Способы получения радионуклидов для ядерной медицины
|
|Исходный раствор 90Y в 0,5 М |100 |
|НNО3, 130 мКи | |
|Исходный раствор 90Y после |0,01 |
|экстракции | |
|Экстракт – 0,25 М Д2ЭГФК в |(100 |
|додекане | |
|Экстракт после реэкстракции 90Y |0,75 |
|Промывка 0,1 м НСl |6*10-4 |
|Реэкстракция 6,0 М НСl |98 |
Таблица4.
Распределение 90Sr (85Sr)в опытах на центрифужном экстракторе.
|Характеристика растворов после |Относительная активность,% |
|каждой стадии разделения | |
|Исходный раствор 90Sr в 0,5 М |100 |
|НNО3, 120 мКи | |
|Исходный раствор 90Y после |99,99 |
|экстракции | |
|Экстракт – 0,25 М Д2ЭГФК в |0,01 |
|додекане | |
|Экстракт после промывки 0,5 М |(1*10-4 |
|НNО3 | |
|Промывка 0,1 м НСl |(1*10-7 |
|Реэкстракция 6,0 М НСl |(1*10-9 |
Таблица 5.
Определение 90Y от 90Sr методом полупротивоточного центрифугирования.
|Исходная|Выход 90Y|Выход 90Y |Примесь |Потери 90Y|Конечная |
|активнос|из |из |90Sr |после |активност|
|ть |1экстракто|2экстрактора|*109,% |испарения,|ь 90Y, |
|90Sr, |ра, % |, % | |% |мКи. |
|мКи. | | | | | |
|88,1 |99,3 |97,8 |4,4 |9,8 |83,1 |
|166,2 |98,9 |97,7 |1,2 |13,1 |139,6 |
|127,0 |96,8 |98,3 |0,8 |8,8 |110,2 |
|132,4 |94,3 |97,2 |(0,2 |7,5 |112,2 |
|265,9 |93,6 |98,5 |7,0 |11,4 |218,0 |
|121,6 |97,0 |97,3 |(0,2 |10,5 |192,7 |
Это средние результаты из 8-12 опытов после загрузки нового раствора
90Sr. Коэффициенты очистки 90Y от 90Sr расчитанные после добавления 85Sr на
каждой стадии.
-8-
Генератор Y-90 Высокой радионуклиднои частоты на основе колонки с
катионитом .
Часто для разделения Y-90 и Sr-90 используют генераторные системы.
Один из типов генератора представляет собой колонку с катионитом, на
котором сорбирован Sr-90. Y-90 вымывают 100 мл. 0.5 % раствора лимонной
кислоты с рН=5.5. Выход Y-90 около 98%. Примесь Sr-90 возрастает вследствие
радиационного разрушения смолы. В другом варианте генератора колонку
заполняют катионитом дауэкс 50*4 и насыщают пиридин-итратным буферным
раствором с рН=4. Sr-90 сорбируют на колонке и смывают накопившийся Y-90
мл. такого же буферного раствора. Выход Y-90 95%, примесь Sr-90 меньше 10-4
%. Для более глубокой очистки элюат пропускают через вторую колонку такого
же типа. При этом примесь Sr-90 снижается до 10-5 %.
В работе [11] Sr-90 сорбировали на смоле дауэкс-50W и вымывали Y-90
раствором трилона Б с рН=6-9 и концентрацией 0.5 мг./мл. Выход Y-90
составлял (60-70)%, примесь Sr-90 в элюате (10-4 % . В этой работе в
качестве сорбента использовали хроматографическую окись алюминия. В колонке
было два слоя сорбента активный и защитный. Активный слой приготавливали
взбалтыванием окиси алюминия с водно-спиртовым или водно- .етоновым
раствором с рН=5-7, в котором находился Sr-90 без носителя. Сорб.ия
стронция происходила количественно. В качестве элюента для Y-90 применяли
трибутилфосфат, насыщенный 13 моль/л раствором азотной кислоты. Выход - Y
90 составлял 90%, радионуклидная чистота 99.9%.
В основу технологии разделения Sr-90 и Y-90 мы положили экстрак.ионно-
хроматографический метод, обеспечивающий многократное экстрагирование с
помощью растворителя, распределенного тонким слоем на поверхности зерен
инертного наполнителя колонки. В качестве такого наполнителя использовали
зерна фторопласта-4, а в качестве экстрагента - Д2ЭГФК. Разделение Y и Sr
основано на большом различии коэффициентов распределения этих элементов
между экстрагентом и слабым солянокислым водным раствором. При кислотности
раствора (0.1 моль/л. коэффициент распределения между органической и водной
фазами для Y достигает 10 4,а для Sr он составляет лишь около 10-2 .В
результате Y концентрируется в тонком верхнем слое колонки, а Sr
практически не экстрагируется, оставаясь в растворе. После промывания
колонки 0.1 моль/л. раствором соляной кислоты для удаления следов Sr
элюируют Y 90 6 моль/л. раствором соляной кислотой.
Одна колонка обеспечивает очистку Y в (103 раз. При повторении
очистки на второй и третей колонках коэффициент очистки составит не менее
109 . Эффективность очистки Y-90 от Sr-90 мы проверяли вначале на отдельных
колонках . исходный раствор Sr-90 + Y-90 в 0.1 моль/л. НСl пропускали со
скоростью 60-70 капель/мин. Y-90 элюировали 60 мл. 6 моль/л. раствора НСl.
Количество примеси Sr-90 определяли после распада Y -90 на 4((-счетчике.
Результаты представлены в таблице 6.
Таблица 6
Результаты экспериментов по разделению Y-90 Sr -90 на отдельных колонках
(фторопласт-4 + Д2ЭГФК)
|Характеристика |Характеристика раствора|Выход Y-90 ,% |Коэффициен|
|исходного раствора|Y-90 после разделения | |т очистки |
|Sr-90 +Y-90 |на колонке (на момент | |Y-90 от |
| |отделения от Sr-90) | |Sr-90 |
|Объем,|Объемная |Объем, |Объемная | | |
|мл |активность |мл |активность | | |
| |мКи/мл | |мКи/мл | | |
|1 |5,0 |10 |0,51 |100,0 |1,6*104 |
|5 |2,7 |10 |1,1 |81,4 |5,0*103 |
|5 |2,7 |6 |1,7 |75,5 |8,0*103 |
|6 |2,0 |4 |2,0 |66,0 |1,8*103 |
|5 |2,7 |7 |1,4 |81,5 |4,3*103 |
|6 |2,0 |3 |3,21 |80,0 |4,1*103 |
Выбор того или иного генератора можно делать исходя из того какие цели
преследует потребитель.
Пять лет эксплуатации оборудования описано выше позволяет сделать
вывод о надежности работы центрифужных экстракторов. В течении всего этого
времени мы не имели каких либо отрицательных результатов при получении
радиофармпрепаратов и их клиническом использовании. Принимая во внимание
литературные данные о радиоционной стабильности Д2ЭГФК можно надеется, что
имеется возможность использования этого метода для выделения гораздо
больших количеств Y-90 .
Довольно короткое время переработки наряду с удовлетворительным
качеством получаемого продукта можно считать главным преимуществом этого
метода. Кроме того, этот процесс может быть полностью автоматизирован.
Описание технологического процесса получения Y-90 в ГЛ.
Исходным для выделения иттрия-90 является раствор стронция-90 в 0,1 М
азотной кислоте, объем 135 мл., активность стронция-90 от5 до10 Ки выдержка
между переработками от 10 до 12 дней. В ГК-117 хранисся 5 порций.
Предварительно сорбционным методом спектрометрическим анализа в
растворе стронция-90 посторонние радионуклиды не обнаружены.
Иттрий-90 извлекают из исходного водного раствора стронция-90
экстракцией 0,25 М раствором Д"ЭГФК в додекане на центрифужном экстракторе.
В этом же экстракторе на его второй ступени производят отмывку
органического экстракта иттрия-90 от следовых количеств стронция-90, после
чегоэкстракт иттрия-90 поступает во второй экстрактор. В этом экстракторе
производят глубокую отмывку иттрия-90 от стронция-90 из азотной кислоты 0,
1 М раствором соляной кислоты изотермической чистоты.
Далее, на этом экстракторе иттрий-90 реэкстрагируют 6 М соляной
кислотой также изотермической.
Объемы:
. Исходный-135 мл
. Промывной 0,1 М азотная кислота от 35 - 40 мл
. Экстрагент 50 мл
. Промывной растворт 0,1 М солянай кислота -100 мл
Реэкстрагент 6 М соляная кислота 50 мл
Реэкстракт иттрия-90 поступает на операцию отгонки соляной кислоты
методом упарки, после чего раствор разбавляют от 0,05 до 0,1 М соляной
кислоты.
Для доочистки иттрия-90 от химических примесей проводят сорбционную
очистку иттрия-90 с использованием катионита КРС-6 спец.
очистки, а также 0,1 М и 6,0 М соляной кислоты изотермированной в кварце.
Десорбат иттрия-90 передают в БТ (бокс тяжелый) где производят отбор
проб для проведения радиохимического анализа, упарку под разряжением для
отгонки соляной кислоты, доведение кислотности до 0,05-0,1 М по соляной
кислоте и расфасовку.
Технологическая инструкция
Иттрий-90 является (-излучателем Еmax = 2,27 МэВ, T1/2 = 64 ч.,
группа "В" радиационной опасности по НРБ-96.
Иттрий-90 является дочерним продуктом (-распада стронция-90 (T1/2 =
28,88 лет.) и выделяется из растворов стронция выдерженных от 10 до 12 сут.
Производительность
Разовая операция по переработке до 10 Ки стронция-90.
В год 52 переработки с поставкой
| |  скачать работу |
Способы получения радионуклидов для ядерной медицины |
