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

Описание патента на изобретение RU2426184C1

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.

Похожие патенты RU2426184C1

название год авторы номер документа
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕН-99 2018
  • Костылев Александр Иванович
  • Рисованый Владимир Дмитриевич
  • Андронов Александр Олегович
  • Душин Виктор Николаевич
  • Трифонов Юрий Иванович
  • Яковлев Владимир Анатольевич
  • Мирославов Александр Евгеньевич
RU2703994C1
Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радионуклида молибден-99 2020
  • Зырянов Сергей Михайлович
  • Чувилин Дмитрий Юрьевич
  • Кравец Яков Максимович
  • Кузнецова Татьяна Михайловна
  • Удалова Татьяна Андреевна
RU2735646C1
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ НАНОСТРУКТУРИРОВАННОЙ МИШЕНИ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА РАДИОНУКЛИДА МО-99 2018
  • Артюхов Александр Алексеевич
  • Рыжков Александр Васильевич
  • Артюхов Алексей Александрович
  • Кравец Яков Максимович
  • Кузнецова Татьяна Михайловна
  • Латушкин Сергей Терентьевич
  • Меньшиков Леонид Иеронимович
  • Меньшиков Петр Леонидович
  • Удалова Татьяна Андреевна
  • Чувилин Дмитрий Юрьевич
RU2690692C1
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ НАНОСТРУКТУРИРОВАННОЙ МИШЕНИ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА МОЛИБДЕН-99 2017
  • Артюхов Алексей Александрович
  • Артюхов Александр Алексеевич
  • Кузнецова Татьяна Михайловна
  • Загрядский Владимир Анатольевич
  • Кравец Яков Максимович
  • Меньшиков Леонид Иеоронимович
  • Рыжков Александр Васильевич
  • Удалова Татьяна Андреевна
  • Чувилин Дмитрий Юрьевич
RU2666552C1
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ НАНОСТРУКТУРИРОВАННОЙ МИШЕНИ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕНА-99 2014
  • Артюхов Александр Алексеевич
  • Кравец Яков Максимович
  • Меньшиков Леонид Иеронимович
  • Рыжков Александр Васильевич
  • Семенов Алексей Николаевич
  • Удалова Татьяна Андреевна
  • Чувилин Дмитрий Юрьевич
RU2578039C1
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ НАНОСТРУКТУРИРОВАННОЙ МИШЕНИ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА РАДИОИЗОТОПОВ МОЛИБДЕНА-99 2015
  • Артюхов Александр Алексеевич
  • Кравец Яков Максимович
  • Меньшиков Леонид Иеронимович
  • Рыжков Александр Васильевич
  • Семенов Алексей Николаевич
  • Удалова Татьяна Андреевна
  • Чувилин Дмитрий Юрьевич
RU2588594C1
СПОСОБ ПРОИЗВОДСТВА ИЗОТОПОВ Tc и Re 2004
  • Маслаков Геннадий Иванович
  • Маслаков Владимир Геннадиевич
  • Бабиков Леонид Георгиевич
RU2268516C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕН-99 2012
  • Чувилин Дмитрий Юрьевич
  • Загрядский Владимир Анатольевич
  • Меньшиков Леонид Иеронимович
  • Кравец Яков Максимович
  • Артюхов Александр Алексеевич
  • Рыжков Александр Васильевич
RU2490737C1
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ХРОМАТОГРАФИЧЕСКОГО ГЕНЕРАТОРА ТЕХНЕЦИЯ-99m ИЗ ОБЛУЧЕННОГО НЕЙТРОНАМИ МОЛИБДЕНА-98 2015
  • Скуридин Виктор Сергеевич
  • Стасюк Елена Сергеевна
  • Нестеров Евгения Александрович
  • Рогов Александр Сергеевич
  • Ларионова Людмила Александровна
RU2616669C1
СОРБЕНТ, СОДЕРЖАЩИЙ МИКРОПОРИСТЫЙ МАТЕРИАЛ, И СПОСОБ ЕГО ПОЛУЧЕНИЯ 2015
  • Хасан, Шамим
RU2700051C2

Реферат патента 2011 года СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА Mo

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.

Формула изобретения RU 2 426 184 C1

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.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2011 года RU2426184C1

РУДЕНКО Н.П
и др
Радиоактивные изотопы молибдена
- М.: Атомиздат, 1965, с.16
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕН-99 1996
  • Загрядский В.А.
  • Чувилин Д.Ю.
RU2102807C1
ТАРАСОВА Н.Ф
Состояние и проблемы отечественной радиофармацевтики
Медицинская радиология, 1989, т.34, №6, с.3-8
US 4094953 A, 13.06.1978.

RU 2 426 184 C1

Авторы

Радченко Вячеслав Михайлович

Ротманов Константин Владиславович

Маслаков Геннадий Иванович

Рисованный Владимир Дмитриевич

Гончаренко Юрий Денисович

Даты

2011-08-10Публикация

2010-07-02Подача