RU2736600C1 - Способ получения радионуклидного генератора актиния-228 - Google Patents

Способ получения радионуклидного генератора актиния-228 Download PDF

Info

Publication number
RU2736600C1
RU2736600C1 RU2019120525A RU2019120525A RU2736600C1 RU 2736600 C1 RU2736600 C1 RU 2736600C1 RU 2019120525 A RU2019120525 A RU 2019120525A RU 2019120525 A RU2019120525 A RU 2019120525A RU 2736600 C1 RU2736600 C1 RU 2736600C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
actinium
thorium
solution
radium
sorbent
Prior art date
Application number
RU2019120525A
Other languages
English (en)
Inventor
Владимир Сергеевич Семенищев
Владимир Николаевич Рычков
Евгений Владимирович Кириллов
Ирина Витальевна Кириченко
Original Assignee
Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина"
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 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" filed Critical Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина"
Priority to RU2019120525A priority Critical patent/RU2736600C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2736600C1 publication Critical patent/RU2736600C1/ru

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G4/00—Radioactive sources
    • G21G4/04—Radioactive sources other than neutron sources
    • G21G4/06—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features
    • G21G4/08—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features specially adapted for medical application

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Abstract

Изобретение относится к способу получения радионуклидного генератора актиния-228. В качестве сорбента актиния-228 используют твердый экстрагент, содержащий в качестве активного компонента моно-2-этилгексиловый эфир 2-этилгексилфосфоновой кислоты, а в качестве элюента используют раствор неорганической кислоты с рН 0,8-1,2. На подготовительном этапе происходит отделение от тория комплексованием его с ЭДТА и селективной сорбцией из полученного раствора радия и актиния на сорбенте, содержащем MnO2. Дальнейшая выдержка сорбента, содержащего MnO2, насыщенного актинием и радием, их элюирование хлористоводородной кислотой, упаривание позволяют получить продуктивный раствор, который можно использовать для сорбции актиния-228. Техническим результатом является получение более чистого радионуклидного генератора актиния-228 с хорошей воспроизводимостью при увеличении степени извлечения актиния и уменьшении затрат на осуществление способа. 5 ил.

Description

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в химической технологии и аналитической химии.
Актиний-228 в радиохимической практике используется в качестве удобного короткоживущего гамма-излучающего трассера для изучения актиния, а также в радиохимическом анализе актиния-227 для определения химического выхода аналита.
Известен способ получения радионуклидного генератора актиния-228 сорбционного типа, в котором в качестве сорбента используют сильнокислотный катионит (А.Н. Несмеянов Радиохимия. М.: Химия, 1978. — 560 с.). Способ включает растворение старой соли тория-232, выделение актиния-228 из полученного раствора соли тория, путем предварительного отделения от радия-228 соосаждением радия с хлоридом бария, от тория-232 экстракцией тория на трибутилфосфате, с дальнейшим концентрированием актиния-228 из продуктивного раствора на сорбенте. Дальнейшее элюирование актиния-228 из сорбента осуществляют с использованием в качестве элюента раствора лактата аммония.
Использование старой соли тория-232 является единственным практически реализуемым вариантом для получения радионуклидного генератора актиния-228, что обусловлено естественным накоплением актиния-228 при радиоактивном распаде тория-232 по цепочке: «торий-232 → радий-228 → актиний-228 → торий-228 → радий-224…». Период полураспада радия-228 составляет 5,75 лет, поэтому его существенные активности имеются лишь в солях тория после выдержки в течение как минимум 5 – 10 лет.
Недостатком способа является использование для концентрирования, в качестве сорбента, универсального сильнокислотного катионита, который способен сорбировать большинство ионов металлов. Поэтому при концентрировании совместно с актинием-228 сорбируются и остатки радия-228, тория-232 не отделенные вышеперечисленными методами, а также часть других катионов, которые входили в состав старой соли тория-232. Кроме того, использование в качестве элюента лактата аммония (аммонийная соль молочной кислоты) приводит к тому, что после элюирования получается раствор лактата актиния, который, для дальнейшего использования, необходимо дополнительно очищать от анионов молочной кислоты с переводом в более технологичные соляно-серно-азотнокислые среды. К еще одному недостатку можно отнести многостадийность осуществления способа, связанную с использованием осадительных операций, операций фильтрации и жидкостной экстракции, что приводит к увеличению затрат на осуществление способа и его недостаточной воспроизводимости, а также к значительным потерям актиния-228.
Изобретение направлено на решение технической проблемы, связанной с получением загрязненного радионуклидного генератора актиния-228 вследствие использования универсального сильнокислотного катионита, а также с большими потерями актиния, обусловленными многостадийностью операций, в том числе связанными с использованием нетехнологичного элюата.
В основу изобретения положена задача простого и воспроизводимого получения радионуклидного генератора актиния-228.
При этом, техническим результатом заявляемого изобретения является получение более чистого радионуклидного генератора актиния-228 при увеличении степени извлечения актиния и уменьшении затрат на осуществление способа.
Заявляемый технический результат достигается тем, что в способе получения радионуклидного генератора актиния-228, согласно изобретению, проводят растворение старой соли тория-232, отделением из полученного раствора тория-232 и радия-228 и концентрирование актиния-228 из продуктивного раствора на сорбенте, используя в качестве элюента раствор лактата аммония, отличающийся тем, что соль тория-232 растворяют до концентрации по торию в интервале 0,1-10 г/дм3, далее в полученный раствор вводят ЭДТА с 2-3-кратным молярным избытком по отношению к торию-232 и поддерживают рН раствора соли тория-232 на уровне 4 – 8, отделение от тория-232 проводят путем совместной сорбции актиния-228 и радия-228 из полученного раствора на сорбенте, содержащем MnO2, при этом тоий-232 остается в растворе, чем достигается его отделение, а насыщенный актинием-228 и радием-228 сорбент, содержащий MnO2 выдерживают в течение как минимум 40 дней, после чего актиний-228 и радий-228 с сорбента, содержащего MnO2, десорбируют раствором хлористоводородной кислоты с концентрацией 0,5-1 моль/дм3, с получением раствора десорбции, содержащего актиний-228 и радий-228, который далее упаривают до влажных солей и растворяют в хлористоводородной кислоте до рН =1,8-2,2 с получением продуктивного раствора из которого концентрируют актиний-228 с одновременным отделением от радия-228 на сорбенте представляющем из себя твердый экстрагент, содержащий в качестве активного компонента моно-2-этилгексиловый эфир 2-этилгексилфосфоновой кислоты, а в качестве элюента используют раствор неорганической кислоты с рН=0,8-1,2..
Интервал концентрации тория в растворе после растворения соли тория-232 определяет наиболее оптимальную его концентрацию для дальнейшего эффективного получения радионуклидного генератора актиния-228. Так, уменьшение концентрации тория в растворе менее 0,1 г/дм3 не позволит получить радионуклидный генератор актиния-228 необходимой удельной активности из-за очень незначительной концентрации актиния в растворе. Превышение концентрации тория в растворе более 10 г/дм3 будет приводить к его нестабильному поведению на следующих операциях связанному с гидролизом и образованием осадков гидроксида тория.
Заданный молярный избыток натриевой соли этилендиаминтетрауксусной кислоты (ЭДТА), вводимый в раствор соли тория, необходим для комплексования тория с данной кислотой для исключения его гидролиза на следующих операциях. Уменьшение молярного избытка ЭДТА менее 2 не позволит закомплексовать весь торий, находящийся в растворе, что будет приводить к его гидролизу и выпадению в осадок на следующих операциях. А это, в свою очередь, не позволит дальше вести весь процесс. Увеличение молярного избытка ЭДТА более 3 приведет к увеличению свободной ЭДТА, что на дальнейшей операции совместной сорбции актиния-228 и радия-228 будет приводить к растворению сорбента, содержащего MnO2.
Интервал рН, определенный для совместной сорбции актиния-228 и радия-228 на сорбенте, содержащем MnO2 характеризуется тем, что при рН менее 4 резко снижается степень извлечения как актиния-228, так и радия-228. При рН более 8 начинают разрушаться комплексные соединения тория с ЭДТА, торий начинает гидролизоваться и выпадать в осадок, что приводит к полной остановке процесса.
Время выдержки сорбента не менее 40 суток обусловлена тем, что за данный период распадается весь радий-224 и его дочерние изотопы. Радий-224 так же является продуктом распада тория-232, и он так же концентрируется на сорбенте, содержащем MnO2, совместно с актинием-228 и радием-228. Период полураспада радия-224 около 3,6 суток. Для его полного распада необходимо не менее 10 периодов полураспада. Таким образом, за счет выдержки сорбента, содержащего MnO2 отделяют радий-224.
После выдержки, сорбента, содержащего MnO2, актиний-228 и радий-228, десорбируют раствором хлористоводородной кислоты с концентрацией 0,5-1 моль/дм3, с получением раствора десорбции, содержащего актиний-228 и радий-228. Использование хлористоводородной кислоты с концентрацией более 1 моль/дм3 будет приводить к растворению сорбента, содержащего MnO2, с концентрацией менее 0,5 моль/дм3 к неполной десорбции актиния-228 и радия-228.
Далее, путем упаривания раствора десорбции, содержащего актиний-228 и радий-228 и последующего растворение влажных солей в растворе хлористоводородной кислоты, получают продуктивный раствор с рН =1,8-2,2, который направляют на концентрирование актиния-228 твердым экстрагентом, содержащим в качестве активного компонента моно-2-этилгексиловый эфир 2-этилгексилфосфоновой кислоты.
Использование для концентрирования актиния-228 твердого экстрагента, содержащего в качестве активного компонента моно-2-этилгексиловый эфир 2-этилгексилфосфоновой кислоты позволяет селективно выделить при рН =1,8-2,2 актиний-228 из продуктивного раствора. Моно-2-этилгексиловый эфир 2-этилгексилфосфоновой кислоты проявляет повышенную избирательность к редкоземельным элементам и, соответственно, к актинию, как аналогу редкоземельного элемента лантана. Предлагаемый, для извлечения актиния-228, интервал рН позволяет, как эффективно отделиться от радия-228, так и иметь сорбенту наибольшую емкость по актинию. Концентрирование актиния-228 при более низком значении рН будет приводить к снижению емкости сорбента по актинию. Концентрирование актиния-228 при более высоком значении рН будет приводить к увеличению сорбции радия-228 и других элементов.
Использование в качестве элюента неорганической кислоты (соляная, серная, азотная) позволяет получать раствор, готовый для дальнейшего технологического и аналитического применения. Выбранный интервал рН для элюирования актиния-228 отвечает наиболее низкой емкости сорбента по актинию. Дополнительное понижение значения рН будет приводить к перерасходу кислоты на выполнение операции элюирования, при этом эффективность элюирования повышаться не будет. Превышение значения рН элюента, более обозначенного, будет приводить к уменьшению эффективности элюирования актиния.
Сущность изобретения поясняется фигурами, на которых изображено:
- фиг. 1 - таблица, изменение степени сорбции тория, радия и актиния и удельная активность актиния в зависимости от концентрации тория в растворе, содержания ЭДТА и рН растворов, по примеру 1;
- фиг. 2 - таблица, влияние времени выдержки сорбента, содержащего MnO2 на соотношение активностей радия-224 и радия-228 в сорбенте, по примеру 2;
- фиг. 3 - таблица, влияние концентрации хлористоводородной кислоты в растворе десорбции на степень десорбции радия и актиния, по примеру 3;
- фиг. 4 - таблица, влияние рН продуктивного раствора на степень извлечения радия и актиния, по примеру 4;
- фиг. 5 - таблица, влияние концентрации хлористоводородной кислоты, а также серной и азотной кислот на степень элюирования актиния, по примеру 5.
Осуществление заявляемого способа подтверждается следующими примерами.
Пример 1. Несколько навесок старой соли тория-232 растворяют в хлористоводородной кислоте, при этом берут разную навеску старой соли тория-232, что бы при его растворении концентрация тория в растворах составляла 0,05, 0,1, 1, 5, 10, 12 г/дм3. Раствор соли тория с концентрацией 1 г/дм3 готовится в большем количестве и сначала делится на три равные части. В полученные растворы добавляют ЭДТА с 2-х кратным молярным избытком. В дополнительные части раствора с концентрацией тория 1 г/дм3 добавляют, кроме того, эквимолярное соотношение ЭДТА, 3-х, 4-х кратный молярный избыток ЭДТА. Полученный раствор соли тория с концентрацией тория 1 г/дм3 и 2-х кратным избытком ЭДТА дополнительно делят на пять равных частей и каждую часть корректируют щелочным агентом до рН 2, 4, 6, 8, 10. У растворов соли тория с различной концентрацией тория и 2-х кратным молярным избытком ЭДТА, а также у растворов соли тория с концентрацией тория 1 г/дм3 и эквимолярным, 3-х и 4-х кратным избытком ЭДТА корректируют до рН 6. Все растворы с откорректированными рН приводят в контакт с расчётным количеством сорбента, содержащего MnO2. Полученные после сорбции растворы отделяют от сорбента, содержащего MnO2 и анализируют на содержание тория, радия, а также измеряют удельную активность сорбента, содержащего MnO2 для оценки степени сорбции актиния.
Пример 1 показывает изменение степени сорбции тория радия и актиния и удельной активности актиния в зависимости от концентрации тория в растворе, содержания ЭДТА и рН растворов. Из примера 1 видно, что наилучшего концентрирования актиния, на сорбенте, содержащем MnO2 и при этом эффективного отделения от тория при сорбции актиния из раствора тория, удается добиться при концентрации тория в растворе в интервале от 0,1 до 10 г/дм3, избытка ЭДТА в интервале 2-3, рН раствора в интервале 4-8.
Пример 2. Навеску старой соли тория растворяют в хлористоводородной кислоте, с получением раствора соли тория с концентрацией 1 г/дм3. В полученный раствор добавляют ЭДТА с 2-х кратным молярным избытком, корректируют рН до 6, приводят в контакт с расчётным количеством сорбента, содержащего MnO2. Насыщенный радием и актинием сорбент, содержащий MnO2, измеряют на гамма-спектрометре сразу, а также через 5, 10, 20, 30, 40, 50 суток, и делают вывод о соотношении активностей радия-224 и радия-228 в сорбенте, содержащем MnO2.
Пример 2 показывает влияние времени выдержки сорбента, содержащего MnO2 на соотношение активностей радия-224 и радия-228 в сорбенте. Время выдержки 40 и более суток позволяет практически полностью отделиться от радия-224 и продуктов его распада.
Пример 3. Навеску старой соли тория растворяют в хлористоводородной кислоте, с получением раствора тория с концентрацией 1 г/дм3. В полученный раствор добавляют ЭДТА с 2-х кратным молярным избытком, корректируют рН до 6, приводят в контакт с расчётным количеством сорбента, содержащего MnO2. Насыщенный радием и актинием сорбент, содержащий MnO2, выдерживают 40 суток. После чего сорбент, содержащий MnO2, делят на 4 части и десорбируют расчётным количеством хлористоводородной кислоты различной концентрации. Полученные растворы анализируют на содержание актиния и радия. По результатам анализа рассчитывают степень десорбции.
Пример 3 показывает, что наиболее эффективной десорбции радия и актиния можно добиться при использовании хлористоводородной кислоты с концентрацией 0,5-1 моль/дм3.
Пример 4. Навеску старой соли тория растворяют в хлористоводородной кислоте, с получением раствора тория с концентрацией 1 г/дм3. В полученный раствор добавляют ЭДТА с 2-х кратным молярным избытком, корректируют рН до 6, приводят в контакт с расчётным количеством сорбента, содержащего MnO2. Насыщенный радием и актинием сорбент, содержащий MnO2, выдерживают 40 суток, десорбируют расчётным количеством хлористоводородной кислоты с концентрацией 1 моль/дм3. Полученный раствор упаривают до влажных солей, которые делят на пять частей и далее растворяют в воде с корректировкой рН 1, 1,8, 2,2, 2,5, 3, с получением продуктивного раствора. Полученные продуктивные растворы приводят в контакт с расчётным количеством сорбента - твердый экстрагент, содержащий в качестве активного компонента моно-2-этилгексиловый эфир 2-этилгексилфосфоновой кислоты. Растворы отделяют от сорбента и анализируют на содержание актиния и радия для расчёта степени извлечения.
Пример 4 показывает, что наиболее эффективной сорбции актиния и, соответственно отделения от радия, на сорбенте, содержащем в качестве активного компонента моно-2-этилгексиловый эфир 2-этилгексилфосфоновой кислоты, можно добиться при использовании продуктивного раствора с рН = 1,8-2,2.
Пример 5. Навеску старой соли тория растворяют в хлористоводородной кислоте, с получением раствора тория с концентрацией 1 г/дм3. В полученный раствор добавляют ЭДТА с 2-х кратным молярным избытком, корректируют рН до 6, приводят в контакт с расчётным количеством сорбента, содержащего MnO2. Насыщенный радием и актинием сорбент, содержащий MnO2, выдерживают 40 суток, элюируют расчётным хлористоводородной кислоты с концентрацией 1 моль/дм3. Полученный раствор упаривают до влажных солей, растворяют в воде с корректировкой рН до 1,8, с получением продуктивного раствора. Полученный продуктивный раствор приводят в контакт с расчётным количеством сорбента - твердый экстрагент, содержащий в качестве активного компонента моно-2-этилгексиловый эфир 2-этилгексилфосфоновой кислоты. Насыщенный твердый экстрагент, содержащий в качестве активного компонента моно-2-этилгексиловый эфир 2-этилгексилфосфоновой кислоты делят на 7 частей и элюируют расчётным количеством хлористоводородной, серной и азотной кислот. Полученные элюаты анализируют на содержание актиния.
Пример 5 показывает, что наиболее эффективного элюирования актиния можно добиться при использовании элюата (хлористоводородная, серная, азотная кислота) с рН = 1,8-2,2.

Claims (1)

  1. Способ получения радионуклидного генератора актиния-228, включающий растворение старой соли тория-232, отделение из полученного раствора тория-232, радия-228 и концентрирование актиния-228 из продуктивного раствора на сорбенте с последующим элюированием элюентом, отличающийся тем, что соль тория-232 растворяют до концентрации по торию в интервале 0,1-10 г/дм3, далее в полученный раствор вводят ЭДТА с 2-3-кратным молярным избытком по отношению к торию-232 и поддерживают рН раствора соли тория-232 на уровне 4–8, отделение из полученного раствора тория-232 проводят путем совместной сорбции актиния-228 и радия-228 на сорбенте, содержащем MnO2, при этом торий-232 остается в растворе, чем достигается его отделение, а насыщенный актинием-228 и радием-228 сорбент, содержащий MnO2, выдерживают в течение минимум 40 дней, после чего актиний-228 и радий-228 с сорбента, содержащего MnO2, десорбируют раствором хлористоводородной кислоты с концентрацией 0,5-1 моль/дм3 с получением раствора десорбции, содержащего актиний-228 и радий-228, который далее упаривают до влажных солей и растворяют в хлористоводородной кислоте до рН 1,8-2,2 с получением продуктивного раствора, из которого концентрируют актиний-228 с одновременным отделением от радия-228 на сорбенте, представляющем собой твердый экстрагент, содержащий в качестве активного компонента моно-2-этилгексиловый эфир 2-этилгексилфосфоновой кислоты, а в качестве элюента используют раствор неорганической кислоты с рН 0,8-1,2.
RU2019120525A 2019-07-02 2019-07-02 Способ получения радионуклидного генератора актиния-228 RU2736600C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019120525A RU2736600C1 (ru) 2019-07-02 2019-07-02 Способ получения радионуклидного генератора актиния-228

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019120525A RU2736600C1 (ru) 2019-07-02 2019-07-02 Способ получения радионуклидного генератора актиния-228

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2736600C1 true RU2736600C1 (ru) 2020-11-19

Family

ID=73461030

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2019120525A RU2736600C1 (ru) 2019-07-02 2019-07-02 Способ получения радионуклидного генератора актиния-228

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2736600C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2780727C1 (ru) * 2021-04-26 2022-09-29 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" Способ получения тонкослойного сорбента на основе диоксида марганца для альфа-спектрометрического определения изотопов радия

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA2255573C (en) * 1996-05-22 2002-12-17 Lockheed Martin Energy Research Corporation Technetium-99m generator system
DE202006020604U1 (de) * 2006-12-12 2009-02-26 Isotopen Technologien München AG Säulensystem zur Herstellung einer Lösung mit hoher spezifischer Aktivität
EP2056303A1 (en) * 2007-10-29 2009-05-06 Atomic Energy Council - Institute of Nuclear Energy Research Liquid isotope delivery system
RU2432632C2 (ru) * 2006-02-21 2011-10-27 Актиниум Фармасеутикалс, Инк. СПОСОБ ИЗВЛЕЧЕНИЯ ЧИСТОГО 225Ac ПОЛУЧАЕМОГО ИЗ ОБЛУЧЕННЫХ 226Ra-МИШЕНЕЙ
RU2513206C1 (ru) * 2012-10-30 2014-04-20 Леонид Асхатович Мазитов Способ разделения тория-228 и радия-224
RU2635206C1 (ru) * 2016-11-28 2017-11-09 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" Способ извлечения редкоземельных элементов из технологических и продуктивных растворов

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA2255573C (en) * 1996-05-22 2002-12-17 Lockheed Martin Energy Research Corporation Technetium-99m generator system
RU2432632C2 (ru) * 2006-02-21 2011-10-27 Актиниум Фармасеутикалс, Инк. СПОСОБ ИЗВЛЕЧЕНИЯ ЧИСТОГО 225Ac ПОЛУЧАЕМОГО ИЗ ОБЛУЧЕННЫХ 226Ra-МИШЕНЕЙ
DE202006020604U1 (de) * 2006-12-12 2009-02-26 Isotopen Technologien München AG Säulensystem zur Herstellung einer Lösung mit hoher spezifischer Aktivität
EP2056303A1 (en) * 2007-10-29 2009-05-06 Atomic Energy Council - Institute of Nuclear Energy Research Liquid isotope delivery system
RU2513206C1 (ru) * 2012-10-30 2014-04-20 Леонид Асхатович Мазитов Способ разделения тория-228 и радия-224
RU2635206C1 (ru) * 2016-11-28 2017-11-09 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" Способ извлечения редкоземельных элементов из технологических и продуктивных растворов

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2780727C1 (ru) * 2021-04-26 2022-09-29 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" Способ получения тонкослойного сорбента на основе диоксида марганца для альфа-спектрометрического определения изотопов радия

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Varner et al. Determination of ammonium, amide, nitrite, and nitrate nitrogen in plant extracts
RU2736600C1 (ru) Способ получения радионуклидного генератора актиния-228
Matkovich et al. Solvent extraction of metal chelates into water-immiscible acetone
Ballestra et al. An improved radiochemical procedure for low-level measurements of americium in environmental matrices
AU634853B2 (en) Thallium extraction process
Sekine et al. Separation of europiumIII and americiumIII by solvent extraction of their metal chelate complexes
JPS5842737A (ja) ガリウムの回収方法
Ladeira et al. Effect of ammonium, carbonate and fluoride concentration on the uranium recovery by resins
Ham Determination of actinides in environmental materials using extraction chromatography
US2863717A (en) Recovery of uranium values from copper-bearing solutions
Guseva et al. Anion-Exchange Separation of Radium from Alkaline-Earth Metals and Actinides in Aqueous-Methanol Solutions of HNO3. 227 Ac-223 Ra Generator
Furman et al. The Kinetics of the Vanadium (III)—Vanadium (IV) Exchange Reaction in Aqueous Perchloric Acid Solution1a
RU2404922C2 (ru) Способ ионообменного выделения радионуклидов иттрия, редкоземельных и трансплутониевых элементов из растворов альфа-гидроксиизомасляной кислоты и ее солей
Rengan Chelating resins: Sorption characteristics in chloride media
RU2720703C1 (ru) Способ выделения Ni-63 из облученной мишени и очистки его от примесей
Cheng et al. Study on the separation of molybdenum-99 and recycling of uranium to water boiler reactor
US4278643A (en) Resin sorption process for extracting tungsten
JP2780098B2 (ja) タリウムの回収方法
Froidevaux et al. Strontium-90 determination in biological and environmental samples by direct milking of its daughter product, yttrium-90
Mehta et al. Cation exchange chromatographic separation of scandium from other elements on Dowex 50W-X8
Sekine Separation and spectrophotometric determination of uranium (VI) by extraction with arsenazo III and zephiramine
JPS6324025A (ja) ホスホニツク基含有イオン交換相を使用したインジウム、ゲルマニウム及び／又はガリウムの回収方法
RU2178388C1 (ru) СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА Sr-89 БЕЗ НОСИТЕЛЯ ИЗ ОБЛУЧЕННОГО ИТТРИЯ
Fritz et al. Ion-exchange separations using sulphosalicylic acid
RU2312816C2 (ru) Способ отделения стронция-89 от иттрия