СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА Mo Российский патент 2011 года по МПК G21G1/00 

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для производства радиоактивных изотопов для медицинских целей, а именно для производства высокоактивных генераторов изотопов ^99mTc, используемых для диагностики и лечения некоторых онкологических заболеваний.

Радиоактивный изотоп ^99mTc является продуктом β-радиоактивного распада короткоживущего «материнского» изотопа ⁹⁹Мо, который, в свою очередь, может быть получен путем облучения нейтронами изотопа ⁹⁸Мо (смесей изотопов молибдена природного состава).

Другим методом производства изотопов высокой удельной активности ⁹⁹Мо является деление изотопа ²³⁵U под воздействием нейтронов в ядерном реакторе.

Известны способы получения изотопов ⁹⁹Мо высокой удельной активности (Патенты США 4099697; 4094953; 4701308; 41234981; патент РФ 2154318 и др.). Эти способы включают операции облучения мишеней, содержащих ²³⁵U, непродолжительной выдержки и растворения их в водных растворах кислот, щелочей, расплавах солей или окисления с последующей термической, хроматографической сепарацией. Во всех этих способах производства изотопа ⁹⁹Мо высокой удельной активности недостатками являются:

- большие объемы радиоактивных отходов (около 94% продуктов деления ядер ²³⁵U);

- невозможность полного улавливания летучих продуктов деления J₂, Kr, Xe и т.д.;

- сложное оборудование, высокие требования к защите персонала и окружающей среды;

- высокая радиационная опасность технологических процессов.

Известен способ получения активационного изотопа ⁹⁹Мо ("Радиоактивные изотопы молибдена" Н.П.Руденко, Э.В.Пастухова. Атомиздат, 1965, с.16), включающий облучение стартового материала нейтронами и последующее выделение активационных изотопов. В качестве стартового материала для облучения использован карбонил молибдена [Мо(Со)₆] и фталоцианид молибдена [Mo(C₈N₂H₄)₄]. Для выделения активационных изотопов облученный стартовый материал обрабатывают в хлороформе [Мо(СО)₆] или в концентрированной серной кислоте [Мо(C₆N₂H₄)₄] и извлекают их.

Использование подобных химических соединений для получения значительного количества ⁹⁹Мо из-за их малой ядерной плотности нерационально, недопустимо и их длительное облучение из-за радиолиза.

Другими недостатками этого способа, который может быть взят в качестве прототипа, являются:

- необходимость регенерации облученного материала для повторного использования;

- малая удельная концентрация по ⁹⁹Мо.

Указанные недостатки не позволяют организовать крупное производство изотопа ⁹⁹Мо высокой удельной активности.

Технический эффект заявляемого изобретения заключается в возможности получения изотопов ⁹⁹Мо повышенной удельной активности при многократном использовании стартового материала, без получения высокоактивных отходов, что позволит организовать экономически эффективное крупное производство изотопа ⁹⁹Мо.

Указанный технический эффект достигается тем, что способ получения радионуклида ⁹⁹Мо включает облучение стартового материала нейтронами и последующее выделение активационных изотопов. При этом в качестве стартового материала используют тугоплавкие радиационно и термически устойчивые соединения молибдена с размером частиц (5÷100)×10^-9 м. Проводят облучение стартового материала нейтронами с плотностью потока более 10¹⁴ см^-2с^-1 в течение 7÷15 эффективных суток, а активационные изотопы выделяют из поверхностного слоя стартового материала растворением этого слоя в кислоте или щелочи, или смеси кислот, или смеси щелочей.

В качестве стартового материала используют предпочтительно карбид молибдена (Mo₂C) с естественным содержанием в молибдене изотопа ⁹⁸Мо или с обогащенным молибденом по изотопу ⁹⁸Мо.

Облучение стартового материала нейтронами проводят до удельного накопления радионуклида ⁹⁹Мо более 1 Ки/г.

Активационные изотопы выделяют из поверхностного слоя стартового материала растворением этого слоя в кислотах или щелочах, или смеси кислот, или смеси щелочей в течение 10÷30 мин.

После выделения активационных изотопов многократно повторяют облучение стартового материала.

Использование в качестве стартового материала тугоплавкого радиационно и термически устойчивого соединения молибдена позволяет обеспечить его физическую стойкость в радиационных полях и при высоких температурах с сохранением химических свойств, что позволяет многократно без регенерации использовать стартовый материал и применять для вывода продуктов облучения широкий ряд реагентов. Вышеуказанными свойствами в наибольшей мере обладает карбид молибдена (Mo₂C) с естественным содержанием в молибдене изотопа ⁹⁸Мо или с обогащенным молибденом по изотопу ⁹⁸Мо.

В кристаллических структурах энергия связи атомов составляет примерно 20-30 эВ. Она намного ниже, чем высвобождающая энергия при радиоактивном распаде. Кроме неупругого взаимодействия ядер с нейтронами, сопровождающегося протеканием ядерных реакций, существует упругое взаимодействие, которое приводит к каскадам смещений атомов и перемещению их из своих мест в кристаллической решетке на достаточно большие расстояния. Первоначально это образование пар Френкеля - междоузельный атом и вакансия. Как показывают расчеты, внутри нанокристаллов концентрация пар Френкеля не велика, т.к. высока вероятность выхода межузельного атома за пределы нанокристалла. Этим, в частности, объясняется повышенная радиационная стойкость материалов с наноструктурой. При определенных условиях на поверхности нанокристаллов, а также внутри их могут образовываться кластеры из однородных атомов и их объединение в отдельные фазы, размеры которых могут достигать десятки и сотни ангстрем. Наиболее эффективными зародышами для таких фаз служат дефекты структур - те же кластеры, дислокации, границы зерен.

Таким образом, повышенная концентрация ⁹⁹Мо на поверхности частиц может быть реализована по двум механизмам. Во-первых, реализации эффекта Сцилларда-Чалмерса, когда при захвате нейтрона ядро переходит в возбужденное состояние и при испускании гамма-кванта выделяется энергия, значительно превышающая энергию химической связи атомов в решетке. Это делает возможным перемещение образующегося радионуклида из решетки на достаточно большие расстояния. При этом поверхности частиц порошка будут являться хорошими барьерами, на которых накапливаются вылетевшие из решетки радионуклиды. Второй механизм - захват нейтронов атомами, находящимися в приповерхностном слое, для которых, в силу самоэкранирования, скорости захвата могут быть более высокие, чем в теле зерен.

При облучении твердого материала (карбиды, нитриды и т.д.) в виде порошка с размером зерен 5-100 нм развитая удельная поверхность всех наночастиц составляет порядка 20-80 м²/г. Роль поверхности играет исключительную роль и в корне может изменить свойства, присущие компактному материалу того же состава, но с большим размером зерен. Эти наночастицы контактируют без химического взаимодействия друг с другом и объединены в достаточно крупные агломераты, хорошо визуально наблюдаемые. Поверхность наночастиц можно рассматривать как границу зерен - протяженного дефекта и способного накапливать межкристаллитные сегрегации.

При реакторном облучении на поверхность зерен могут «выносится» самые различные и не только трансмутационные радиоактивные и нерадиоактивные элементы. Поверхность служит своеобразной ловушкой для любых неоднородных элементов основной структуры материала. Достигшим поверхности элементам или их соединениям энергетически выгодно оставаться в данном месте и, таким образом, происходит их концентрация в достаточно доступном для химического растворения трансмутационных элементов с извлечением из общей массы порошка. При этом обязательным условием должно оставаться различие в химическом состоянии (структуры) этих элементов или соединений от исходного состояния материала.

При размере частиц (5÷100)×10^-9 м стартовый материал обладает высокой удельной поверхностью, что увеличивает выделение активационных изотопов ⁹⁹Мо, покинувших кристаллическую решетку и изменивших химическую форму (эффект Сцилларда-Чалмерса).

Использование стартового материала с размером частиц менее 5×10^-9 м приводит к большому вымыванию порошка в раствор. А использование стартового материала с размером частиц более 100×10^-9 м нецелесообразно, поскольку снижаются количественные показатели выхода продукта.

Облучение стартового материала нейтронами с плотностью потока более 10¹⁴ см^-2с^-1 в течение 7÷15 эффективных суток позволяет эффективно накапливать радионуклид ⁹⁹Мо.

При плотности потока менее 10¹⁴ см^-2с^-1 не достигается общая удельная активность радионуклида ⁹⁹Мо более 1 Ки/г, что снижает его коммерческую привлекательность.

При этом облучение в течение более 15 эффективных суток нецелесообразно, т.к. период полураспада радионуклида ⁹⁹Мо порядка 6 дней и поэтому происходит насыщение по активности. Ограничение облучения в 7 эффективных суток обусловлено переходным временем выхода на насыщение (порядка 80% от максимальной активности).

Для перевода в раствор активированных изотопов облученный стартовый материал обрабатывают кислотами, или щелочами, или смесями кислот, или смесями щелочей в течение 10÷30 мин.

При взаимодействии стартового материала с кислотами или щелочами в них переходят металлические компоненты, либо другие химические соединения, но при этом не происходит растворение стартового материала.

При воздействии химического реагента менее 10 мин не достигается полное выделение активированных изотопов. Проводить обработку более 30 мин нецелесообразно, т.к. растворение требуемого поверхностного слоя закончено, и практически весь продукт переходит в раствор.

После перевода активированных изотопов ⁹⁹Мо с поверхности стартового материала в раствор получают раствор с высокой удельной активностью по этому радиоактивному изотопу. Высокоактивные растворы отправляют на зарядку генераторных колонок с высокой активностью, т.к. емкость сорбента используется в основном только на радиоактивные изотопы. Генераторные колонки с сорбированными на них активационными изотопами приобретают качество генераторных колонок.

Заявляемое изобретение реализовано следующим образом.

Порошок карбида молибдена с размерами частиц преимущественно (20÷40)×10^-9 м (мишень) помещали в герметичные кварцевые ампулы и облучали их в исследовательском реакторе РБТ-6 в течение 10 эффективных суток нейтронным потоком 1,16×10¹⁴ см^-2с^-1. После извлечения из реактора проводили замеры активности мишени и промывали ее растворами щелочи или кислот в течение 10÷30 минут. Затем измеряли активность отфильтрованного раствора.

После выдержки в течение 50 дней, когда активность раствора снизилась до фоновых значений, измерили содержание в ней молибдена, что позволило рассчитать удельную активность ⁹⁹Мо. Величина обогащения (отношение удельной активности профильтрованного раствора к общей активности мишени) составила 1,5-1,6 (Таблица). При этом (19-25)% от общего количества молибдена было переведено в раствор, а оставшаяся часть порошка сохранила свою структуру и морфологию и может быть повторно использована в мишени для последующей наработки ⁹⁹Мо.

Таблица К-ция КОН, моль/л Содержание Мо в навеске, мг Удельная активность навески, Ки/г Мо Содержание Мо в фильтрате, мг Удельная активность фильтрата, Ки/г Мо Обогащение 1·10^-4 71,66 0,7 13,39 (19%) 1,13 1,6 0,1 71,52 0,9 17,84 (25%) 1,35 1,5

В качестве стартового материала могут быть использованы оксид молибдена, нитрид молибдена и другие тугоплавкие радиационно и термически устойчивые соединения молибдена.

Растворение поверхностного слоя может быть проведено в минеральных кислотах (например, HNO₃, HCl, H₂SO₄) и их смесях, в щелочах (NaOH, KOH) и их смесях, в карбоновых кислотах (например, муравьиная, уксусная, лимонная, щавелевая) и их смесях, в полиаминополикарбоновых кислотах и их аналогах (комплексонах) (например, динатриевая соль этилендиаминтетрауксусной кислоты) и их смесях.

Процесс получения радионуклида ⁹⁹Мо осуществляется без получения высокоактивных отходов, без использования дорогостоящего оборудования и исключает возможность заражения окружающей среды.

Стартовый материал после выделения целевых изотопов из поверхностного слоя может быть вновь использован для получения целевых изотопов без существенного химического передела.

Таким образом, заявляемое изобретение позволяет обеспечить возможность получения изотопов ⁹⁹Мо высокой удельной активности при многократном использовании стартового материала, без получения высокоактивных отходов, что позволит организовать экономически эффективное крупное производство изотопа ⁹⁹Мо.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в производстве радиоактивных изотопов для медицинских целей, а именно для производства высокоактивных генераторов изотопов ^99mTc, используемых для диагностики и лечения некоторых онкологических заболеваний. Способ получения радионуклида ⁹⁹Mo, включающий облучение стартового материала нейтронами и последующее выделение активационных изотопов, отличается тем, что в качестве стартового материала используют тугоплавкие радиационно и термически устойчивые соединения молибдена с размером частиц (5÷100)×10^-9 м, проводят облучение стартового материала нейтронами с плотностью потока более 10¹⁴ см^-2с^-1 в течение 7÷15 эффективных суток, а активационные изотопы выделяют из поверхностного слоя стартового материала растворением этого слоя в кислоте или щелочи, или смеси кислот, или смеси щелочей. Изобретение направлено на получение изотопов ⁹⁹Мо высокой удельной активности при многократном использовании стартового материала, без получения высокоактивных отходов, что позволит организовать экономически эффективное крупное производство изотопа ⁹⁹Мо. 4 з.п. ф-лы, 1 табл.

1. Способ получения радионуклида ⁹⁹Мо, включающий облучение стартового материала нейтронами и последующее выделение активационных изотопов, отличающийся тем, что в качестве стартового материала используют тугоплавкие радиационно и термически устойчивые соединения молибдена с размером частиц (5÷100)×10^-9 м, проводят облучение стартового материала нейтронами с плотностью потока более 10¹⁴ см^-2с^-1 в течение 7÷15 эффективных суток, а активационные изотопы выделяют из поверхностного слоя стартового материала растворением этого слоя в кислоте, или щелочи, или смеси кислот, или смеси щелочей.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве стартового материала используют предпочтительно карбид молибдена (Мо₂С) с естественным содержанием в молибдене изотопа ⁹⁸Мо или с обогащенным молибденом по изотопу ⁹⁸Мо.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что облучение стартового материала нейтронами проводят до удельного накопления радионуклида ⁹⁹Мо более 1 Ки/г.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что активационные изотопы выделяют из поверхностного слоя стартового материала растворением этого слоя в кислотах, или щелочах, или смеси кислот, или смеси щелочей в течение 10÷30 мин.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что после выделения активационных изотопов многократно повторяют облучение стартового материала.