RU1778076C - Method for producing isotope-pure protactinum-233 - Google Patents
Method for producing isotope-pure protactinum-233Info
- Publication number
- RU1778076C RU1778076C SU904850099A SU4850099A RU1778076C RU 1778076 C RU1778076 C RU 1778076C SU 904850099 A SU904850099 A SU 904850099A SU 4850099 A SU4850099 A SU 4850099A RU 1778076 C RU1778076 C RU 1778076C
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- carried out
- purity
- isotope
- solution
- sorption
- Prior art date
Links
Landscapes
- Treatment Of Liquids With Adsorbents In General (AREA)
Abstract
Использование: в области радиоаналитической химии актинидных элементов, в частности, к разработке способов выделени высокочистых радионуклидов без носител по принципу изотопных генераторов. Сущность: дл получени изотопночистого протактини - 233 на ионообменную колонку сорбируют материнский радионуклид нептуний-237 , а затем осуществл ют вымывание дочернего Ра - 233 минеральной кислотой. Сорбцию ведут на сильнокис- лотном катионите из 0,1 моль/л азотнокислого раствора, а десорбцию Ра раствором фтористоводородной кислоты до по влени в элюате tr-активности, принадлежащей нептунию-237. Количественное определение и чистота выделенного Pj-233 осуществл етс радиометрически поД или у-излучению и периоду полураспада. 1 табл.Usage: in the field of radioanalytical chemistry of actinide elements, in particular, to the development of methods for the isolation of high-purity radionuclides without a carrier according to the principle of isotope generators. SUBSTANCE: to obtain isotopically pure protactini - 233, the parent radionuclide neptunium-237 is sorbed onto an ion exchange column, and then the daughter Ra - 233 is washed out with mineral acid. Sorption is carried out on a strongly acidic cation exchanger from 0.1 mol / L nitric acid solution, and desorption of Ra by a solution of hydrofluoric acid until the tr-activity belonging to neptunium-237 appears in the eluate. Quantification and purity of the isolated Pj-233 is carried out radiometrically by D or g radiation and half-life. 1 tab.
Description
сл Сsl c
Иэобретение относитс к радиоаналитический химии актинидных элементов, в частности к разработке способов выделени высокочистых радионуклидов без носител по принципу изотопных генераторов.The invention relates to the radioanalytical chemistry of actinide elements, in particular to the development of methods for the isolation of high-purity radionuclides without a carrier according to the principle of isotope generators.
Целью изобретени вл етс повышение степени чистоты и удельной активности изотопа, сокращение времени его получени и упрощение процесса путем создани изотопного генератора.The aim of the invention is to increase the degree of purity and specific activity of the isotope, reduce the time for its preparation and simplify the process by creating an isotope generator.
Дл получени изотопночистого протак- тини -233 на ионообменную колонку сорбируют материнский радионуклид нептуний-237, а затем осуществл ют многократное вымывание дочернего Ра-233 небольшим объемом минеральной кислоты. Сорбцию ведут на сильнокислотном катио- нигеиз 0.1 моль/л азотнокислого раствора, а десорбцию Рп раствором 1 0-2,5 10 моль/л фтористоводородной кислоты при скорости тлюиров ни 03-10 мп/мин доIn order to obtain isotopically pure protactinium -233, the parent radionuclide neptunium-237 is adsorbed onto the ion exchange column, and then the daughter Ra-233 is repeatedly washed out with a small volume of mineral acid. Sorption is carried out on a strongly acidic cationine from a 0.1 mol / L nitric acid solution, and the desorption of Pn with a solution of 0-2.5 10 mol / L hydrofluoric acid at a tap speed of 03-10 mp / min to
по влени в элюате cr-активности, принадлежащей нептунию-237. Количественное определение и чистота выделенного Pj-233 осуществл етс радиометрически по/3 или у-излучению и периоду полураспада.by the appearance in the eluate of cr activity belonging to neptunium-237. The quantification and purity of the isolated Pj-233 is carried out radiometrically by / 3 or γ-radiation and half-life.
В таблице приведены результаты исследований по вли нию концентрации фтористоводородной кислоты на коэффициенты распределени Np и Ра на катионите Дау- экс-50 х 8 и обьем элюента, в котором вымываетс более 80% протактини с колонки размером 0,4 х 6 см, а также содержание Np-237 во фракции Ра и скорость элюирова- ни .The table shows the results of studies on the effect of the concentration of hydrofluoric acid on the distribution coefficients of Np and Pa on the Dowex-50 x 8 cation exchanger and the volume of the eluent in which more than 80% of the protactini is washed out from a 0.4 x 6 cm column, as well as the content Np-237 in the Ra fraction and elution rate.
Из таблицы следует, что дл вымывани протактини наиболее целесообразно в качестве элюента использовать растворы фтористоводородной кислоты с концентрацией 1,010 -2,5.10 моль/л поскольку в таких растворах достигаетс максимальна разница в коэффициентах распределени Np иIt follows from the table that, to wash out protactini, it is most expedient to use hydrofluoric acid solutions with a concentration of 1.010 -2.5.10 mol / L as an eluent since in such solutions the maximum difference in the distribution coefficients Np and
vivi
VI 00VI 00
о VIabout VI
оabout
Ра, что обеспечивает возможность многократного вымывани последнего в минимальном объеме элюента с высокой удельной активностью и с высокой степенью чистоты. Изменение скорости элюи- ровани в интервале 0,3-1 мл/мин не вли ет на выход и чистоту выдел емого Ра и обеспечивает также экспрессность метода .Ra, which makes it possible to repeatedly wash the latter in a minimum volume of eluent with a high specific activity and with a high degree of purity. Changing the elution rate in the range of 0.3-1 ml / min does not affect the yield and purity of the precipitated Ra and also ensures the expressness of the method.
Пример. 600 мг воздушно-сухого катионита КУ-2 зернением 0,25-0,5 мм помещают в колонку из стекла размером 0,5 х 6см и промывают 5 мл раствора моль/л фтористоводородной кислоты. В верхнюю часть колонки сорбируют 3,5 мг Np из 0,5 мл НМОз с концентрацией 0.1 моль/л, Суммарна активность сорбированного нептуни составл ет 8,7-Ю6 расп/100.Example. 600 mg of KU-2 air-dry cation exchanger with a grain size of 0.25-0.5 mm are placed in a 0.5 x 6 cm glass column and washed with 5 ml of a mol / L hydrofluoric acid solution. At the top of the column, 3.5 mg of Np is sorbed from 0.5 ml of NMO3 with a concentration of 0.1 mol / L. The total activity of the adsorbed neptun is 8.7-106 dec / 100.
Дл вымывани протактини -233 через колонку пропускают 3 мл раствора моль/л HF со скоростью 0,5 мл/мин. Затем колонку промывают 1-2 моль Н20 и оставл ют генератор в воде дл накоплени и следующего вымывани протактини . Количественное определение Ра-233 производ т радиометрически по у -излучению. Содержание Ра составл ло 90% от накопленного. Отсутствие «-активности в растворе свидетельствует о высокой степени очистки протактини от нептуни (1-1 (г).To wash protactini -233, 3 ml of a mol / L HF solution was passed through the column at a rate of 0.5 ml / min. The column is then washed with 1-2 mol of H20 and the generator is left in water to accumulate and subsequently wash the protactini. Quantification of Ra-233 is carried out radiometrically by γ-radiation. The content of Ra was 90% of the accumulated. The absence of α-activity in the solution indicates a high degree of purification of protactini from neptuni (1-1 (g).
После многократного ( 100 раз) вымывани Ра-233 с колонки с различными интервалами времени (3, 7, 15, 30 дн и т.д.) в течение 12 мес содержание а-активности Np-237 во фракции протактини составл ло .After repeatedly washing (100 times) the Ra-233 from the column at various time intervals (3, 7, 15, 30 days, etc.) for 12 months, the content of a-activity of Np-237 in the protactini fraction was
Фтористоводородна кислота вл етс наиболее подход щей средой дл хранени и использовани протактини в различных химических операци х, а применение разбавленных растворов HF позвол ет использовать при работе стекл нную посуду (колонки, сборники).Hydrofluoric acid is the most suitable medium for storing and using protactini in various chemical operations, and the use of dilute HF solutions allows the use of glassware (columns, collectors).
Способ получени изотопночистого Ра- 233 из его материнского радионуклида Np- 237 по принципу изотопного генератора имеет р д несравненных преимуществ:The method for producing isotopically pure Ra-233 from its parent radionuclide Np-237 by the principle of an isotopic generator has a number of incomparable advantages:
простота выделени Ра-233 путем его непрерывного вымывани , элюировани с катионообменной колонки, на которой сорбирован Np-237, в то врем как при выделении Ра из облученного материала примен етс сложный многоступенчатый процесс, включающий методы осаждени , экстракцию и ионный обмен;ease of separation of Ra-233 by continuous washing, elution from a cation exchange column on which Np-237 is adsorbed, while the separation of Ra from an irradiated material involves a complex multi-stage process including precipitation, extraction and ion exchange;
значительное сокращение времени выделени Ра от нескольких часов (из облученного Th) до нескольких минут предлагаемым способом;a significant reduction in the time for the release of Ra from several hours (from irradiated Th) to several minutes by the proposed method;
при использовании генератора достигаетс возможность выделени изотопно-чистого Ра-233 с высокой степенью его очистки (ЮМо6) от материнского радионуклида Np- 237. При получении Ра-233 путем облучени Th-232 возможно образование Ра-231, т.е. выделение изотопно-чистого Ра-233 в этомusing the generator, it is possible to isolate isotopically pure Ra-233 with a high degree of its purification (UMo6) from the parent radionuclide Np-237. When Ra-233 is obtained by irradiation with Th-232, Ra-231 may form, i.e. the isolation of isotope-pure Ra-233 in this
случае не гарантировано. Кроме того, при выделении Ра из облученного материала необходимо проводить его отделение от Th, U и, что самое главное, от высокорадиоактивных продуктов делени , которые остаютс case is not guaranteed. In addition, when separating Ra from the irradiated material, it is necessary to separate it from Th, U and, most importantly, from the highly radioactive fission products that remain
во фракции Ра даже после тщательной очистки;in the Ra fraction, even after thorough cleaning;
вымывание Ра-233 с генератора производ т многократно, по мере его накоплени , в то врем как из облученного Th возможноleaching of Ra-233 from the generator is carried out repeatedly, as it accumulates, while from irradiated Th it is possible
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU904850099A RU1778076C (en) | 1990-07-10 | 1990-07-10 | Method for producing isotope-pure protactinum-233 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SU904850099A RU1778076C (en) | 1990-07-10 | 1990-07-10 | Method for producing isotope-pure protactinum-233 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU1778076C true RU1778076C (en) | 1992-11-30 |
Family
ID=21526946
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SU904850099A RU1778076C (en) | 1990-07-10 | 1990-07-10 | Method for producing isotope-pure protactinum-233 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU1778076C (en) |
-
1990
- 1990-07-10 RU SU904850099A patent/RU1778076C/en active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Me Cormack I.I. Crlpps F.H., Wlblln W.A. - Anal. Chlm. Acta, 1960, vol 22, № 5, p. 408-413. * |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
WO2001053205A1 (en) | Inorganic sorbent for molybdenum-99 extraction from irradiated uranium solutions and its method of use | |
Pietrelli et al. | Separation of carrier-free 47 Sc from titanium targets | |
RU1778076C (en) | Method for producing isotope-pure protactinum-233 | |
Fritze | The preparation of high specific activity copper 64 | |
JPS5842737A (en) | Recovering method for gallium | |
US3316066A (en) | Process for selectively separating cesium cations | |
US4248730A (en) | Evaporation-based Ge/68 Ga Separation | |
Mercer et al. | Cesium purification by zeolite ion exchange | |
US5619545A (en) | Process for purification of radioiodides | |
RU1778073C (en) | Method for separation of isotope-free neptunium-239 | |
US7101484B2 (en) | Sr-90/Y-90 radionuclide generator for production of high-quality Y-90 solution | |
US5966583A (en) | Recovery of strontium activity from a strontium-82/rubidium-82 generator | |
CN114231763A (en) | Separation method for extracting terbium from gadolinium terbium mixed solution | |
CN111863300A (en) | Method for eluting retained plutonium in PUREX process waste solvent | |
RU2200581C1 (en) | Method of preparing non-supported radionuclide actinium-225 | |
Mushtaq et al. | Ion Exchange Behaviour of Cadmium and Indium on Organic Anion and Cation Exchangers: A 115Cd/115mIn Generator | |
SU1562000A1 (en) | Method of separating daughter nuclide tc 99m from mo99 | |
RU2028679C1 (en) | Method of producing technetium-99m generator | |
RU2716828C1 (en) | Method of separating molybdenum-99 from fuel of a solution reactor and device for its implementation | |
RU2187336C1 (en) | Method of producing preparation based on strontium-89 | |
RU2177909C1 (en) | METHOD OF ISOLATING CARRIER-FREE RADIONUCLIDE Sr-89 FROM IRRADIATED YTTRIUM | |
RU2073927C1 (en) | Method for isolating antimony-125 from mixture of fission fragments of uranium, transuranic elements, corrosion products and process wastes | |
IL34751A (en) | Production of fission product technetium 99-m generator | |
RU2219133C1 (en) | Method for purification of preparation radionuclide nickel-63 | |
Irving | Separation techniques used in radiochemical procedures |