DE4030991A1 - Verfahren und einrichtung zum reinigen von verunreinigtem radiojod - Google Patents

Verfahren und einrichtung zum reinigen von verunreinigtem radiojod

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Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Reinigen von verunrei­ nigtem Radiojod, insbesondere von Jod 123, das durch ein lang­ lebiges Radionuklid verunreinigt ist. Die Erfindung betrifft auch eine Einrichtung zum Reinigen von verunreinigtem Radiojod.
Käufliche Jod 123 Präparate werden zur Markierung einer Sub­ stanz und zu Leitisotopenversuchen eingesetzt. Bevorzugt dienen Jod 123-Präparate aber auch medizinischen Zwecken. Neben Jod 123 werden auch andere Jod-Isotope eingesetzt.
Käufliche Präparate des Radionuklids Jod 123 sind herstellungs­ bedingt mit Spuren langlebiger Radionuklide verunreinigt. Bei­ spielsweise können in einem Jod 123-Präparat Spuren von Tellur 121, Technetium 95 m, Technetium 96, Technetium 99 m, Molybdän 99, Kobalt 56 oder Kobalt 57 vorhanden sein. Die Aktivi­ tät der langlebigen Radionuklide beträgt dabei meistens das 10-4 bis 10-8-fache der Jod 123 Aktivität.
Beim Einsatz käuflicher Jod 123-Präparate in Leitisotopenver­ suchen sind jedoch die langlebigen Radionuklide in den Präpa­ raten wegen der relativ langen Halbwertszeiten aus Strahlen­ schutzgründen nachteilig. Während die Halbwertszeit von Jod 123 nur 13,2 Stunden beträgt, hat Tellur 121 eine Halbwertszeit von 17 Tagen und Kobalt 57 eine Halbwertszeit von 271 Tagen. Hinzu kommt, daß bei mehrfachem Einsatz von Jod 123-Präparaten in der gleichen Versuchseinrichtung sich dort längerlebige Radionuklide auf den Innenoberflächen anreichern können. Auch im entstehenden Abfall können sich langlebige Radionuklide anreichern.
Bei einem medizinischen Einsatz käuflicher Jod 123-Präparate sind die Verunreinigungen durch langlebige Radionuklide mit Blick auf das Minimierungsgebot der Strahlenschutzverordnung ebenfalls unerwünscht, auch wenn die zusätzliche Strahlenexpo­ sition durch die Verunreinigungen gering ist.
Bisher wurden käufliche Jod-Präparate keiner Vorbehandlung unterzogen.
Der Erfindung lag die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren zum Reinigen von verunreinigtem Radiojod, das durch ein oder mehrere langlebige Radionuklide verunreinigt ist, anzugeben. Auch soll eine geeignete Einrichtung zum Reinigen von Radiojod angegeben werden.
Die erstgenannte Aufgabe wird gemäß der Erfindung dadurch ge­ löst, daß eine Lösung des verunreinigten Radiojods mit einem Material in Kontakt gebracht wird, das das langlebige Radio­ nuklid bindet, und daß eine Lösung von gereinigtem Radiojod abgegeben wird.
Dabei werden in der Regel wäßrige Jodlösungen eingesetzt. Jod­ lösung steht im folgenden für Radiojodlösung.
Mit diesem Verfahren wird der Vorteil erzielt, daß der chemische Status des Jods, z. B. des Jod 123, nicht verändert wird. Das Jod kann also nach der Reinigung sofort seinem bestimmungsgemäßen Zweck zugeführt werden. Darüber hinaus wird der Vorteil erzielt, daß das gereinigte Jod von den langle­ bigen Radionukliden befreit ist, die wegen ihrer relativ langen Halbwertszeiten und ihrer strahlenschutztechnischen Nachteile als zusätzliche Aktivitäten im Präparat unerwünscht sind. Beim Ein­ satz eines Jod-Präparates wird gemäß der Erfindung der Vorteil erzielt, daß die Aktivität des Präparates gemäß der Strahlen­ schutzverordnung auf die eigentlich notwendige Aktivität minimiert ist. Darüber hinaus wird bei medizinischem, wie tech­ nischem Einsatz eine Anreicherung langlebiger Radionuklide auf Innenoberflächen von Geräten und im Abfall verhindert.
Man erhält vorteilhafterweise schnell und zuverlässig von störenden langlebigen Radionukliden befreite Jod-Präparate.
Beispielsweise wird die Lösung mit einem Material in Kontakt gebracht, das ein langlebiges Radionuklid absorptiv oder adsorp­ tiv bindet. Dabei ist das Material in einer Form vorhanden, die ein großes Oberflächen-Volumen-Verhältnis aufweist. Damit wird der Vorteil erzielt, daß die Reinigung mit geringem Materialauf­ wand durchgeführt werden kann.
Beispielsweise wird die Lösung mit Glaspulver in Kontakt ge­ bracht. An diesem Glaspulver werden langlebige Radionuklide absorptiv oder adsorptiv gebunden. Mit dem Einsatz von Glas­ pulver wird der Vorteil erzielt, daß die Jodlösung chemisch nicht beeinflußt wird. Insbesondere wird der chemische Status von Jod 123 nicht verändert. Mit Glaspulver wird darüber hinaus der Vorteil erzielt, daß die langlebigen Radionuklide Tellur 121, Kobalt 56 und Kobalt 57 an einer vergleichsweise kleinen Materialmenge aus Glaspulver gebunden werden können. Man kommt also mit wenig Glaspulver aus, um ein großes Volumen Jodlösung von langlebigen Radionukliden zu befreien.
Beispielsweise wird die Lösung mit Quarzpulver in Kontakt ge­ bracht, das die Verunreinigungen absorptiv oder adsorptiv bindet. Quarzpulver hat die gleichen vorteilhaften Eigen­ schaften wie Glaspulver. Bei einem großen Oberflächen-Volumen- Verhältnis werden von einem kleinen Quarzpulvervolumen die langlebigen Radionuklide auch aus großen Jodlösungsvolumina absorbiert oder adsorbiert.
Nach einem anderen Beispiel wird die Lösung mit einem orga­ nischen oder mit einem anorganischen Ionenaustauschermaterial, z. B. Ionenaustauscherharz, in Kontakt gebracht. Im Ionenaustau­ scher bleiben langlebige Radionuklide zurück.
Ein besonders geeignetes anorganisches Ionenaustauschermaterial ist wasserfreies Mangandioxid. In einem solchen Ioneaustauscher­ material wird das am häufigsten als Verunreinigung von Jod 123 auftretende Radionuklid Tellur 121 fast vollständig zurückge­ halten. Die Kobaltnuklide Kobalt 56 und Kobalt 57 werden mit einem Ionenaustauscher aus wasserfreiem Mangandioxid zu etwa 80% aus der wäßrigen Lösung entfernt.
Um eine möglichst vollständige Reinigung des Radiojods zu er­ zielen, können auch verschiedene Materialien, wie Ionenaus­ tauschermaterialien, zum Binden langlebiger Radionuklide nach­ einander oder gleichzeitig eingesetzt werden.
Die Lösung des verunreinigten Radiojods wird beispielsweise über das Material geleitet. Das Material, das ein Ionenaus­ tauscherharz sein kann, ist dazu in einem Behälter angeordnet. Die Lösung fließt durch den Behälter hindurch und tritt dadurch mit dem Material in Kontakt.
Nach einem anderen Beispiel wird der Lösung des verunreinigten Radiojods das Material, das ein Ionenaustauscherharz sein kann, zugemischt. Die dadurch gebildete Mischung wird so gerührt, daß das Material weitgehend in der Lösung schwebend gehalten wird. Nach erfolgter Reinigung wird die Lösung vom Material getrennt.
Beide Verfahrensweisen sind auf einfache Weise durchführbar. Beispielsweise wird im Material zurückgebliebenes, gereinigtes Radiojod mit Deionat ausgewaschen. Damit wird ein Jodverlust verhindert. In Zwischenräumen des Materials oder des Ionenaus­ tauschers kann nämlich ein Teil der Lösung, die von den lang­ lebigen Radionukliden befreit ist, zurückbleiben. Durch Aus­ waschen mit Deionat werden diese Reste zurückgewonnen.
Mit dem Verfahren nach der Erfindung wird der Vorteil erzielt, daß Jod-Präparate, insbesondere Jod 123-Präparate, von langle­ bigen Radionukliden befreit werden können, ohne daß das Jod seine chemischen Eigenschaften verändert.
Durch das Entfernen der unerwünschten langlebigen Radionuklide gemäß der Erfindung wird dem Minimierungsgebot der Strahlen­ schutzverordnung entsprochen. Das gilt auch für den medizinischen Bereich. Dort können auch sterile Ionenaustauscher oder steriles Absorptionsmaterial eingesetzt werden.
Nach Entfernen der Radionuklide reichert sich weder in Bauteilen, die mit Jod in Berührung kommen, noch im Abfall, der mit Jod in Berührung kommt oder Jod enthält, ein langle­ biges Radionuklid an.
Die zweite Aufgabe, eine Einrichtung zum Reinigen von Jod, insbesondere von Jod 123, anzugeben, wird gemäß der Erfindung dadurch gelöst, daß einem Zuführstutzen für eine Lösung des verunreinigten Jods ein Behälter nachgeordnet ist, in dem sich ein Material befindet, das die Verunreinigungen bindet, und daß der Behälter einen Ablaßstutzen für gereinigte Jodlösung aufweist.
Indem dem Zuführstutzen eine Lösung des verunreinigten Jods zugeleitet wird, gelangt diese Lösung in Kontakt mit dem Material im Behälter, das ein Ionenaustauscherharz sein kann. Dort erfolgt die Reinigung, wobei störende langlebige Radio­ nuklide am Material gebunden werden. Über den Ablaßstutzen gelangt gereinigte Jodlösung, die frei von langlebigen Radio­ nukliden ist, aus dem Behälter heraus und kann weiter verwendet werden.
Eine Einrichtung zum Reinigen von Jod kann auch ein Gefäß auf­ weisen zur Aufnahme einer Lösung des verunreinigten Jods und eines Materials, das die Verunreinigungen bindet, wobei im Ge­ fäß eine Rührvorrichtung vorhanden ist. Die Reinigung erfolgt während des Rührens, da dann das Material in der Lösung schwebend gehalten wird und es so eine große Oberfläche der Lösung anbietet.
In beiden Einrichtungen kann das Material z. B. Glaspulver, Quarzpulver oder ein Ionenaustauscherharz sein.
Mit den genannten Einrichtungen nach der Erfindung wird der Vorteil erzielt, daß eine verunreinigte Jodlösung, insbesondere eine Jod 123-Lösung mit einfachen Mitteln schnell und zuverläs­ sig von langlebigen Radionukliden zu befreien ist. Mit jeder dieser Einrichtungen kann schnell und kostengünstig eine ge­ reinigte Jodlösung bereitgestellt werden, bei deren Einsatz die Oberflächenkontamination von Behältern und Geräten durch langle­ bige Radionuklide, sowie das Aufkommen von mit langlebigen Radionukliden belastetem Abfall minimiert wird.
Mit dem Verfahren und mit der Einrichtung nach der Erfindung wird der Vorteil erzielt, daß mit geringem technischem Aufwand von langlebigen Radionukliden freies Jod bereitgestellt wird, das strahlenschutzmäßig von Vorteil ist.
Die Zeichnung zeigt Einrichtungen zum Reinigen von verunrei­ nigtem Jod gemäß der Erfindung.
Fig. 1 zeigt ein erstes Beispiel für eine solche Einrichtung.
Fig. 2 zeigt ein zweites Beispiel.
Es ist nach Fig. 1 ein beispielsweise trichterförmiger Zuführ­ stutzen 1 vorgesehen, in den verunreinigtes Radiojod J, insbe­ sondere Jod 123, das durch ein langlebiges Radionuklid verunrei­ nigt ist, als Lösung, insbesondere wäßrige Lösung, eingefüllt werden kann. Dem Zuführstutzen 1 ist ein Behälter 2 nachgeordnet. Im Behälter 2 befindet sich den gesamten Querschnitt des Be­ hälters 2 ausfüllend ein Material 3. Dieses Material 3 kann auch ein Ionenaustauscher sein. Das Material 3 zeichnet sich dadurch aus, daß an ihm das zu entfernende langlebige Radio­ nuklid gebunden wird. Das Material 3 hat dazu ein großes Ober­ flächen-Volumen-Verhältnis. Dem Behälter 2 ist ein Ablaßstutzen 4 für gereinigte Radiojodlösung J* nachgeordnet. Unter dem Ablaß­ stutzen 4 kann sich eine Auffangvorrichtung 5 befinden. Es kann aber auch eine Abführleitung mit dem Ablaßstutzen 4 verbunden sein. Nachdem das gesamte vorrätige verunreinigte Jod durch den Behälter 2 hindurchgeleitet worden ist, kann in den Zuführ­ stutzen 1 Deionat D eingefüllt werden. Durch dieses Deionat D wird Jodlösung, die sich in Zwischenräumen des Materials 3 durch Adhäsionskräfte hält, aus dem Behälter 2 heraus in die Auffang­ vorrichtung 5 gespült. Langlebige Radionuklide, z. B. Kobalt 56, die im Material 3 durch Absorption, Adsorption oder Ionenaus­ tausch gebunden sind, verbleiben dabei im Material 3 und werden nicht herausgespült.
Nach Fig. 2 ist ein Gefäß 6 vorgesehen, das eine Rührvorrich­ tung 7 aufweist. Oberhalb des Bodens des Gefäßes 6 kann ein Ablaßstutzen 8 angeordnet sein, der mit einer Armatur 9 ver­ schließbar ist und dem eine Auffangvorrichtung 10 zugeordnet ist. In das Gefäß 6 wird verunreinigtes Radiojod J als Lösung, insbesondere wäßrige Lösung, und ein Material 11 eingefüllt, (Pfeil 12), an dem zu entfernde langlebige Radionuklide ge­ bunden werden können. Mit der Rührvorrichtung 7 wird das Material 11 aufgewirbelt, so daß ein guter Kontakt mit dem Material 11 gegeben ist. Das Material 11 kann dem Material 3 nach Fig. 1 entsprechen. Wenn die langlebigen Radionuklide am Material 11 gebunden sind, wlrd die Rührvorrichtung 7 abge­ schaltet. Dann sinken die Teile des Materials 11 auf den Boden des Gefäßes 6 und die Lösung des gereinigten Radiojods J* wird über den Ablaßstutzen 8 in die Auffangvorrichtung 10 geleitet.
Mit der gezeigten Einrichtung kann verunreinigtes Jod schnell und kostengünstig von langlebigen Radionukliden befreit werden. Zum Einsatz für medizinische Zwecke können das Material 3, aber auch der Behälter 2 mit Zufuhrstutzen 1 und Ablaßstutzen 4 und die Auffangvorrichtung 5 in steriler Form vorliegen.
Beeinträchtigungen durch Radionuklide, die eine längere Halb­ wertszeit als Jod 123 haben, sind beim Einsatz von Jod auf­ grund des Verfahrens und der Einrichtung nach der Erfindung stark eingeschränkt.

Claims (12)

1. Verfahren zum Reinigen von verunreinigtem Radiojod (J) , insbesondere von Jod 123, das durch ein langlebiges Radionuklid verunreinigt ist, dadurch gekennzeichnet, daß eine Lösung des verunreinigten Radiojods (J) mit einem Material (3, 11) in Kontakt gebracht wird, das das langlebige Radionuklid bindet, und daß eine Lösung von gereinigtem Radiojod (J*) abgegeben wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Lösung mit einem Material (3, 11) in Kontakt gebracht wird, das das lang­ lebige Radionuklid absorptiv oder adsorptiv bindet.
3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Lösung mit Glaspulver in Kontakt gebracht wird, das das langlebige Radionuklid absorptiv oder adsorptiv bindet.
4. Verfahren nach einem der Ansprüche 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Lösung mit Quarzpulver in Kontakt gebracht wird, das das langlebige Radionuklid absorptiv oder adsorptiv bindet.
5. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Lösung mit einem organischen Ionenaustauschermaterial in Kontakt ge­ bracht wird.
6. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Lösung mit einem anorganischen Ionenaustauschermaterial in Kontakt gebracht wird.
7. Verfahren nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Lösung mit einem anorganischen Ionenaustauschermaterial, das aus wasserfreiem Mangandioxid besteht, in Kontakt gebracht wird.
8. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß die Lösung des verunreinigten Radiojods (J) über ein Material (3) ge­ leitet wird.
9. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß der Lösung des verunreinigten Radiojods (J) ein Material (11) zugemischt wird, daß die dadurch gebildete Mischung gerührt wird, und daß das Material (11) dann abgetrennt wird.
10. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 9, dadurch gekennzeichnet, daß im Material (3, 11) zurückgebliebenes gereinigtes Radiojod mit Deionat (D) ausgewaschen wird.
11. Einrichtung zum Reinigen von verunreinigtem Radiojod (J), insbesondere von Jod 123, das durch ein langlebiges Radionuklid verunreinigt ist, dadurch gekennzeichnet, daß einem Zuführ­ stutzen (1) für eine Lösung des verunreinigten Radiojods (J) ein Behälter (2) nachgeordnet ist, in dem sich ein Material (3) befindet, das das langlebige Radionuklid bindet, und daß der Behälter (3) einen Ablaßstutzen (4) für gereinigte Jodlösung (J*) aufweist.
12. Einrichtung zum Reinigen von verunreinigtem Radiojod (J), insbesondere von Jod 123, das durch ein langlebiges Radio­ nuklid verunreinigt ist, dadurch gekennzeichnet, daß ein Gefäß (6) zur Aufnahme einer Lösung des verunreinigten Jods (J) und eines Materials (11), das das langlebige Radionuklid bindet, vor­ handen ist, und daß in dem Gefäß (6) eine Rührvorrichtung (7) angeordnet ist.
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9149786B2 (en) 2011-11-16 2015-10-06 Kabushiki Kaisha Toshiba Iodine adsorbent and column for water treatment using iodine adsorbent
CN114082301A (zh) * 2021-10-18 2022-02-25 江苏核电有限公司 核电厂冷却剂中同位素碘的分离***、方法及检测方法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2942943A (en) * 1958-04-30 1960-06-28 Margaret W Greene Process for separating iodine-132 from fission products
DE2839317A1 (de) * 1977-09-14 1979-03-29 Asahi Chemical Ind Vorrichtung und verfahren zur trennung von isotopen

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2942943A (en) * 1958-04-30 1960-06-28 Margaret W Greene Process for separating iodine-132 from fission products
DE2839317A1 (de) * 1977-09-14 1979-03-29 Asahi Chemical Ind Vorrichtung und verfahren zur trennung von isotopen

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9149786B2 (en) 2011-11-16 2015-10-06 Kabushiki Kaisha Toshiba Iodine adsorbent and column for water treatment using iodine adsorbent
CN114082301A (zh) * 2021-10-18 2022-02-25 江苏核电有限公司 核电厂冷却剂中同位素碘的分离***、方法及检测方法
CN114082301B (zh) * 2021-10-18 2024-04-09 江苏核电有限公司 核电厂冷却剂中同位素碘的分离***、方法及检测方法

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