Способ получения актиния-227 и тория-228 из облученного нейтронами в реакторе радия-226

Изобретение относится к производству радионуклидов для промышленности, науки, ядерной медицины, особенно радиоиммунотерапии, в частности к способу получения актиния-227 и тория-228 из облученного нейтронами в реакторе радия-226. Способ включает облучение мишени, состоящей из металлической капсулы, в которую помещен реакционный сосуд, содержащий радий-226 в форме соединения. Затем производят вскрытие металлической капсулы мишени, растворение облученного радия. Из раствора его отделяют осаждением, затем проводят регенерацию, подготовку к новому облучению и выделению актиния-227 и тория-228 из раствора. При этом облучение, растворение, отделение радия, его регенерацию и подготовку к новому облучению осуществляют в виде его единой химической формы - бромида радия, в одном и том же реакционном сосуде, выполненном из платины. Способ позволяет многократно использовать один и тот же платиновый сосуд для получения актиния-227 и тория-228 из одной порции радия повторением циклов облучения и выделения в одном и том же сосуде. Отделение металлической капсулы растворением позволяет сохранить механическую целостность реакционного платинового сосуда для каждого нового цикла облучения и выделения. Способ позволяет повысить радиационно-экологическую безопасность процесса, исключив операции повышенной радиационной опасности. 1 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к производству радионуклидов для промышленности, науки, медицины и особенно ядерной медицины, проблемы которой требуют использования и организации получения радионуклидов в значительных количествах и более широкого спектра радиационных свойств. Масштабы распространения онкологических заболеваний требуют новых подходов в терапии этих заболеваний - радиоиммунотерапии, и новых радионуклидов для их реализации. Такими радионуклидами признаны радионуклиды альфа-излучатели, цитотоксический эффект которых на 2-3 порядка превышает эффект от бета-излучателей. Из них наиболее перспективными (по биологическому действию и радиотерапевтической эффективности) признаны Tb-149, At-211, Pb-212 (Bi-212), Ra-223, Ra-224, Ac-225, Bi-213 [McDevitt MR., Sgouros G., Firr R.D. at. al. «Eur, J. Nucl. Med.» 1998. v.25. № 9, p.1341-1351]. Три из них являются продуктами распада Ас-227 (Ra-223) и Th-228 (Ra-224, Pb-212 (Bi-212). Получению их в достаточных количествах при относительно низкой стоимости более всего удовлетворяет процесс выделения их из облученного топлива тепловыми нейтронами в реакторе Ra-226 по реакции многонейтронного захвата

Другие источники получения Ас-227 и Th-228 достаточно трудоемки для производства их в необходимых количествах: Ac-227 - из предварительно полученных и выдержанных препаратов Pa-231 [Henrecsen G., Alstad J., Larsen R. «Radiochim. Acta» (2001) 89, 661-666]; Ac-227 из отходов и концентратов переработки урана [Bray at al. U.S. Patent 5809394, 15.09.1998. Bray at al. U.S. Patent 5885465, 23.09.1999]; Th-288 - из выдержанных препаратов U-232, полученных при облучении нейтронами Pa-231 [Deliken О. «Health Phys» (1978) v. 35 (Juli), p.21-14] или из старых солей тория через предварительное выделение Ra-228 [Sani A.R. «J. Radioanal chem.», 1970, v. 4, p.127]. Получение этих изотопов по другим ядерным реакциям не оправдано из-за малого выхода.

Процесс выделения больших количеств Ас-227 и Th-228 из облученного Ra-226 отличается специфическими особенностями этой системы: высоким удельным энерговыделением, обязанным образованию еще двух радиоактивных семейств (Ас-227 (4n+3) и Th-228 (4n)), проявляющемся в радиационном разрушении технологических реагентов, радиолизе растворов, нарушении технологических режимов, выделении больших количеств радиоактивных газов (Rn-22, Tn-220, An-219) и в повышенном уровне радиационной опасности. Поэтому неотложной проблемой любого масштабного процесса отделения Ас-227 и Th-228 от облученного Ra-226 является выведение (отделение) в первую очередь Ra-226 и других изотопов радия из технологического процесса, чтобы снизить радиационное воздействие на процесс.

При получении небольших количеств Ас-227 и Th-228 для проведения научно-исследовательских программ этих проблем не возникает.

Известные газофазные процессы в определенной мере решают эти проблемы, поскольку менее подвержены радиационным воздействиям и могут осуществляться в герметично закрытых объемах (аппаратах):

фракционной сублимацией галогенидов при температурах 800-900°С и разряжении ˜10-6 мм рт.ст. [Патент Франции, № 1518786, кл. С22 В, 17.05.1968]. Однако инженерно-технические и технологические решения по реализации подобных процессов не получили необходимого развития для использования в прикладных, масштабных радиохимических процессах.

Наиболее близким к заявляемому является Бельгийский процесс широкомасштабного производства Ас-227 из облученного Ra-226 для изотопного термоэлектрического генератора, на его основе [L.H.Baetsle, P.Dejonghe, A.C.Demild, A.De.Troyer, A.Droissart, M.Poskin "Fourth United Nation International Conference on the Peaceful uses of Atomic Energy» Geneva, 1971, A/Conf. 49/P/287. Belgium, May, 1971].

Этот процесс включает следующие основные стадии и операции, которые отражают особенности его технологического осуществления:

- Подготовка мишени к облучению, мишень состоит из капсулы, выполненной из нержавеющей стали, в которой на плотном контакте со стенками капсулы вставлена алюминиевая матрица (Al-матрица) с отверстиями для заполнения их прокаленным и измельченным порошком карбоната радия (RaCO3) и уплотнения его в них до определенной плотности (˜1,9 г/см), капсула герметизируется (терминология прототипа, рис.2);

- Облучение мишени в реакторе проводится в форме карбоната (RaCO3);

- Вскрытие облученной мишени. Осуществляется резкой наружной капсулы;

- Отделение радия (от Ас и Th):

- Растворение облученного RaCO3 осуществляется непосредственно в капсуле в каналах Al-матрицы в разбавленной азотной кислоте (HNO3) (с добавкой уксусной кислоты для гашения вспенивания). На этой стадии в технологический процесс попадают продукты коррозии капсулы и Al-матрицы.

- Раствор нитрата радия Ra(NO3)2 переносится из капсулы с сосуд из тантала для осаждения и отделения радия. Отделение радия осуществляется в форме нитрата радия осаждением его концентрированной азотной кислотой (80% HNO3) в танталовом сосуде. Раствор после промывки осадка направляется на выделение и разделение Ас-227 и Th-228, а осадок нитрата радия - на регенерацию в карбонатную форму. Продукты коррозии капсулы и Al-матрицы распределяются между осадком Ra(NO3)2 и раствором, содержащим Ас-227 и Th-228.

- Регенерация радия (подготовка к новому облучению); поскольку формой облучения радия является карбонат радия, а формой его отделения - нитрат радия в прототипе осуществляется серия операций по переводу нитрата радия в карбонат (RaCO3). Осадок Ra(NO3)2 в танталовом сосуде после отделения фильтрата растворяют в воде и переносят в другой сосуд для осаждения RaCO3.

- Осаждение RaCO3 осуществляется добавлением избытка NH4OH к водному раствору Ra(NO3)2 при непрерывном пропускании через аммиачный раствор газообразного СО2 для образования осадка RaCO3. Осаждение и отделение радия в форме RaCO3 оказывается не полным. Причиной тому являются высокие радиационные нагрузки (радиолиз, обязанный наличием всех изотопов радия Ra-226, Ra-224, Ra-223 с продуктами распада, нарушающих режим осаждения) и присутствие продуктов коррозии капсулы и Al матрицы Al, Fe, Cr, Ni, Mn и др., образующих в аммиачной среде гидролизованные и коллоидные формы, захватывающие часть радия.

- Во избежание потерь радия на этой стадии в прототипе осуществляется дополнительная стадия фиксации потерь в форме хромата радия RaCrO4, который осаждается в фильтрате после отделения осадка RaCO3.

- Подготовка RaCO3 к новому облучению:

- Осадок RaCO3 в танталовом сосуде высушивается и прокаливается;

- Прокаленный и спеченный осадок RaCO3 измельчают;

- Порошком измельченного RaCO3 заполняют каналы новой Al-матрицы новой мишени и употребляют его в них для нового облучения.

- Разделение и выделение Ас-227 и Th-228 осуществляется известным ионообменным способом на анионите Dawex AG 1×8 в 5 М HNO3.

- Очистка Ac-227 осуществляется известным способом в форме оксалата [З.К.Каралова, Б.Ф.Мясоедов, «Актиний», М., 1982 г.].

Способ, выбранный в качестве прототипа, его особенности и структура (схема) технологического процесса выделения определялись двумя исходными положениями: различием химических форм облучения радия (в форме карбоната, RaCO3 и его отделения от Ас-227 и Th-228 (в форме нитрата радия, Ra(NO3)2), а также и устройством мишени для облучения карбоната радия.

Первое из них требует включения в технологический процесс операции по регенерации радия для подготовки его в форме карбоната к новому облучению. Это выражается в организации отдельного этапа с соответствующей инфраструктурой и аппаратурным оснащением. Этот этап вследствие высоких радиационных воздействий, обязанных присутствием всех изотопов радия и их продуктов распада, а также появлением продуктов коррозии мишени (при растворении облученного RaCO3), сопровождается технологическими нарушениями режима операций и технологическими потерями радия, что в свою очередь требует введения в схему процесса еще одного самостоятельного этапа - фиксации потерь радия в форме хромата RaCrO4 (и также со своей инфраструктурой).

Кроме того, предложенный в прототипе процесс регенерации по условиям его осуществления сопровождается такими радиационно-опасными операциями как барботаж газа CO2 через аммиачный раствор радия для образования карбоната, что сопровождается мощным выделением всех радиоактивных газов (Rn-222, Tn-220, An-219) и образованием аэрозолей со всеми изотопами радия (Ra-226, Ra-224, Ra-223) и продуктами их распада. Используемое в прототипе устройство мишени для облучения карбоната обуславливает необходимость проведения этапа растворения облученного карбоната радия непосредственно в капсуле (после ее разрезания) в каналах Al-матрицы и появление в технологическом процессе продуктов коррозии капсулы и матрицы. Последние являются, как уже указывалось, одной из причин (наряду с радиолизом) нарушения технологического режима этапа регенерации радия, вследствие образования трудноотделимых гидролизованных и коллоидных форм продуктов коррозии и потерь радия с ними. И введения отдельного этапа фиксации потерь радия в форме RaCrO4, а на стадии разделения Ас-227 и Th-228 - отказа от использования радиационно стойких неорганических ионообменников (фосфатов Zr и Ti) вследствие потери ими ионообменной емкости на продуктах коррозии (см. прототип, стр.7).

Использование мишени в том ее устройстве, как это предложено в прототипе, сопровождается неизбежно применением на стадии подготовки мишени к облучению радиационно-опасных пылеобразующих операций: измельчение спеченного при прокаливании RaCO3, перенесения его из сосуда для прокаливания в Al-матрицу и заполнение его порошком каналов Al-матрицы и его уплотнения. Кроме того, то конструкторское решение, которое реализовано в мишени, предложенной в прототипе, допускает только разовое использование каждой мишени с обязательным прохождением каждый раз всех стадий технологического процесса подготовки радия для нового облучения.

Задачей настоящего изобретения является:

- сокращение многостадийности процесса;

- повышение технологической надежности процесса (исключение операций ненадежных по их реализации в условиях высоких радиационных воздействий излучений и способных вызвать нарушение технологических режимов);

- упрощение и снижение трудоемкости операций;

- повышение радиационной безопасности технологического процесса: исключение или снижение числа радиационно-опасных операций (образование аэрозолей, пылеобразующих, барботажа).

Для получения таких технических результатов, которые определены поставленными задачами, в представленном изобретении, сохраняющем все функциональные стадии и операции с радием, общие с прототипом, предлагается, в отличие от прототипа, использование единой химической формы радия - бромида радия (RaBr2) - на всех стадиях и операциях с ним: растворения, отделения (осаждения), регенерации, подготовки к новому облучению и само облучение, а осуществление всех указанных операций предлагается проводить в одном и том же реакционном сосуде, изготовленном из платины, как термически и коррозионно-устойчивом материале, инертном к активации при облучении нейтронами в реакторе и который перед облучением радия помещают для герметизации в металлическую капсулу, например, из алюминия.

Использование единой химической формы - бромида радия - позволяет осуществить следующие из поставленных задач:

- Объединение стадий отделения радия (в форме нитрата) и его регенерации (в форме карбоната) в одном химическом процессе отделения радия (в форме бромида) исключает процесс регенерации как отдельный, самостоятельный этап (стадия) технологического процесса; осажденный RaBr2, после отделения маточного раствора, содержащего Ас-227 и Th-228, является формой, готовой для нового облучения.

- Исключение стадии регенерации в той ее форме, как она осуществлена в прототипе, позволяет избежать операций по фиксации потерь радия в форме RaCrO4 как отдельной стадии технологического процесса.

- Исключение стадии регенерации в том виде как она представлена в прототипе позволяет повысить технологическую надежность процесса - избежать столь ненадежных в условиях высоких радиационных воздействий (радиолиз, разложение реагентов) операций как осаждение карбоната радия в аммиачной среде в присутствии продуктов коррозии и образования трудноотделимых форм продуктов коррозии.

- Улучшить радиационную обстановку и радиационную безопасность проведения процесса, исключив такие радиационно-опасные операции как барботаж газа СО2 через аммиачный раствор радия, сопровождающийся сильным выделением радиоактивных газов (Rn-222, Tn-220, An-219) и образованием аэрозолей со всеми изотопами радия (Ra-226, Ra-224, Ra-223) и продуктами их распада.

- Объединение стадий отделения радия и его регенерация упрощает процесс, снижает его трудоемкость в его осуществлении и оснащении.

Проведение всех указанных операций, в том числе облучения, в одном и том же реакционном платиновом сосуде позволяет в развитие к результатам, указанным ранее, осуществить другие из поставленных задач:

- объединение операций по подготовке радия к облучению (прокаливание, измельчение) и самого облучения в одном платиновом сосуде позволяет избежать столь трудоемкой стадии как заполнение порошком прокаленного радия узких каналов Al-матрицы (диаметром 5 мм) и его уплотнения в них до определенной плотности.

- Объединении операций растворения облученного радия, отделения (осаждением) и регенерации, проводимых, по прототипу, в трех разных реакционных сосудах (растворение - в капсуле, осаждение - в танталовом сосуде, регенерация - в третьем сосуде) в одном и том же платиновом сосуде позволяет существенно упростить процесс, избежать операций по перенесению растворов из капсулы в танталовый сосуд, а из него - в сосуд для регенерации, снизить тем самым трудоемкость процесса и упростить его в технологическом оснащении и осуществлении.

- Использование этого отличия позволяет исключить попадание механических примесей и продуктов коррозии (при вскрытии капсулы и растворения в ней облученного радия) в технологический процесс и избежать нарушения его технологического режима.

- Улучшить радиационную обстановку и радиационную безопасность проведения процесса - избежать радиационно-опасных пылеобразующих операций как измельчение прокаленного радия в сосуде для регенерации, перенесение порошка в Al-матрицу, заполнения ее каналов и уплотнения в них, что позволяет так же упростить проведение всего процесса в целом.

Использование платинового сосуда в таком многофункциональном назначении позволяет проводить технологический процесс отделения Ас-227 и Th-228 многократно в одном и том же платиновом сосуде с одной и той же порцией (загрузкой) радия в режиме чередования и повторения циклов облучения и выделения, что отличает заявленный способ от прототипа, в котором для каждого нового облучения требуется подготовка (снаряжение) новой Al-матрицы.

Для достижения такого результата в предложенном изобретении для герметизации платинового сосуда используется в отличие от прототипа металлическая капсула, например, из алюминия, в которой помещают платиновый сосуд. Это позволяет вскрывать алюминиевую капсулу растворением без нарушения целостности платинового сосуда, обеспечивая тем самым его многократное использование с одной порцией радия.

Предлагаемый способ осуществляется в следующей последовательности:

1. Облучение мишени с радием нейтронами в реакторе (мишень - RaBr2 в платиновом сосуде в алюминиевой капсуле, герметизированной сваркой).

2. Вскрытие мишени осуществляется растворением алюминиевой капсулы.

3. Отделение радия.

3.1. Растворение облученного RaBr2 в платиновом сосуде в 0,1 М HBr в минимальном объеме.

3.2. Осаждение RaBr2 концентрированной HBr.

3.3. Отделение маточного раствора.

4. Подготовка RaBr2 к новому облучению.

4.1. Высушивание и прокаливание осадка RaBr2 в платиновом сосуде.

4.2. Герметизация платинового сосуда с прокаленным RaBr2 в новой алюминиевой капсуле.

5. Разделение Ас-227 и Th-228 осуществляется экстракцией Th-228 трибутилфосфатом или триоктиламином в известном режиме.

6. Очистка Ас-227 осуществляется осаждением его в форме оксалата. [З.К.Каралова, Б.Ф.Мясоедов, «Актиний», М., 1982].

ПРИМЕР 1

Переработке подлежала мишень (платиновый сосуд в алюминиевой капсуле), содержащая 150 мг Ra-226 (по металлу) в форме бромида радия, 137 мКи Ас-227 и 130 мКи Th-228.

Вскрытие алюминиевой капсулы осуществлялось ее растворением в растворе состава (NaNO3+NaOH). Растворение облученного RaBr2 проводилось в платиновом сосуде в 0,1 М по HBr (в минимальном объеме для создания насыщенного раствора).

Отделение радия осуществляется в том же платиновом сосуде осаждением его в форме бромида (RaBr2) концентрированной HBr. Маточный раствор, содержащий Ас-227 и Th-228, отделяется от осадка, осадок промывается концентрированной HBr. Объединенный маточный раствор упаривается для переведения его в нитратную форму. Влажный остаток растворяется в 6 М HNO3. Разделение Ас-227, и Th-228 осуществляется 40% трибутилфосфатом (ТБФ) в бензоле из водного раствора 6 М по HNO3. Водная фаза, содержащая Ас-227 промывается бензолом. Реэкстракция Th-228 из органической фазы осуществляется 0,1 М HNO3. Реэкстракт промывается бензолом. Выход Ас-227 - 92%, Th-228 - 81%.

ПРИМЕР 2

Переработке подлежала мишень (платиновый сосуд в алюминиевой капсуле), содержащая 1990 мг Ra (по металлу) в форме RaBr2 (бромида радия) 1880 мКи Ас-227 и 1760 мКи Th-228.

Вскрытие алюминиевой капсулы осуществляется ее растворением в растворе состава (NaOH+NaNO3). Растворение облученного бромида радия проводится в платиновом сосуде в минимальном объеме 0,1 М HBr. Отделение радия осуществляется в том же платиновом сосуде его осаждением в форме бромида концентрированной HBr. Осадок отделяется, промывается концентрированной HBr, промывные растворы объединяются с основным, маточным.

Объединенный маточный раствор, содержащий Ac-227 и Th-228, упаривается для переведения его в нитратную форму. Влажный остаток растворяется в 3 М HNO3.

Разделение Ас-227 и Th-228 осуществляется экстракцией 0,4 М раствором триоктиламина (ТОА) в дибутиловом эфире (ДБЭ) из водного раствора 3М HNO3. Экстракт, содержащий Th-228, промывается 3М HNO3 и Th-228 реэкстрагируется 0,1 М HNO3, реэкстракт промывается ДБЭ. Рафинат, содержащий Ас-227, промывается ДБЭ.

Бромид радия (после его осаждения)в том же платиновом сосуде высушивается, прокаливается при температуре ˜300°С, закрывается пробкой и герметизируется в новой алюминиевой капсуле для нового облучения.

1. Способ получения актиния-227 и тория-228 из облученного нейтронами в реакторе радия-226, включающий облучение мишени, состоящей из металлической капсулы, в которую помещен реакционный сосуд, содержащий радий-226 в форме соединения, вскрытие металлической капсулы мишени, растворение облученного радия, его отделение осаждением, регенерацию, подготовку к новому облучению и выделение актиния-227 и тория-228 из раствора, отличающийся тем, что облучение, растворение, отделение радия, его регенерацию и подготовку к новому облучению осуществляют в виде его единой химической формы - бромида радия, в одном и том же реакционном сосуде, выполненном из платины.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что вскрытие металлической капсулы, в которую помещен сосуд из платины, осуществляют растворением.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной медицине и может быть использовано при терапии онкологических заболеваний. .
Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов, а более конкретно - к технологии получения радиоактивного изотопа никель-63 в реакторе из мишени. .

Изобретение относится к области радиохимии, в частности к способам получения технеция-99m для медицины. .

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к производству энергии, трансмутации радиоактивных отходов, выжиганию оружейного плутония и актинидов. .

Изобретение относится к радиационной технике и может использоваться для облучения внутриобъектовых мишеней. .

Изобретение относится к прикладной радиохимии и касается, в частности, производств по получению радиоактивного изотопа углерод-14, который широко применяется в виде меченых органических соединений, а также в источниках -излучения.

Изобретение относится к прикладной радиохимии и касается, в частности, производств по получению радиоактивного изотопа углерод14С, широко применяемого в виде меченых органических соединений, а также в источниках -излучения.

Изобретение относится к области прикладной радиохимии, в частности к производству радиофармацевтических препаратов для медицины. .
Изобретение относится к способам извлечения америция в виде диоксида америция из растворов. .

Изобретение относится к области извлечения и концентрирования тория из отходов процесса переработки лопаритовых концентратов - отработанного расплава солевого оросительного фильтра (СОФ) процесса хлорирования лопаритовых концентратов.
Изобретение относится к технологии редких и радиоактивных элементов; решает техническую задачу разложения монацита. .

Изобретение относится к гидрометаллургическим способам переработки рудного сырья и может быть использовано для серно-кислотного агитационного, кучного и подземного выщелачивания урана при извлечении урана из руд.

Изобретение относится к технологии переработки уранфторсодержащих отходов уранового производства. .
Изобретение относится к области переработки ураносодержащих продуктов, образующихся, в частности, при экстракционном извлечении урана из растворов с последующей его реэкстракцией углеаммонийными солями и может быть использовано в технологиях извлечения урана и попутных ценных компонентов из руд.

Изобретение относится к области гидрометаллургической переработки ураносодержащего сырья и может быть использовано при извлечении металлов из руд. .

Изобретение относится к области химии фосфорорганических соединений и гидрометаллургии. .

Изобретение относится к области ионообменной технологии извлечения урана из растворов и пульп, полученных в результате сернокислого выщелачивания урановых руд. .

Изобретение относится к способу извлечения галлия из алюминатного раствора. .

Изобретение относится к производству радионуклидов для промышленности, науки, ядерной медицины, особенно радиоиммунотерапии, в частности к способу получения актиния-227 и тория-228 из облученного нейтронами в реакторе радия-226

Наверх