RU2666552C1 - Method of producing nanostructured target for production of molybdenum-99 - Google Patents
Method of producing nanostructured target for production of molybdenum-99 Download PDFInfo
- Publication number
- RU2666552C1 RU2666552C1 RU2017144563A RU2017144563A RU2666552C1 RU 2666552 C1 RU2666552 C1 RU 2666552C1 RU 2017144563 A RU2017144563 A RU 2017144563A RU 2017144563 A RU2017144563 A RU 2017144563A RU 2666552 C1 RU2666552 C1 RU 2666552C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- moo
- activated carbon
- molybdenum
- production
- water
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 40
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 29
- ZOKXTWBITQBERF-AKLPVKDBSA-N Molybdenum Mo-99 Chemical compound [99Mo] ZOKXTWBITQBERF-AKLPVKDBSA-N 0.000 title claims abstract description 8
- 229950009740 molybdenum mo-99 Drugs 0.000 title abstract description 6
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N activated carbon Substances [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 55
- FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M Sodium chloride Chemical compound [Na+].[Cl-] FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims abstract description 40
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims abstract description 29
- 239000011780 sodium chloride Substances 0.000 claims abstract description 20
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 claims abstract description 11
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 11
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims abstract description 11
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 8
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 claims abstract description 8
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 claims abstract description 8
- 239000003245 coal Substances 0.000 claims abstract description 7
- WCUXLLCKKVVCTQ-UHFFFAOYSA-M Potassium chloride Chemical compound [Cl-].[K+] WCUXLLCKKVVCTQ-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims description 58
- 239000001103 potassium chloride Substances 0.000 claims description 29
- 235000011164 potassium chloride Nutrition 0.000 claims description 29
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 claims description 13
- 229910001514 alkali metal chloride Inorganic materials 0.000 claims description 8
- 229910000476 molybdenum oxide Inorganic materials 0.000 claims description 6
- PQQKPALAQIIWST-UHFFFAOYSA-N oxomolybdenum Chemical compound [Mo]=O PQQKPALAQIIWST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 4
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 239000002052 molecular layer Substances 0.000 claims description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 16
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 10
- GKLVYJBZJHMRIY-OUBTZVSYSA-N Technetium-99 Chemical compound [99Tc] GKLVYJBZJHMRIY-OUBTZVSYSA-N 0.000 abstract description 6
- 238000009206 nuclear medicine Methods 0.000 abstract description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 2
- 229910010272 inorganic material Inorganic materials 0.000 abstract description 2
- 239000011147 inorganic material Substances 0.000 abstract description 2
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 20
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 19
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 16
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 16
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 description 16
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 11
- 239000000872 buffer Substances 0.000 description 10
- 239000008187 granular material Substances 0.000 description 9
- 239000000463 material Substances 0.000 description 9
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 9
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 9
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 8
- 239000002105 nanoparticle Substances 0.000 description 8
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O Ammonium Chemical compound [NH4+] QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O 0.000 description 7
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 7
- 230000008569 process Effects 0.000 description 7
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 7
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 229910015275 MoF 6 Inorganic materials 0.000 description 6
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 6
- 239000005078 molybdenum compound Substances 0.000 description 6
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N Ammonia Chemical compound N QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 5
- 150000002752 molybdenum compounds Chemical class 0.000 description 5
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 4
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 4
- 239000007858 starting material Substances 0.000 description 4
- 229940056501 technetium 99m Drugs 0.000 description 4
- WSWMGHRLUYADNA-UHFFFAOYSA-N 7-nitro-1,2,3,4-tetrahydroquinoline Chemical compound C1CCNC2=CC([N+](=O)[O-])=CC=C21 WSWMGHRLUYADNA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- YMWUJEATGCHHMB-UHFFFAOYSA-N Dichloromethane Chemical compound ClCCl YMWUJEATGCHHMB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 3
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 3
- 239000012153 distilled water Substances 0.000 description 3
- 238000010828 elution Methods 0.000 description 3
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 3
- 238000005470 impregnation Methods 0.000 description 3
- 230000001678 irradiating effect Effects 0.000 description 3
- VNWKTOKETHGBQD-UHFFFAOYSA-N methane Chemical class C VNWKTOKETHGBQD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000011160 research Methods 0.000 description 3
- 239000002344 surface layer Substances 0.000 description 3
- 230000007306 turnover Effects 0.000 description 3
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910015255 MoF6 Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000004809 Teflon Substances 0.000 description 2
- 229920006362 Teflon® Polymers 0.000 description 2
- 150000007513 acids Chemical class 0.000 description 2
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 2
- 229910052783 alkali metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 150000001340 alkali metals Chemical class 0.000 description 2
- 229910021529 ammonia Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 2
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 2
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 2
- -1 e.g. Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 238000013467 fragmentation Methods 0.000 description 2
- 238000006062 fragmentation reaction Methods 0.000 description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 230000007062 hydrolysis Effects 0.000 description 2
- 238000006460 hydrolysis reaction Methods 0.000 description 2
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 2
- 238000002354 inductively-coupled plasma atomic emission spectroscopy Methods 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- RLCOZMCCEKDUPY-UHFFFAOYSA-H molybdenum hexafluoride Chemical compound F[Mo](F)(F)(F)(F)F RLCOZMCCEKDUPY-UHFFFAOYSA-H 0.000 description 2
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 2
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 2
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 2
- AKKOFNIRZLWCDW-UHFFFAOYSA-N 3,5-dioxo-1,4-dioxane-2-carboxylic acid Chemical compound OC(=O)C1OCC(=O)OC1=O AKKOFNIRZLWCDW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- NLXLAEXVIDQMFP-UHFFFAOYSA-N Ammonium chloride Substances [NH4+].[Cl-] NLXLAEXVIDQMFP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N Ammonium hydroxide Chemical compound [NH4+].[OH-] VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M Chloride anion Chemical compound [Cl-] VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N Dioxygen Chemical compound O=O MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 1
- 206010028980 Neoplasm Diseases 0.000 description 1
- 208000019155 Radiation injury Diseases 0.000 description 1
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 239000003513 alkali Substances 0.000 description 1
- 235000011114 ammonium hydroxide Nutrition 0.000 description 1
- 238000000137 annealing Methods 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 239000008346 aqueous phase Substances 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 1
- 201000011510 cancer Diseases 0.000 description 1
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000004587 chromatography analysis Methods 0.000 description 1
- 239000002864 coal component Substances 0.000 description 1
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 1
- 238000007872 degassing Methods 0.000 description 1
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000002405 diagnostic procedure Methods 0.000 description 1
- 238000007598 dipping method Methods 0.000 description 1
- 201000010099 disease Diseases 0.000 description 1
- 208000037265 diseases, disorders, signs and symptoms Diseases 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 238000013399 early diagnosis Methods 0.000 description 1
- 230000002526 effect on cardiovascular system Effects 0.000 description 1
- 238000005530 etching Methods 0.000 description 1
- 230000005284 excitation Effects 0.000 description 1
- 230000007717 exclusion Effects 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 238000002309 gasification Methods 0.000 description 1
- 229910021397 glassy carbon Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 description 1
- 239000002122 magnetic nanoparticle Substances 0.000 description 1
- 239000013001 matrix buffer Substances 0.000 description 1
- CWQXQMHSOZUFJS-UHFFFAOYSA-N molybdenum disulfide Chemical compound S=[Mo]=S CWQXQMHSOZUFJS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ZOKXTWBITQBERF-NJFSPNSNSA-N molybdenum-98 atom Chemical compound [98Mo] ZOKXTWBITQBERF-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 1
- 239000002086 nanomaterial Substances 0.000 description 1
- 239000002073 nanorod Substances 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000002894 organic compounds Chemical class 0.000 description 1
- 239000012074 organic phase Substances 0.000 description 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 1
- 230000000704 physical effect Effects 0.000 description 1
- 239000002243 precursor Substances 0.000 description 1
- 230000035755 proliferation Effects 0.000 description 1
- 239000010453 quartz Substances 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 239000012217 radiopharmaceutical Substances 0.000 description 1
- 229940121896 radiopharmaceutical Drugs 0.000 description 1
- 230000002799 radiopharmaceutical effect Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 238000007670 refining Methods 0.000 description 1
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N silicon dioxide Inorganic materials O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 1
- 239000002594 sorbent Substances 0.000 description 1
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 1
- 238000002336 sorption--desorption measurement Methods 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- 238000003786 synthesis reaction Methods 0.000 description 1
- 239000013077 target material Substances 0.000 description 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 description 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 1
- 238000005303 weighing Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
- G21G1/04—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators
- G21G1/06—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators by neutron irradiation
- G21G1/08—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators by neutron irradiation accompanied by nuclear fission
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B82—NANOTECHNOLOGY
- B82B—NANOSTRUCTURES FORMED BY MANIPULATION OF INDIVIDUAL ATOMS, MOLECULES, OR LIMITED COLLECTIONS OF ATOMS OR MOLECULES AS DISCRETE UNITS; MANUFACTURE OR TREATMENT THEREOF
- B82B1/00—Nanostructures formed by manipulation of individual atoms or molecules, or limited collections of atoms or molecules as discrete units
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
- Nanotechnology (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- General Chemical & Material Sciences (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Область техникиTechnical field
Изобретение относится к технологии получения радионуклидов.The invention relates to a technology for producing radionuclides.
Настоящее изобретение может быть использовано для производства радионуклида молибден-99 (99Мо) высокой удельной активности (без носителя), являющегося основой для создания радионуклидньгх генераторов технеция-99 т (99mTc), нашедших широкое применение в ядерной медицине для диагностических целей.The present invention can be used for the production of high specific activity molybdenum-99 ( 99 Mo) radionuclide (without carrier), which is the basis for the creation of technetium-99 t ( 99m Tc) radionuclide generators, which have been widely used in nuclear medicine for diagnostic purposes.
Изобретение может быть использовано при получении 99Мо: по реакции 98Мо(n,γ)99Мо на тепловых нейтронах, реакциям на заряженных частицах 100Мо(p,pn)99Мо и 100Mo(p,2p)99Nb→99Mo или по фотонейтронной реакции 100Мо(γ,n)99Мо.The invention can be used to obtain 99 Mo: according to the reaction 98 Mo (n, γ) 99 Mo on thermal neutrons, reactions on charged particles 100 Mo (p, pn) 99 Mo and 100 Mo (p, 2p) 99 Nb → 99 Mo or by the photoneutron reaction of 100 Mo (γ, n) 99 Mo.
Предшествующий уровень техникиState of the art
Радионуклид 99Мо является одним из наиболее востребованных изотопов в ядерной медицине. Он используется в качестве материнского ядра генератора технеция-99m(99mTc), широко применяемого в мире при ранней диагностике онкологических, сердечнососудистых и ряда других заболеваний. Более 80% радиодиагностических процедур в мире проводится радиофармпрепаратами, мечеными 99mTc.Radionuclide 99 Mo is one of the most popular isotopes in nuclear medicine. It is used as the mother core of the technetium-99m ( 99m Tc) generator, which is widely used in the world for the early diagnosis of cancer, cardiovascular and some other diseases. More than 80% of radiodiagnostic procedures in the world are performed by radiopharmaceuticals labeled with 99m Tc.
Широкое применение 99mTc объясняется сочетанием ядерно-физических свойств, которое обуславливает его преимущество перед другими короткоживущими радионуклидами. Технеций-99m имеет удобную для регистрации энергию гамма-излучения (140 кэВ) и период полураспада (6 часов). Отсутствие у 99mTc бета- и жесткого гамма-излучения снижает дозовые нагрузки на пациентов и персонал диагностических лабораторий медицинских учреждений. Данный радионуклид разрешен к применению для проведения диагностических исследований беременных и новорожденных. Технеций-99m принадлежит к числу радионуклидов, обладающих наименьшей радиотоксичностью.The widespread use of 99m Tc is explained by a combination of nuclear physical properties, which determines its advantage over other short-lived radionuclides. Technetium-99m has gamma radiation energy (140 keV) and half-life (6 hours) convenient for recording. The absence of beta and hard gamma radiation at 99m Tc reduces the dose burden on patients and personnel of diagnostic laboratories of medical institutions. This radionuclide is approved for use in diagnostic tests of pregnant women and newborns. Technetium-99m belongs to the number of radionuclides with the least radiotoxicity.
Традиционный способ наработки 99Мо основан на выделении этого радионуклида из облученного топлива на основе высокообогащенного урана 235U. Этот способ включает операции облучения мишеней с ураном в нейтронном потоке ядерного реактора и растворения их после непродолжительной выдержки в водных растворах кислот или щелочей. Образующийся раствор подвергают радиохимической операции выделения 99Мо в виде отдельной фракции (путем экстракции или сорбции-десорбции), которая подвергается аффинажу с получением чистого препарата 99Мо.The traditional method of producing 99 Mo is based on the separation of this radionuclide from irradiated fuel based on highly enriched 235 U uranium. This method involves the operation of irradiating targets with uranium in the neutron flux of a nuclear reactor and dissolving them after a short exposure to aqueous solutions of acids or alkalis. The resulting solution is subjected to the radiochemical operation of isolating 99 Mo in the form of a separate fraction (by extraction or sorption-desorption), which is subjected to refining to obtain a pure 99 Mo preparation.
Известен реакторный способ получения радионуклида 99Мо, основанный на деления 235U по действием нейтронов [Герасимов А.С., Киселев Г.И., Ланцов М.Л. "Получение 99Мо в ядерных реакторах". Атомная энергия, том 67, выпуск 1, август 1989, 104-108]. В этом способе мишень, содержащую двуокись урана с обогащением по изотопу 235U до 90%, облучают в течение 7-10 суток в потоке нейтронов ядерного реактора, а затем перерабатывают одним из традиционных радиохимических способов. Радионуклид 99Мо, выделенный из продуктов деления с помощью процессов экстракции и хроматографии, обладает высокой удельной активностью (≈105 Ки/г), что важно при изготовлении 99Мо/99mTc-генераторов.A known reactor method for producing a radionuclide of 99 Mo, based on the fission of 235 U by the action of neutrons [Gerasimov AS, Kiselev GI, Lantsov ML "Getting 99 Mo in nuclear reactors." Atomic Energy, Volume 67, Issue 1, August 1989, 104-108]. In this method, a target containing uranium dioxide enriched in the 235 U isotope to 90% is irradiated for 7-10 days in the neutron flux of a nuclear reactor, and then processed using one of the traditional radiochemical methods. The 99 Mo radionuclide isolated from fission products by extraction and chromatography has a high specific activity (≈10 5 Ci / g), which is important in the manufacture of 99 Mo / 99m Tc generators.
Недостатком этого способа является образование большого объема жидких радиоактивных отходов, содержащих делящийся материал - обогащенный уран. Несмотря на возможность достижения высоких технических показателей процесса (высокий выход целевого радионуклида, короткий технологический цикл) он связаны с выпуском больших объемов высокоактивных жидких отходов, хранение и переработка которых в значительной мере снижает экономические показатели производства. Необходима специальная многооперационная обработка этих отходов с целью выделения урана и подготовки отходов к захоронению.The disadvantage of this method is the formation of a large volume of liquid radioactive waste containing fissile material - enriched uranium. Despite the possibility of achieving high technical performance of the process (high yield of the target radionuclide, short technological cycle), it is associated with the release of large volumes of highly active liquid waste, the storage and processing of which significantly reduces the economic performance of the production. A special multi-operation treatment of these wastes is necessary in order to separate uranium and prepare the wastes for disposal.
Другим сдерживающим фактором для дальнейшего расширения использования этого способа производства 99Мо является необходимость ограничить или даже свести к нулю оборот в гражданской сфере высокообогащенного 235U, поскольку распространение этого делящегося материала несет опасность террористических акций. Приняты программы, в частности, программа RERTR (Reduced Enrichment for Research and Test Reactors), по сокращению оборота высокообогащенного U в мирных секторах экономики, в соответствии с которой исследовательские реакторы, используемые для производства 99Мо, будут постепенно переводиться на низкообогащенное урановое топливо. Это же касается и мишеней, которые также будут переводиться на низкообогащенный уран.Another limiting factor for the further expansion of the use of this method of production of 99 Mo is the need to limit or even reduce to zero the civilian turnover of highly enriched 235 U, since the distribution of this fissile material carries the risk of terrorist acts. Programs have been adopted, in particular, the RERTR (Reduced Enrichment for Research and Test Reactors) program to reduce the turnover of highly enriched U in peaceful sectors of the economy, according to which the research reactors used to produce 99 Mo will be gradually converted to low-enriched uranium fuel. The same applies to targets, which will also be transferred to low enriched uranium.
В результате, ориентация современного производства 99Мо на использование высокообогащенного урана, на фоне постепенного выведения 235U из гражданского оборота в соответствии с концепцией МАГАТЭ о «нераспространении», создает дополнительные риски для потребителей 99Мо.As a result, the orientation of modern 99 Mo production to the use of highly enriched uranium, against the background of the gradual removal of 235 U from civilian traffic in accordance with the IAEA's “non-proliferation” concept, creates additional risks for 99 Mo consumers.
Известен альтернативный способ получения 99Мо по реакции радиационного захвата 98Мо(n,γ)99Мо - активационный. При облучении нейтронами мишени, содержащей молибден, обогащенный по изотопу 98Мо, при среднем потоке тепловых нейтронов 1⋅1014см-2×с-1 может быть получена удельная активность 99Мо до 6-8 Ки/г [Скуридин B.C., Стасюк Е.С., Нестеров Е.А., Ларионова Л.А. Разработка высокоактивных генераторов технеция-99m на основе обогащенного молибдена-98.// Медицинская физика, №4, 2010, 41-47]. Такой способ получения 99Мо имеет ряд преимуществ по сравнению с «осколочным» методом: дешевизна исходного сырья, исключение из технологического оборота 235U, отсутствие долгоживущих радиоактивных отходов, значительное снижение капитальных затрат, обусловленное более низкими требованиями к условиям обеспечения радиационной безопасности.There is an alternative method for producing 99 Mo by the reaction of radiation capture 98 Mo (n, γ) 99 Mo - activation. When neutrons are irradiated with a target containing molybdenum enriched in the 98 Mo isotope, with an average thermal neutron flux of 1⋅10 14 cm -2 × s -1 , specific activity of 99 Mo can be obtained up to 6-8 Ci / g [Skuridin BC, Stasyuk E .S., Nesterov E.A., Larionova L.A. Development of highly active technetium-99m generators based on enriched molybdenum-98. // Medical Physics, No. 4, 2010, 41-47]. This method of producing 99 Mo has several advantages compared to the “fragmentation” method: low cost of feedstock, exclusion of 235 U from the technological turnover, absence of long-lived radioactive waste, significant reduction in capital costs due to lower requirements for radiation safety conditions.
Основной недостаток активационного способа производства 99Мо, препятствующий его широкому внедрению в практику, состоит в низкой удельной активности целевого радионуклида из-за присутствия в мишени изотопного носителя 98Мо. Материал такого качества неэффективно использовать в стандартном 99Мо/99mTc-генераторе сорбционного типа, поскольку требуются колонки большего размера, в результате чего увеличивается масса радиационной защиты. Для элюирования 99mTc из такой колонки понадобится большой расход жидкости, что приведет к снижению объемной активности раствора и необходимости последующей концентрации 99mTc.The main disadvantage of the activation method for the production of 99 Mo, which impedes its widespread implementation, is the low specific activity of the target radionuclide due to the presence of 98 Mo in the target isotope carrier. A material of this quality is inefficient to use in a standard 99 Mo / 99m Tc sorption-type generator, since larger columns are required, as a result of which the mass of radiation protection increases. To elute 99m Tc from such a column, a large flow rate is required, which will lead to a decrease in the volumetric activity of the solution and the need for a subsequent concentration of 99m Tc.
Для устранения этой проблемы предложен вариант получения 99Мо по реакции радиационного захвата 98Мо(n,γ), основанный на эффекте Сцилларда-Чалмерса, с использованием в качестве мишеней структурированных наночастиц молибдена или его соединений [Патент РФ №2490737 «Способ получения радиоизотопа молибден-99». Авторы: Чувилин Д.Ю., Загрядский В.А., Меньшиков Л.И., Кравец Я.М., Артюхов А.А., Рыжков А.В.].To solve this problem, a variant of producing 99 Mo by the radiation capture reaction 98 Mo (n, γ) based on the Szillard-Chalmers effect using structured molybdenum nanoparticles or its compounds as targets [RF Patent No. 2490737 “Method for producing a molybdenum radioisotope 99. " Authors: Chuvilin D.Yu., Zagryadsky V.A., Menshikov L.I., Kravets Y.M., Artyukhov A.A., Ryzhkov A.V.].
Известно, что ядро 99Мо, образующееся в результате реакции радиационного захвата тепловых нейтронов 98Мо(n,γ), в момент снятия возбуждения испусканием γ-квантов приобретает энергию отдачи, которой достаточно для разрыва химических связей атомов в решетке. Энергия отдачи ~30÷100 эВ вызывает перемещение образующихся атомов 99Мо, которые способны образовывать новые соединения, переходить из одной фазы в другую и т.д. Доля атомов отдачи 99Мо, покидающих материнское соединение молибдена, зависит от соотношения длин пробега и размера наночастиц молибдена.It is known that the 99 Mo nucleus, which is formed as a result of the radiation capture of thermal neutrons, 98 Mo (n, γ), at the moment the excitation is removed by emission of γ quanta, acquires a recoil energy that is sufficient to break the chemical bonds of atoms in the lattice. A recoil energy of ~ 30–100 eV causes a displacement of the formed 99 Mo atoms, which are capable of forming new compounds, moving from one phase to another, etc. The proportion of 99 Mo recoil atoms leaving the parent compound of molybdenum depends on the ratio of the path lengths and the size of the molybdenum nanoparticles.
Исследования этого способа получения 99Мо высокой удельной активности проводились в России и за рубежом [Tomar, В.S.; Steinebach, О.М.; Terpstra, В.Е.; Bode, P.; Wolter-beek, Н.Т.: Studies on production of high specific activity 99Mo and 90Y by Szilard Chalmers reaction: Radiochim. Acta. 2010, 98, 499-506]. В европейском патенте [Wolterbeek H.T. “A process for the production of no-carrier added 99Mo”. European patent. EP 2 131 369 Al.6.06.2008. Tech-nische Universiteit Delft (NL)] описан процесс получения 99Mo путем облучения растворов органических соединений молибдена гексакарбонила Мо(СО)6 и диоксо-диоксината [С4Н3(O)-NC5H3]2-MoO2 в дихлорметане CH2Cl2 с последующей экстракцией 99Мо из органической ческой фазы в водную. Полученный выход составил от 10% (при факторе обогащения 40) до 20% (при факторе обогащения 20).Studies of this method of obtaining 99 Mo high specific activity were carried out in Russia and abroad [Tomar, B.S .; Steinebach, O.M .; Terpstra, B.E .; Bode, P .; Wolter-beek, N.T .: Studies on production of high specific activity 99 Mo and 90 Y by Szilard Chalmers reaction: Radiochim. Acta. 2010, 98, 499-506]. In the European patent [Wolterbeek HT “A process for the production of no-carrier added 99Mo”. European patent. EP 2 131 369 Al. 06/06/2008. Tech-nische Universiteit Delft (NL)] describes the process of producing 99 Mo by irradiating solutions of organic compounds of molybdenum hexacarbonyl Mo (CO) 6 and dioxo-dioxinate [C 4 H 3 (O) -NC 5 H 3 ] 2 -MoO 2 in dichloromethane CH 2 Cl 2 followed by extraction of 99 Mo from the organic phase to the aqueous phase. The resulting yield was from 10% (with an enrichment factor of 40) to 20% (with an enrichment factor of 20).
Российские авторы предложили использовать в качестве стартового материала соединения молибдена в виде частиц Mo2C размером 5÷100 нанометров [Патент РФ RU 2426184 С1. 02.07.2010. «Способ получения радионуклида 99Мо». Авторы: Маслаков Г.И., Радченко В.М., Ротманов К.В. и др.]. Облучение тугоплавких радиационно и термически устойчивых наночастиц Mo2C они проводили нейтронами с плотностью потока более 1014см-2с-1 в течение 7÷15 суток. По мнению авторов, в результате эффекта Сцилларда-Чалмерса в процессе облучения на поверхности наночастиц должна повышаться концентрация 99Мо, т.к. поверхность является барьером, на котором будут накапливаться вылетевшие из решетки радионуклиды. После облучения авторы проводили выделение 99Мо из поверхностного слоя стартового материала растворением этого слоя в смеси кислот или щелочей. Однако большой разброс размеров наночастиц стартового материала (5÷100 нм) привел к низкой эффективности процесса. Частицы менее 5 нм вымывались из порошка в раствор, а из частиц с размером ~ 100 нм поступление ядер отдачи в поверхностный слой происходило лишь с небольшой глубины, что привело к низким показателям выхода продукта. При стравливании поверхностного слоя частиц молибдена кислотой или щелочью в раствор попадал в основном стартовый материал частиц - 98Мо. Полученный выход 99Мо составил 30.2÷37.4%, при факторе обогащения 1.6÷1.5. Основной недостаток такого способа производства 99Мо - низкая удельная активность получаемого радионуклида. Авторы приводят значение удельной активности 99Мо, полученной по этому способу, на уровне 1 Ки/г, что уступает удельной активности осколочного 99Мо около пяти порядков величины (≈105 Ки/г). При удельной активности "Мо на уровне 1 Ки/г невозможно использовать стандартный 99Мо/99mTc-генератор сорбционного типа.Russian authors have proposed using molybdenum compounds as particles of Mo 2 C in the size of 5 ÷ 100 nanometers as starting material [RF Patent RU 2426184 C1. 07/02/2010. "A method of producing a radionuclide of 99 Mo." Authors: Maslakov G.I., Radchenko V.M., Rotmanov K.V. and etc.]. They irradiated refractory radiation and thermally stable Mo 2 C nanoparticles with neutrons with a flux density of more than 10 14 cm -2 s -1 for 7-15 days. According to the authors, as a result of the Szillard-Chalmers effect during irradiation, the concentration of 99 Mo should increase on the surface of nanoparticles, because the surface is a barrier on which radionuclides emitted from the lattice will accumulate. After irradiation, the authors performed the separation of 99 Mo from the surface layer of the starting material by dissolving this layer in a mixture of acids or alkalis. However, a large variation in the sizes of nanoparticles of the starting material (5–100 nm) led to a low efficiency of the process. Particles less than 5 nm were washed out of the powder into the solution, and from particles with a size of ~ 100 nm, the recoil nuclei entered the surface layer only from a shallow depth, which led to low yield of the product. When etching the surface layer of molybdenum particles with acid or alkali, mainly the starting material of the particles, 98 Mo, got into the solution. The obtained yield of 99 Mo was 30.2–37.4%, with an enrichment factor of 1.6–1.5. The main disadvantage of this method of production of 99 Mo is the low specific activity of the resulting radionuclide. The authors give the value of the specific activity of 99 Mo obtained by this method at the level of 1 Ci / g, which is inferior to the specific activity of the fragmentation of 99 Mo about five orders of magnitude (≈10 5 Ci / g). With a specific activity of "Mo at the level of 1 Ci / g, it is impossible to use the standard 99 Mo / 99m Tc generator of the sorption type.
За прототип выбран способ получения наноструктурированной мишени для производства радионуклида 99Мо по реакции радиационного захвата 98Мо(n,γ)99Мо [Патент РФ 2578039 «Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радиоизотопа молибдена-99». Авторы: Удалова Т.А., Семенов А.Н., Артюхов А.А., Чувилин Д.Ю., Рыжков А.В., Меньшиков Л.И., Кравец Я.М.].For the prototype, a method was chosen for producing a nanostructured target for the production of 99 Mo radionuclide by the radiation capture reaction 98 Mo (n, γ) 99 Mo [RF Patent 2578039 “Method for the manufacture of a nanostructured target for the production of the molybdenum-99 radioisotope”. Authors: Udalova T.A., Semenov A.N., Artyukhov A.A., Chuvilin D.Yu., Ryzhkov A.V., Menshikov L.I., Kravets Y.M.].
В этом патенте производство радионуклида молибден-99 по реакции 98Мо(n,γ)99Мо, осуществляемой в потоке тепловых нейтронов ядерного реактора, проводится с использованием матрицы-буфера из мезопористого неорганического материала - активированного угля, в каналы и поры которого вводят соединения молибдена. Изготовление мишени производится пропиткой активированного угля раствором парамолибдата аммония (NH4)6Mo7O24 и последующей термообработкой, в результате чего на поверхности пор и каналов образуются нанослои MoO3. Доля атомов отдачи 99Мо, покидающих слои MoO3 и локализующихся в матрице-буфере, зависит от толщины слоев. Средняя толщина нанослоев MoO3, последовательно наносимых в поры и каналы матрицы, задается числом нанесений и ограничена эффективным диаметром каналов и пор. После облучения разделение матрицы-буфера, содержащего ядра отдачи и MoO3 достигается путем элюирования MoO3 из мишени раствором аммиака в воде. Последующий процесс выделения ядер отдачи 99Мо из матрицы реализуется газификацией угольной составляющей матрицы путем сжигания.In this patent, the production of the molybdenum-99 radionuclide by the reaction of 98 Mo (n, γ) 99 Mo, carried out in the thermal neutron flux of a nuclear reactor, is carried out using a matrix buffer of mesoporous inorganic material - activated carbon, into which the molybdenum compounds are introduced into the channels and pores . The target is made by impregnating activated carbon with a solution of ammonium paramolybdate (NH 4 ) 6 Mo 7 O 24 and subsequent heat treatment, as a result of which MoO 3 nanolayers are formed on the surface of pores and channels. The fraction of 99 Mo recoil atoms leaving the MoO 3 layers and localized in the buffer matrix depends on the thickness of the layers. The average thickness of MoO 3 nanolayers successively applied to the pores and channels of the matrix is determined by the number of applications and is limited by the effective diameter of the channels and pores. After irradiation, separation of the buffer matrix containing the recoil nucleus and MoO 3 is achieved by eluting the MoO 3 from the target with a solution of ammonia in water. The subsequent process of isolating 99 Mo recoil nuclei from the matrix is realized by gasification of the coal component of the matrix by burning.
Использование матрицы-буфера создает потенциальную возможность отделения 99Мо от материнского вещества. Высокая удельная поверхность и малые толщины слоев соединений молибдена обеспечивают высокий выход атомов отдачи 99Мо в мезопористый буфер. Согласно оценкам длина пробега атомов отдачи в материале молибденовой мишени составляет ≈10 нм [Л.И. Меньшиков, А.Н. Семенов, Д.Ю. Чувилин «Расчет выхода атомов отдачи реакции 98Мо(n,γ)99Мо из наночастиц дисульфида молибдена (IV)». Атомная энергия, т. 114, выпуск 4, 2013, 226-229].The use of a buffer matrix creates the potential for separation of 99 Mo from the parent material. The high specific surface and small thicknesses of the layers of molybdenum compounds provide a high yield of 99 Mo recoil atoms in the mesoporous buffer. According to estimates, the mean free path of recoil atoms in the molybdenum target material is ≈10 nm [L.I. Menshikov A.N. Semenov, D.Yu. Chuvilin “Calculation of the yield of atoms of the reaction of 98 Mo (n, γ) 99 Mo from nanoparticles of molybdenum (IV) disulfide.” Atomic Energy, T. 114, Issue 4, 2013, 226-229].
После облучения активированный уголь и слой MoO3 разделяют путем элюирования MoO3 раствором аммиака в воде, а затем активированный уголь направляют на радиохимическую переработку для выделения радионуклида 99Мо. В качестве материала слоев может быть использован металлический молибден природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 98Мо, а также соединения молибдена MoS2, MoS3 или MoO3. Характерная толщина слоев должна быть «10 нм. Облучение мишени проводят в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с плотностью потока тепловых нейтронов ≈1014 см-2с-1 в течение 7÷10 суток.After irradiation, activated carbon and the MoO 3 layer are separated by elution of MoO 3 with a solution of ammonia in water, and then the activated carbon is sent for radiochemical processing to separate the 99 Mo radionuclide. As the material of the layers, metal molybdenum of natural isotopic composition or enriched in the 98 Mo isotope can be used, as well as molybdenum compounds MoS 2 , MoS 3 or MoO 3 . The characteristic layer thickness should be “10 nm. Target irradiation is carried out in the core of a research or nuclear power reactor with a thermal neutron flux density of ≈10 14 cm -2 s -1 for 7 ÷ 10 days.
Основной проблемой способа, выбранного за прототип, является присутствие в целевом продукте заметного количества примеси материнского молибдена, так как MoO3 удерживается на развитой поверхности активированного угля. Это не позволяет достигать фактора обогащения более 10.The main problem of the method selected for the prototype is the presence in the target product of a noticeable amount of impurity of the parent molybdenum, since MoO 3 is held on the developed surface of the activated carbon. This does not allow reaching an enrichment factor of more than 10.
Раскрытие изобретенияDisclosure of invention
Техническим результатом является повышение фактора обогащения 99Мо, получаемого заявляемым способом, а именно, для повышения фактора обогащения радионуклида 99Мо, получаемого на основе эффекта Сцилларда-Чалмерса по реакции 98Мо(n,γ)99Мо на тепловых нейтронах, по реакциям на заряженных частицах 100Мо(р,pn)99Мо и 100Mo(p,2pn)99Nb→99Mo или по фотонейтронной реакции 100Мо(γ,n)99Мо, предлагается изменить роль активированного угля в структуре мишени, а именно: использовать его как нанореактор для формирования наночастиц молибденсодержащих соединений (например, MoO2) и растворимого буфера в виде хлорида щелочного металла, например, KCl или NaCl.The technical result is to increase the enrichment factor of 99 Mo obtained by the claimed method, namely, to increase the enrichment factor of the radionuclide 99 Mo, obtained on the basis of the Scyllard-Chalmers effect according to the reaction 98 Mo (n, γ) 99 Mo on thermal neutrons, according to reactions on charged particles of 100 Mo (p, pn) 99 Mo and 100 Mo (p, 2pn) 99 Nb → 99 Mo or according to the photoneutron reaction 100 Mo (γ, n) 99 Mo, it is proposed to change the role of activated carbon in the structure of the target, namely: use it as a nanoreactor for the formation of nanoparticles of molybdenum-containing compounds (n example, MoO 2) and a soluble buffer in the form of alkali metal chloride, e.g., KCl or NaCl.
Для достижения указанного результата предложен способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радиоизотопа 99Мо в виде матрицы из гранулированного активированного угля, с полостями и каналами с характерными размерами в интервале 2-50 нм, на поверхность которых нанесен слой оксида молибдена MoO3, толщина которого меньше длины пробега атома отдачи 99Мо в веществе нанослоя, при этом на поверхности полостей и каналов матрицы из гранулированного активированного угля наносят последовательно слои MoO3 и растворимого в воде хлорида щелочного металла, после чего проводят выжигание угля в кислороде, и проводят конверсию MoO3 в полученной двухкомпонентной смеси MoO3 и хлорида щелочного металла в нерастворимое в воде соединение MoO2. Кроме того:To achieve this result, a method for the manufacture of a nanostructured target for the production of a 99 Mo radioisotope in the form of a matrix of granular activated carbon with cavities and channels with characteristic sizes in the range of 2-50 nm, on the surface of which a layer of MoO 3 molybdenum oxide is applied, the thickness of which is less than the length atomic recoil path 99 Mo nanolayer material, wherein the surface of the cavities and channels of the matrix of granular activated carbon layers applied successively MoO 3 and the water-soluble x Oridi alkali metal, followed by burning coal in oxygen, and MoO 3 is carried out conversion of the resulting two-component mixture of MoO 3 and an alkali metal chloride in a water-insoluble compound is MoO 2. Besides:
- в качестве матрицы используют гранулированный активированный уголь с удельной поверхностью более 300 м2/г, предварительно обезгаженный вакуумированием при 300°С.- as a matrix using granular activated carbon with a specific surface area of more than 300 m 2 / g, previously degassed by degassing at 300 ° C.
- в качестве растворимого в воде хлорида щелочного металла используют хлорид калия KCl или хлорид натрия NaCl.- as a water-soluble alkali metal chloride, potassium chloride KCl or sodium chloride NaCl is used.
- конверсию MoO3 в MoO2 проводят в атмосфере водорода при 480°.- the conversion of MoO 3 to MoO 2 is carried out in a hydrogen atmosphere at 480 °.
- наносят оксид молибдена MoO3, обогащенный по изотопам 98Мо или 100Мо.- apply molybdenum oxide MoO 3 enriched in isotopes 98 Mo or 100 Mo.
- общая толщина слоев МоО3 не превышает 10 нм- the total thickness of the layers of MoO 3 does not exceed 10 nm
- проводят выжигание активированного угля в токе кислорода при температуре 470-500°С.- carry out the burning of activated carbon in a stream of oxygen at a temperature of 470-500 ° C.
В способе предлагается использовать в качестве наноструктурированной мишени активированный уголь, с удельной поверхностью более 300 м2/г, предварительно обезгаженный при температуре 300 0С с полостями и каналами с характерными размерами до 50 нм, на поверхности которых наносят последовательно слои MoO3 и растворимого в воде хлорида щелочного металла, например KCl или NaCl. Толщина слоя MoO3 подбирается меньше длины пробега атома отдачи 99Мо в веществе слоя. После формирования слоев MoO3 и KCl или NaCl в порах и каналах активированного угля проводят выжигание угля в кислороде, в результате чего образуется мелкая однородная двухкомпонентная смесь MoO3 и KCl или NaCl. На последнем этапе проводят конверсию MoO3 в растворимое в воде соединение MoO2. После облучения из мишени вымывается KCl или NaCl с атомами отдачи 99Мо.The method proposes to use activated carbon as a nanostructured target with a specific surface area of more than 300 m2 / g, preliminary annealed at a temperature of 300 ° C with cavities and channels with characteristic sizes of up to 50 nm, on the surface of which sequentially layers of MoO 3 and water-soluble chloride are applied alkali metal, for example KCl or NaCl. The thickness of the MoO 3 layer is selected less than the mean free path of the 99 Mo recoil atom in the layer material. After the formation of layers of MoO 3 and KCl or NaCl in the pores and channels of activated carbon, carbon is burned in oxygen, as a result of which a fine homogeneous two-component mixture of MoO 3 and KCl or NaCl is formed. In the last step, the conversion of MoO 3 to a water-soluble MoO 2 compound is carried out. After irradiation, KCl or NaCl with recoil atoms of 99 Mo is washed out of the target.
Нанослой из окиси молибдена MoO3 формируют путем пропитки полостей и каналов активированного угля раствором парамолибдата аммония (NH4)6Mo7O24 с последующей термообработкой мишени в потоке кислорода.The molybdenum oxide nano-layer MoO 3 is formed by impregnating the cavities and channels of activated carbon with a solution of ammonium paramolybdate (NH 4 ) 6 Mo 7 O 24 , followed by heat treatment of the target in an oxygen stream.
Слой KCl или NaCl в поры и на поверхность слоя MoO3 наносят пропиткой полостей и каналов активированного угля водным раствором КС1 или NaCl, после чего производится выжигание угля в кислороде по реакции С+О2=СО2↑.The KCl or NaCl layer in the pores and on the surface of the MoO 3 layer is applied by impregnating the cavities and channels of activated carbon with an aqueous solution of KC1 or NaCl, after which coal is burned in oxygen by the reaction C + O 2 = CO 2 ↑.
Конверсию MoO3 в нерастворимое в воде соединение MoO2 проводят по реакции MoO3+Н2=MoO2+Н2О. Разделение MoO2 и хлористого калия или натрия осуществляется путем элюирования KCl или NaCl дистиллированной водой.The conversion of MoO 3 to a water-insoluble compound MoO 2 is carried out according to the reaction MoO 3 + H 2 = MoO 2 + H 2 O. Separation of MoO 2 and potassium chloride or sodium is carried out by eluting KCl or NaCl with distilled water.
Гранулы активированного угля с высокой удельной поверхностью пронизаны разветвленной сетью открытых полостей и каналов. Важно, что объемное распределение полостей и каналов, формирующееся в процессе изготовления этого сорбента, отличается равномерной плотностью. Это создает возможность получения равномерного распределения молибдена по объему гранул активированного угля при осаждении молибденовых покрытий на поверхности полостей и каналов. Активированный уголь пригоден для реакторных экспериментов в силу его высокой радиационной стойкости и низкого сечения захвата тепловых нейтронов.Activated carbon granules with a high specific surface are penetrated by an extensive network of open cavities and channels. It is important that the volume distribution of cavities and channels formed during the manufacturing of this sorbent is characterized by a uniform density. This makes it possible to obtain a uniform distribution of molybdenum over the volume of activated carbon granules during the deposition of molybdenum coatings on the surface of cavities and channels. Activated carbon is suitable for reactor experiments because of its high radiation resistance and low thermal neutron capture cross section.
В нанотехнологии такие материалы используются как матрицы (нанореакторы) для синтеза наноразмерных изолированных частиц, наностержней и т.п.Жесткие матрицы с фиксированными полостями и каналами применяются для создания и стабилизации наночастиц [С.П. Губин, Ю.А. Кокшаров, Г.Б. Хомутов, Г.Ю. Юрков. «Магнитные наночастицы: методы получения, строение и свойства». Успехи химии, 74, (6). 2005, 539-574]. Структура таких материалов характеризуется наличием полостей или каналов с диаметром в интервале 2-50 нм. Матрица из активированного угля обеспечивает формирование слоя материнского MoO3. Толщина последовательно наносимых в полости слоев MoO3 ограничена этой величиной. Акцептором атомов отдачи, аккумулирующим атомы отдачи 99Мо, служит хлористый калий KCl или хлористый натрий NaCl.In nanotechnology, such materials are used as matrices (nanoreactors) for the synthesis of nanosized isolated particles, nanorods, etc. Rigid matrices with fixed cavities and channels are used to create and stabilize nanoparticles [S.P. Gubin, Yu.A. Koksharov, G.B. Khomutov, G.Yu. Yurkov. "Magnetic nanoparticles: production methods, structure and properties." Advances in Chemistry, 74, (6). 2005, 539-574]. The structure of such materials is characterized by the presence of cavities or channels with a diameter in the range of 2-50 nm. The activated carbon matrix provides the formation of a layer of parent MoO 3 . The thickness of sequentially applied MoO 3 layers in the cavity is limited by this value. The recoil atom acceptor accumulating 99 Mo recoil atoms is potassium chloride KCl or sodium chloride NaCl.
В качестве другого фактора, определяющего возможность эффективного извлечения атомов отдачи 99Мо после облучения, рассматривались химические свойства пары «растворимый буфер - соединение молибдена». Как установлено, эти соединения можно разделить, используя воду, которая не растворяет MoO2 и растворяет хлористый калий KCl или хлористый натрий NaCl. [Р.А. Лидин, В.А. Молочко, Л.Л. Андреева. «Химические свойства неорганических веществ». Под ред. Лидина. М. Химия. 2000. 480]. Возможность после облучения разделить исходный MoO2 и буфер, например, KCl или NaCl, в котором локализован радионуклид 99Мо, продемонстрирована элюированием материнского KCl дистиллированной водой.As another factor determining the possibility of efficiently extracting 99 Mo recoil atoms after irradiation, the chemical properties of the “soluble buffer – molybdenum compound” pair were considered. It has been found that these compounds can be separated using water that does not dissolve MoO 2 and dissolves potassium chloride KCl or sodium chloride NaCl. [R.A. Lidin, V.A. Milk, L.L. Andreeva. "Chemical properties of inorganic substances." Ed. Lidina. M. Chemistry. 2000. 480]. The possibility of separation of the initial MoO 2 and the buffer, for example, KCl or NaCl, in which the 99 Mo radionuclide is localized, after irradiation, was demonstrated by elution of the mother KCl with distilled water.
Что касается MoO2, то, помимо его радиационной стойкости, принималась во внимание достаточная простота технологического процесса получения MoO3 из гексафторида молибдена (MoF6) и последующей конверсии MoO3 в MoO2 в атмосфере водорода.As for MoO 2 , in addition to its radiation resistance, the sufficient simplicity of the technological process for producing MoO 3 from molybdenum hexafluoride (MoF 6 ) and the subsequent conversion of MoO 3 to MoO 2 in a hydrogen atmosphere were taken into account.
В природном молибдене содержится только 9.6% изотопа 100Мо или 20.2% изотопа 98Мо, необходимых для наработки 99Мо по реакции 98Мо(n,γ) на тепловых нейтронах, по реакциям на заряженных частицах 100Мо(р,pn) и 100Мо(р,2pn) или по фотонейтронной реакции 100Мо(γ,n). Поскольку в промышленности обогащение молибдена по изотопам 98Мо или 100Мо производится на центробежных разделительных каскадах с использованием гексафторида молибдена MoF6, то именно 98MoF6 или 100MoF6 должны использоваться в качестве изотопно-обогащенных прекурсоров.Natural molybdenum contains only 9.6% of the isotope of 100 Mo or 20.2% of the isotope of 98 Mo, necessary for producing 99 Mo by the reaction of 98 Mo (n, γ) on thermal neutrons, by reactions on charged particles of 100 Mo (p, pn) and 100 Mo (p, 2pn) or by the photoneutron reaction of 100 Mo (γ, n). Since in industry, the enrichment of molybdenum by 98 Mo or 100 Mo isotopes is carried out on centrifugal separation cascades using MoF 6 molybdenum hexafluoride, it is 98 MoF6 or 100 MoF6 that should be used as isotopically enriched precursors.
В качестве примера реализации предложенного способа приведем последовательность операций изготовления образца наноструктурированной мишени. В качестве растворимого хлорида щелочного металла используют KCl, последовательность операций и результат при использовании NaCl аналогичен приведенному.As an example of the implementation of the proposed method, we present a sequence of operations for manufacturing a sample of a nanostructured target. As soluble alkali metal chloride, KCl is used, the sequence of operations and the result when using NaCl is similar to that given.
Операция 1. Подготовка гранул активированного угля. Товарный гранулированный активированный уголь прокаливают при температуре 300°С в течение 1.5 часов в вакууме для удаления влаги и других сорбированных веществ.Step 1. Preparation of activated carbon granules. Commodity granular activated carbon is calcined at a temperature of 300 ° C for 1.5 hours in vacuum to remove moisture and other sorbed substances.
Последовательность химико-технологических операций конверсии MoF6 в соединения молибдена, пригодные для создания наноструктур MoO3:The sequence of chemical-technological operations of the conversion of MoF 6 to molybdenum compounds suitable for creating MoO 3 nanostructures:
Операция 2. Гидролиз MoF6. В химический реактор, футерованный тефлоном, при температуре жидкого азота конденсируют определенное количество гексафторида молибдена из контейнера с MoF6. Реактор вакуумируют, взвешивают и добавляют в него десятикратный (по отношению к весу MoF6) избыток воды, после чего отогревают реактор до комнатной температуры. В результате гидролиза получают прозрачный бесцветный раствор. Наличие тефлонового покрытия гарантирует отсутствие примесей металлов в растворе.Operation 2. Hydrolysis of MoF 6 . At a temperature of liquid nitrogen, a certain amount of molybdenum hexafluoride is condensed from a container with MoF 6 into a chemical reactor lined with Teflon. The reactor is evacuated, weighed, and a ten-fold (relative to the weight of MoF 6 ) excess water is added to it, after which the reactor is warmed to room temperature. As a result of hydrolysis, a clear, colorless solution is obtained. The presence of a Teflon coating ensures the absence of metal impurities in the solution.
Операция 3. Раствор переливают в емкость из стеклоуглерода и упаривают на воздухе при 120÷140°С до появления сухого остатка светло-зеленого цвета.Operation 3. The solution is poured into a container of glassy carbon and evaporated in air at 120 ÷ 140 ° C until a dry residue of light green color appears.
Операция 4. Порошок светлозеленого цвета помещают в кварцевый реактор и прокаливают при 700÷750°С в атмосфере чистого кислорода. В результате получают порошок, состав которого по результатам химического анализа его соответствует формуле MoO3.Operation 4. A light green powder is placed in a quartz reactor and calcined at 700 ÷ 750 ° C in an atmosphere of pure oxygen. The result is a powder, the composition of which according to the results of chemical analysis, it corresponds to the formula MoO 3 .
Использование полученного MoO3 для введения в поры активированного угля путем пропитки гранул водным раствором MoO3 неэффективно в силу его низкой растворимости в воде (~2 г/л). Поэтому для пропитки используют парамолибдат аммония (NH4)6Mo7O24, растворимость которого при 20°С достигает 20г на 100 мл воды (аналогично способу прототипа).Using the obtained MoO 3 for introducing activated carbon into the pores by impregnating the granules with an aqueous solution of MoO 3 is inefficient due to its low solubility in water (~ 2 g / l). Therefore, for impregnation using ammonium paramolybdate (NH 4 ) 6 Mo 7 O 24 , the solubility of which at 20 ° C reaches 20 g per 100 ml of water (similar to the prototype method).
Операция 5. MoO3, полученный в операции 4, переводят в парамолибдат аммония аналогично способу прототипа путем растворения его в 10% водном растворе аммиака согласно реакции:Operation 5. MoO 3 obtained in operation 4, is converted into ammonium paramolybdate similarly to the prototype method by dissolving it in a 10% aqueous ammonia solution according to the reaction:
7MoO3+6(NH3⋅H2O)[разб.]=(NH4)6Mo7O24+3H2O Операция 6. Формирование слоев MoO3 на поверхности каналов активированного угля осуществляют пропиткой гранул водным раствором парамолибдата аммония (NH4)6Mo7O24 с последующей термообработкой:7MoO 3 +6 (NH 3 ⋅H 2 O) [decomp.] = (NH 4 ) 6 Mo 7 O 24 + 3H 2 O Step 6. MoO 3 layers are formed on the surface of activated carbon channels by impregnating the granules with an aqueous solution of ammonium paramolybdate ( NH 4 ) 6 Mo 7 O 24 , followed by heat treatment:
- 5.01 г активированного угля погружают в 20% раствор парамолибдата аммония и выдерживают в нем в течение 2-х часов. Затем раствор сливают и взвешивают влажные гранулы. В результате такой операции гранулы вбирают в себя 7.064 г раствора, т.е. 1.41 г раствора на 1 г исходного активированного угля;- 5.01 g of activated carbon is immersed in a 20% solution of ammonium paramolybdate and incubated in it for 2 hours. Then the solution is drained and wet granules are weighed. As a result of this operation, the granules absorb 7.064 g of solution, i.e. 1.41 g of solution per 1 g of the source of activated carbon;
- после пропитки гранулы сушили в вакууме при температуре 150°С в течение 2-х часов. Взвешивание гранул по завершении процесса осушки показало, что масса пленки парамолибдата аммония, осажденной в порах, составила 0.912 г;- after impregnation, the granules were dried in vacuum at a temperature of 150 ° C for 2 hours. Weighing the granules at the end of the drying process showed that the mass of the film of ammonium paramolybdate deposited in the pores was 0.912 g;
- для разложения парамолибдата до MoO3 высушенные гранулы подвергают термической обработке при 450°С в токе воздуха.- to decompose paramolybdate to MoO 3, the dried granules are subjected to heat treatment at 450 ° C in a stream of air.
(NH4)6Mo7O24=6NH3+7MoO3+3H2O(NH 4 ) 6 Mo 7 O 24 = 6NH 3 + 7MoO 3 + 3H 2 O
После пропитки, сушки и отжига по результатам химического анализа (методом ICP-AES) содержание молибдена в образце составило 0.154 г/г.After impregnation, drying, and annealing according to the results of chemical analysis (ICP-AES method), the molybdenum content in the sample was 0.154 g / g.
Операция 7. Затем гранулы пропитывают хлоридом калия KCl путем окунания в 26% раствор KCl. Затем гранулы высушивают и анализируют. По результатам химического анализа (методом ICP-AES) содержание хлорида калия в образце составило 0,138 г/г.Step 7. The granules are then impregnated with potassium chloride KCl by dipping in a 26% KCl solution. Then the granules are dried and analyzed. According to the results of chemical analysis (ICP-AES), the content of potassium chloride in the sample was 0.138 g / g.
Операция 8. После формирования слоев MoO3 и KCl в порах активированного угля производят выжигание угля в токе воздуха при температуре 470-500°С. В результате выжигания угля получают мелкую однородно распределенную двухкомпонентную смесь MoO3 и KCl.Step 8. After the formation of layers of MoO 3 and KCl in the pores of activated carbon, coal is burned in an air stream at a temperature of 470-500 ° C. As a result of burning the coal, a finely uniformly distributed, two-component mixture of MoO 3 and KCl is obtained.
Операция 9. После формирования двухкомпонентной смеси MoO3 и KCl проводят конверсию MoO3 в MoO2 по реакции:Step 9. After the formation of a two-component mixture of MoO 3 and KCl, the conversion of MoO 3 to MoO 2 is carried out according to the reaction:
MoO3+Н2=MoO2+H2O.MoO 3 + H 2 = MoO 2 + H 2 O.
Реакция осуществляют путем нагревания смеси в атмосфере водорода до температуры 480°С. Полученная смесь порошков MoO2 и KCl используют в качестве мишени.The reaction is carried out by heating the mixture in a hydrogen atmosphere to a temperature of 480 ° C. The resulting mixture was MoO 2 powders and KCl is used as a target.
Операция 10. После облучения мишени на циклотроне протонами с энергией 28 МэВ производят промывание мишени дистиллированной водой. При этом атомы отдачи 99Мо извлекают из мишени вместе с раствором KCl. Процесс элюирования повторяют несколько раз, что позволяет перевести в раствор ≈100% KCl.Operation 10. After irradiating the target on the cyclotron with 28 MeV protons, the target is washed with distilled water. In this case, 99 Mo recoil atoms are removed from the target together with a KCl solution. The elution process is repeated several times, which allows you to transfer ≈100% KCl into the solution.
Предложенный способ изготовления мишени для производства 99Мо основан на формировании нанослоев нерастворимой в воде окиси молибдена MoO2 и легко растворимого в воде буфера - хлорида щелочного металла в каналах и полостях активированного угля. В результате выжигания угля происходит разрушение мезопористой структуры мишени, но при этом сохраняется наноразмерность ее компонентов. Такой подход позволяет иметь высокую эффективность выделения атомов отдачи в буфер и снимает пространственные проблемы при вымывании буфера, что способствует получению более высокого фактора обогащения радионуклида 99Мо по сравнению со способом, выбранным за прототип - не менее 20.The proposed method of manufacturing a target for the production of 99 Mo is based on the formation of nanolayers of water-insoluble molybdenum oxide MoO 2 and a readily water-soluble buffer - alkali metal chloride in the channels and cavities of activated carbon. As a result of coal burning, the mesoporous structure of the target is destroyed, but the nanoscale of its components is preserved. This approach allows one to have a high efficiency of separating the recoil atoms into the buffer and removes spatial problems when washing the buffer, which contributes to obtaining a higher enrichment factor of the radionuclide 99 Mo in comparison with the method chosen for the prototype - at least 20.
Claims (8)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017144563A RU2666552C1 (en) | 2017-12-19 | 2017-12-19 | Method of producing nanostructured target for production of molybdenum-99 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2017144563A RU2666552C1 (en) | 2017-12-19 | 2017-12-19 | Method of producing nanostructured target for production of molybdenum-99 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2666552C1 true RU2666552C1 (en) | 2018-09-11 |
Family
ID=63580232
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2017144563A RU2666552C1 (en) | 2017-12-19 | 2017-12-19 | Method of producing nanostructured target for production of molybdenum-99 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2666552C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2690692C1 (en) * | 2018-11-21 | 2019-06-05 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | METHOD OF PRODUCING NANOSTRUCTURED TARGET FOR PRODUCTION OF RADONUCLIDE Mo-99 |
| US20220310281A1 (en) * | 2014-12-29 | 2022-09-29 | Terrapower, Llc | Targetry coupled separations |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP2104113A1 (en) * | 2006-10-20 | 2009-09-23 | Japan Atomic Energy Agency | Process for producing radioactive molybdenum, apparatus therefor and radioactive molybdenum produced by the process |
| US20130301769A1 (en) * | 2012-04-27 | 2013-11-14 | Triumf | Processes, systems, and apparatus for cyclotron production of technetium-99m |
| US20140356282A1 (en) * | 2013-05-31 | 2014-12-04 | Washington University | 100Mo compounds as accelerator targets for production of 99mTc |
| RU2578039C1 (en) * | 2014-12-18 | 2016-03-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method of producing nanostructured target for production of molybdenum-99 radioisotope |
| RU2588594C1 (en) * | 2015-06-15 | 2016-07-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of producing nanostructured target for producing molybdenum-99 radioisotopes |
-
2017
- 2017-12-19 RU RU2017144563A patent/RU2666552C1/en active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP2104113A1 (en) * | 2006-10-20 | 2009-09-23 | Japan Atomic Energy Agency | Process for producing radioactive molybdenum, apparatus therefor and radioactive molybdenum produced by the process |
| US20130301769A1 (en) * | 2012-04-27 | 2013-11-14 | Triumf | Processes, systems, and apparatus for cyclotron production of technetium-99m |
| US20140356282A1 (en) * | 2013-05-31 | 2014-12-04 | Washington University | 100Mo compounds as accelerator targets for production of 99mTc |
| RU2578039C1 (en) * | 2014-12-18 | 2016-03-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method of producing nanostructured target for production of molybdenum-99 radioisotope |
| RU2588594C1 (en) * | 2015-06-15 | 2016-07-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of producing nanostructured target for producing molybdenum-99 radioisotopes |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20220310281A1 (en) * | 2014-12-29 | 2022-09-29 | Terrapower, Llc | Targetry coupled separations |
| US12002596B2 (en) | 2014-12-29 | 2024-06-04 | Terrapower, Llc | Targetry coupled separations |
| RU2690692C1 (en) * | 2018-11-21 | 2019-06-05 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | METHOD OF PRODUCING NANOSTRUCTURED TARGET FOR PRODUCTION OF RADONUCLIDE Mo-99 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Zhuikov et al. | Production of 225 Ac and 223 Ra by irradiation of Th with accelerated protons | |
| RU2490737C1 (en) | Method for obtaining molybdenum-99 radioisotope | |
| RU2666552C1 (en) | Method of producing nanostructured target for production of molybdenum-99 | |
| CA3013320C (en) | Method for preparing radioactive substance through muon irradiation, and substance prepared using said method | |
| RU2588594C1 (en) | Method of producing nanostructured target for producing molybdenum-99 radioisotopes | |
| Horlock et al. | The preparation of a rubidium-82 radionuclide generator | |
| Tomar et al. | Studies on production of high specific activity 99Mo and 90Y by Szilard Chalmers reaction | |
| RU2735646C1 (en) | Method of producing nanostructured target for production of radionuclide molybdenum-99 | |
| Rao et al. | Studies on separation and purification of fission 99Mo from Neutron Activated Uranium Aluminum Alloy | |
| RU2403640C2 (en) | METHOD OF MAKING CHROMATOGRAPHIC GENERATOR OF TECHNETIUM-99m FROM NEUTRON-IRRADIATED MOLYBDENUM-98 | |
| RU2578039C1 (en) | Method of producing nanostructured target for production of molybdenum-99 radioisotope | |
| Shusterman et al. | Aqueous harvesting of Zr 88 at a radioactive-ion-beam facility for cross-section measurements | |
| Guseva | Radioisotope generators of short-lived α-emitting radionuclides promising for use in nuclear medicine | |
| RU2317607C1 (en) | METHOD FOR ACQUIRING Th-228 AND Ra-224 RADIONUCLIDES TO PRODUCE Bi-212 RADIONUCLIDE BASED THERAPEUTIC PREPARATION | |
| RU2703994C1 (en) | Method for producing radioisotope molybdenum-99 | |
| RU2439727C1 (en) | Method to produce radionuclide bismuth-212 | |
| RU2339718C2 (en) | Method for receiving actinium-227 and thorium-228 from treated by neutrons in reactor radium-226 | |
| Busse et al. | Radiochemical separation of no-carrier-added radioniobium from zirconiu targets for application of 90Nb-labelled compounds | |
| Lahiri | Across the energy scale: from eV to GeV | |
| RU2690692C1 (en) | METHOD OF PRODUCING NANOSTRUCTURED TARGET FOR PRODUCTION OF RADONUCLIDE Mo-99 | |
| Mausner et al. | Reactor production of radionuclides | |
| RU2554653C1 (en) | Method of obtaining radioisotope molybdenum-99 | |
| RU2688196C9 (en) | The method of producing radioisotope molybdenum-99 | |
| Lundqvist | Radionuclide Production | |
| Vallabhajosula | Production of Radionuclides |