Способ получения актиния-227, тория-228 и тория-229 из облученного радия-226

Изобретение относится к способу получения актиния-227, тория-228 и тория-229 из облученного радия-226. Способ включает облучение нейтронами в атомном реакторе радиационно-устойчивого соединения радия-226, растворение облученного материала в разбавленной азотной кислоте, осаждение радия-226 из раствора добавлением избытка концентрированной азотной кислоты в виде нитрата радия-226, выделение из полученного раствора тория-228 и тория-229 сорбцией на анионообменной смоле с последующей десорбцией тория-228 и тория-229 разбавленной азотной кислотой. Далее предусмотрено выделение актиния-227 из раствора сорбционным способом с использованием катионообменной смолы с последующей десорбцией актиния-227 раствором азотной кислоты и рециклом радия-226 для повторного облучения. При этом в качестве радиационно устойчивого соединения для облучения радия-226 нейтронами используют бромид радия-226. Техническим результатом является повышение степени извлечения актиния-227, тория-228 и тория-229, снижение потерь радия-226 и повышение эффективности и безопасности процесса. 2 з.п. ф-лы.

 

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ

Техническое решение относится к области производства радионуклидов для ядерной техники, науки, в ядерно-физических исследованиях, а также при получении альфа - излучающих радионуклидов для ядерной медицины.

УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

Одним из наиболее эффективных способов получения актиния-227, тория-228 и тория-229 является облучение нейтронами в атомном реакторе радия-226 (А. Morgensternetal, Production of Alpha Emitting Radionuclidesfor Nuclear Medicine, 2008, European Commission - Joint Research Centre, p. 238 - 245). В результате облучения из радия-226 образуется смесь радионуклидов: актиний-227, торий-228, торий-229 и большое число продуктов их радиоактивного распада. Для технического применения, и прежде всего для ядерной медицины, требуются указанные изотопы в индивидуальном состоянии, с высокой степенью чистоты.

Известен классический бельгийский процесс широкомасштабного производства Ас-227 из облученного Ra-226 (L.H.Baetsle, P.Dejonghe, A.C.Demild, A.De.Troyer, A.Droissart, M.Poskin "Fourth United Nation International Conference on the Peacefuluses of Atomic Energy» Geneva, 1971, A/Conf. 49/P/287. Belgium, May, 1971).Этот процесс включает следующие основные стадии и операции: облучение радия-226 в форме карбоната радия в алюминиевой матрице, растворение его вместе с алюминиевой матрицей после облучения в азотной кислоте, отделение радия в форме нитрата радия осаждением его концентрированной азотной кислотой (80% HNO3) с получением азотнокислого раствора актиния-227 и тория-228. Разделение актиния-227 и тория-228 осуществляют известным ионообменным способом на анионите Dawex AG 1×8 в 5 М HNO3. Регенерацию радия-226 для следующего облучения осуществляют путем перевода нитрата радия в карбонат радия, для чего растворяют осадок нитрата радия в воде и обрабатывают его гидроокисью аммония и углекислым газом.

Недостатком указанного способа получения актиния-227 и тория-228, как показывает практика, является накопление в растворе солей алюминия, образующихся при растворении алюминиевой матрицы, что осложняет ионообменное разделение и ведет к потерям радия-226 и продуктов его облучения. Кроме того, операция регенерации радия-226 в форму карбоната требует проведения крайне радиационно опасной операции барботажа углекислого газа через раствор радия-226.

Известен способ получения актиния-227 и тория-228 из радия-226, облученного в форме бромида радия-226 (патент US3459634A от 05.08.1969). Способ включает облучение радия-226 в форме бромида радия-226, растворение облученного материала в разбавленной азотной кислоте, выделение и разделение актиния-227 и тория-28 при последовательной экстракции при контролируемой кислотности раствора актиния-227 и тория-228 в органическую фазу, реэкстракцию актиния-227 и тория-228, доочистку актиния-227 ионообменным способом на колонке с ди- (2-этилгексил) фосфорной кислотой или ее гомологами. Для регенерации радия-226 для последующего облучения раствор радия-226 после экстракции из него актиния-227 и тория-228 обрабатывают бромистоводородной кислотой для осаждения бромида радия-226. С целью улавливания радиоактивных газов, образующихся при растворении радия-226 и проведении последующих операций, осуществляют постоянной отсос газовой фазы над раствором через угольный фильтр, охлаждаемый жидким азотом.

Недостатком описанного способа является использование метода экстракции для отделения актиния-227 и тория-228, что ведет к загрязнению актиния-227 и тория-228 продуктами радиолиза органических растворителей и экстрагентов. Кроме того, выполнение операций экстракции/реэкстракции с высоко радиоактивным материалом технически сложно реализуемо и ведет к потерям радия-226 и продуктов облучения.

Развитием метода получения актиния-227 и тория-228, описанного выше, является способ получения актиния-227 и тория-228 из облученного нейтронами в реакторе радия-226 в форме бромида радия (RU2339718C2 от 27.11.2008). Способ включат облучение радий-226 в форме дибромида радия-226 - 226RaBr2, растворение облученного радия-226 в 0,1 М растворе бромистоводородной кислоты, осаждение бромида радия-226 концентрированной бромистоводородной кислотой, отделение осадка бромида радия-226, который высушивается и направляется на повторный цикл облучения. Раствор, полученный после осаждения и отделения бромида радия-226, упаривается, остаток растворяется в 3 - 6 М азотной кислоте. Из полученного азотнокислого раствора торий-228 извлекается экстракцией трибутилфосфатом или триоктиламином, из органической фазы реэкстрагируется 0,1 М раствором азотной кислоты. При этом актиний-227 остается в исходном азотнокислом растворе. Данный метод обеспечивает, таким образом, выделение актиния-227 и тория-228 в виде индивидуальных соединений с выходом 80 - 90%. Облученный радий-226 после переработки возвращается на облучение в исходной химической форме - форме бромида.

Основным недостатком данного способа, как и способа, описанного выше, является использование экстракции на стадии выделения актиния-227 и тория-228. Данная операция требует применения органических растворителей и экстрагентов, что технически сложно выполнимо с учетом высокой активности перерабатываемых растворов и ведет к загрязнению актиния-227 и тория-228 продуктами радиолиза органических соединений. Практические сложности также вызывает разделение органической и водной фазы при экстракции в связи с высоким тепловыделением растворов из-за процессов радиоактивного распада. Кроме того, предложенный метод не описывает возможности выделения тория-229 при переработке облученного радия-226.

Указанных недостатков в значительной степени лишен способ переработки облученного радия-226 с выделением актиния-227, тория-228 и тория-229, основанный на процессах ионообменного разделения (Р.А. Кузнецов и др., «Получение альфа-излучающих нуклидов облучением 226-Ra в высокопоточном реакторе», см. «известия Самарского научного центра Российской академии наук, т. 16, №6, 2014, с. 129 - 135). Данный метод является наиболее близким к заявляемому и выбран в качестве прототипа. Способ включает облучение в реакторе радия-226 в форме карбоната радия-226 RaCO3, растворение облученного материала в разбавленной азотной кислоте, отделение радия-226 из раствора в форме нитрата радия-226 путем обработки раствора концентрированной азотной кислотой. При этом актиний-227, торий-228 и торий-229 остаются в растворе. Разделение актиния и тория производится методом анионообменной хроматографии с использованием анионита BioRad AG1x8 в NO3форме. Сорбция тория производится из 8 МHNO3, а элюирование 0,5 М HNO3. Этим же методом, при необходимости, проводится и аффинажная очистка тория-228228Th и тория-229 229Th. Выделение и очистка актиния-227 227Ac проводится методом экстракционной хроматографии с использованием сорбентов на основе Д2ЭГФК (ди 2-этилгексил фосфорная кислота). Для регенерации радия-226 и изготовление стартового материала для облучения нитрат радия-226, выделенный из раствора осаждением концентрированной азотной кислотой, растворяет в воде и обрабатывается избытком нитрата свинца с последующим осаждения смешанного карбоната свинца и радия. Смесь карбонатов прокаливается и направляется на повторное облучение.

Недостатком прототипа является облучение радия-226 в форме карбоната в смеси с карбонатом свинца, что значительно усложняет рецикл радия-226, ведет к его потерям и образованию в качестве отходов после каждого цикла переработки облученного свинца.

Задачей технического решения является создание процесса переработки облученного радия-226 с выделением актиния-227, тория-228 и тория-229, исключающем применение операций жидкостной экстракции, как технически сложно выполнимых и ведущих к загрязнению целевых продуктов, и обеспечивающем рецикл радия-226 с минимальным количеством потерь и радиационно-опасных операций.

Техническим результатом изобретения является повышение степени извлечения актиния-227, тория-228 и тория-229, снижение потерь радия-226 и повышение эффективности и безопасности процесса.

РАСКРЫТИЕ СУЩНОСТИ ТЕХНИЧЕСКОГО РЕШЕНИЯ

Указанный технический результат для выполнения вышеприведенной задачи достигается за счет разработки способа получения актиния-227, тория-228 и тория-229 из облученного радия-226, включающего в себя облучение нейтронами в атомном реакторе радиационно-устойчивого соединения радия-226, растворение облученного материала в разбавленной азотной кислоте, осаждение радия-226 из раствора добавлением избытка концентрированной азотной кислоты в виде нитрата радия-226, выделение из полученного раствора тория-228 и тория-229 сорбцией на анионообменной смоле с последующей десорбцией тория-228 и тория-229 разбавленной азотной кислотой, выделение актиния-227 из раствора сорбционным экстракционно-хроматографическим способом с использованием катион обменной смолы раствором минеральной кислоты и рециклом радия-226 для повторного облучения. При этом в качестве радиационно-устойчивого соединения для облучения радия-226 нейтронами используют бромид радия-226. Указанное техническое решение обеспечивает получение актиния-227, тория-228 и тория-229 при переработке облученного радия-226 путем выполнения простых в аппаратурном оформлении колоночных операций, исключающих потери целевых продуктов и их загрязнение органическими примесями.

Согласно техническому решению рецикл радия-226 для повторного облучения осуществляют обработкой нитрата радия-226, полученного при осаждении из раствора концентрированной азотной кислотой, избытком бромистоводородной кислоты с последующим прокаливанием на воздухе. Указанное техническое решение обеспечивает получение радия-226 в форме бромида радия-226 226RaBr2, пригодного для повторного облучения, и исключает потери радия-226

Согласно техническому решению в качестве анионообменной смолы для извлечения тория-228 и тория-229 из раствора используется сильноосновная анионообменная смола типа Dowex 1x8 дисперсностью 250±50 меш. Указанное техническое решение обеспечивает степень очистки тория-228 и тория-229 от изотопов радия и актиния не менее 1000 при полноте извлечения более 99%.

Согласно техническому решению для извлечения актиния-227 используется катионообменная смола AG 50x4 дисперсностью 100 - 200 меш. Указанное техническое решение обеспечивает степень очистки актиния от изотопов радия, а также продуктов его распада - изотопов свинца и висмута не менее 1000 при уровне потерь с раствором радия не более 0,5%.

Согласно техническому решению, десорбцию актиния-227 осуществляют азотной кислотой с концентрацией 8±0,2 моль/л. Указанное техническое решение обеспечивает полноту извлечения актиния не менее 99,5%.

ОСУЩЕСТВЛЕНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Заявленный способ получения актиния-227, тория-228 и тория-229 из облученного радия-226 осуществляют следующим образом.

Сначала осуществляют облучение в атомном реакторе мишени из радия-226 в форме дибромид радия-226 226RaBr2. После облучения 226RaBr2 растворяется в разбавленном растворе (5-6 М) азотной кислоты, а затем осаждается из раствора добавлением 10 -12 кратного избытка концентрированной азотной кислоты в виде нитрата радия-226 - 226Ra(NO3)2. При этом актиний-227, торий-228 и торий-229 после осаждения при добавлении концентрированной азотной кислоты остаются в растворе. Затем из раствора, содержащего актиний-227, торий-228 и торий-229, сорбцией на анионите (анионообменная смола Dowex 1x4) осаждают торий-228 и торий-229. Для выделения тория-228 и тория-229 их десорбируется с анионита разбавленной (0,1 М) азотной кислотой. После сорбции на анионите раствор содержит только актиний-227, который выделяют из раствора сорбционным способом с использованием катионообменной смолы AG 50x4. Десорбцию актиния-227 осуществляют азотной кислотой с концентрацией 8±0,2 моль/л. Осадок нитрата радия-226 226Ra(NO3)2, полученный при осаждении радия-226 концентрированной азотной кислотой, переводится в форму бромида радия-226 226RaBr2 2-х кратной обработкой нитрата радия 3-х кратным (по стехиометрии) избытком бромистоводородной кислоты с последующим прокаливанием в течение 1-1,5 часа на воздухе при 120-130 °С.

Как показали эксперименты, заявленное изобретение обеспечивает степень очистки тория-228 и тория-229 от изотопов радия и актиния не менее 1000 при полноте извлечения более 99%, а степень очистки актиния от изотопов радия, а также продуктов его распада - изотопов свинца и висмута не менее 1000 при полноте извлечения не менее 99,5 % и уровне потерь с раствором радия не более 0,5%. Заявленное изобретение одновременно решает задачу эффективного рецикла радия-226 с использованием простых, радиационно-малоопасных операций без образования твердых радиоактивных отходов, что повышает экологичность способа.

Заявленное изобретение обеспечивает получение актиния-227, тория-228 и тория-229 при переработке облученного радия-226 путем выполнения простых в аппаратурном оформлении колоночных операций, исключающих потери целевых продуктов и их загрязнение органическими примесями, а также обеспечивает получение радия-226 в форме бромида радия-226 - 226RaBr2, пригодного для повторного облучения, и исключает потери радия-226.

1. Способ получения актиния-227, тория-228 и тория-229 из облученного радия-226, включающий облучение нейтронами в атомном реакторе радиационно устойчивого соединения радия-226, растворение облученного материала в разбавленной азотной кислоте, осаждение радия-226 из раствора добавлением избытка концентрированной азотной кислоты в виде нитрата радия-226, выделение из полученного раствора тория-228 и тория-229 сорбцией на анионообменной смоле с последующей десорбцией тория-228 и тория-229 разбавленной азотной кислотой, выделение актиния-227 из раствора сорбционным способом с использованием катионообменной смолы с последующей десорбцией актиния-227 раствором азотной кислоты и рециклом радия-226 для повторного облучения, отличающийся тем, что в качестве радиационно устойчивого соединения для облучения радия-226 нейтронами используют бромид радия-226.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что рецикл радия-226 для повторного облучения осуществляют обработкой нитрата радия-226, полученного при осаждении из раствора концентрированной азотной кислотой, избытком бромистоводородной кислоты с последующим прокаливанием на воздухе.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что десорбцию актиния-227 после его сорбционного извлечения осуществляют раствором азотной кислоты с концентрацией 8±0,2 моль/л.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способу получения радионуклида лютеция-177 без носителя. В качестве вещества мишени используется металлический иттербий.

Изобретение относится к способу получения радионуклида 177Lu без носителя для использования в ядерной медицине. Способ включает в себя облучение мишени, содержащей 176Yb, потоком нейтронов в ядерном реакторе, в процессе облучения по реакции 176Yb(n,γ) I77Yb (1,9 час) β-→I77Lu в мишени нарабатывается целевой изотоп 177Lu, который затем отделяют от иттербия, сначала осаждая иттербий в виде сульфата иттербия путем контакта сернокислого раствора иттербия и 177Lu и амальгамы натрия, при перемешивании и капельной подаче амальгамы, с очисткой раствора от осадка, после чего, переводя 177Lu и оставшийся иттербий в уксуснокислый раствор и проводя последовательные операции контактного восстановления с капельной подачей амальгамы и перемешиванием, для уменьшения потерь лютеция, в ячейку вводят легкокипящий, несмешивающийся с рабочими растворами растворитель.

Изобретение относится к медицинской технике, а именно к облучателю для нейтронно-захватной терапии, который содержит вход волоконного пучка, мишень, замедлитель, примыкающий к указанной мишени, отражатель вокруг указанного замедлителя, поглотитель тепловых нейтронов, примыкающий к замедлителю, массив биологической защиты реактора и выход волоконного пучка, размещенные в облучателе.

Изобретение относится к способу производства трихлорида лютеция-177 и технологической линии производства трихлорида лютеция-177. Способ включает изготовление мишени, облучение мишени, вскрытие мишени после облучения и направление на радиохимическую переработку для получения прекурсора трихлорид лютеция-177.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ основан на облучении в тепловом нейтронном потоке ядерного реактора мишени, содержащей радионуклид торий-228, и находящегося в равновесии с ним дочернего продукта радиоактивного распада радия-224.

Изобретение относится к способу получения радиоактивного изотопа никель-63, используемого в производстве бета-вольтаических источников тока. Способ включает в себя получение из исходного никеля никелевой мишени, обогащенной по никелю-62 до достижения им содержания 98% и более, облучение мишени в реакторе и обогащение облученного продукта в легкую фракцию.

Изобретение относится к установкам для производства изотопной продукции. Установка содержит источник нейтронов, емкость с водным раствором уранил-сульфата, масса которого составляет величину менее критической массы, сорбционную колонку, тракт для подачи в сорбционную колонку облученного водного раствора уранил-сульфата, тракт для возврата в емкость после сорбции водного раствора уранил-сульфата и систему каталитической рекомбинации.

Изобретение относится к способам получения технеция-99m для медицинской диагностики. Способ изготовления хроматографического генератора технеция-99m из облученного нейтронами молибдена-98 включает обработку оксида алюминия предельным количеством кислоты, необходимым для полного прекращения ее взаимодействия с оксидом, внесение навески обработанного оксида алюминия в хроматографическую колонку c последующим нанесением на него раствора молибдена.

Изобретение относится к способу производства радиоактивных изотопов технического назначения. В заявленном способе изготовление стартовой мишени осуществляют из меди естественного изотопного состава или обогащенной по изотопу медь-63, облучение мишени проводят в потоке быстрых нейтронов (в ядерном реакторе на быстрых нейтронах), а переработку облученной медной мишени проводят радиохимическим методом с извлечением и очисткой соединений никеля (смесь изотопов никеля с преобладающим содержанием никеля-63).

Изобретение относится к способу получения радионуклида лютеций-177 для ядерной медицины. В заявленном способе в процессе контактного восстановления с помощью капельной подачи в ячейку с хлоридно-ацетатным раствором амальгамы натрия и раствора кислот (соляная, уксусная и др.) с одновременным перемешиванием рабочего раствора магнитной мешалкой достигается регулировка pH рабочего раствора и увеличение времени проведения процесса контактного восстановления для более глубокой очистки Lu от Yb.

Изобретение относится к способу получения актиния-227, тория-228 и тория-229 из облученного радия-226. Способ включает облучение нейтронами в атомном реакторе радиационно-устойчивого соединения радия-226, растворение облученного материала в разбавленной азотной кислоте, осаждение радия-226 из раствора добавлением избытка концентрированной азотной кислоты в виде нитрата радия-226, выделение из полученного раствора тория-228 и тория-229 сорбцией на анионообменной смоле с последующей десорбцией тория-228 и тория-229 разбавленной азотной кислотой. Далее предусмотрено выделение актиния-227 из раствора сорбционным способом с использованием катионообменной смолы с последующей десорбцией актиния-227 раствором азотной кислоты и рециклом радия-226 для повторного облучения. При этом в качестве радиационно устойчивого соединения для облучения радия-226 нейтронами используют бромид радия-226. Техническим результатом является повышение степени извлечения актиния-227, тория-228 и тория-229, снижение потерь радия-226 и повышение эффективности и безопасности процесса. 2 з.п. ф-лы.

Наверх