Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ АКТИНИЯ-227, ТОРИЯ-228 и ТОРИЯ-229 ИЗ ОБЛУЧЕННОГО РАДИЯ-226

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ

Техническое решение относится к области производства радионуклидов для ядерной техники, науки, в ядерно-физических исследованиях, а также при получении альфа - излучающих радионуклидов для ядерной медицины.

УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

Одним из наиболее эффективных способов получения актиния-227, тория-228 и тория-229 является облучение нейтронами в атомном реакторе радия-226 (А. Morgensternetal, Production of Alpha Emitting Radionuclidesfor Nuclear Medicine, 2008, European Commission - Joint Research Centre, p. 238 - 245). В результате облучения из радия-226 образуется смесь радионуклидов: актиний-227, торий-228, торий-229 и большое число продуктов их радиоактивного распада. Для технического применения, и прежде всего для ядерной медицины, требуются указанные изотопы в индивидуальном состоянии, с высокой степенью чистоты.

Известен классический бельгийский процесс широкомасштабного производства Ас-227 из облученного Ra-226 (L.H.Baetsle, P.Dejonghe, A.C.Demild, A.De.Troyer, A.Droissart, M.Poskin "Fourth United Nation International Conference on the Peacefuluses of Atomic Energy» Geneva, 1971, A/Conf. 49/P/287. Belgium, May, 1971).Этот процесс включает следующие основные стадии и операции: облучение радия-226 в форме карбоната радия в алюминиевой матрице, растворение его вместе с алюминиевой матрицей после облучения в азотной кислоте, отделение радия в форме нитрата радия осаждением его концентрированной азотной кислотой (80% HNO₃) с получением азотнокислого раствора актиния-227 и тория-228. Разделение актиния-227 и тория-228 осуществляют известным ионообменным способом на анионите Dawex AG 1×8 в 5 М HNO₃. Регенерацию радия-226 для следующего облучения осуществляют путем перевода нитрата радия в карбонат радия, для чего растворяют осадок нитрата радия в воде и обрабатывают его гидроокисью аммония и углекислым газом.

Недостатком указанного способа получения актиния-227 и тория-228, как показывает практика, является накопление в растворе солей алюминия, образующихся при растворении алюминиевой матрицы, что осложняет ионообменное разделение и ведет к потерям радия-226 и продуктов его облучения. Кроме того, операция регенерации радия-226 в форму карбоната требует проведения крайне радиационно опасной операции барботажа углекислого газа через раствор радия-226.

Известен способ получения актиния-227 и тория-228 из радия-226, облученного в форме бромида радия-226 (патент US3459634A от 05.08.1969). Способ включает облучение радия-226 в форме бромида радия-226, растворение облученного материала в разбавленной азотной кислоте, выделение и разделение актиния-227 и тория-28 при последовательной экстракции при контролируемой кислотности раствора актиния-227 и тория-228 в органическую фазу, реэкстракцию актиния-227 и тория-228, доочистку актиния-227 ионообменным способом на колонке с ди- (2-этилгексил) фосфорной кислотой или ее гомологами. Для регенерации радия-226 для последующего облучения раствор радия-226 после экстракции из него актиния-227 и тория-228 обрабатывают бромистоводородной кислотой для осаждения бромида радия-226. С целью улавливания радиоактивных газов, образующихся при растворении радия-226 и проведении последующих операций, осуществляют постоянной отсос газовой фазы над раствором через угольный фильтр, охлаждаемый жидким азотом.

Недостатком описанного способа является использование метода экстракции для отделения актиния-227 и тория-228, что ведет к загрязнению актиния-227 и тория-228 продуктами радиолиза органических растворителей и экстрагентов. Кроме того, выполнение операций экстракции/реэкстракции с высоко радиоактивным материалом технически сложно реализуемо и ведет к потерям радия-226 и продуктов облучения.

Развитием метода получения актиния-227 и тория-228, описанного выше, является способ получения актиния-227 и тория-228 из облученного нейтронами в реакторе радия-226 в форме бромида радия (RU2339718C2 от 27.11.2008). Способ включат облучение радий-226 в форме дибромида радия-226 - ²²⁶RaBr₂, растворение облученного радия-226 в 0,1 М растворе бромистоводородной кислоты, осаждение бромида радия-226 концентрированной бромистоводородной кислотой, отделение осадка бромида радия-226, который высушивается и направляется на повторный цикл облучения. Раствор, полученный после осаждения и отделения бромида радия-226, упаривается, остаток растворяется в 3 - 6 М азотной кислоте. Из полученного азотнокислого раствора торий-228 извлекается экстракцией трибутилфосфатом или триоктиламином, из органической фазы реэкстрагируется 0,1 М раствором азотной кислоты. При этом актиний-227 остается в исходном азотнокислом растворе. Данный метод обеспечивает, таким образом, выделение актиния-227 и тория-228 в виде индивидуальных соединений с выходом 80 - 90%. Облученный радий-226 после переработки возвращается на облучение в исходной химической форме - форме бромида.

Основным недостатком данного способа, как и способа, описанного выше, является использование экстракции на стадии выделения актиния-227 и тория-228. Данная операция требует применения органических растворителей и экстрагентов, что технически сложно выполнимо с учетом высокой активности перерабатываемых растворов и ведет к загрязнению актиния-227 и тория-228 продуктами радиолиза органических соединений. Практические сложности также вызывает разделение органической и водной фазы при экстракции в связи с высоким тепловыделением растворов из-за процессов радиоактивного распада. Кроме того, предложенный метод не описывает возможности выделения тория-229 при переработке облученного радия-226.

Указанных недостатков в значительной степени лишен способ переработки облученного радия-226 с выделением актиния-227, тория-228 и тория-229, основанный на процессах ионообменного разделения (Р.А. Кузнецов и др., «Получение альфа-излучающих нуклидов облучением 226-Ra в высокопоточном реакторе», см. «известия Самарского научного центра Российской академии наук, т. 16, №6, 2014, с. 129 - 135). Данный метод является наиболее близким к заявляемому и выбран в качестве прототипа. Способ включает облучение в реакторе радия-226 в форме карбоната радия-²²⁶ RaCO₃, растворение облученного материала в разбавленной азотной кислоте, отделение радия-226 из раствора в форме нитрата радия-226 путем обработки раствора концентрированной азотной кислотой. При этом актиний-227, торий-228 и торий-229 остаются в растворе. Разделение актиния и тория производится методом анионообменной хроматографии с использованием анионита BioRad AG1x8 в NO₃форме. Сорбция тория производится из 8 МHNO₃, а элюирование 0,5 М HNO₃. Этим же методом, при необходимости, проводится и аффинажная очистка тория-228²²⁸Th и тория-229 ²²⁹Th. Выделение и очистка актиния-227 ²²⁷Ac проводится методом экстракционной хроматографии с использованием сорбентов на основе Д2ЭГФК (ди 2-этилгексил фосфорная кислота). Для регенерации радия-226 и изготовление стартового материала для облучения нитрат радия-226, выделенный из раствора осаждением концентрированной азотной кислотой, растворяет в воде и обрабатывается избытком нитрата свинца с последующим осаждения смешанного карбоната свинца и радия. Смесь карбонатов прокаливается и направляется на повторное облучение.

Недостатком прототипа является облучение радия-226 в форме карбоната в смеси с карбонатом свинца, что значительно усложняет рецикл радия-226, ведет к его потерям и образованию в качестве отходов после каждого цикла переработки облученного свинца.

Задачей технического решения является создание процесса переработки облученного радия-226 с выделением актиния-227, тория-228 и тория-229, исключающем применение операций жидкостной экстракции, как технически сложно выполнимых и ведущих к загрязнению целевых продуктов, и обеспечивающем рецикл радия-226 с минимальным количеством потерь и радиационно-опасных операций.

Техническим результатом изобретения является повышение степени извлечения актиния-227, тория-228 и тория-229, снижение потерь радия-226 и повышение эффективности и безопасности процесса.

РАСКРЫТИЕ СУЩНОСТИ ТЕХНИЧЕСКОГО РЕШЕНИЯ

Указанный технический результат для выполнения вышеприведенной задачи достигается за счет разработки способа получения актиния-227, тория-228 и тория-229 из облученного радия-226, включающего в себя облучение нейтронами в атомном реакторе радиационно-устойчивого соединения радия-226, растворение облученного материала в разбавленной азотной кислоте, осаждение радия-226 из раствора добавлением избытка концентрированной азотной кислоты в виде нитрата радия-226, выделение из полученного раствора тория-228 и тория-229 сорбцией на анионообменной смоле с последующей десорбцией тория-228 и тория-229 разбавленной азотной кислотой, выделение актиния-227 из раствора сорбционным экстракционно-хроматографическим способом с использованием катион обменной смолы раствором минеральной кислоты и рециклом радия-226 для повторного облучения. При этом в качестве радиационно-устойчивого соединения для облучения радия-226 нейтронами используют бромид радия-226. Указанное техническое решение обеспечивает получение актиния-227, тория-228 и тория-229 при переработке облученного радия-226 путем выполнения простых в аппаратурном оформлении колоночных операций, исключающих потери целевых продуктов и их загрязнение органическими примесями.

Согласно техническому решению рецикл радия-226 для повторного облучения осуществляют обработкой нитрата радия-226, полученного при осаждении из раствора концентрированной азотной кислотой, избытком бромистоводородной кислоты с последующим прокаливанием на воздухе. Указанное техническое решение обеспечивает получение радия-226 в форме бромида радия-226 ²²⁶RaBr₂, пригодного для повторного облучения, и исключает потери радия-226

Согласно техническому решению в качестве анионообменной смолы для извлечения тория-228 и тория-229 из раствора используется сильноосновная анионообменная смола типа Dowex 1x8 дисперсностью 250±50 меш. Указанное техническое решение обеспечивает степень очистки тория-228 и тория-229 от изотопов радия и актиния не менее 1000 при полноте извлечения более 99%.

Согласно техническому решению для извлечения актиния-227 используется катионообменная смола AG 50x4 дисперсностью 100 - 200 меш. Указанное техническое решение обеспечивает степень очистки актиния от изотопов радия, а также продуктов его распада - изотопов свинца и висмута не менее 1000 при уровне потерь с раствором радия не более 0,5%.

Согласно техническому решению, десорбцию актиния-227 осуществляют азотной кислотой с концентрацией 8±0,2 моль/л. Указанное техническое решение обеспечивает полноту извлечения актиния не менее 99,5%.

ОСУЩЕСТВЛЕНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Заявленный способ получения актиния-227, тория-228 и тория-229 из облученного радия-226 осуществляют следующим образом.

Сначала осуществляют облучение в атомном реакторе мишени из радия-226 в форме дибромид радия-226 ²²⁶RaBr₂. После облучения ²²⁶RaBr₂ растворяется в разбавленном растворе (5-6 М) азотной кислоты, а затем осаждается из раствора добавлением 10 -12 кратного избытка концентрированной азотной кислоты в виде нитрата радия-226 - ²²⁶Ra(NO₃)₂. При этом актиний-227, торий-228 и торий-229 после осаждения при добавлении концентрированной азотной кислоты остаются в растворе. Затем из раствора, содержащего актиний-227, торий-228 и торий-229, сорбцией на анионите (анионообменная смола Dowex 1x4) осаждают торий-228 и торий-229. Для выделения тория-228 и тория-229 их десорбируется с анионита разбавленной (0,1 М) азотной кислотой. После сорбции на анионите раствор содержит только актиний-227, который выделяют из раствора сорбционным способом с использованием катионообменной смолы AG 50x4. Десорбцию актиния-227 осуществляют азотной кислотой с концентрацией 8±0,2 моль/л. Осадок нитрата радия-226 ²²⁶Ra(NO₃)₂, полученный при осаждении радия-226 концентрированной азотной кислотой, переводится в форму бромида радия-226 ²²⁶RaBr₂ 2-х кратной обработкой нитрата радия 3-х кратным (по стехиометрии) избытком бромистоводородной кислоты с последующим прокаливанием в течение 1-1,5 часа на воздухе при 120-130 °С.

Как показали эксперименты, заявленное изобретение обеспечивает степень очистки тория-228 и тория-229 от изотопов радия и актиния не менее 1000 при полноте извлечения более 99%, а степень очистки актиния от изотопов радия, а также продуктов его распада - изотопов свинца и висмута не менее 1000 при полноте извлечения не менее 99,5 % и уровне потерь с раствором радия не более 0,5%. Заявленное изобретение одновременно решает задачу эффективного рецикла радия-226 с использованием простых, радиационно-малоопасных операций без образования твердых радиоактивных отходов, что повышает экологичность способа.

Заявленное изобретение обеспечивает получение актиния-227, тория-228 и тория-229 при переработке облученного радия-226 путем выполнения простых в аппаратурном оформлении колоночных операций, исключающих потери целевых продуктов и их загрязнение органическими примесями, а также обеспечивает получение радия-226 в форме бромида радия-226 - ²²⁶RaBr₂, пригодного для повторного облучения, и исключает потери радия-226.