RU2735646C1 - Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радионуклида молибден-99 - Google Patents

Abstract

Изобретение относится к способу изготовления наноструктурированной мишени для производства радионуклида молибден-99 и может быть использовано для производства радионуклида молибден-99 (99Мо) высокой удельной активности (без носителя), являющегося основой для создания радионуклидных генераторов технеция-99m (99mTc), имеющих широкое применение в ядерной медицине для диагностических целей. Производство радиоизотопа ⁹⁹Мо осуществляется по реакции ⁹⁸Мо(n,γ) и ¹⁰⁰Мо(γ, n). Изотоп получают в виде матрицы из активированной окиси алюминия с полостями и каналами с характерными размерами, лежащими в интервале 2-50 нм. На поверхности полостей и каналов нанесен нанослой молибденсодержащего вещества, толщина которого меньше длины пробега атомов отдачи ⁹⁹Мо в веществе нанослоя. В качестве нанослоя молибденсодержащего вещества используется нерастворимый в воде молибдат алюминия (Аl₂[МоO₄]₃). Техническим результатом является упрощение процедуры выделения радионуклида ⁹⁹Мо. 1 з.п. ф-лы.

Description

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов. Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радионуклида молибден-99 может быть использован для производства радионуклида молибден-99 (⁹⁹Мо) высокой удельной активности (без носителя), являющегося основой для создания радионуклидных генераторов технеция-99m (^99mТс), нашедших широкое применение в ядерной медицине для диагностических целей.

Радионуклид молибден-99 (⁹⁹Мо) является одним из наиболее востребованных изотопов в ядерной медицине. Он используется в качестве материнского ядра генератора технеция-99m (^99mТс), широко применяемого в мире при ранней диагностике онкологических, сердечно-сосудистых и ряда других заболеваний. Более 80% радиодиагностических процедур в мире проводится радиофармпрепаратами, мечеными ^99mТс.

Широкое применение ^99mТс объясняется сочетанием ядерно-физических свойств, которое обуславливает его преимущество перед другими короткоживущими радионуклидами. Технеций-99m имеет удобную для регистрации энергию гамма-излучения (140 кэВ) и период полураспада (6 часов). Отсутствие у ^99mТс бета- и жесткого гамма-излучения снижает дозовые нагрузки на пациентов и персонал диагностических лабораторий медицинских учреждений. Данный радионуклид разрешен к применению для проведения диагностических исследований беременных и новорожденных. Технеций-99m принадлежит к числу радионуклидов, обладающих наименьшей радиотоксичностью.

Традиционный способ наработки ⁹⁹Мо основан на выделении этого радионуклида из облученного топлива на основе урана высокообогащенного по изотопу ²³⁵U. Этот способ включают операции облучения мишеней с ураном в нейтронном потоке ядерного реактора и растворения их после непродолжительной выдержки в водных растворах кислот или щелочей. Образующийся раствор подвергают операции выделения ⁹⁹Мо в виде отдельной фракции (путем экстракции или сорбции-десорбции), которая подвергается аффинажу с получением чистого препарата ⁹⁹Мо.

Известен реакторный способ получения радионуклида ⁹⁹Мо, основанный на деления ²³⁵U по действием нейтронов [Герасимов А.С., Киселев Г.И., Ланцов М.Л. "Получение ⁹⁹Мо в ядерных реакторах". Атомная энергия, том 67, выпуск 1, август 1989, 104-108]. В этом процессе мишень, содержащую двуокись урана с обогащением по изотопу ²³⁵U до 90%, облучают в течение 7-10 суток в потоке нейтронов ядерного реактора, а затем перерабатывают одним из традиционных радиохимических способов. Радионуклид ⁹⁹Мо, выделенный из продуктов деления с помощью процессов экстракции и хроматографии, обладает высокой удельной активностью (≈10⁵ Ки/г), что важно при изготовлении ⁹⁹Мо/^99mТс-генераторов.

Недостатком этого способа является то, что образуется большой объем жидких радиоактивных отходов, содержащих делящийся материал - обогащенный уран. Несмотря на возможность достижения высоких технических показателей процесса (высокий выход целевого продукта, короткий технологический цикл) он связан с выпуском больших объемов высокоактивных жидких отходов, хранение и переработка которых в значительной мере снижает экономические показатели производства. Необходима специальная многооперационная обработка этих отходов с целью выделения урана и подготовки отходов к захоронению.

Другим сдерживающим фактором для дальнейшего расширения этого способа производства ⁹⁹Мо является необходимость ограничить или даже свести к нулю оборот в гражданской сфере высокообогащенного ²³⁵U, поскольку распространение этого делящегося материала несет опасность террористических акций. Приняты программы, в частности, программа RERTR (Reduced Enrichment for Research and Test Reactors), по сокращению оборота высокообогащенного ²³⁵U в мирных секторах экономики, в соответствии с которой исследовательские реакторы, используемые для производства ⁹⁹Мо, будут постепенно переводиться на низкообогащенное урановое топливо. Это же касается и мишеней, которые также будут переводиться на низкообогащенный уран.

В результате ориентация современного производства ⁹⁹Мо на использование высокообогащенного урана, на фоне постепенного выведения ²³⁵U из гражданского оборота в соответствии с концепцией МАГАТЭ о «нераспространении», создает дополнительные риски для потребителей ⁹⁹Мо.

Известен альтернативный способ получения ⁹⁹Мо по реакции радиационного захвата ⁹⁸Мо(n,γ)⁹⁹Мо - активационный. При облучении нейтронами мишени, содержащей молибден, обогащенный по изотопу ⁹⁹Мо, при среднем потоке тепловых нейтронов 1⋅10¹⁴ см^-2×с^-1 может быть получена удельная активность ⁹⁹Мо до 6-8 Ки/г [Скуридин B.C., Стасюк Е.С., Нестеров Е.А., Ларионова Л.А. Разработка высокоактивных генераторов технеция-99m на основе обогащенного молибдена-98. // Медицинская физика, №4, 2010, 41-47]. Такой способ получения ⁹⁹Мо имеет ряд преимуществ по сравнению с «осколочным» методом: дешевизна исходного сырья, исключение из технологического оборота ²³⁵U, отсутствие долгоживущих радиоактивных отходов, значительное снижение капитальных затрат, обусловленное более низкими требованиями к условиям обеспечения радиационной безопасности.

Основной недостаток активационного способа производства ⁹⁹Мо, препятствующий его широкому внедрению в практику, состоит в низкой удельной активности целевого радионуклида из-за присутствия в мишени изотопного носителя ⁹⁸Мо. Материал такого качества неэффективно использовать в стандартном ⁹⁹Мо/^99mТс-генераторе сорбционного типа, поскольку требуются колонки большего размера, в результате чего увеличивается масса радиационной защиты. Для элюирования ^99mТс из такой колонки понадобится большой расход жидкости, что приведет к снижению объемной активности раствора и необходимости последующей концентрации ^99mТс.

Для устранения этой проблемы предложен вариант получения ⁹⁹Мо по реакции радиационного захвата ⁹⁸Мо(n,γ), основанный на эффекте Сцилларда-Чалмерса, с использованием в качестве мишеней структурированных наночастиц молибдена или его соединений.

Известно, что ядро ⁹⁹Мо, образующееся в результате реакции радиационного захвата тепловых нейтронов ⁹⁸Мо(n,γ), в момент снятия возбуждения испусканием γ-квантов приобретает энергию отдачи, которой достаточно для разрыва химических связей атомов в решетке. Энергия отдачи ~30÷100 эВ вызывает перемещение образующихся атомов ⁹⁹Мо, которые способны образовывать новые соединения, переходить из одной фазы в другую и т.д. Доля атомов отдачи ⁹⁹Мо, покидающих материнское соединение молибдена, зависит от соотношения длин пробега и размера наночастиц молибдена.

Исследования этого способа получения ⁹⁹Мо высокой удельной активности проводились в России и за рубежом [Tomar, В.S.; Steinebach, О.М.; Terpstra, В.Е.; Bode, P.; Wolterbeek, Н.Т.: Studies on production of high specific activity ⁹⁹Mo and ⁹⁰Y by Szilard Chalmers reaction: Radiochim. Acta. 2010, 98, 499-506]. В европейском патенте [Wolterbeek H.T. "A process for the production of no-carrier added 99Mo". European patent. EP 2131369 A 16.06.2008. Technische Universiteit Delft (NL)] описан процесс получения ⁹⁹Mo путем облучения растворов органических соединений молибдена гексакарбонила Мо(СО)₆ и диоксо-диоксината [C₄H₃(O)-NC₅H₃]₂-MoO₂ в дихлорметане СН₂Сl₂ с последующей экстракцией ⁹⁹Мо из органической фазы в водную. Полученный выход составил от 10% (при факторе обогащения 40) до 20% (при факторе обогащения 20).

Российские авторы предложили использовать в качестве стартового материала соединения молибдена в виде частиц Мo₂С размером 5÷100 нанометров [Патент РФ RU 2426184 С1. 02.07.2010. «Способ получения радионуклида ⁹⁹Мо». Авторы: Маслаков Г.И., Радченко В.М, Ротманов К.В. и др.]. Облучение тугоплавких радиационно и термически устойчивых наночастиц Мо₂С они проводили нейтронами с плотностью потока более 10¹⁴ см^-2с^-1 в течение 7÷15 суток. По мнению авторов, в результате эффекта Сцилларда-Чалмерса в процессе облучения на поверхности наночастиц должна повышаться концентрация ⁹⁹Мо, т.к. поверхность является барьером, на котором будут накапливаться вылетевшие из решетки радионуклиды. После облучения авторы проводили выделение ⁹⁹Мо из поверхностного слоя стартового материала растворением этого слоя в смеси кислот или смеси щелочей. Однако большой разброс размеров наночастиц стартового материала (5÷100 нм) привел к низкой эффективности процесса. Частицы менее 5 нм вымывались из порошка в раствор, а из частиц с размером ~100 нм поступление ядер отдачи в поверхностный слой происходило лишь с небольшой глубины, что привело к низким показателям выхода продукта. При стравливании поверхностного слоя частиц молибдена кислотой или щелочью в раствор попадал в основном стартовый материал частиц - ⁹⁸Мо. Полученный выход ⁹⁹Мо составил 30,2÷37,4%, при факторе обогащения 1,6÷1,5. Основной недостаток такого способа производства ⁹⁹Мо - низкая удельная активность получаемого радионуклида. Авторы приводят значение удельной активности ⁹⁹Мо, полученной по этому способу, на уровне 1 Ки/г, что уступает удельной активности осколочного ⁹⁹Мо около пяти порядков величины (≈10⁵ Ки/г). При удельной активности ⁹⁹Мо на уровне 1 Ки/г невозможно использовать стандартный ⁹⁹Мо/^99mТс-генератор сорбционного типа.

За прототип выбран способ получения наноструктурированной мишени для производства радиоизотопа ⁹⁹Мо по реакции радиационного захвата ⁹⁸Мо(n,γ), которая представляет собой композицию буфера из твердого вещества и наночастиц, содержащих молибден. [Патент РФ RU 2588594 C1 15.06.2015. «Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радиоизотопа молибдена - 99». Артюхов А.А., Кравец Я.М., Меньшиков Л.И., Рыжков А.В., Семенов А.Н., Удалова Т.А., Чувилин Д.Ю.]

В этом патенте мишень представляет собой нанослой оксида молибдена (МoО₃), нанесенный на поверхность полостей и каналов матрицы из активированной окиси алюминия, служащей коллектором атомов отдачи ⁹⁹Мо. Характерный размер полостей и каналов матрицы из активированной окиси алюминия находится в интервале 2-50 нм, что сравнимо с длиной пробега атомов отдачи ⁹⁹Мо в молибденсодержащих веществах ~ 10 нм [Л.И. Меньшиков, А.Н. Семенов, Д.Ю. Чувилин. Расчет выхода атомов отдачи реакции ⁹⁸Мо(n,γ) из наночастиц дисульфида молибдена. Атомная энергия. Т.114, вып. 4, 2013, с. 226-229].

Разделение материнского молибдена и буфера осуществляли путем элюирования оксида молибдена с помощью 20% раствора аммиака в воде.

Недостатком этого метода являются: сложность извлечения целевого радионуклида ⁹⁹Мо из оксида алюминия; невозможность повторного использования такой мишени и значительные потери молибдена (-2,7%) при вымывании его из окиси алюминия. Это существенно при использовании для изготовления мишени дорогого высокообогащенного ⁹⁸Мо.

Раскрытие изобретения.

Преимущества получения радионуклида ⁹⁹Мо активационным методом, основанном на эффекте Сциларда-Чалмерса, могут проявиться в полной мере лишь при простой процедуре извлечения целевого радионуклида из мишени, исключающей ее разрушение.

Техническим результатом является упрощение процедуры выделения радионуклида ⁹⁹Мо и удешевление технологического процесса изготовления мишени за счет ее многократного использования. Это достигается в результате использования в качестве молибденсодержащего вещества нерастворимого в воде молибдата алюминия (Аl₂[МоO₄]₃), что, в свою очередь, позволяет использовать в качестве буфера растворимый в воде хлорид щелочного металла.

Для достижения указанного результата предложен способ изготовления наноструктурированной мишени, где в качестве матрицы используется активированная окись алюминия с полостями и каналами с характерными размерами лежащими в интервале 2-50 нм, на поверхности которых формируют нанослой из молибдата алюминия. После завершения формирования нанослоев, состоящих из молибдата алюминия, в полученную матрицу вводят хлорид щелочного металла методом пропитки гранул насыщенным раствором хлорида щелочного металла, либо методом окунания гранул в расплав хлорида щелочного металла.

Гранулы активированной окиси алюминия пронизаны разветвленной сетью открытых полостей и каналов, имеющих средний характерный размер 20 нм, что позволяет сформировать на поверхностях полостей и каналов нанослой молибдата алюминия и хлорида щелочного металла. Важно, что самоорганизованный массив пор, формирующийся в процессе изготовления этого сорбента, отличается равномерной плотностью. Это создает возможность получения равномерного распределения Мо и хлорида металла по объему гранулы Al₂O₃.

Удаление буфера (хлорида щелочного металла), содержащего в себе атомы отдачи ⁹⁹Мо, осуществляется путем элюирования хлорида металла дистиллированной водой.

В качестве примера реализации предложенного способа приведем последовательность операций изготовления образца наноструктурированной мишени.

Операция 1. Подготовка гранул Аl₂O₃. Товарный гранулированный оксид алюминия прокаливали при температуре 700÷750°С в течение 3 часов для удаления сорбированных веществ и уменьшения его растворимости.

Операция 2. Формирование слоев МoО₃ на поверхности каналов активированной окиси алюминия осуществляли пропиткой гранул водным раствором парамолибдата аммония (NH₄)₆Mo₇O₂₄ (растворимость при 20°С 20 г / 100 мл Н₂O) и их последующей термообработкой:

- 5,041 г активированной гранулированной окиси алюминия погружают в 20% раствор парамолибдата аммония и выдерживают в нем в течение суток. Затем раствор сливают и взвешивают влажные гранулы. В результате такой операции гранулы вбирают в себя 6,411 г раствора, т.е. 1,370 г раствора на 1 г Аl₂O₃;

- после пропитки гранулы сушат в токе аргона марки ВЧ при температуре 130°С в течение 2-х часов. Взвешивание гранул по завершении процесса осушки показало, что была высажена пленка парамолибдата аммония массой 2,206 г;

- высушенные гранулы, с парамолибдатом аммония в порах, подвергают термической обработке при 700÷750°С в атмосфере кислорода, для разложения парамолибдата до образования МоO₃.

Операция 3. Формирование нанослоя молибдата алюминия (Аl₂[МоO₄]₃) осуществлялось путем дополнительного прокаливания гранул Аl₂O₃ при температуре 800°С в течение 6 часов. По результатам химического анализа (методом ICP-AES) содержание молибдена в образце составило 0,23 г/г.

Операция 4. После этого гранулы пропитываются хлоридом калия KCl путем обработки их раствором KCl (200 г/л). После пропитки гранулы сушили в токе аргона марки ВЧ при температуре 130°С в течение 2-х часов. Проверочное элюирование хлорида калия KCl из мишени проводили дистиллированной водой. По результатам химического анализа (методом ICP-AES) содержание калия в образце после промывки составляло 0,6%.

Claims (2)

1. Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радиоизотопа ⁹⁹Мо по реакции ⁹⁸Мо(n,γ) и ¹⁰⁰Мо(γ, n) в виде матрицы из активированной окиси алюминия с полостями и каналами с характерными размерами, лежащими в интервале 2-50 нм, а на поверхности полостей и каналов нанесен нанослой молибденсодержащего вещества, толщина которого меньше длины пробега атомов отдачи ⁹⁹Мо в веществе нанослоя, отличающийся тем, что в качестве нанослоя молибденсодержащего вещества используется нерастворимый в воде молибдат алюминия (Аl₂[МоO₄]₃).

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве буфера используется растворимый в воде хлорид щелочного металла.