная промывка | 90(6) | ***) | 0,8 | 0,04 |
| Элюат 90Y (0,05 моль/л НСl) | 150(10) | ***) | 0,3 | 94,74 |
| Элюат 55Fe (2,0 моль/л НNО3) | 180(12) | - | ≥97,6 | 3,94 |
| *) - здесь и далее: к.о. - колоночный объем (отношение объема фильтрата объему сорбента) **) - смола переходит из солевой в H+ форму, суммарное количество элюируемых натрия и аммония соответствует емкости сорбента ***) - менее 0,5% от емкости сорбента |
||||
Пример 2. Радионуклид 177Lu получили облучением в реакторе СМ (ОАО «ГНЦ НИИАР») обогащенного по изотопу 176Yb (95,1 атомн.%) оксида иттербия. Разделение целевого радионуклида и стартового элемента (иттербий) проводили катионообменным методом в среде аммониевой соли α-HIB. В результате разделения получено 150 мл раствора с активностью в нем 177Lu 2,50 Ки и концентрацией аммониевой соли α-HIВ 0,07 моль/л (рН 5,0).
Перед выделением целевого радионуклида из данного раствора к нему добавили водный раствор аммиака до получения конечного значения рН 7,0. Выделение радионуклида 177Lu из рабочего раствора проводили на колонке, содержащей 2 см3 смолы Chelex-100 (Na+ форма, крупность 100-200 меш). Скорость протекания растворов поддерживали равной 1 мл/см2·мин; температура находилась в пределах (25±1)°С. Перед подачей рабочего раствора колонку промыли водой. Вытекающий из колонки раствор делили на порции (фракции), в которых определяли активность 177Lu радиометрическим методом. Режим выделения целевого радионуклида и полученные результаты приведены в табл.2.
| Таблица 2 | |||
| Фракция фильтрата | Объем фракции, мл (к.о.) | Выход 177Lu во фракцию | |
| Ки | % от исходной активности | ||
| Сорбат | 160(80) | 0,012 | 0,48 |
| 1-я водная промывка | 10(5) | 0,0004 | 0,016 |
| Промывка 2 моль/л уксусной кислотой | 12(6) | 0,007 | 0,28 |
| 2-я водная промывка | 10(5) | 0,005 | 0,20 |
| Элюат 177Lu (0,05 моль/л НСl) | 8(4) | 2,43 | 97,20 |
| Контрольный (дополнительный) элюат 177Lu (0,1 моль/л НСl) | 8(4) | 0,043 | 1,72 |
| ИТОГО НАЙДЕНО 177Lu: | 2,497 | 99,90 | |
Пример 3. Исходный раствор приготовили введением аликвоты раствора радионуклидного препарата 249Cf в раствор аммониевой соли α-НIВ с концентрацией 0,12 моль/л и рН 4,0. Рабочий раствор приготовили добавлением к исходному раствору водного раствора аммиака. Получено 20 мл рабочего раствора с концентрациями в нем α-НIВ 0,1 моль/л, калифорния 0,033 мг/л, рН 6,5. Выделение радионуклида 249Сf из рабочего раствора проводили на колонке, содержащей 1 см3 смолы Chelex-100 (Na+ форма, крупность 100-200 меш), скорость протекания растворов поддерживали равной 1 мл/см2·мин; температура составляла (25±1)°С. Перед подачей рабочего раствора колонку промыли водой. Вытекающий из колонки раствор делили на порции (фракции), в которых определяли активность 249Сf радиометрическим методом. Режим выделения целевого радионуклида и полученные результаты приведены в табл.3.
| Таблица 3 | ||
| Фракция фильтрата | Объем фракции, мл (к.о.) | Выход 249Сf во фракцию, % от исходной активности |
| Сорбат | 20 (20) | 0,28 |
| 1-я водная промывка | 5(5) | 0,04 |
| Промывка 3 моль/л уксусной кислотой | 5(5) | 0,005 |
| 2-я водная промывка | 6,3 (6,3) | 0,01 |
| Элюат 249Cf (0,07 моль/л HNO3) | 10(10) | 97,19 |
| Контрольный смыв с колонки (2 моль/л НNО3) | 10(10) | 2,48 |
Пример 4. Разделение смеси радионуклидов эйнштейния и калифорния проводили катионообменным методом в среде аммониевой соли α-HIВ. В результате разделения получена фракция эйнштейния, содержащая остаточные количества калифорния и примеси осколочных радионуклидов 91Y и 160Тb. Исходный объем фракции эйнштейния составлял 40 мл, концентрация в ней аммониевой соли α-HIВ составляла 0,10 моль/л (рН 5,0). Радионуклидный состав данного раствора представлен ниже.
| Нуклид | Активность, кБк |
| 252Cf | 0,62 |
| 253Es | 7,7 |
| 254Es | 78 |
| 91Y | 8400 |
| 160Tb | 8,0 |
Перед выделением вышеуказанных радионуклидов из данного раствора к нему добавили водный раствор аммиака до получения конечного значения рН 8,0. Совместное выделение смеси радионуклидов иттрия, РЗЭ и ТПЭ из рабочего раствора проводили на колонке, содержащей 3 см3 смолы Chelex-100 (Na+ форма, крупность 100-200 меш). Скорость протекания растворов поддерживали равной 0,8 мл/см2·мин; температура находилась в пределах (23±1)°С. Перед подачей рабочего раствора колонку промыли водой. Вытекающий из колонки раствор делили на порции (фракции), радионуклидный состав фракций определяли методами спектрометрии альфа- и гаммаизлучений. Режим выделения радионуклидов и полученные результаты приведены в табл.4.
| Таблица 4 | |||||
| Фракция фильтрата | Объем фракции, мл (к.о.) | Выход радионуклидов во фракцию, % | |||
| 252Cf | 253,254Es | 91Y | 160Tb | ||
| Сорбат | 45(15) | ≤1,0 | 0,15 | 0,12 | ≤0,5 |
| 1-я водная промывка | 20 (6,7) | ≤1,0 | ≤0,05 | 0,02 | ≤0,3 |
| Промывка 4 моль/л уксусной кислотой | 12(4) | ≤1,0 | 0,35 | 0,21 | 0,25 |
| 2-я водная промывка | 15(5) | ≤1,0 | ≤0,05 | 0,03 | ≤0,1 |
| Элюат (0,10 моль/л НNО3) | 25 (8,3) | 96,7 | 98,2 | 97,4 | 97,9 |
Claims (2)
1. Способ ионообменного выделения радионуклидов иттрия, редкоземельных и трансплутониевых элементов из растворов альфа-гидроксиизомасляной кислоты и ее солей, включающий приготовление рабочего раствора с требуемой кислотностью (рН), контактирование рабочего раствора с сорбентом, промывку сорбента водой и раствором кислоты, элюирование вышеперечисленных радионуклидов раствором минеральной кислоты, отличающийся тем, что приготавливают рабочий раствор с кислотностью в интервале 6≤рН≤8 и суммарной концентрацией альфа-гидроксиизомасляной кислоты и ее солей не более 0,2 моль/л, промывают сорбент раствором уксусной кислоты с концентрацией 0,5-4,0 моль/л, радионуклиды иттрия, редкоземельных и трансплутониевых элементов элюируют раствором минеральной кислоты с концентрацией в интервале 0,03-0,1 моль/л, а в качестве сорбента используют хелатообразующую ионообменную смолу Chelex-100.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что рабочий раствор приготавливают добавлением водного раствора аммиака.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2008132625/15A RU2404922C2 (ru) | 2008-08-07 | 2008-08-07 | Способ ионообменного выделения радионуклидов иттрия, редкоземельных и трансплутониевых элементов из растворов альфа-гидроксиизомасляной кислоты и ее солей |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2008132625/15A RU2404922C2 (ru) | 2008-08-07 | 2008-08-07 | Способ ионообменного выделения радионуклидов иттрия, редкоземельных и трансплутониевых элементов из растворов альфа-гидроксиизомасляной кислоты и ее солей |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2008132625A RU2008132625A (ru) | 2010-02-20 |
| RU2404922C2 true RU2404922C2 (ru) | 2010-11-27 |
Family
ID=42126620
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2008132625/15A RU2404922C2 (ru) | 2008-08-07 | 2008-08-07 | Способ ионообменного выделения радионуклидов иттрия, редкоземельных и трансплутониевых элементов из растворов альфа-гидроксиизомасляной кислоты и ее солей |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2404922C2 (ru) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2573475C2 (ru) * | 2011-07-15 | 2016-01-20 | Итм Изотопен Технологиен Мюнхен Аг | СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ВЫСОКОЧИСТЫХ СОЕДИНЕНИЙ 177Lu, СВОБОДНЫХ ОТ НОСИТЕЛЯ, А ТАКЖЕ СОЕДИНЕНИЯ 177Lu, СВОБОДНЫЕ ОТ НОСИТЕЛЯ |
| RU2763745C1 (ru) * | 2021-06-02 | 2022-01-10 | Акционерное Общество "Государственный Научный Центр - Научно-Исследовательский Институт Атомных Реакторов" | Способ катионообменного выделения радионуклида лютеция-177 из облученного в ядерном реакторе иттербия |
-
2008
- 2008-08-07 RU RU2008132625/15A patent/RU2404922C2/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| Von L.KOCH. 148 Nd Analyse zur Abbradbestimmung von Kernbrenstoffen, Radiochimica Acta. 10, 3/4, 1968, 122-124. * |
| АНДРЕЕВ О.А., и др. Исследование закономерностей ионообменного поведения калифорния, эйнштейния и фермия в присутствии альфа-оксиизомасляной кислоты. Сборник трудов ФГУП «ГНЦ РФ- НИИАтомных реакторов. Димитровград, 2004, с.81-89. МИХЕЕВ Б.П. и др. Разделение Cf, Es, Fm элюативной хроматографией. Радиохимия, 1987, № 2, с.194-197. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2573475C2 (ru) * | 2011-07-15 | 2016-01-20 | Итм Изотопен Технологиен Мюнхен Аг | СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ВЫСОКОЧИСТЫХ СОЕДИНЕНИЙ 177Lu, СВОБОДНЫХ ОТ НОСИТЕЛЯ, А ТАКЖЕ СОЕДИНЕНИЯ 177Lu, СВОБОДНЫЕ ОТ НОСИТЕЛЯ |
| RU2763745C1 (ru) * | 2021-06-02 | 2022-01-10 | Акционерное Общество "Государственный Научный Центр - Научно-Исследовательский Институт Атомных Реакторов" | Способ катионообменного выделения радионуклида лютеция-177 из облученного в ядерном реакторе иттербия |
| WO2022255905A1 (ru) * | 2021-06-02 | 2022-12-08 | Акционерное Общество "Государственный Научный Центр - Научно-Исследовательский Институт Атомных Реакторов" | Способ катионообменного выделения радионуклида лютеция-177 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2008132625A (ru) | 2010-02-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5885465A (en) | Method of separating short half-life radionuclides from a mixture of radionuclides | |
| US4738834A (en) | Treatment of technetium containing solutions | |
| CA2105558A1 (en) | Tungsten-188/carrier-free rhenium-188 perrhenic acid generator system | |
| JP5294180B2 (ja) | テクネチウム含有モリブデンからのテクネチウムの分離・精製方法、装置、及び、モリブデンの回収方法・装置 | |
| RU2404922C2 (ru) | Способ ионообменного выделения радионуклидов иттрия, редкоземельных и трансплутониевых элементов из растворов альфа-гидроксиизомасляной кислоты и ее солей | |
| CN107261846B (zh) | 一种基于梯度洗脱的离子交换色谱连续分离富集硼同位素的方法 | |
| Kumar et al. | Removal of cesium and strontium from acid solution using a composite of zirconium molybdate and zirconium tungstate | |
| Usuda et al. | Challenges to develop single-column MA (III) separation from HLLW using R-BTP type adsorbents | |
| JP5880931B2 (ja) | ６４Ｃｕの分離精製方法及び６４Ｃｕの分離精製装置 | |
| CN109437343B (zh) | 一种高锝酸钠溶液的制备方法 | |
| US20150010447A1 (en) | Method of purification for recycling of gallium-69 isotope | |
| Borai et al. | Improvement of radioactive liquid waste treatment efficiency by sequential cationic and anionic ion exchangers | |
| Dadakhanov et al. | 172 Hf→ 172 Lu Radionuclide Generator Based on a Reverse-Tandem Separation Scheme | |
| Avila-Rodriguez et al. | A simple and efficient method to recover isotopically enriched Ni-64 from electrolytic solutions | |
| RU2446492C1 (ru) | Способ определения удельной активности радионуклидов в низкоактивных и сбросных минерализованных водах | |
| RU2522892C1 (ru) | Способ получения активной фармацевтической субстанции для синтеза препаратов галлия-68 | |
| CN101469368A (zh) | 从均匀性水溶液核反应堆气体回路所提取的锶-89的分离纯化工艺 | |
| RU2736600C1 (ru) | Способ получения радионуклидного генератора актиния-228 | |
| Abdellah et al. | Extraction of boron and vanadium from Abu Hamata alkali leach solution by using ion exchange resin | |
| Kulyukhin et al. | Sorption of 60 Co from aqueous solutions on layered double hydroxides of Mg, Al, and Nd | |
| RU2330340C2 (ru) | Способ извлечения радионуклидов из водных растворов | |
| JP6464475B2 (ja) | 放射性ストロンチウムの分析方法 | |
| WO2023013672A1 (ja) | 分離方法、分離精製方法及び放射性同位体の製造方法、並びに分離装置、分離精製システム及び分離精製用集積デバイス | |
| RU2574921C1 (ru) | Способ ионообменного хроматографического разделения лютеция и иттербия | |
| KR20230080400A (ko) | 크로마토그래피를 사용하여 루테튬과 이테르븀을 분리하는 방법 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20160808 |