Способ выделения радионуклида sr-89 без носителя из облученного иттрия

Способ выделения радионуклида sr-89 без носителя из облученного иттрия

Реферат

 

Изобретение относится к области радиохимии. Облученный иттрий растворяют в азотной кислоте, осаждают оксалат иттрия, радионуклид Sr-89 сорбируют на амфолите ВПК из раствора смеси солей щавелевой и лимонной кислот, сорбент промывают раствором цитрата щелочного металла или аммония и десорбируют Sr-89 раствором азотной кислоты. Изобретение позволяет увеличить выход радионуклида Sr-89 без носителя при его выделении из облученного иттрия. 4 табл.

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

Известен способ выделения радионуклида Sr-89 без носителя из облегченного 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), заключающийся в растворении облученного материала (оксид иттрия) в азотной кислоте, экстракционном разделении иттрия и стронция и последующей кристаллизации 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. ), заключающийся в растворении облученного оксида иттрия в азотной кислоте, осаждении из полученного раствора малорастворимого соединения иттрия в виде гидроксида действием водного раствора аммиака и кислотности маточного раствора 7pH9, отделении маточного раствора от осадка, промывки осадка раствором аммиака с 7pH9 и концентрацией в нем нитрата аммония 0,5 моль/л с последующим отделением промывных растворов, объединении маточного и промывных растворов, контактировании объединенных маточного и промывных растворов с винилпиридиновым амфолитом ВПК, именуемым далее по тексту "амфолит ВПК" (сорбция Sr-89), промывки сорбента раствором нитрата аммония с концентрацией 0,5 моль/л и 7pH9 и переводе поглощенного сорбентом Sr-89 в раствор (десорбция) азотной кислотой с концентрацией 2 моль/л.

Недостатком аналогов является низкий выход радионуклида Sr-89. Потери целевого радионуклида в процессе его выделения по прототипу составляют 20-25%. Указанный недостаток обусловлен высокой степенью окклюзионного захвата Sr-89 аморфным осадком гидроксида иттрия.

Вышеуказанных недостатков лишен способ выделения радионуклида Sr-89, заключающийся в растворении облученного оксида иттрия в азотной кислоте, осаждении из полученного раствора малорастворимого соединения иттрия в виде оксалата при 0pH1 действием щавелевой кислоты или ее солей при соотношении молярных концентраций оксалат-ионов (Ox^2-) и иттрия, равном 1,8-2, отделении маточного раствора от осадка, промывки осадка раствором щавелевой кислоты с концентрацией 0,01-0,1 моль/л с последующим отделением промывных растворов, объединении маточного и промывных растворов, переводе разделяемых элементов из полученного раствора в смешанный раствор солей щавелевой и лимонной кислот при соотношении молярных концентраций цитрат-ионов (Cit^3-) и иттрия в пределах от 3 до 5; кислотности раствора в интервале 10pH12, контактировании полученного раствора с амфолитом ВПК (сорбция стронция), промывки сорбента раствором соли лимонной кислоты и щелочного металла или аммония с концентрациями в нем цитрат-ионов 0,05-0,2 моль/л и ионов водорода в интервале 10pH12, десорбции Sr-89 раствором 2 моль/л азотной кислоты.

Новыми существенными признаками заявляемого способа по сравнению с прототипом являются: осаждение иттрия в виде его оксалата; сорбция Sr-89 из раствора разделяемых элементов в присутствии солей щавелевой и лимонной кислот и последующая промывка сорбента раствором соли лимонной кислоты.

Наличие операции осаждения иттрия в виде его оксалата позволяет увеличить, по сравнению с прототипом, выход Sr-89. Увеличение выхода целевого радионуклида достигается за счет более низкой степени окклюзии Sr-89 кристаллическим осадком оксалата иттрия.

Соотношение молярных концентраций оксалат-ионов и иттрия определяется требованиями к полноте осаждения его оксалата. Недостаток осадителя приводит к снижению полноты осаждения иттрия. Поскольку оксалат-ионы образуют растворимые комплексные соединения с иттрием, избыток щавелевой кислоты или ее солей так же приводит к снижению полноты осаждения иттрия. Аналогичные последствия имеет увеличение кислотности раствора сверх указанной в качестве предельной (pH<0). Увеличение концентрации иттрия в маточном растворе приводит к снижению коэффициента распределения Sr-89 (D_Sr) в процессе его сорбции амфолитом ВПК и, как следствие, снижению выхода целевого радионуклида. Максимальное значение pH раствора определяется снижением выхода стронция-89 за счет его соосаждения с оксалатом иттрия при pH > 1.

Концентрация щавелевой кислоты в промывном растворе определяется требованиями к полноте отделения иттрия и выходу Sr-89. При концентрации щавелевой кислоты менее 0,01 моль/л возрастают потери Sr-89 (за счет соосаждения), увеличение концентрации осадителя в промывном растворе свыше 0,1 моль/л приводит к увеличению растворимости оксалата иттрия, что, как было упомянуто выше, отрицательно влияет на выход Sr-89.

Наличие операций перевода разделяемых элементов в смешанный оксалатно-цитратный раствор, а также промывки сорбента цитратным раствором является необходимым условием получения положительного эффекта при реализации заявляемого способа. Контактирование сорбента с щавелевокислым раствором разделяемых элементов в отсутствие цитрат-ионов приводит к осаждению оксалата иттрия непосредственно на гранулах сорбента, блокировке его сорбционных центров и, как следствие, значительному снижению выхода Sr-89.

Минимальное отношение молярных концентраций цитрат-ионов и иттрия в сорбционном растворе, а также минимальное значение его pH определяются присутствием в нем щавелевой кислоты. При соотношениях [Cit^3-] : [Y³⁺] < 3 и pH < 10 из раствора выпадает осадок оксалата иттрия. Максимальное отношение молярных концентраций цитрат-ионов и иттрия в сорбционном растворе определяется снижением коэффициента распределения Sr-89 (и, как следствие, снижением его выхода) при увеличении указанного отношения свыше 5. Максимальное значение pH сорбционного раствора определяется соосаждением Sr-89 с образующимся pH>12 малорастворимым при гидроксоцитратом иттрия.

Использование раствора солей лимонной кислоты на стадии промывки определяется необходимостью вытеснения из пор сорбента остатков содержащего осадитель раствора. Минимальные значения pH раствора и концентрации в нем цитрат-ионов определяются условиями формирования осадка оксалата иттрия на зернах сорбента. Увеличение концентрации цитрат-ионов и pH промывного раствора сверх указанных в качестве максимальных величин ведет к снижению D_Sr и, как следствие, снижению выхода стронция-89.

Таким образом, использование для выделения радионуклида Sr-89 без носителя из облученного иттрия операций осаждения иттрия в виде оксалата, сорбции разделяемых элементов из маточного и промывных растворов на амфолите ВПК в присутствии смеси оксалат- и цитрат-ионов и промывки сорбента раствором соли лимонной кислоты и щелочного металла или аммония 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 выхода стронция-89.

Выделение Sr-89 из облученного иттрия по заявляемому способу В работе использовали образец оксида иттрия природного изотопного состава массой 108 г (85 г по металлическому иттрию), облученный в реакторе БОР-60 (ГНЦ РФ НИИАР) в течение ~ 60 эффективных суток.

Растворение облученного материала проводили в горячей азотной кислоте с концентрацией 6 моль/л. После растворения в азотной кислоте получено 0,5 л раствора с [Y] = 170 г/л; [HNO₃] ~ 0,5 моль/л. Содержание радионуклидов в исходном растворе составило, Бк. ⁸⁹Sr - 2,110¹⁰, ⁸⁸Y - 1,510¹⁰. Дальнейшие операции по выделению Sr-89 проводили с аликвотами указанного раствора объемом 0,125 л. Содержание компонентов в каждой порции раствора составило: иттрий - 21,3 г; ⁸⁹Sr - 5,310⁹ Бк; ⁸⁸Y - 3,810⁹ Бк.

Оксалат иттрия осаждали действием горячего ~ 80^oC) водного раствора щавелевой кислоты с концентрацией 5 моль/л. Кислотность маточного раствора в пределах 0pH1 устанавливали введением водного раствора аммиака. Отношение массы иттрия к объему суспензии составляло 50 г/л. Время выдерживания суспензии до отделения осадка составляло 6 часов. Для отделения маточного и промывных растворов от осадка использовали погружной фильтр из пористого стекла. Выход Sr-89 в процессах осаждения оксалата и промывки осадка, а также условия проведения данных операций представлены в табл. 1.

После проведения операций осаждения оксалата иттрия и промывки осадка получено 4 образца растворов с характеристиками, указанными в табл. 1. Комплексообразователь (цитрат натрия или аммония) вводили в виде их 1,5 моль/л растворов; для установления кислотности сорбционных растворов в пределах 10pH12 использовали гидроксиды натрия или аммония. Сорбцию Sr-89 на амфолите ВПК проводили в динамических условиях в колонках, содержащих 20 см³ сорбента; скорость протекания растворов поддерживали равной 2 мл/см²мин. Выход Sr-89 в хроматотрафических процессах, а также условия проведения данных операций представлены в табл. 2.

Как видно из табл. 1, выход Sr-89 при осаждении иттрия по предлагаемому способу составляет от 90 до 93%. Потери целевого радионуклида в процессе его ионообменного выделения из маточных и промывных растворов составляют от 0,8 до 1,5% (табл. 2). Таким образом, общий выход Sr-89 при его выделении из облученного иттрия по предлагаемому способу составляет от 88,7 до 92,5%.

Сравнение с прототипом В работе использовали образец оксида иттрия природного изотопного состава массой 122 г (96,1 г по металлическому иттрию), облученный в реакторе БОР-60 (ГНЦ РФ НИИAР) в течение ~ 90 эффективных суток.

Растворение облученного материала проводили в горячей азотной кислоте с концентрацией 6 моль/л. После растворения в азотной кислоте получено 0,53 л раствора с [Y] = 181,3 г/л; [HNO₃] 0,8 моль/л. Содержание радионуклидов в исходном растворе составило, мКи: ⁸⁹Sr - 3,010¹⁰ Бк, ⁸⁸Y - 1,510¹⁰ Бк. Дальнейшие операции по выделению Sr-89 проводили с аликвотами указанного раствора объемом 0,130 л. Содержание компонентов в каждой порции раствора составило: иттрий - 23,6 г; ⁸⁹Sr - 7,410⁹ Бк; ⁸⁸Y - 3,710⁹ Бк.

Оксалат иттрия осаждали введением в исходный раствор расчетного количества сухого гидрата оксалата аммония. Кислотность маточного раствора в пределах 0pH1 устанавливали введением азотной кислоты или водного раствора аммиака. Осаждение гидроксида иттрия по прототипу проводили действием 25%-ного водного раствора аммиака. Отношение массы иттрия к объему суспензии во всех случаях составляло 50 г/л. Время выдерживания суспензии до отделения осадков составляло 6 часов. Для отделения маточного и промывных растворов от осадков использовали погружной фильтр из пористого стекла. Выход Sr-89 в процессах осаждения иттрия и промывки осадка по прототипу и по заявляемому способу, а также условия проведения данных операций представлены в табл. 3.

После проведения операций осаждения малорастворимых соединений иттрия и промывки осадков получены 4 образца растворов с характеристиками, указанными в табл. 3. В растворы, полученные осаждением и промывкой оксалата иттрия (заявляемый способ), вводили комплексообразователь (цитрат натрия или аммония) в виде их 1,5 моль/л растворов; для установления кислотности данных растворов в пределах 10pH12 использовали гидроксиды натрия или аммония. Сорбцию Sr-89 на амфолите ВПК из растворов, полученных осаждением иттрия по прототипу и по заявляемому способу, проводили в одинаковых условиях - в колонках, содержащих по 20 см³ сорбента; скорость протекания растворов поддерживали равной 2 мл/см²мин. Десорбцию Sr-89 как по прототипу, так и по заявляемому способу проводили раствором 2 моль/л азотной кислоты. Выход Sr-89 в хроматографических процессах по прототипу и по заявляемому способу, а также условия проведения данных операций представлены в табл. 4.

Как видно из табл. 3 и 4, при одинаковых условиях осаждения иттрия (равное отношение массы иттрия к объему суспензии его малорастворимого соединения в маточном растворе, а также равные объемы промывного раствора), выход Sr-89 по заявляемому способу превышает данный показатель прототипа в среднем на 17%.

Формула изобретения

Способ выделения радионуклида Sr-89 без носителя из облученного иттрия, включающий растворение облученного материала в азотной кислоте, осаждение малорастворимого соединения иттрия, отделение маточного раствора от осадка, промывку осадка раствором осадителя с последующим отделением промывных растворов, сорбцию Sr-89 из маточного и промывных растворов на винилпиридиновом амфолите ВПК, последовательное контактирование сорбента с промывным и десорбирующим растворами, отличающийся тем, что иттрий осаждают в виде оксалата в интервале 0рН1 при соотношении молярных концентраций оксалат-ионов и иттрия, равном 1,6-2,0, осадок промывают раствором щавелевой кислоты с концентрацией 0,01-0,1 моль/л, сорбцию Sr-89 на указанном сорбенте проводят в присутствии смеси комплексообразователей - оксалат- и цитрат- ионов при соотношении молярных концентраций цитрат-ионов и иттрия, равном 3-5 и кислотности раствора в интервале 10рН12, а для промывки сорбента используют 0,05-0,2 моль/л раствор цитрата щелочного металла или аммония с 10рН12.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4