RU2430440C1 - Bismuth-212 radionuclide obtaining method - Google Patents

Bismuth-212 radionuclide obtaining method Download PDF

Info

Publication number
RU2430440C1
RU2430440C1 RU2010114318/07A RU2010114318A RU2430440C1 RU 2430440 C1 RU2430440 C1 RU 2430440C1 RU 2010114318/07 A RU2010114318/07 A RU 2010114318/07A RU 2010114318 A RU2010114318 A RU 2010114318A RU 2430440 C1 RU2430440 C1 RU 2430440C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
thorium
radionuclide
radionuclides
bismuth
decay
Prior art date
Application number
RU2010114318/07A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Дмитрий Юрьевич Чувилин (RU)
Дмитрий Юрьевич Чувилин
Владимир Анатольевич Загрядский (RU)
Владимир Анатольевич Загрядский
Михаил Алексеевич Прошин (RU)
Михаил Алексеевич Прошин
Владислав Яковлевич Панченко (RU)
Владислав Яковлевич Панченко
Original Assignee
Российская Федерация, От Имени Которой Выступает Министерство Образования И Науки Российской Федерации
Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт"
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 Российская Федерация, От Имени Которой Выступает Министерство Образования И Науки Российской Федерации, Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" filed Critical Российская Федерация, От Имени Которой Выступает Министерство Образования И Науки Российской Федерации
Priority to RU2010114318/07A priority Critical patent/RU2430440C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2430440C1 publication Critical patent/RU2430440C1/en

Links

Abstract

FIELD: power industry.
SUBSTANCE: solution containing mixture of radionuclides thorium-228 and thorium-229, as well as daughter decay products of these radionuclides is bubbled with gas, thus extracting from them one of daughter decay products of thorium-228 - gaseous radionuclide radon-220. Gas is supplied through aerosol filter to sorption device where as a result of radioactive decay as per chain 220Rn→216Po→212Pb there accumulated is radionuclide lead-212, which, after attainment of saturation of activity of lead-212, is desorbed. The obtained solution is supplied to column with ion-exchange resin from which the daughter decay product of radionuclide bismuth-212 is washed from time to time. As bubbling gas there used is air and/or nitrogen and/or helium and/or argon and/or krypton and/or xenon. As sorption device there used is hollow volume the dimensions of which provide the residence time of radon-220, which is sufficient for its complete decay to radionuclide lead-212, or trap with activated carbon.
EFFECT: reducing the labour intensity of the process and the content of doping radionuclides.
4 cl

Description

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИFIELD OF TECHNOLOGY

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины и может использоваться, в частности, для терапии онкологических заболеваний.The invention relates to a technology for producing radionuclides for nuclear medicine and can be used, in particular, for the treatment of cancer.

При терапии онкологических заболеваний все более широкое применение находят α-излучающие радионуклиды. Это связано с большой начальной энергией (5-8 МэВ) и коротким пробегом (десятки микрон) α-частиц в биологических тканях и, следовательно, высоким уровнем энерговыделения в области локализации распадающихся нуклидов. Носители α-излучающих радионуклидов (моноклональные антитела, пептиды) с высокой специфичностью позволяют доставлять их точно в опухолевый узел или метастатический очаг. Благодаря малым пробегам α-частиц возможно селективное воздействие излучения на патологические объекты с минимальной лучевой нагрузкой на окружающие здоровые ткани.In the treatment of cancer, α-emitting radionuclides are increasingly used. This is due to the large initial energy (5–8 MeV) and the short range (tens of microns) of α particles in biological tissues and, therefore, the high level of energy release in the localization region of decaying nuclides. Carriers of α-emitting radionuclides (monoclonal antibodies, peptides) with high specificity allow them to be delivered exactly to the tumor node or metastatic focus. Due to the small ranges of α-particles, a selective effect of radiation on pathological objects is possible with a minimum radiation load on surrounding healthy tissues.

Настоящее изобретение может быть использовано для создания генераторов α-излучателей торий-228/свинец-212 (228Th/212Pb) и свинец-212/висмут-212 (212Pb/212Bi), конечные элементы цепочки распадов которых - радионуклиды свинец-212 и висмут-212 могут использоваться в составе медицинских радиофармпрепаратов.The present invention can be used to create generators of α-emitters of thorium-228 / lead-212 ( 228 Th / 212 Pb) and lead-212 / bismuth-212 ( 212 Pb / 212 Bi), the final elements of the decay chain of which are lead radionuclides - 212 and bismuth-212 can be used as part of medical radiopharmaceuticals.

ПРЕДШЕСТВУЮЩИЙ УРОВЕНЬ ТЕХНИКИBACKGROUND OF THE INVENTION

Одним из наиболее перспективных направлений в ядерной медицине является радиоиммунотерапия с использованием α-излучателей. Применение короткоживущих α-излучающих радионуклидов для терапии онкологических заболеваний представляет интерес с радиобиологической точки зрения, поскольку является наиболее эффективным способом летального поражения опухолевых клеток благодаря короткому пробегу α-частиц в ткани и высокой ионизирующей способности.One of the most promising areas in nuclear medicine is radioimmunotherapy using α-emitters. The use of short-lived α-emitting radionuclides for the treatment of cancer is of interest from a radiobiological point of view, since it is the most effective way of lethal damage to tumor cells due to the short range of α-particles in the tissue and high ionizing ability.

В настоящее время ведется поиск α-излучателей, обладающих приемлемыми ядерно-физическими свойствами. Радионуклид висмут-212, образующийся при распаде изотопа уран-232, считается одним из наиболее перспективных для использования в терапии онкологических заболеваний.A search is currently underway for α-emitters with acceptable nuclear-physical properties. The bismuth-212 radionuclide formed during the decay of the uranium-232 isotope is considered one of the most promising for use in the treatment of cancer.

Период полураспада висмута-212 составляет 60,6 мин, средняя энергия α-частиц 7,8 МэВ. При распаде висмута-212 образуются радионуклиды таллий-208 и полоний-212, которые ведут к стабильному нуклиду свинец-208. Пробег α-частиц в биологической ткани менее 100 мкм, что соответствует всего лишь нескольким диаметрам раковой клетки, а линейная передача энергии (ЛПЭ) достигает ~80 кэВ/мкм.The half-life of bismuth-212 is 60.6 min; the average energy of α particles is 7.8 MeV. During the decay of bismuth-212, thallium-208 and polonium-212 radionuclides are formed, which lead to the stable lead-208 nuclide. The range of α particles in biological tissue is less than 100 μm, which corresponds to only a few diameters of the cancer cell, and linear energy transfer (LET) reaches ~ 80 keV / μm.

Figure 00000001
Figure 00000001

Начальный элемент цепочки уран-232 - искусственный изотоп урана, образование которого происходит в ядерном реакторе при облучении природного тория в результате следующих реакций взаимодействия нейтронов и гамма-квантов с нуклидом торий-232:The initial element of the uranium-232 chain is the artificial uranium isotope, the formation of which occurs in a nuclear reactor when natural thorium is irradiated as a result of the following reactions of the interaction of neutrons and gamma rays with thorium-232 nuclide:

232Th(n,γ)233Th→233Pa(γ,n)232Pa→232U 232 Th (n, γ) 233 Th → 233 Pa (γ, n) 232 Pa → 232 U

232Th(n,2n)231Th→231Pa(n,γ)232Pa→232U 232 Th (n, 2n) 231 Th → 231 Pa (n, γ) 232 Pa → 232 U

232Th(γ,n)231Th→231Pa(n,γ)232Pa→232U 232 Th (γ, n) 231 Th → 231 Pa (n, γ) 232 Pa → 232 U

В зависимости от условий облучения тория в реакторе равновесная концентрация урана-232 лежит в пределах 1000-6000 ppm [В.М.Мурогов, М.Ф.Троянов, А.Н.Шмелев. Использование тория в ядерных реакторах. М.: Энергоатомиздат, 1983].Depending on the conditions of thorium irradiation in the reactor, the equilibrium concentration of uranium-232 lies in the range of 1000-6000 ppm [V.M. Murogov, M.F. Troyanov, A.N. Shmelev. The use of thorium in nuclear reactors. M .: Energoatomizdat, 1983].

При облучении тория в реакторе одновременно с ураном-232 происходит образование урана-233 по следующей реакции:When thorium is irradiated in the reactor simultaneously with uranium-232, the formation of uranium-233 occurs according to the following reaction:

232Th(n,γ)→233Th→233Pa→233U 232 Th (n, γ) → 233 Th → 233 Pa → 233 U

В результате α-распада урана-233 образуется торий-229, который, в свою очередь, после ряда распадов переходит в радионуклид висмут-213.As a result of the α decay of uranium-233, thorium-229 is formed, which, in turn, after a series of decays passes into the radionuclide bismuth-213.

Figure 00000002
Figure 00000002

Висмут-212 является типичным генераторным радионуклидом и находит применение в радиоиммунотерапии, главным образом в виде меченных им моноклональных антител и других молекулярных носителей. Сегодня для получения висмута-212 используют две генераторные системы - 228Th/224Ra и 224Ra/212Bi. В первой из них радий-224 отделяется от тория-228 за счет анионообменного разделения этих радионуклидов из раствора азотной кислоты. Во втором генераторе с использованием катионообменных смол и минеральных кислот из радия-224 выделяют висмут-212 [R.W.Atcher, A.M.Friedman, J.J.Hines «An improved generator for the production of 212Pb and 212Bi from 224Ra». International Journal of Radiation Applications and Instrumentation. Part A. Applied Radiation and Isotopes, Volume 39, Issue 4,1988, Pages 283-286].Bismuth-212 is a typical radionuclide generator and is used in radioimmunotherapy, mainly in the form of monoclonal antibodies labeled by it and other molecular carriers. Today, two generator systems are used to produce bismuth-212 - 228 Th / 224 Ra and 224 Ra / 212 Bi. In the first of these, radium-224 is separated from thorium-228 due to the anion-exchange separation of these radionuclides from a solution of nitric acid. In a second generator using cation exchange resins and mineral acids, radium-224 is used to isolate bismuth-212 [RWAtcher, AMFriedman, JJHines “An improved generator for the production of 212 Pb and 212 Bi from 224 Ra”. International Journal of Radiation Applications and Instrumentation. Part A. Applied Radiation and Isotopes, Volume 39, Issue 4.1988, Pages 283-286].

За прототип выбран способ получения висмута-212, описанный в работе [В.М.Савинов, В.Б.Павлович, А.А.Котовский и др. «Контроль технологических процессов при разработке медицинских генераторов 225Ac/213Bi и 224Ra/212Bi альфа- и гамма-спектрометрическими методами» // Ядерная энергетика, №3, 2003, стр.116-126].For the prototype, a method for producing bismuth-212 was described, described in [V. M. Savinov, V. B. Pavlovich, A. A. Kotovsky and others. “Control of technological processes in the development of medical generators 225 Ac / 213 Bi and 224 Ra / 212 Bi by alpha and gamma spectrometric methods ”// Nuclear Energy, No. 3, 2003, pp. 116-126].

В качестве исходного сырья для получения радионуклида висмут-212 авторы использовали раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228, торий-229 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов. Для получения висмута-212 выполняли следующие процедуры:The authors used a solution containing a mixture of thorium-228, thorium-229 radionuclides and decay daughter products of these radionuclides as feedstock for producing bismuth-212 radionuclide. To obtain bismuth-212, the following procedures were performed:

- радионуклиды торий-229, торий-228 и образующиеся дочерние продукты распада этих радионуклидов выдерживали в растворе азотной кислоты для накопления радионуклида радий-224;- radionuclides of thorium-229, thorium-228 and the resulting daughter decay products of these radionuclides were kept in a solution of nitric acid to accumulate radionuclide radium-224;

- после выдержки раствор, содержащий радионуклиды торий-229, торий-228, а также радий-224 и другие дочерние продукты распада тория-229 и тория-228, пропускали через колонку с анионитом;- after exposure, the solution containing the radionuclides of thorium-229, thorium-228, as well as radium-224 and other daughter decay products of thorium-229 and thorium-228, was passed through a column with anion exchange resin;

- радионуклиды торий-229 и торий-228 оставались в колонке с анионитом, а радий-224 и другие дочерние продукты распада тория-229 и тория-228 собирались на выходе из колонки;- radionuclides of thorium-229 and thorium-228 remained in the column with anion exchange resin, and radium-224 and other daughter decay products of thorium-229 and thorium-228 were collected at the outlet of the column;

- полученный раствор, содержащий радий-224 и другие дочерние продукты распада радионуклидов торий-229 и торий-228, упаривали досуха;- the resulting solution containing radium-224 and other daughter decay products of the thorium-229 and thorium-228 radionuclides was evaporated to dryness;

- сухой остаток, содержащий радионуклид радий-224, растворяли в соляной кислоте;- a dry residue containing radionuclide radium-224 was dissolved in hydrochloric acid;

- кислотный раствор радия-224 пропускали через колонку с катионитом;- an acid solution of radium-224 was passed through a column with cation exchange resin;

- радионуклид радий-224 оставался в колонке с катионитом;- radionuclide radium-224 remained in the column with cation exchanger;

- колонку, содержащую радионуклид радий-224, промывали раствором соляной кислоты;- the column containing the radionuclide radium-224 was washed with a solution of hydrochloric acid;

- на выходе из колонки с катионитом собирали раствор с радионуклидом висмут-212.- at the exit from the cation exchanger column, a solution with bismuth-212 radionuclide was collected.

Однако этот способ получения висмута-212 имеет ряд недостатков:However, this method of producing bismuth-212 has several disadvantages:

- многостадийный процесс получения висмута-212 из смеси радионуклидов торий-228 и торий-229 является трудоемким, осуществляется путем последовательного радиохимического выделения радионуклида радий-224 методом сорбции из исходного раствора тория-228 и тория-229 и на следующей стадии выделения из раствора радия-224 радионуклида висмут-212;- the multi-stage process for producing bismuth-212 from a mixture of thorium-228 and thorium-229 radionuclides is laborious, carried out by sequential radiochemical separation of radium-224 radionuclide by sorption from the initial solution of thorium-228 and thorium-229 and in the next stage of separation from a solution of radium- 224 radionuclide bismuth-212;

- в исходном растворе радионуклидов торий-228 и торий-229 за время хранения накапливается примесный радионуклид таллий-208, обладающий гамма-излучением с энергией 2,6 МэВ, что создает большие радиационные нагрузки на персонал, осуществляющий процесс получения висмута-212.- in the initial solution of thorium-228 and thorium-229 radionuclides during storage, an impurity thallium-208 radionuclide is accumulated, having gamma radiation with an energy of 2.6 MeV, which creates large radiation loads on personnel carrying out the process of producing bismuth-212.

РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯSUMMARY OF THE INVENTION

Задачей изобретения является упрощение технологического процесса получения радионуклида висмут-212 и снижение выхода примесных радионуклидов.The objective of the invention is to simplify the process for producing a bismuth-212 radionuclide and to reduce the yield of impurity radionuclides.

Для решения поставленной задачи в способе получения радионуклида висмут-212 из раствора, содержащего смесь радионуклидов торий-228, торий-229 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов, с последующим выделением висмута-212 с помощью ионообменных смол предлагается раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228 и торий-229, а также дочерние продукты распада этих радионуклидов барботировать газом, удаляя при этом из раствора один из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразный радионуклид радон-220, направлять газ через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство, где в результате радиоактивного распада по цепочке 220Rn→216Po212Pb накапливать радионуклид свинец-212, который после выхода активности свинца-212 на насыщение десорбировать и полученный раствор направлять на колонку с ионообменной смолой, с которой периодически смывать дочерний продукт распада радионуклид висмут-212.To solve the problem in a method for producing a bismuth-212 radionuclide from a solution containing a mixture of thorium-228 radionuclides, thorium-229 and daughter decay products of these radionuclides, followed by the isolation of bismuth-212 using ion exchange resins, a solution containing a mixture of thorium-228 radionuclides and thorium-229, as well as daughter products of the decay of these radionuclides, gas sparging, while removing one of the daughter products of the decay of thorium-228 - gaseous radonuclide radon-220 from the solution, direct gas through an aerosol fil to a sorption device, where, as a result of radioactive decay along the 220 Rn → 216 Po 212 Pb chain, accumulate lead-212 radionuclide, which, after the lead-212 activity is saturated, desorb and send the resulting solution to a column with an ion-exchange resin, from which the daughter decay product of radionuclide bismuth-212.

При этом раствор барботируют воздухом, и/или азотом, и/или гелием, и/или аргоном, и/или криптоном, и/или ксеноном.In this case, the solution is sparged with air and / or nitrogen and / or helium and / or argon and / or krypton and / or xenon.

В качестве сорбционного устройства можно использовать пустотелый объем, размеры которого обеспечивают время пребывания радона-220, достаточное для его полного распада в радионуклид свинец-212.As a sorption device, you can use a hollow volume, the dimensions of which provide a residence time of radon-220, sufficient for its complete decay into lead-212 radionuclide.

В качестве сорбционного устройства можно использовать ловушку с активированным углем.An activated carbon trap can be used as a sorption device.

Сорбционное устройство (им может быть длинная трубка, или большой сосуд, или ловушка с сорбентом, например активированным углем) должно обеспечивать время протекания через него потока газа не менее 10-и минут (примерно десять периодов полураспада радона-220 - 55,6 с).The sorption device (it can be a long tube, or a large vessel, or a trap with a sorbent, for example, activated carbon) should provide a gas flow through it for at least 10 minutes (about ten half-lives of radon-220 - 55.6 s) .

В предлагаемом способе получения радионуклида висмут-212 использовано наличие среди дочерних продуктов распада тория-228 газообразного радионуклида радон-220, который в результате распада по цепочке 220Rn→216Po→212Pb→212Bi приводит к образованию целевого радионуклида висмут-212. Период полураспада радона-220 составляет 55,6 сек, что обеспечивает возможность его удаления из водных растворов кислот с помощью барботажа газа [Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения. Публикация 38 МКРЗ. В двух частях. Часть вторая. Книга 2. М.: Энергоатомиздат, 1987, стр.204-205].In the proposed method for producing bismuth-212 radionuclide, the presence of gaseous radon-220 radionuclide among daughter products of thorium-228 decay, which, as a result of decay along the chain 220 Rn → 216 Po → 212 Pb → 212 Bi, leads to the formation of the target radionuclide bismuth-212. The half-life of radon-220 is 55.6 seconds, which makes it possible to remove it from aqueous acid solutions using gas sparging [Radionuclide decay schemes. Energy and radiation intensity. Publication 38 of the ICRP. In two parts. Part two. Book 2. M.: Energoatomizdat, 1987, pp. 204-205].

Инертный газ радон в 6,7 раза тяжелее воздуха, обладает низким коэффициентом растворимости в воде [А.С.Сердюкова, Ю.Т.Капитанов. Изотопы радона и продукты их распада в природе. М.: Атомиздат, 1975]. Из-за малой растворимости радон легко выделяется из воды в воздух. В термальных водах, имеющих температуру свыше 30°C, коэффициент растворимости радона в воде уменьшается вдвое по отношению к так называемым "холодным" радоновым водам с температурой до 10°C. Быстрому выделению радона в воздух также способствуют насыщенность термальных радоновых вод азотом и углекислотой. По данным ряда авторов потери радона из воды с выделяющимся из нее углекислым газом достигают 36%.The inert gas radon is 6.7 times heavier than air, has a low solubility coefficient in water [A.S. Serdyukova, Yu.T. Kapitanov. Radon isotopes and their decay products in nature. M .: Atomizdat, 1975]. Due to its low solubility, radon is easily released from water into air. In thermal waters having a temperature above 30 ° C, the solubility coefficient of radon in water is halved in relation to the so-called "cold" radon waters with temperatures up to 10 ° C. The rapid release of radon into the air is also facilitated by the saturation of thermal radon waters with nitrogen and carbon dioxide. According to some authors, the loss of radon from water with carbon dioxide released from it reaches 36%.

Изотопы радона в исключительно редких случаях вступают в химические соединения. Химические соединения радона-220 не известны.Radon isotopes in extremely rare cases enter chemical compounds. The chemical compounds of radon-220 are not known.

В присутствии в растворе всплывающих газовых пузырьков атомы радона в процессе диффузии в жидкости приникают в объем пузырьков и выносятся на поверхность раствора. Транспортируя радон-220 по технологическим газовым коммуникациям, его доставляют в систему улавливания, где удерживают до полного распада в радионуклид свинец-212, который, в свою очередь, распадается в висмут-212.In the presence of floating gas bubbles in the solution, the radon atoms in the process of diffusion in the liquid penetrate into the volume of the bubbles and are carried to the surface of the solution. Transporting radon-220 via technological gas communications, it is delivered to a capture system, where lead-212, which, in turn, disintegrates into bismuth-212, is kept until complete decay.

После удаления из системы улавливания радионуклид висмут-212 используется по своему прямому назначению для приготовления медицинских препаратов, применяемых при терапии онкологических заболеваний.After removal from the capture system, the bismuth-212 radionuclide is used for its intended purpose for the preparation of medications used in the treatment of cancer.

Предлагаемый способ получения радионуклида висмут-212 обладает преимуществами по сравнению с описанным прототипом:The proposed method for producing a radionuclide bismuth-212 has advantages compared with the described prototype:

- полученный таким способом радионуклид висмут-212 не содержит радиоактивных примесей, поскольку в цепочках распада тория-229 и тория-228 имеется только один газообразный радионуклид - радон-220;- the bismuth-212 radionuclide obtained in this way does not contain radioactive impurities, since there is only one gaseous radionuclide - radon-220 in the decay chains of thorium-229 and thorium-228;

- исключается многостадийный радиохимический передел раствора, содержащего смесь радионуклидов торий-228 и торий-229 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов, в результате чего упрощается технологический процесс получения висмута-212;- eliminates a multi-stage radiochemical redistribution of a solution containing a mixture of thorium-228 and thorium-229 radionuclides and daughter products of the decay of these radionuclides, which simplifies the process of obtaining bismuth-212;

- в исходном растворе, содержащем смесь радионуклидов торий-228, торий-229 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов, снижается примесь радионуклида таллий-208, обладающего высокоэнергетическим гамма-излучением, что снижает дозовую нагрузку на персонал.- in the initial solution containing a mixture of thorium-228 radionuclides, thorium-229 and daughter decay products of these radionuclides, the admixture of thallium-208 radionuclide having high-energy gamma radiation is reduced, which reduces the dose burden on personnel.

ПРИМЕР ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯMODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION

В качестве исходного сырья для получения радионуклида висмут-212 используют раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228, торий-229 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов.As a feedstock for producing the bismuth-212 radionuclide, a solution containing a mixture of thorium-228, thorium-229 radionuclides and decay daughter products of these radionuclides is used.

Для получения висмута-212 смесь радионуклидов торий-229, торий-228 и образующихся дочерних продуктов распада этих радионуклидов выдерживают в кислом растворе HNO3, помещенном в колбу-барботер объемом 50 мл. Общий объем раствора 10 мл. В колбу-барботер по трубке, погруженной в раствор кислоты, с помощью перистальтического насоса подается воздух с расходом ~50 мл/мин. В качестве прокачиваемого газа может быть использован любой из упомянутых в формуле газов или их смесей. Воздух был выбран как наиболее доступный газ.To obtain bismuth-212, a mixture of thorium-229, thorium-228 radionuclides and the resulting daughter decay products of these radionuclides is kept in an acidic HNO 3 solution placed in a 50 ml bubbler flask. The total volume of the solution is 10 ml. Air is supplied to a bubbler flask through a tube immersed in an acid solution using a peristaltic pump at a flow rate of ~ 50 ml / min. As the pumped gas, any of the gases mentioned in the formula or mixtures thereof can be used. Air was selected as the most affordable gas.

По газовой коммуникации, представляющей собой фторопластовую трубку длиной 0,3 м из колбы-барботера, воздушный поток, содержащий атомы радона-220, подается на аэрозольный фильтр для отделения диспергированной фракции исходного раствора. После прохождения фильтра воздушный поток поступает в сорбционный объем, который представляет собой фторопластовую трубку диаметром 8 мм и длиной более одного метра. Время пребывания газового потока в трубке указанной длины достаточно для полного распада радона-220 и оседания его дочернего радионуклида свинец-212 на стенке трубки. Очищенный воздух по замкнутому контуру вновь поступает в колбу-барботер с раствором радионуклидов торий-229 и торий-228.By gas communication, which is a fluoroplastic tube 0.3 m long from a bubbler bulb, an air stream containing radon-220 atoms is fed to an aerosol filter to separate the dispersed fraction of the initial solution. After passing through the filter, the air flow enters the sorption volume, which is a fluoroplastic tube with a diameter of 8 mm and a length of more than one meter. The residence time of the gas stream in the tube of the specified length is sufficient for the complete decay of radon-220 and the sedimentation of its daughter radionuclide lead-212 on the wall of the tube. The purified air in a closed circuit again enters the bubbler flask with a solution of radionuclides thorium-229 and thorium-228.

Продолжительность прокачки газа по контуру 20 часов, что составляет более 60% времени, необходимого для выхода активности радионуклида свинец-212 в насыщение. После завершения прокачки трубку отсоединяют от установки и с ее внутренней поверхности десорбируют свинец-212.The duration of gas pumping along the circuit is 20 hours, which is more than 60% of the time required for the lead-212 radionuclide to become saturated. After pumping is complete, the tube is disconnected from the unit and lead-212 is desorbed from its internal surface.

Десорбция свинца-212 проводится последовательно двумя растворами: горячей водой объемом 50 мл и 6М HCl объемом 50 мл (генератор торий-228/свинец-212).The desorption of lead-212 is carried out sequentially by two solutions: hot water with a volume of 50 ml and 6M HCl with a volume of 50 ml (thorium-228 generator / lead-212).

Из полученного солянокислого раствора на катионите Дауэкс-50 сорбируют радионуклиды свинец-212 и висмут-212 и по мере накопления и необходимости слабым солянокислым раствором десорбируют необходимое количество висмута-212 (генератор свинец-212/висмут-212).From the obtained hydrochloric acid solution, lead-212 and bismuth-212 radionuclides are sorbed on Dowex-50 cation exchanger and, as the amount of accumulation and the need for the weak hydrochloric acid solution, the necessary amount of bismuth-212 is desorbed (lead-212 / bismuth-212 generator).

Все растворы, включая раствор в колбе-барботере, подвергаются спектрометрическому анализу для определения радионуклидного состава и сведения материального баланса.All solutions, including the solution in the bubbler flask, are subjected to spectrometric analysis to determine the radionuclide composition and information on the material balance.

Предложенный способ получения висмута-212 позволяет по сравнению со способом, выбранным за прототип, уменьшить трудоемкость процесса, снизить содержание примесных радионуклидов.The proposed method for producing bismuth-212 allows, in comparison with the method selected for the prototype, to reduce the complexity of the process, to reduce the content of impurity radionuclides.

Claims (4)

1. Способ получения радионуклида висмут-212 из раствора, содержащего смесь радионуклидов торий-228, торий-229 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов, с последующим выделением висмута-212 с помощью ионообменных смол, отличающийся тем, что раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228 и торий-229, а также дочерние продукты распада этих радионуклидов барботируют газом, удаляя при этом из раствора один из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразный радионуклид радон-220, направляют газ через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство, где в результате радиоактивного распада по цепочке 220Rn→216Po→212Pb накапливают радионуклид свинец-212, который после выхода активности свинца-212 на насыщение десорбируют и полученный раствор направляют на колонку с ионообменной смолой, с которой периодически смывают дочерний продукт распада радионуклид висмут-212.1. A method of producing a bismuth-212 radionuclide from a solution containing a mixture of thorium-228 radionuclides, thorium-229 and daughter decay products of these radionuclides, followed by isolation of bismuth-212 using ion-exchange resins, characterized in that the solution containing a mixture of thorium-radionuclides 228 and thorium-229, as well as daughter decay products of these radionuclides, are sparged with gas, while removing one of the daughter decay products of thorium-228 - gaseous radonuclide radon-220 from the solution, direct gas through an aerosol filter to a sorption device o, where the radioactive decay chain 220 Rn → 216 Po → 212 Pb accumulate radionuclide lead-212, which is after 212 lead activity saturates desorbed and the resulting solution was fed to a column of ion exchange resin, which are periodically rinsed daughter decay product radionuclide bismuth-212. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что раствор барботируют воздухом, и/или азотом, и/или гелием, и/или аргоном, и/или криптоном, и/или ксеноном.2. The method according to claim 1, characterized in that the solution is sparged with air and / or nitrogen and / or helium and / or argon and / or krypton and / or xenon. 3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве сорбционного устройства используют пустотелый объем, размеры которого обеспечивают время пребывания радона-220, достаточное для его полного распада в радионуклид свинец-212.3. The method according to claim 1, characterized in that as a sorption device using a hollow volume, the dimensions of which provide a residence time of radon-220, sufficient for its complete decay into radionuclide lead-212. 4. Способ по п.1 отличающийся тем, что в качестве сорбционного устройства используют ловушку с активированным углем. 4. The method according to claim 1, characterized in that an activated carbon trap is used as a sorption device.
RU2010114318/07A 2010-04-12 2010-04-12 Bismuth-212 radionuclide obtaining method RU2430440C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2010114318/07A RU2430440C1 (en) 2010-04-12 2010-04-12 Bismuth-212 radionuclide obtaining method

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2010114318/07A RU2430440C1 (en) 2010-04-12 2010-04-12 Bismuth-212 radionuclide obtaining method

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2430440C1 true RU2430440C1 (en) 2011-09-27

Family

ID=44804267

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2010114318/07A RU2430440C1 (en) 2010-04-12 2010-04-12 Bismuth-212 radionuclide obtaining method

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2430440C1 (en)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2498434C1 (en) * 2012-08-21 2013-11-10 Российская Федерация, От Имени Которой Выступает Министерство Образования И Науки Российской Федерации Method to produce radionuclide bismuth-212
CN106019354A (en) * 2016-06-07 2016-10-12 南华大学 Artificial radionuclide dissolvability monitoring method and apparatus
CN109300565A (en) * 2018-10-20 2019-02-01 中广核研究院有限公司 Radioactive substance removes system and method in a kind of coolant
RU2734429C1 (en) * 2020-02-17 2020-10-16 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" (НИЦ "Курчатовский институт-ПИЯФ") Method of generating pb-212 generator radionuclide for producing a therapeutic agent based on bi-212 radionuclide
RU2784484C1 (en) * 2022-03-23 2022-11-28 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" METHOD FOR PRODUCING RADIONUCLIDE Pb-212 AND DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
САВИНОВ В.М. и др. Контроль технологических процессов при разработке медицинских генераторов. Ядерная энергетика, 2003, №3, с.116-126. *

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2498434C1 (en) * 2012-08-21 2013-11-10 Российская Федерация, От Имени Которой Выступает Министерство Образования И Науки Российской Федерации Method to produce radionuclide bismuth-212
CN106019354A (en) * 2016-06-07 2016-10-12 南华大学 Artificial radionuclide dissolvability monitoring method and apparatus
CN106019354B (en) * 2016-06-07 2018-10-30 南华大学 Artificial radionuclide concentration monitoring method and device
CN109300565A (en) * 2018-10-20 2019-02-01 中广核研究院有限公司 Radioactive substance removes system and method in a kind of coolant
CN109300565B (en) * 2018-10-20 2024-01-19 中广核研究院有限公司 System and method for removing radioactive substances in coolant
RU2734429C1 (en) * 2020-02-17 2020-10-16 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" (НИЦ "Курчатовский институт-ПИЯФ") Method of generating pb-212 generator radionuclide for producing a therapeutic agent based on bi-212 radionuclide
RU2784484C1 (en) * 2022-03-23 2022-11-28 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" METHOD FOR PRODUCING RADIONUCLIDE Pb-212 AND DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Hashimoto et al. Production of no-carrier-added 177 Lu via the 176 Yb (n, &;# 947;) 177 Yb &;# 8594; 177 Lu process
RU2490737C1 (en) Method for obtaining molybdenum-99 radioisotope
RU2430440C1 (en) Bismuth-212 radionuclide obtaining method
Dash et al. Indirect production of no carrier added (NCA) 177Lu from irradiation of enriched 176Yb: options for ytterbium/lutetium separation
EP3413318B1 (en) Method for preparing radioactive substance through muon irradiation, and substance prepared using said method
Lee et al. Development of fission 99Mo production process using HANARO
Guseva Radioisotope generators of short-lived α-emitting radionuclides promising for use in nuclear medicine
RU2624636C1 (en) Method of obtaining a radionuclide of lutetium-177
RU2498434C1 (en) Method to produce radionuclide bismuth-212
US20180051359A1 (en) Process for the separation and purification of scandium medical isotopes
RU2439727C1 (en) Method to produce radionuclide bismuth-212
Chuvilin et al. Production of 89Sr in solution reactor
McElfresh et al. The synthesis of 13 N-labelled nitrite of high specific activity and purity
Scott et al. Isotope harvesting with hollow fiber supported liquid membrane (HFSLM)
RU2768732C2 (en) Method of producing isotope
RU2430441C1 (en) Bismuth-213 radionuclide obtaining method
Boldyrev et al. Possibility of Obtaining High-Activity 177 Lu in the IR-8 Research Reactor
Zona et al. Wet-chemistry method for the separation of no-carrier-added 211 At/211g Po from 209 Bi target irradiated by alpha-beam in cyclotron
Boldyrev et al. 212 Pb/212 Bi Generator for nuclear medicine
THOMAS Recovery and isolation of Curie quantities of hafnium and the lanthanides from LAMPF-irradiated tantalum targets
Steyn et al. Large-scale production of 88Y and 88Zr/88Y generators: A proof of concept study for a 70 MeV H− cyclotron
Popov Determination of uranium isotopes in environmental samples by anion exchange in sulfuric and hydrochloric acid media
RU2803641C1 (en) Method of producing radioisotope i-161
Rakhimov et al. Purification of selenium from thorium, uranium, radium, actinium and potassium impurities for low background measurements
RU2199165C1 (en) Method for producing thorium (starting material) radionuclide for making therapeutic preparation based on bismuth radionuclide

Legal Events

Date Code Title Description
PC41 Official registration of the transfer of exclusive right

Effective date: 20160729