EA040304B1 - METHOD FOR PRODUCING RADIOISOTOPE MOLYBDENUM-99 - Google Patents

Description

Изобретение относится к технологии получения радиоизотопов и может быть использовано для производства радиоизотопа молибден-99, являющегося основой для создания радиоизотопных генераторов Mo-99/Tc-99m, нашедших широкое применение в ядерной медицине для диагностических целей.The invention relates to a technology for producing radioisotopes and can be used to produce the radioisotope molybdenum-99, which is the basis for the creation of radioisotope generators Mo-99/Tc-99m, which are widely used in nuclear medicine for diagnostic purposes.

В настоящее время основным методом получения радиоизотопов Mo-99 является облучение ядер урана-235 в ядерных реакторах - реакторный делительный способ. Этот реакторный способ позволяет получить Mo-99 практически без носителей (других изотопов молибдена) с максимально высокой удельной активностью - более 5000 Ки/г. Альтернативным способом является активационный метод, когда изотопы Mo-98 облучают в ядерных реакторах нейтронами или мишени из Mo-98 и Мо-100 на ускорителе. До настоящего времени данный способ не получил широкого распространения из-за низкой удельной активности Mo-99 (обычно менее 1 Ки/г). Генераторы же Tc-99m, используемые в клинической практике, рассчитаны на использование в качестве материнского изотопа Mo-99 высокой удельной активности, не менее 1000-5000 Ки/г [Баранов В.Ю. (ред.). Изотопы: свойства, получение, применение. Т. 2, М. Физматлит, 2005, 728 с]. Поэтому стоит задача реализации эффективного способа получения Mo-99 высокой удельной активности.At present, the main method for obtaining Mo-99 radioisotopes is the irradiation of uranium-235 nuclei in nuclear reactors - the reactor fission method. This reactor method makes it possible to obtain Mo-99 practically without carriers (other molybdenum isotopes) with the highest possible specific activity - more than 5000 Ci/g. An alternative method is the activation method, when Mo-98 isotopes are irradiated in nuclear reactors with neutrons or targets from Mo-98 and Mo-100 at the accelerator. To date, this method has not been widely used due to the low specific activity of Mo-99 (usually less than 1 Ci/g). The Tc-99m generators used in clinical practice are designed to be used as the parent isotope Mo-99 of high specific activity, not less than 1000-5000 Ci/g [Baranov V.Yu. (ed.). Isotopes: properties, obtaining, application. T. 2, M. Fizmatlit, 2005, 728 s]. Therefore, the task is to implement an effective method for obtaining Mo-99 with high specific activity.

В известном реакторном способе получения осколочного молибдена-99, основанном на реакции деления ядра урана-235 под действием нейтронов, двуокись урана с обогащением по изотопу уран-235 до 90% и выше облучают в потоке нейтронов ядерного реактора [Соколов В.А. Генераторы короткоживущих радиоактивных изотопов. М. Атомиздат, 1975; Герасимов А.С, Киселев Г.И., Ланцов М.Л. Получение ⁹⁹Мо в ядерных реакторах. Атомная энергия. Т. 67, 1, 1989, с. 104-108]. Выделенный из продуктов деления радиоизотоп ⁹⁹Мо обладает удельной активностью порядка 105 Ки/г. Основной недостаток этого способа состоит в том, что при делении ядра урана помимо ⁹⁹Мо образуются сопутствующие осколки, суммарная активность которых значительно превышает активность целевого радиоизотопа [Маркина М.А., Старизный B.C., Брегер А.Х. Энергетическое распределение гамма-излучения продуктов деления U при малом времени облучения. Атомная энергия, 1979, т. 46, выпуск 6, с. 411]. Вопросы экологии и проблема обращения с долгоживущими продуктами деления являются главным сдерживающим фактором при попытке расширенного производства радиоизотопа молибдена-99 указанным способом.In a well-known reactor method for producing fragmented molybdenum-99, based on the nuclear fission reaction of uranium-235 under the action of neutrons, uranium dioxide enriched in the uranium-235 isotope up to 90% and above is irradiated in the neutron flux of a nuclear reactor [Sokolov V.A. Short-lived radioactive isotope generators. M. Atomizdat, 1975; Gerasimov A.S., Kiselev G.I., Lantsov M.L. Obtaining ⁹⁹ Mo in nuclear reactors. Atomic Energy. T. 67, 1, 1989, p. 104-108]. The radioisotope ⁹⁹ Mo isolated from fission products has a specific activity of about 105 Ci/g. The main disadvantage of this method is that during the fission of the uranium nucleus, in addition to ⁹⁹ Mo, accompanying fragments are formed, the total activity of which significantly exceeds the activity of the target radioisotope [Markina M.A., Starizny BC, Breger A.Kh. Energy distribution of gamma radiation of fission products U at a short exposure time. Atomic energy, 1979, v. 46, issue 6, p. 411]. Environmental issues and the problem of handling long-lived fission products are the main deterrent in attempting to expand the production of the radioisotope molybdenum-99 in this way.

В известном активационном способе получения Mo-99 проводят облучение мишени из оксида молибдена MoO₃ в ядерном реакторе, после извлечения мишени из реактора ее растворяют с получением раствора молибдата натрия Na₂MoO₄, который используется для заполнения хромотографических (не экстракционных) генераторов технеция-99m (Mo-99/Tc-99m). После распада Mo-99 до фоновых значений молибдата натрия Na₂MoO₄ его используют для повторного изготовления мишени из оксида молибдена MoO₃ [Скуридин B.C. Методы и технологии получения радиофармпрепаратов: учебное пособие. Изд-во Томского политехнического университета, 2013. c. 140]. В данном способе удельная активность Mo-99 не превышает 10 Ки/г, что более чем на два порядка ниже, чем у осколочного Mo-99. В активационном Mo-99 на один атом Mo-99 приходится более 10 тыс. атомов других изотопов молибдена (изотопы - носители). Адсорбирующие колонки в составе генераторов Tc-99m забиваются изотопами-носителями и не позволяют эффективно извлекать технеций-99m при прокачке колонок медицинским физиологическим раствором. Это ограничивает и в большинстве случаев не позволяет использовать активационный молибден-99 в традиционных генераторах Mo-99/Tc-99m.In the well-known activation method for obtaining Mo-99, the target is irradiated from molybdenum oxide MoO ₃ in a nuclear reactor, after removing the target from the reactor, it is dissolved to obtain a solution of sodium molybdate Na ₂ MoO ₄ , which is used to fill chromatographic (not extraction) generators of technetium-99m (Mo-99/Tc-99m). After the decay of Mo-99 to background values of sodium molybdate Na ₂ MoO ₄ it is used to re-manufacture the target of molybdenum oxide MoO ₃ [Skuridin BC Methods and technologies for obtaining radiopharmaceuticals: a tutorial. Publishing House of Tomsk Polytechnic University, 2013. p. 140]. In this method, the specific activity of Mo-99 does not exceed 10 Ci/g, which is more than two orders of magnitude lower than that of fragmented Mo-99. In activation Mo-99, there are more than 10 thousand atoms of other molybdenum isotopes (carrier isotopes) per Mo-99 atom. The adsorbing columns in the Tc-99m generators are clogged with carrier isotopes and do not allow efficient extraction of technetium-99m when the columns are pumped with medical saline. This limits and in most cases does not allow the use of activation molybdenum-99 in traditional Mo-99/Tc-99m generators.

Для повышения удельной активности активационного Mo-99 предложен способ с использованием наномишеней [Радченко В.М., Ротманов К.В, Маслаков Г.И., Рисованный В.Д., Гончаренко Ю.Д. Способ получения радионуклида ⁹⁹Mo. Патент РФ № 2426113, опуб. 10.08.2011]. В качестве стартового материала предложено использовать радиационно и термически устойчивые соединения молибдена в виде частиц размером до 100 нм, облучение которых проводят нейтронами с плотностью потока более 10¹⁴ см^-2с^-1 в течение 7-15 суток, а радиоизотоп ⁹⁹Мо выделяют из поверхностного слоя частиц путем растворения этого слоя в кислоте или щелочи. Повышенная концентрация ⁹⁹Мо на поверхности частиц реализуется за счет эффекта Сцилларда-Чалмерса. Технические сложности реализации процесса связаны с тем, что при использовании стартового материала с размером частиц менее 5 нм наблюдается большое вымывание порошка в раствор. А при использовании материала с большими размерами снижаются количественные показатели выхода продукта. Основной же недостаток этого способа производства ⁹⁹Мо состоит в недостаточной удельной активности получаемого радиоизотопа. При стравливании поверхностного слоя частиц молибдена кислотой или щелочью в раствор попадает в основном ⁹⁸Мо - стартовый материал частиц. При получаемой удельной активности ⁹⁹Мо на уровне 1-10 Ки/г невозможно использовать стандартный ⁹⁹Мо/^99mTc-генератор сорбционного типа, поскольку потребуются большие колонки и, соответственно, размеры генератора тоже станут неприемлемо большие, в результате чего увеличатся весогабаритные характеристики радиационной защиты. Кроме того, для элюирования ^99mTc из такой колонки понадобится большой расход жидкости, что приведет к снижению объемной активности раствора и необходимости последующей концентрации ^99mTc.To increase the specific activity of activation Mo-99, a method using nanotargets has been proposed [Radchenko V.M., Rotmanov K.V., Maslakov G.I., Drawn V.D., Goncharenko Yu.D. Method for obtaining radionuclide ⁹⁹ Mo. RF patent No. 2426113, pub. 08/10/2011]. As a starting material, it is proposed to use radiation and thermally stable molybdenum compounds in the form of particles up to 100 nm in size, which are irradiated with neutrons with a flux density of more than 10 ¹⁴ cm ^-2 s ^-1 for 7-15 days, and ^{the 99} Mo radioisotope is isolated from the surface layer of particles by dissolving this layer in acid or alkali. The increased concentration of ⁹⁹ Mo on the particle surface is realized due to the Szilard-Chalmers effect. The technical difficulties in the implementation of the process are due to the fact that when using the starting material with a particle size of less than 5 nm, a large washing out of the powder into the solution is observed. And when using a material with large dimensions, the quantitative indicators of the product yield are reduced. The main disadvantage of this method of production of ⁹⁹ Mo is the insufficient specific activity of the resulting radioisotope. When the surface layer of molybdenum particles is etched with acid or alkali, ⁹⁸ Mo, the starting material of the particles, enters the solution mainly. With the obtained specific activity ^{of 99} Mo at the level of 1-10 Ci/g, it is impossible to use a standard ⁹⁹ Mo/ ^99m Tc-generator of the sorption type, since large columns will be required and, accordingly, the dimensions of the generator will also become unacceptably large, as a result of which the weight and size characteristics of radiation protection will increase. . In addition, the elution ^{of 99m} Tc from such a column requires a large liquid flow rate, which will lead to a decrease in the volume activity of the solution and the need for subsequent concentration ^{of 99m} Tc.

Развитием приведенного выше способа получения активационного Mo-99, основанного на использовании метода горячих атомов или эффекта Сцилларда-Чалмерса, является способ согласно патента № 2426184 [Радченко В.М., Ротманов К.В., Маслаков Г.И., Рисованый В.Д., Гончаренко Ю.Д., Способ получения радионуклида Mo-99, РФ № 2426184 от 2010-07-02], который является наиболее близким кThe development of the above method for obtaining activation Mo-99, based on the use of the hot atom method or the Szilard-Chalmers effect, is the method according to patent No. D., Goncharenko Yu.D., Method for obtaining the radionuclide Mo-99, RF No. 2426184 dated 2010-07-02], which is the closest to

- 1 040304 заявляемому и выбран нами в качестве прототипа.- 1 040304 claimed and chosen by us as a prototype.

Данный способ получения радионуклида ⁹⁹Мо включает облучение стартового материала нейтронами и последующее выделение активационных изотопов. При этом в качестве стартового материала используют тугоплавкие радиационно и термически устойчивые соединения молибдена с размером частиц (5+100)х10^-9 м. Проводят облучение стартового материала нейтронами, а активационные изотопы выделяют из поверхностного слоя стартового материала растворением этого слоя в кислоте или щелочи, или смеси кислот, или смеси щелочей. В качестве стартового материала используют предпочтительно карбид молибдена (Mo2C) с естественным содержанием в молибдене изотопа ⁹⁸Мо или с обогащенным молибденом по изотопу ⁹⁸Мо. Облучение стартового материала нейтронами проводят до удельного накопления радионуклида ⁹⁹Мо более 1 Ки/г. Активационные изотопы выделяют из поверхностного слоя стартового материала растворением этого слоя в кислотах или щелочах, или смеси кислот, или смеси щелочей в течение 10-30 мин. После выделения активационных изотопов многократно повторяют облучение стартового материала.This method of obtaining the radionuclide ⁹⁹ Mo includes the irradiation of the starting material with neutrons and the subsequent isolation of activation isotopes. In this case, refractory radiation and thermally stable molybdenum compounds with a particle size of (5+100)x10 ^-9 m are used as the starting material. The starting material is irradiated with neutrons, and activation isotopes are isolated from the surface layer of the starting material by dissolving this layer in acid or alkali, or mixtures of acids, or mixtures of alkalis. The starting material is preferably molybdenum carbide (Mo2C) with a natural content of the ⁹⁸ Mo isotope in molybdenum or with molybdenum enriched in the ⁹⁸ Mo isotope. Irradiation of the starting material with neutrons is carried out until the specific accumulation of the radionuclide ⁹⁹ Mo is more than 1 Ci/g. Activation isotopes are isolated from the surface layer of the starting material by dissolving this layer in acids or alkalis, or a mixture of acids, or a mixture of alkalis for 10-30 minutes. After the isolation of activation isotopes, the irradiation of the starting material is repeated many times.

Использование в качестве стартового материала тугоплавкого радиационно и термически устойчивого соединения молибдена позволяет обеспечить его физическую стойкость в радиационных полях и при высоких температурах с сохранением химических свойств, что позволяет многократно без регенерации использовать стартовый материал и применять для вывода продуктов облучения широкий ряд реагентов. Вышеуказанными свойствами в наибольшей мере обладает карбид молибдена (Mo2C) с естественным содержанием в молибдене изотопа ⁹⁸Mo или с обогащенным молибденом по изотопу ⁹⁸Мо. Указанная возможность многократного облучения является достоинством данного способа.The use of a refractory radiation and thermally stable molybdenum compound as a starting material makes it possible to ensure its physical stability in radiation fields and at high temperatures with the preservation of chemical properties, which makes it possible to repeatedly use the starting material without regeneration and to use a wide range of reagents to remove irradiation products. Molybdenum carbide (Mo2C) with a natural content of ^{the 98} Mo isotope in molybdenum or with molybdenum enriched in the ⁹⁸ Mo isotope has the above properties to the greatest extent. This possibility of multiple irradiation is an advantage of this method.

Основной недостаток способа, выбранного нами в качестве прототипа, связан с незначительной активностью получаемого Mo-99 - порядка 1 Ки/г, что не позволяет использовать его в стандартных коммерческих генераторах Tc-99.The main disadvantage of the method we have chosen as a prototype is associated with the low activity of the resulting Mo-99 - about 1 Ci/g, which does not allow it to be used in standard commercial Tc-99 generators.

Техническая проблема, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, заключается в устранении указанного недостатка, а именно повышении удельной активности радиоактивного молибдена-99 до значений более 1000 Ки/г при возможности многократного использования соединения молибдена для изготовления мишени и упрощении процесса.The technical problem to be solved by the present invention is to eliminate this disadvantage, namely, to increase the specific activity of radioactive molybdenum-99 to values of more than 1000 Ci/g with the possibility of repeated use of the molybdenum compound for the manufacture of the target and simplify the process.

Обозначенный технический результат достигается способом получения радиоизотопа молибден-99, который включает изготовление мишени из молибдена-98; облучение мишени нейтронами с активацией молибдена-98 до молибдена-99; отделение после облучения из мишени не активированного молибдена98 от активированной части мишени молибдена-99; растворение активированной части мишени молибдена-99 в растворе щелочи NaOH с получением радиоизотопа молибден-99; при этом для изготовления мишени используют гексафторид молибдена-98, помещенный в герметичную капсулу; отделение из мишени после ее облучения неактивированной части молибдена-98 осуществляют в виде газа путем испарения жидкости при нагревании выше температуры фазового перехода из жидкости в газ; удаленную газообразную фракцию неактивированного молибдена-98 конденсируют в жидкое состояние и используют для повторного изготовления мишени.The indicated technical result is achieved by a method for producing the radioisotope molybdenum-99, which includes the manufacture of a target from molybdenum-98; target irradiation with neutrons with activation of molybdenum-98 to molybdenum-99; separating, after irradiation, non-activated molybdenum 98 from the target from the activated part of the molybdenum-99 target; dissolving the activated part of the molybdenum-99 target in NaOH alkali solution to obtain the radioisotope molybdenum-99; while for the manufacture of the target using molybdenum-98 hexafluoride, placed in a sealed capsule; the separation from the target after its irradiation of the non-activated part of molybdenum-98 is carried out in the form of a gas by evaporation of the liquid when heated above the temperature of the phase transition from liquid to gas; the removed gaseous fraction of non-activated molybdenum-98 is condensed into a liquid state and used to re-manufacture the target.

В предлагаемом способе используют герметичную капсулу, представляющую собой разборное устройство с двумя соединенными кранами отсеками, в первом из которых проводят облучение химического соединения в жидком состоянии, а во втором после нагрева его собирают в газообразном состоянии.In the proposed method, a sealed capsule is used, which is a collapsible device with two compartments connected by valves, in the first of which the chemical compound is irradiated in the liquid state, and in the second, after heating, it is collected in the gaseous state.

В предлагаемом способе используют герметичную капсулу, представляющую собой петлевое устройство, позволяющее периодически переводить химическое соединение из жидкого в газообразное состояние с растворением активированной части мишени молибдена-99 в растворе щелочи NaOH и получением радиоизотопа молибден-99.In the proposed method, a sealed capsule is used, which is a loop device that allows periodically transferring a chemical compound from a liquid to a gaseous state with the dissolution of the activated part of the molybdenum-99 target in an alkali solution of NaOH and obtaining the molybdenum-99 radioisotope.

В предлагаемом способе используют гексафторид молибдена-98 с изотопным содержанием молибдена-98 от природного уровня 23,75% до уровня обогащения 99,95%.In the proposed method, molybdenum-98 hexafluoride is used with an isotopic content of molybdenum-98 from a natural level of 23.75% to an enrichment level of 99.95%.

В предлагаемом способе облучение мишени проводят при температуре от 20 до 100°С.In the proposed method, the target is irradiated at a temperature of 20 to 100°C.

Способ осуществляют следующим образом.The method is carried out as follows.

Гексафторид молибдена природного изотопного состава или обогащенный по изотопу Mo-98 помещают в металлическую капсулу путем конденсации, капсулу заваривают, помещают в защитный металлический контейнер и облучают в потоке нейтронов 110⁸ - 110¹⁵ н/(см²-с) в течение от 1 до 15 суток. Облученную мишень в течение 1 суток переносят в горячую камеру, вскрывают, подсоединяют к вакуумной системе и конденсируют газообразный гексафторид молибдена. Мишень отсоединяют от вакуумной системы и заполняют рассчитанным количеством раствора щелочи NaOH с концентрацией 0,2-0,3 М. При облучении в результате захвата нейтронов ядрами мишени ⁹⁸MoF6 образовавшиеся ядра ⁹⁹Мо первоначально находятся в возбужденном состоянии. При снятии возбуждения путем испускания мгновенных γ-квантов часть атомов отдачи (⁹Мо) получает импульс, достаточный для разрыва химических связей с отщеплением атома фтора и образованием низшего фторида молибдена, который осаждается на стенках мишени. После завершения облучения и удаления основной массы гексафторида молибдена нелетучие компоненты, образовавшиеся в результате активации ⁹⁸MoF6, растворяются в щелочи с образованием молибдата натрия Na₂ ⁹⁸MoO₄. Полученный раствор используют для зарядки генераторов. Удельная ак-Molybdenum hexafluoride of natural isotopic composition or enriched in the Mo-98 isotope is placed in a metal capsule by condensation, the capsule is sealed, placed in a protective metal container and irradiated in a neutron flux of 110 ⁸ - 110 ¹⁵ n/(cm ² -s) for 1 to 15 days. The irradiated target is transferred to a hot chamber for 1 day, opened, connected to a vacuum system, and gaseous molybdenum hexafluoride is condensed. The target is disconnected from the vacuum system and filled with a calculated amount of NaOH alkali solution with a concentration of 0.2-0.3 M. When irradiated as a result of neutron capture by ⁹⁸ MoF6 target nuclei, the formed ⁹⁹ Mo nuclei are initially in an excited state. When the excitation is removed by emitting prompt γ-quanta, some of the recoil atoms ( ⁹ Mo) receive a momentum sufficient to break chemical bonds with the elimination of a fluorine atom and the formation of lower molybdenum fluoride, which is deposited on the target walls. After completion of irradiation and removal of the bulk of molybdenum hexafluoride, the non-volatile components formed as a result of ⁹⁸ MoF6 activation dissolve in alkali to form sodium molybdate Na ₂ ⁹⁸ MoO ₄ . The resulting solution is used to charge generators. Specific ak-

Claims (5)

тивность Мо-99 в полученном растворе на момент изготовления составляет от 10 до 5000 Ки/т в зависимости от величины потока нейтронов и времени облучения.The activity of Mo-99 in the resulting solution at the time of manufacture ranges from 10 to 5000 Ci/t, depending on the magnitude of the neutron flux and irradiation time. Пример 1.Example 1 Для изготовления мишени использовали 64,5 г гексафторида молибдена-98 с изотопным составом, представленным в табл. 1.For the manufacture of the target used 64.5 g of molybdenum-98 hexafluoride with the isotopic composition presented in table. 1. Таблица 1Table 1 Изотопный состав тексас зторида молибденаIsotopic composition of texas molybdenum fluoride Содержание нуклида в смеси, % Мо-92 Мо-94 Мо-95 Мо-96 Мо-97 Мо-98 Мо-100The content of the nuclide in the mixture, % Mo-92 Mo-94 Mo-95 Mo-96 Mo-97 Mo-98 Mo-100 Мишень 0,041 0,031 0,062 0,074 1,237 98,357 0,98Target 0.041 0.031 0.062 0.074 1.237 98.357 0.98 Мишень помещали в титановую капсулу объемом 0,5 л путем переконденсации в вакууме. Капсула представляет собой разборное устройство с двумя соединенными кранами отсеками, в первом из которых проводили облучение химического соединения в жидком состоянии, а во втором после нагрева его собирали в газообразном состоянии. Капсулу с гексафторидом молибдена-98 устанавливали в облучательное устройство, содержащее 4 источника нейтронов на калифорнии-252 с потоком нейтронов от каждого 2x10⁷ н/с. Для коррекции спектра нейтронов капсула окружена полиэтиленом толщиной 50 мм. Облучение проводится 2 суток при комнатной температуре.The target was placed in a titanium capsule with a volume of 0.5 L by recondensation in a vacuum. The capsule is a collapsible device with two compartments connected by taps, in the first of which the chemical compound was irradiated in the liquid state, and in the second, after heating, it was collected in the gaseous state. A capsule with molybdenum-98 hexafluoride was installed in an irradiator containing 4 californium-252 neutron sources with a neutron flux from each 2x10 ⁷ n/s. To correct the neutron spectrum, the capsule is surrounded by polyethylene 50 mm thick. Irradiation is carried out for 2 days at room temperature. Гамма-спектроскопическое измерение полученного гексафторида молибдена показало наработанную активность по молибдену-99 0,15x10'³ Ки (исходная титановая капсула). Неактивированная часть гексафторида молибдена переконденсирована во вторую часть капсулы. Ее активность составила 0,08x10'³ Ки. Масса 64,45 г. Активность активированной части молибдена-99 в исходной титановой капсуле - О,О8х1О'³ Ки, масса - 0,05 г. Активированную часть переводили в раствор путем обработки внутренней поверхности капсулы 0,5н. NaOH. Получили раствор с удельной активностью по Мо-99 1,6x10'³ Ки. При использовании плутоний-бериллиевых источников нейтронов с потоком 2x10¹² н/с получили раствор с удельной активностью по Мо-99, равной 1600 Ки/г. Неактивированную часть мишени также конденсировали и использовали для повторного изготовления мишени.Gamma spectroscopic measurement of the obtained molybdenum hexafluoride showed the accumulated activity for molybdenum-99 0.15x10' ³ Ci (original titanium capsule). The non-activated part of molybdenum hexafluoride is recondensed into the second part of the capsule. Its activity was 0.08x10' ³ Ci. Weight 64.45 g. The activity of the activated part of molybdenum-99 in the original titanium capsule is O,O8x1O' ³ Ci, weight - 0.05 g. The activated part was transferred into solution by treating the inner surface of the capsule with 0.5n. NaOH. Received a solution with a specific activity for Mo-99 1,6x10' ³ Ci. When using plutonium-beryllium neutron sources with a flux of 2x10 ¹² n/s, a solution was obtained with a specific activity for Mo-99 equal to 1600 Ci/g. The non-activated portion of the target was also condensed and used to remanufacture the target. Пример 2.Example 2 Для изготовления мишени использовали 128 г гексафторида молибдена-98 с изотопным составом, представленным в табл. 2.For the manufacture of the target, 128 g of molybdenum-98 hexafluoride with the isotopic composition presented in Table 1 were used. 2. Таблица 2table 2 Изотопный состав гексафторида молибденаIsotopic composition of molybdenum hexafluoride Содержание нуклида в смеси, % Мо-92 Мо-94 Мо-95 Мо-96 Мо-97 Мо-98 Мо-100The content of the nuclide in the mixture, % Mo-92 Mo-94 Mo-95 Mo-96 Mo-97 Mo-98 Mo-100 Мишень 0,041 0,031 0,062 0,074 1,237 98,357 0,98Target 0.041 0.031 0.062 0.074 1.237 98.357 0.98 Мишень помещали в титановую капсулу объемом 0,5 л путем переконденсации в вакууме. Капсула представляет собой петлевое устройство с фильтром для молибдена-99. Капсулу с гексафторидом молибдена-98 устанавливали в облучательное устройство, содержащее 4 плутоний-бериллиевых источника нейтронов, с потоком нейтронов 2x10¹² н/с от каждого. Облучение проводили 4 суток при комнатной температуре.The target was placed in a titanium capsule with a volume of 0.5 L by recondensation in a vacuum. The capsule is a loop device with a molybdenum-99 filter. A capsule with molybdenum-98 hexafluoride was installed in an irradiator containing 4 plutonium-beryllium neutron sources, with a neutron flux of 2x10 ¹² n/s from each. Irradiation was carried out for 4 days at room temperature. После переконденсации неактивированного гексафторида молибдена в приемный балон получили активность активированной части молибдена-99 - 1700 Ки/г, массу - 0,1 г.After the recondensation of non-activated molybdenum hexafluoride into a receiving balloon, the activity of the activated part of molybdenum-99 was obtained - 1700 Ci / g, weight - 0.1 g. Активированную часть переводили в раствор путем обработки внутренней поверхности капсулы 0,5н. NaOH. Неактивированную часть мишени конденсировали и использовали для повторного изготовления мишени.The activated part was transferred into solution by treating the inner surface of the capsule with 0.5N. NaOH. The non-activated part of the target was condensed and used to re-manufacture the target. ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯCLAIM 1. Способ получения радиоизотопа молибден-99, включающий изготовление мишени из молибдена-98;1. A method for producing a radioisotope of molybdenum-99, including the manufacture of a target from molybdenum-98; облучение мишени нейтронами с активацией молибдена-98 до молибдена-99;target irradiation with neutrons with activation of molybdenum-98 to molybdenum-99; отделение после облучения из мишени неактивированного молибдена-98 от активированной части мишени молибдена-99;separating, after irradiation, non-activated molybdenum-98 from the target from the activated part of the molybdenum-99 target; растворение активированной части мишени молибдена-99 в растворе щелочи NaOH с получением радиоизотопа молибден-99, отличающийся тем, что для изготовления мишени используют гексафторид молибдена-98, помещенный в герметичную капсулу;dissolving the activated part of the molybdenum-99 target in an alkali solution of NaOH to obtain the molybdenum-99 radioisotope, characterized in that molybdenum-98 hexafluoride placed in a sealed capsule is used to manufacture the target; отделение из мишени после ее облучения неактивированной части молибдена-98 осуществляют в виде газа путем испарения жидкости при нагревании выше температуры фазового перехода из жидкости в газ;the separation from the target after its irradiation of the non-activated part of molybdenum-98 is carried out in the form of a gas by evaporation of the liquid when heated above the temperature of the phase transition from liquid to gas; удаленную газообразную фракцию неактивированного молибдена-98 конденсируют в жидкое со-3 040304 стояние и используют для повторного изготовления мишени.the removed gaseous fraction of non-activated molybdenum-98 is condensed into a liquid state and used to re-manufacture the target. 2. Способ получения радиоизотопа молибден-99 по п.1, отличающийся тем, что используют герметичную капсулу, представляющую собой разборное устройство с двумя соединенными кранами отсеками, в первом из которых проводят облучение химического соединения в жидком состоянии, а во втором после нагрева первого отсека его собирают в газообразном состоянии.2. A method for producing the radioisotope molybdenum-99 according to claim 1, characterized in that a sealed capsule is used, which is a collapsible device with two compartments connected by taps, in the first of which the chemical compound is irradiated in a liquid state, and in the second after heating the first compartment it is collected in the gaseous state. 3. Способ получения радиоизотопа молибден-99 по п.1, отличающийся тем, что используют герметичную капсулу, представляющую собой петлевое устройство, позволяющее периодически переводить химическое соединение из жидкого в газообразное состояние с растворением активированной части мишени молибдена-99 в растворе щелочи NaOH и получением радиоизотопа молибден-99.3. A method for producing the radioisotope molybdenum-99 according to claim 1, characterized in that a sealed capsule is used, which is a loop device that allows you to periodically transfer a chemical compound from a liquid to a gaseous state with the dissolution of the activated part of the molybdenum-99 target in a NaOH alkali solution and obtaining radioisotope molybdenum-99. 4. Способ получения радиоизотопа молибден-99 по п.1, отличающийся тем, используют гексафторид молибдена-98 с изотопным содержанием молибдена-98 от природного уровня 23,75% до уровня обогащения 99,95%.4. The method for producing the radioisotope molybdenum-99 according to claim 1, characterized in that molybdenum-98 hexafluoride is used with the isotopic content of molybdenum-98 from the natural level of 23.75% to the enrichment level of 99.95%. 5. Способ получения радиоизотопа молибден-99 по п.1, отличающийся тем, что облучение мишени проводят при температуре от 20 до 100°С.5. A method for producing the radioisotope molybdenum-99 according to claim 1, characterized in that the target is irradiated at a temperature of 20 to 100°C. Евразийская патентная организация, ЕАПВEurasian Patent Organization, EAPO Россия, 109012, Москва, Малый Черкасский пер., 2Russia, 109012, Moscow, Maly Cherkassky per., 2