Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА МОЛИБДЕН-99

Изобретение относится к технологии получения радиоизотопов и может быть использовано для производства радиоизотопа молибден-99, являющегося основой для создания радиоизотопных генераторов Мо-99/Тс-99m, нашедших широкое применение в ядерной медицине для диагностических целей.

В настоящее время основным методом получения радиоизотопов Мо-99 является облучение ядер урана-235 в ядерных реакторах - реакторный делительный способ. Этот реакторный способ позволяет получить Мо-99 практически без носителей (других изотопов молибдена) с максимально высокой удельной активностью - более 5000 Ки/г. Альтернативным способом является активационный метод, когда изотопы Мо-98 облучают в ядерных реакторах нейтронами или мишени из Мо-98 и Мо-100 на ускорителе. До настоящего времени данный способ не получил широкого распространения из-за низкой удельной активности Мо-99 (обычно менее 1 Ки/г). Генераторы же Тс-99м, используемые в клинической практике, рассчитаны на использование в качестве материнского изотопа Мо-99 высокой удельной активности, не менее 1000 - 5000 Ки/г [Баранов В.Ю. (ред.). Изотопы: свойства, получение, применение. Том 2, М.: Физматлит, 2005. - 728 с.]. Поэтому стоит задача реализации эффективного способа получения Мо-99 высокой удельной активности.

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. Том 67, 1, 1989, с. 104-108]. Выделенный из продуктов деления радиоизотоп ⁹⁹Мо обладает удельной активностью порядка 10 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 ²³⁵U при малом времени облучения". Атомная энергия, 1979, том 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.

В известном активационном способе получения Мо-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 (Мо-99/Тс-99m). После распада Мо-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. - 140 с.]. В данном способе удельная активность Мо-99 не превышает 10 Ки/г, что более, чем два порядка ниже, чем у «осколочного» Мо-99. В активационном Мо-99 на один атом Мо-99 приходится более 10 тыс. атомов других изотопов молибдена (изотопы - носители). Адсорбирующие колонки в составе генераторов Тс-99/м «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 Мо-99/Тс-99m.

Для повышения удельной активности «активационного» Мо-99 предложен способ с использованием нано-мишеней [Радченко В.М., Ротманов К.В, Маслаков Г.И., Рисованный В.Д., Гончаренко Ю.Д. «Способ получения радионуклида ⁹⁹Мо». 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 нанометров (нм), облучение которых проводят нейтронами с плотностью потока более 10¹⁴ см^-2 с^-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 использование стартового материала с размером частиц менее 5 нм наблюдается большое вымывание порошка в раствор. А при использование 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.

Развитием приведенного выше способа получения активационного Мо-99, основанного на использование метода «горячих» атомов или эффекта Сцилларда-Чалмерса, является способ согласно патента №2426184 [Радченко В.М., Ротманов К.В., Маслаков Г.И., Рисованный В.Д., Гончаренко Ю.Д., Способ получения радионуклида Мо-99, РФ №2426184 от 2010-07-02], который является наиболее близким к заявляемому и выбран нами в качестве прототипа.

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)×10^-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.

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 ⁹⁸Мо или с обогащенным молибденом по изотопу ⁹⁸Мо. Указанная возможность многократного облучения является достоинством данного способа.

Основной недостаток способа, выбранного нами в качестве прототипа, связан с незначительной активностью получаемого Мо-99 - порядка 1 Ки/г, что не позволяет использовать его в стандартных коммерческих генераторах Тс-99.

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.

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 молибдена-98 от активированной части мишени молибдена-99; растворение активированной части мишени молибдена-99 в растворах кислот или щелочей с получением радиоизотопа молибден-99; при этом, для изготовления мишени используют жидкое соединение молибдена, помещенное 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.

В предлагаемом способе используют герметичную ампулу в виде разборного устройства 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.

В предлагаемом способе используют герметичную ампулу в виде петлевого устройства, позволяющем периодически переводить химическое соединение из жидкого в газообразное состояние с растворением активированной части мишени молибдена-99 в растворах кислот или щелочей и получением радиоизотопа молибден-99.

В предлагаемом способе в качестве жидкого соединения молибдена используют гексафторид молибдена-98 с изотопным содержанием молибдена-98 от природного уровня 23,75% до уровня обогащения 99,95%.

В предлагаемом способе герметичная ампула содержит материалы, на поверхности которых осаждается активированная часть мишени молибден-99

В предлагаемом способе облучение мишени проводят при температуре от 20°С до 100°С.

Способ осуществляют следующим образом:

Гексафторид молибдена природного изотопного состава или обогащенный по изотопу Мо-98 помещают в металлическую ампулу путем конденсации, ампулу заваривают, помещают в защитный металлический контейнер и облучаеют в потоке нейтронов 1⋅10⁸ - 1⋅10¹⁵ 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 гамма-квантов часть атомов отдачи (99Мо) 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 Na₂⁹⁸MoO₄. Полученный раствор используют для зарядки генераторов. Удельная активность Мо-99 в полученном растворе на момент изготовления составляет от 10 до 5000 Ки/г в зависимости от величины потока нейтронов и времени облучения.

Пример 1

Для изготовления мишени использовали 64,5 г гексафторида молибдена-98 с изотопным составом, представленным в таблице 1.

Мишень помещали в титановую ампулу объемом 0,5 л путем переконденсации в вакууме. Ампула была выполнена в виде разборного устройства 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. Ампулу с гексафторидом молибдена-98 устанавливали в облучательное устройство, содержащее 4 источника нейтронов на калифорние-252 с потоком нейтронов от каждого 2⋅10⁷ н/с. Для коррекции спектра нейтронов ампула окружена полиэтиленом толщиной 50 мм. Облучение проводится 2 суток при комнатной температуре.

Гамма - спектроскопическое измерение полученного гексафторида молибдена показало наработанную активность по молибдену-99 0,15⋅10^-3 Ки (исходная титановая ампула). Неактивированная часть гексафторида молибдена переконденсирована во вторую часть ампулы. Ее активность составила 0,08⋅10^-3 Ки. Масса 64,45 г. Активность активированной части молибдена-99 в исходной титановой ампуле - 0,08⋅10^-3 Ки, масса - 0,05 г. Активированную часть переводили в раствор путем обработки внутренней поверхности ампулы 0,5 н NaOH. Получили раствор с удельной активностью по Мо-99 1,6⋅10^-3 Ки. При использовании плутоний - бериллиевых источников нейтронов с потоком 2⋅10 ¹² 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.

Пример 2

Для изготовления мишени использовали 128 г гексафторида молибдена-98 с изотопным составом, представленным в таблице 2.

Мишень помещали в титановую ампулу объемом 0,5 л путем переконденсации в вакууме. Ампула была выполнена в виде петлевого устройства, с фильтром для молибден - 99. Ампулу с гексафторидом молибдена-98 устанавливали в облучательное устройство, содержащее 4 плутоний-бериллиевых источника нейтронов, с потоком нейтронов 2⋅10¹² н/с от каждого. Облучение проводили 4 суток при комнатной температуре.

После переконденсации неактивированного гексафторида молибдена в приемный балон получили:

Активность активированной части молибдена-99 - 1700 Ки/г, масса - 0,1 г.

Активированную часть переводили в раствор путем обработки внутренней поверхности ампулы 0,5 н NaOH. Неактивированную часть мишени конденсировали и использовали для повторного изготовления мишени.