Способ получения генератора радиоактивного изотопа Советский патент 1993 года по МПК B01D59/30 

| Изобретение относится к получению генераторов радиоактивных изотопов и мо- хет быть использовано для создания таких генераторов радионуклидов, где требуется Е ыделение радиохимически чистого радиоактивного изотопа.

Целью изобретения является обеспече- ь ие надежности и длительности функциони- рования генератора теллура-125 m на с снове препаратов сурьмы-125.

Поставленная цель достигается тем, что Е известном способе получения генератора р адиоактивных изотопов, включающем про- г ускание солянокислого раствора, содержащего материнский изотоп, через твердый инертный носитель с покрытием из фосфо- рорганического экстрагента, в качестве но- йителя используют силиконированный Силикагель с нанесенной на него смесью следующих компонентов, мас.%:

алер

ТОФО Д2ЭГФК толуол или

10-20

5-10

70-85

ТОФО. 10-20.

ТОА5-10

толуол70-85,

где ТОФО - триоктилфосфиноксид, Д2ЭГФК - ди-2-этилгексилфосфорнзя кислота. ТОА - триоктиламин,

а вымывание дочернего изотопа ведут концентрированной соляной кислотой, содержащей триоксохлорат калия.

Указанные смеси могут быть одинаково успешно использованы в качестве экстра- гентов. Верхняя граница концентраций определяется пределом растворимости экстрагентов в выбранном растворителе - толуоле, а нижняя - необходимой емкостью экстракционной системы, которая должна

00

со

XJ

ю ю

OJ

надежно удерживать разделяемые элементы на сорбенте.

Сущность предлагаемого способа поясняется примерами на основе результатов, проведенных лабораторных испытаний.

Пример 1. Подготовка колонок. Готовят четыре колонки диаметром 5 мм и высотой 150 мм следующим образом. В нижнюю часть каждой помещают тампон из специальной тонкой стекловаты, чтобы высота ее слоя равнялась примерно 10 мм. Над ней размещают слой силиконированного сили- кагеля высотой около 40 мм (марка С-4, обработанный Диметилхлорсиланом, с размером частиц 100 - 150 мкм), масса на- бивки 0,2 - 0,25 г. Носитель уплотняют постукиванием по колонке и сверху помещают тампон из стекловаты. Затем в каждую колонку вводят по 0,4 мл раствора экстрагента для создания неподвижной фазы: в первую колонку - смесь 20%-ного раствора ТОФО + 10%-ного раствора Д2ЭГФК в толуоле; во вторую - смесь 20%-ного раствора ТОФО + 10%-ного раствора ТОА в толуоле; в третью - смесь 10%-ного раствора ТОФО + 5%-ного раствора Д2ЭГФК в толуоле; в четвертую - смесь 10%-ного раствора ТОФО +.5%-ного раствора ТОА в толуоле. Каждую колонку промывают вначале 15-20 мл дистиллированной воды, затем 10 - 15 мл 0,1 М соляной кислоты. Скорость прохождения водных растворов через колонку должна быть не более 0,3 - 0,5 мл/мин. Если растворы протекают быстрее, следует дополнительно уплотнить сорбент. Затем оценивают значе- ние свободного объема колонки.

Выделение- радиохимически чистого теллура-125т

В качестве исходного материала используют радиоактивные препараты безно- сительной сурьмы-125 в виде солянокислых растворов (3 - 5М по HCI), поставляемые В/О Изотоп, Это сырье бывает разной удельной активности (радиоактивная концентрация 20 - 80 МБк/мл), выпускается фасовками от 4 до 200 МБк и может содер- жать в качестве примесей незначительные количества железа и олова,

Аликвотную порцию исходного раствора для введения в колонку готовят следую- щим образом: к 0,05 мл раствора сурьмы-125 добавляют 0,2 мл конц. HCI и 0,5 мг КСЮз и оставляют стоять до прекращения выделения хлора. В подготовленные к работе колонки вводят последовательно 1,0 - 1,5 мл конц. HCI, содержащей мг/мл КСЮз, затем пробу сурь мы-125 и далее 3-5 свободных объемов конц. HCI, содержащей КСЮз указанной концентрации. Вытекающий элюат собирают порциями по два свободных объема и проводят гамма-спектрометрический анализ продукта на содержание разделяемых радионуклидов с помощью полупроводникового детектора и анализатора импульсных амплитуд. Полученные результаты представлены в табл. 1.

Пример 2. Колонки, приготовленные как в примере 1, после выделения теллура- 125т освобождают от остатков конц. HCI и выдерживают в изолированном виде в течение 2 месяцев. По прошествии этого срока каждую из колонок вновь обрабатывают 3 - 5 свободными объемами конц. HCI, содержащей КСЮз указанной концентрации. Вытекающий элюат собирают и анализируют на содержание разделяемых компонентов аналогично тому, как это делалось в примере 1. Выход теллура-125т оценивают в процентах от теоретического количества его, накопленного за два месяца при бета-минус-распаде материнской сурьмы-125. В этом случае исходное соотношение активностей разделяемых компонентов иное: 100 : 12. Полученные результаты экспериментов представлены в табл. 2.

Пример 3, Колонки, приготовленные в примере 1, выдерживают после выделения теллура-125т (пример 2) в течение двух месяцев для накопления дочернего теллура- 125т и еще раз обрабатывают 3-5 свободными объемами конц. HCI, содержащей КСЮз. Вытекающий элюат собирают и анализируют на содержание разделяемых компонентов. Полученные результаты представлены в табл.3.

Пример 4. Колонки готовят, как указано в примере 1. В качестве экстрагента используют: для первой колонки - смесь 5%- ного ТОФО + 3%-ного раствора Д2ЭГФК в толуоле; для второй колонки-смесь 5%-ного раствора ТОФО + 3%-ного раствора ТОА в толуоле; для третьей колонки,- смесь 1 %-но- го раствора ТОФО + 1%-ного раствора Д2ЭГФК в толуоле; для четвертой колонки - смесь 1%-ного раствора ТОФО + 1%-ного раствора ТОА в толуоле. Экстрагент наносят на носитель, как указано ранее в предыдущем, примере. Далее действуют по схеме, описанной в примере 1. Элюат анализируют на содержание сурьмы-125 и теллура- 125т, находившихся в исходном растворе в состоянии радиоактивного, так называемого векового равновесия. Полученные данные приведены в табл. 4.

Как показывают приведенные примеры, выбранный сорбент - силиконированный силикагель, содержащий раствор 10-20 % ТОФО в толуоле в смеси с раствором 5 - 10% Д2ЭГФК или ТОА в толуоле, позволяет реализовать генератор радиохимически чистого долгоживующего ядерного изомера теллура-125т, так как прочно удерживает сурьму-.125 и, по мере накопления дочернего продукта на колонке, позволяет выделять его.

Изобретение позволяет обеспечить надежность и длительность функционирова- ния генератора теллура-125т на основе препаратов сурьмы-125.

Изобретение может найти применение в области традиционных радиохимических исследований, проводящихся методом меченых атомов; для приготовления источников гамма-излучения, используемых в ядерно-физических экспериментах, например, для целей ядерной гамма-резонансной спектроскопии на теллуре-125; кроме этого, возможно использование долгоживущего ядерного изомера теллура в ядерной медицине для терапевтических целей.

Формула изобретения

Способ получения генератора радиоактивного изотопа, включающий пропускание солянокислого раствора, содержащего материнский изотоп, через твердый инертный носитель с покрытием из фосфорорганиче- ского экстрагента и последующее вымывание образующегося в результате распада дочернего изотопа раствором, содержащим соляную кислоту, отличающийся тем, что, с целью обеспечения надежности и длительности функционирования генератора теллура-125 m на основе препаратов сурь- мы-125, в качестве носителя используют си- ликонированный силикагель, в качестве его покрытия берут смесь из следующих компонентов, мас.%:

триоктилфосфиноксид 10 - 20; ди-2-этилгексилфосфорная кислота5-10;

толуол70 - 85;

или

триоктилфосфиноксид 10-20; триоктиламин5-10;

толуол70 - 85;

а вымывание дочернего изотопа ведут концентрированной соляной кислотой, содержащей триоксохлорат калия.

Использование: выделение радиохимиески чистого радиоактивного изотопа. Сущность изобретения: две.колонки заполняют силиконированным силикагелем. В первую вводят смесь из 10-20 мас.% три- октилфосфиноксида,5- 10мас.% ди-2-этил- гексилфосфорной кислоты и 70 - 85 мас.% толуола, во вторую-смесь из 10-20 мас.% триоктилфосфиноксида, 5-10 мас.% триок- тиламина и 70 - 85 мас.% толуола. Промывают дистиллированной водой и растворрм HCI, Вводят 1,0- 1,5мл концентрированной HCI, содержащей 1 мг/мл КСЮз, 0,05 мл раствора сурьмы 125 и 3 - 5 свободных объемов HCI и КСЮз указанной концентрации. Генератор радиохимически чистого долго- живущего изотопа теллура-125 m позволяет прочно удерживать сурьму-125. Обеспечивается надежность и длительность функционирования генератора изотопа. 4 табл.

Выделение теллура-125т

Примечание. В равновесной смеси разделяемых радионуклидов соотношение их активностей таково, что на 1МБк материнской сурьмы-125 приходится 0,24 МБк

дочернего теллура-125т, т. е. соотношение 100 : 24. В полученном продукте не обнаружено примесей олова и железа. Возможна додчистка полученного изотопа теллура от следов сурьмы посредством пропускания раствора через вторую колонку, при этом

в элюате не обнаружено сурьмы-125 с чувствительностью 10-2%,- .

Выделение теллура-125гл

Таблица 1

Таблица 2

Выделение теллура-125m

Примечание. Эксперимент, представленный в этом примере, полностью

повторят схему предшествующего эксперимента (см. пример 2).

Выделение теллура-125т

Таблица 3

Таблица 4