способ выделения радионуклида sr-89 без носителя из облученного иттрия

Формула изобретения

1. Способ выделения радионуклида Sr-89 без носителя из облученного иттрия, включающий получение раствора разделяемых элементов, сорбцию Sr-89 на винилпиридиновом амфолите ВПК, последовательное контактирование сорбента с промывным и десорбирующим растворами, отличающийся тем, что сорбцию Sr-89 на указанном сорбенте проводят в присутствии комплексообразующих веществ, для промывки сорбента используют раствор комплексообразователя, а десорбцию Sr-89 проводят раствором уксусной кислоты с концентрацией 1-10 моль/л.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве комплексообразователя используют цитрат натрия, сорбцию Sr-89 проводят при соотношении молярных концентраций комплексообразователя и иттрия, равном 1,05-1,5, и кислотности раствора в интервале 10рН12, а для промывки сорбента используют 0,05-0,2 моль/л раствор цитрата натрия с 10рН12.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве комплексообразователя используют карбонат калия, сорбцию Sr-89 проводят при соотношении молярных концентраций комплексообразователя и иттрия в интервале 4-6, а для промывки сорбента используют 0,2-0,5 мол/л раствор карбоната калия.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в химической технологии и аналитической химии.

Известен способ выделения радионуклида Sr-89 без носителя из облученного в реакторе иттрия [В. Б. Павлович, Э. Я Сметанин, Н. А. Нерозин. "Получение стронция-89 высокой удельной активности для изготовления радиофармпрепаратов типа "Метастрон", Доклад на Всероссийской конференции "50 лет производства и применения изотопов в России", Обнинск, 20-22 октября 1998 г. Сб. рефератов и тезисов докладов и сообщений, с. 36, Обнинск, 1998 г. ] , включающий растворение облученного материала (оксид иттрия) в азотной кислоте, экстракционное разделение иттрия и стронция, кристаллизацию нитрата иттрия.

Наиболее близким аналогом, совпадающим с заявляемым изобретением по наибольшему количеству существенных признаков, является способ [Е. А. Карелин, В. Т. Филимонов, Р. А. Кузнецов, О. И. Андреев и др. "Получение препаратов радионуклидов высокой удельной активности в ГНЦ РФ НИИАР", Доклад на Всероссийской конференции "50 лет производства и применения изотопов в России"; Обнинск, 20-22 октября 1998 г. Сб. рефератов и тезисов докладов и сообщений, с. 18, Обнинск, 1998 г. ] , по которому растворяют облученный оксид иттрия в азотной кислоте, осаждают из полученного раствора малорастворимый гидроксид иттрия действием водного раствора аммиака при кислотности маточного раствора в интервале 7рН9, отделяют маточный раствор от осадка, промывают осадок раствором аммиака с 7рН9 и концентрацией в нем нитрата аммония 0,5 моль/л, объединяют маточный и промывной растворы; контактируют объединенный маточный и промывной растворы с амфолитом ВПК (сорбция Sr-89), промывают сорбент раствором нитрата аммония с концентрацией 0,5 моль/л и 7рН9, переводят поглощенный сорбентом Sr-89 в раствор (десорбция) азотной кислотой с концентрацией 2 моль/л.

Недостатком аналога и прототипа является низкая степень очистки Sr-89 от иттрия. Указанный недостаток обусловлен малым различием коэффициентов распределения Sr-89 (D_Sr) и иттрия (D_Y) в растворах нитрата аммония (операции сорбции и промывки) и азотной кислоты (операция десорбции).

Указанный недостаток устранен в способе выделения радионуклида Sr-89 без носителя из облученного иттрия, в котором растворяют облученный оксид иттрия в азотной кислоте, получают раствор комплексных соединений Sr-89 и иттрия. В качестве комплексообразователя используют цитрат натрия (Na₃Git) или карбонат калия (К₂CО₃). Молярную концентрацию цитрата натрия в растворе устанавливают в 1,05-1,5 раза превышающей молярную концентрацию иттрия, а концентрацию ионов водорода - в интервале 10рН12. Молярную концентрацию карбоната калия в растворе устанавливают в 4-6 раз превышающей молярную концентрацию иттрия. Контактируют полученный раствор с амфолитом ВПК (сорбция Sr-89), промывают сорбент раствором комплексооброзователя-цитрата натрия или карбоната калия соответственно. Концентрацию цитрата натрия в промывном растворе устанавливают в пределах 0,05-0,2 моль/л, а концентрацию ионов водорода - в пределах 10рН12. Концентрацию карбоната калия в промывном растворе устанавливают в пределах 0,2-0,5 моль/л. Переводят поглощенный сорбентом Sr-89 в раствор (десорбция) уксусной кислотой с концентрацией 1-10 моль/л.

Новыми существенными признаками заявляемого способа по сравнению с прототипом являются:

сорбция Sr-89 из раствора разделяемых элементов в присутствии комплексообразователя - цитрата натрия или карбоната калия;

промывка сорбента раствором комплексообразователя;

десорбция Sr-89 уксусной кислотой.

Наличие операции перевода разделяемых элементов в раствор их комплексных соединений - цитратов или карбонатов -позволяет увеличить степень очистки Sr-89 от иттрия. Увеличение степени очистки целевого радионуклида на стации сорбции достигается за счет увеличения в 50-200 раз по сравнению с аналогичной операцией по прототипу соотношения коэффициентов распределения D_Sr/D_Y.

Интервалы концентраций цитрата натрия и ионов водорода в сорбционном растворе определяются соотношением коэффициентов распределения разделяемых элементов. Вне указанных интервалов концентраций степень очистки Sr-89 от иттрия существенно снижается. Максимальное значение рН сорбционного раствора определяется также соосаждением Sr-89 с образующимся при рН>12 малорастворимым гидроксоцитратом иттрия. Максимальная концентрация иттрия в сорбционном растворе определяется растворимостью его комплексного соединения с цитратом натрия.

Минимальная концентрация карбоната калия в сорбционном растворе определяется устойчивостью комплексного соединения иттрия. При [К₂СО₃] : [Y] <4 из раствора выделяются малорастворимые основные соли иттрия, что приводит к соосаждению Sr-89. Максимальная концентрация карбоната калия в сорбционном растворе определяется его растворимостью. Максимальная концентрация иттрия в сорбционном растворе определяется растворимостью его комплексного соединения с карбонатом калия.

Наличие операции промывки сорбента растворами комплексообразователя - цитрата натрия или карбоната калия - позволяет дополнительно уменьшить количество поглощенного сорбентом иттрия, что увеличивает степень очистки Sr-89.

Минимальные значения рН промывного раствора и концентрации в нем цитрата натрия определяются снижением степени очистки Sr-89 от иттрия при [Na₃Cit] <0,05 моль/л и рН<10. Увеличение концентрации цитрата натрия и рН промывного раствора сверх указанных в качестве максимальных величин приведет к снижению D_Sr и, как следствие, снижению выхода стронция-89.

Минимальная концентрация в промывном растворе карбоната калия определяется снижением степени очистки Sr-89 от иттрия при [К₂СО₃] <0,2 моль/л. Увеличение концентрации карбоната калия в промывном растворе свыше 0,5 моль/л приведет к снижению D_Sr и, как следствие, снижению выхода Sr-89.

Наличие операции десорбции Sr-89 с ВПК уксусной кислотой позволяет снизить в 10 и более раз по сравнению с аналогичной операцией по прототипу степень десорбции иттрия. Увеличение степени очистки Sr-89 на стадии десорбции достигается за счет увеличения различия коэффициентов распределения стронция 89 и иттрия.

Интервал концентраций уксусной кислоты определяется оптимальным соотношением коэффициентов распределения разделяемых элементов. Использование для десорбции уксусной кислоты с концентрацией более 10 моль/л приводит к снижению степени очистки Sr-89 от иттрия; при концентрации уксусной кислоты менее 1 моль/л снижается степень десорбции Sr-89.

Таким образом, использование для выделения радионуклида Sr-89 без носителя из облученного иттрия операций сорбции разделяемых элементов на амфолите ВПК в присутствии комплексообразующих веществ - цитрата натрия или карбоната калия, промывки сорбента раствором комплексообразователя и десорбции Sr-89 уксусной кислотой приводит к новым, не описанным в литературе их свойствам. Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает существенными отличиями.

Положительный эффект при использовании заявляемого решения заключается в увеличении степени очистки радионуклида Sr-89 без носителя от иттрия.

Выделение Sr-89 из облученного иттрия по заявляемому способу

В работе использовали образец оксида иттрия природного изотопного состава массой 22,2 г (17,5 г по металлическому иттрию), облученный в реакторе БОР-60 (ГНЦ РФ НИИДР) в течение ~ 52 эффективных суток.

Растворение облученного материала проводили в горячей азотной кислоте с концентрацией 6 моль/л. После растворения в азотной кислоте получено 0,650 л раствора с [Y] = 26,9 г/л; [HNО₃] 0,5 моль/л. Содержание радионуклидов в исходном растворе составило, Бк: ⁸⁹Sr5,0-10⁹, ⁸⁸Y-2,910⁹. Дальнейшие операции по выделению Sr-89 проводили с аликвотами указанного раствора объемом 0,075 л. Содержание компонентов в каждой порции раствора составило: иттрий - 2,02 г; ⁸⁹Sr-5,810⁸ Бк; ⁸⁸Y-3,310⁸ Бк.

Цитрат натрия вводили в виде его 1,0 моль/л раствора; для установления кислотности сорбционного раствора в пределах 10рН12 использовали гидроксид натрия. Карбонат калия вводили в виде его 5 моль/л раствора. Сорбцию Sr-89 на амфолите ВПК проводили в динамических условиях в колонках, содержащих 20 см³ сорбента; скорость протекания растворов поддерживали равной 2 мл/см²мин; температура (252)^oС. Распределение радионуклидов Y-88 и Sr-89 в процессе выделения последнего из облученного иттрия по заявляемому способу, а также условия проведения соответствующих операций представлены в табл. 1, 2.

Как видно из табл. 1, при извлечении Sr-89 из цитратных растворов содержание иттрия в десорбате целевого радионуклида составляет от 310^-3 до 810^-3% от его исходного количества. Выход Sr-89 составляет от 84 до 98%. Наименьший выход получен при использовании для десорбции 1 моль/л уксусной кислоты.

При извлечении Sr-89 из карбонатных растворов (табл. 2) содержание иттрия в десорбате целевого радионуклида составляет от 210^-3 до 710^-3% от его исходного количества. Выход Sr-89 составляет от 83 до 93%, причем наименьший выход получен при использовании для десорбции 1 моль/л уксусной кислоты.

Сравнение с прототипом.

В работе использовали образец оксида иттрия природного изотопного состава массой 43,75 г (34,5 г по металлическому иттрию), облученный в реакторе БОР-60 (ГНЦ РФ НИИДР) в течение ~ 52 эффективных суток.

Растворение облученного материала проводили в горячей азотной кислоте с концентрацией 6 моль/л. После растворения получено 0,250 л раствора с [Y] = 138 г/л; [НNО₃] 0,7 моль/л. Содержание радионуклидов в исходном растворе составило, Бк: ⁸⁹Sr-7,510⁹, ⁸⁸Y-5,010⁹. Дальнейшие операции по выделению Sr-89 проводили с аликвотами указанного раствора объемом 7,5 и 75 мл. Содержание компонентов в каждой порции раствора объемом 7,5 мл составило: иттрий -1,04 г; ⁸⁹Sr-2,310⁸ Бк; ⁸⁸Y-1,510⁸ Бк. Содержание компонентов в каждой порции раствора объемом 75 мл составило: иттрий - 10,35 г; ⁸⁹Sr-2,310⁹ Бк; ⁸⁸Y-1,510⁹ Бк.

Осаждение гидроксида иттрия по прототипу проводили действием 25%-ного водного раствора аммиака. Отношение массы иттрия к объему суспензии составляло 25 г/л. Время выдерживания суспензии до отделения осадка составляло 4 часа. Для отделения маточных и промывных растворов от осадка использовали погружной фильтр из пористого стекла.

Цитрат натрия вводили в виде его 1,0 моль/л раствора; для установления кислотности сорбционного раствора в пределах 10рН12 использовали гидроксид натрия. Карбонат калия вводили в виде его 5 моль/л раствора. Сорбцию Sr-89 на амфолите ВПК проводили в динамических условиях в колонках, содержащих 20 см³ сорбента; скорость протекания растворов поддерживали равной 2 мл/см²мин; температура (252)^oС. Выходы радионуклидов Y-88 и Sr-89 при выделении последнего из облученного иттрия, а также условия проведения соответствующих операций представлены в табл. 3.

Как видно из табл. 3, при выделении Sr-89 из равных количеств облученного материала степень очистки Sr-89 от иттрия по заявляемому способу превышает данный показатель прототипа. Так, при выделении Sr-89 в присутствии цитрата натрия остаточное содержание иттрия в десорбате целевого радионуклида составило (2-4)10^-3% от его исходного количества. При выделении Sr-89 в присутствии карбоната калия остаточное содержание иттрия в десорбате целевого радионуклида составило (1-6)10^-3% от его исходного количества. При выделении Sr-89 по прототипу десорбат содержит (4-9)10^-2% от исходного количества иттрия. Выход целевого радионуклида по заявляемому способу составил 95%; при выделении по прототипу выход Sr-89 составил 78%.