СПОСОБ ОТДЕЛЕНИЯ ДОЧЕРНЕГО РАДИОНУКЛИДА ТЕЛЛУРА-125М ОТ МАТЕРИНСКОГО - СУРЬМЫ-125 Российский патент 1997 года по МПК G21G4/04 

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов и может быть использовано для изготовления генераторов теллура-125м. Указанный радионуклид применяется в настоящее время для изготовления мессбауэровских источников. Главным образом, его получают облучением нейтронами теллура-124.

Известны также методы получения безносительного теллура-125м путем отделения его от материнского радионуклида сурьмы-125. Это, прежде всего, устаревшие осадительные методы, экстракционный способ (Иофе Б.З. Получение ¹²⁵Sb, ^125mТе и ^113mIn без носителей из облученного нейтронами олова (экстракция кислородсодержащими растворителями). Производство изотопов. Сб. статей: XX лет производства и применения изотопов и источников ядерных излучений в народном хозяйстве СССР. М. Атомиздат, 1973, с. 86-88), предусматривающий применение ди-н-бутилового эфира и водных растворов соляной кислоты (10 М) для совместной экстракции сурьмы-125 и теллура-125м. Последний по мере накопления вымывают из органической фазы с помощью 10 M HCl, насыщенной хлором (а.с. СССР N 848908, 1964).

Известен также генератор теллура-125м, основанный на разделении пары сурьма-теллур с помощью сильноосновного ионообменника типа Diaion SA-100. Сурьма-125 наносится на колонку в водном растворе концентрированной соляной кислоты. Теллур-125м элюируется 1 М НСl. После каждого цикла колонку промывают концентрированной соляной кислотой для уменьшения проскока сурьмы-125 при отделении теллура-125м (Maruyama Y. Nagaoka Y. Preparation of ¹²⁵Sb-^125mTe generator //Radiochem Radioanal. Letters, 1980, vol. 44, N 4, p. 249-258). Этот способ выбран за прототип как наиболее близкий к заявляемому.

Недостатком указанных аналогов и прототипа является, прежде всего, использование для разделения генераторной пары концентрированной соляной кислоты, что существенно ограничивает применение их в генераторах с высокой активностью, что, в свою очередь, предполагает использование горячих камер ввиду жесткого гамма-излучения сурьмы-125. Кроме того, при высоких радиационных нагрузках органические ионообменные смолы подвергаются радиолизу, что, естественно, ограничивает срок службы такого генератора.

Технической задачей настоящего изобретения является устранение отмеченных недостатков способа-прототипа.

Согласно заявляемому способу сурьму-125 наносят на неорганический сорбент (оксиды или гидроксиды сурьмы) в виде азотнокислых водных растворов. После упаривания смеси досуха осуществляют термообработку продукта на воздухе. Оптимальные температура и время прокаливания были установлены экспериментально. Они составляют 700-800^oC и 1-2 ч соответственно. При более высоких температурах возможны потери сурьмы за счет сублимации оксидов, а при более низких температурах значительно увеличивается необходимое для фиксации время термообработки и снижается выход теллура-125м.

Далее осуществляют элюирование теллура-125м с полученного в результате прокаливания сорбента с помощью водных растворов щелочей, интервалы концентраций которых также выбраны экспериментально (NaOH, KOH 0,05-0,1N; NH₄OH 1 8N) с учетом требования максимального выхода теллура-125м и минимального содержания сурьмы-125 в элюате при минимальном объеме элюата. Повышение концентрации щелочей по сравнению с указанными увеличивает выход теллура-125м, но при этом резко возрастает и концентрация сурьмы -125 в элюате. Уменьшение концентрации приводит к уменьшению выхода радионуклида либо к технологически неоправданному увеличению объема элюата, причем соотношение ¹²⁵Sb ^125mTe практически не меняется.

Перед каждым последующим циклом выделения теллура-125м из предлагаемого генератора сорбент с нанесенной на него сурьмой-125 прокаливают в указанных выше режимах для увеличения выхода целевого радионуклида в процессе последующего элюирования.

Пример 1. 2 г гидратированного пентоксида дисурьмы обрабатывают ≈5 мл азотнокислого (≈10 N) водного раствора, содержащего 10 мКи сурьмы-125. Смесь упаривают досуха и прокаливают при температуре 700^oC в течение 1 ч. Через сорбент, помещенный в кварцевую колонку, пропускают 20 мл 0,05 M водного раствора гидроксида калия (порциями с суточной выдержкой). Выход теллура-125м составляет 35% от исходной активности сурьмы-125 в генераторе. Радионуклидная чистота препарата 98% Далее сорбент промывается водой. Через 14 дней сорбент снова подвергают термообработке при температуре 700^oC в течение 1 ч и снова элюируют теллур-125м, как описано выше. Выход целевого радионуклида составляет 10% от активности сурьмы, а чистота препарата 98-99% В течение 1,5 лет было проведено 15 аналогичных циклов выделения теллура-125м. Характеристики препарата не изменились.

Пример 2. ≈1 г гидратированного пентоксида сурьмы (ГПС) обрабатывается ≈5 мл концентрированного солянокислого раствора, содержащего 5 мКи сурьмы-125. Раствор над ГПС нейтрализуется концентрированным раствором аммиака до слабощелочной реакции и упаривается досуха. Порошок нагревают до 700^oC за 1,5 ч и прокаливают в течение 1 ч. Выщелачивание теллура-125м производится 4 М раствором аммиака, как описано в примере 1. Выход теллура-125м 20% радиохимическая чистота 98% В последующих циклах выход целевого радионуклида составлял ≈5%
Таким образом, заявляемый способ позволяет создать мощные генераторы теллура-125м за счет высокой радиационной и химической стойкости предлагаемого сорбента в рассматриваемых условиях, а также исключить из процесса концентрированную соляную кислоту, что немаловажно при работе в горячих камерах.

Использование: для изготовления генераторов теллура-125м. Сущность: способ заключается в том, что азотнокислый водный раствор, содержащий сурьму-125, пропускают через неорганический сорбент - оксиды или гидроксиды сурьмы. Сорбент с адсорбированной сурьмой-125 подвергают термообработке, преимущественно при 700-800^oC в течение 1-2 ч. Затем проводят элюирование радионуклида теллура-125м водными растворами KOH, NaOH концентрации 0,05-0,1 М или NH₄OH концентрации 1-8 М. Достигаемый результат - увеличение срока службы генератора теллура-125м за счет использования неагрессивных реагентов. 2 з.п. ф-лы.

1. Способ отделения дочернего радионуклида теллура-125м от материнского
сурьмы-125, включающий нанесение радионуклидов на сорбент и элюирование, отличающийся тем, что в качестве сорбента используют оксиды или гидроксиды сурьмы, которые после нанесения радионуклидов подвергают термообработке, а элюирование осуществляют водными растворами щелочей. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что термообработку осуществляют при 700 800^oС в течение 1 2 ч. 3. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что элюирование осуществляют при концентратах KOH, NaOH 0,05 0,1 моль/л, NH₄OH 1,8 моль/л.