Изобретения

Изобретение относится к технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины на ускорителях заряженных частиц. Способ извлечения из мишени радионуклида 123I включает облучение протонами мишени с изотопом 124Хе, извлечение после облучения из мишени стартового 124Хе с наработанным 123Хе, выдержку 123Хе для распада его в 123I и извлечение после облучения из мишени накопленного за время облучения 123I. Причем для извлечения накопленного за время облучения 123I мишень после облучения заполняют органическим растворителем или смесью органических растворителей, растворяют в них накопленный за время облучения 123I и перемещают полученный раствор с 123I в приемное устройство. Затем проводят вакуумную отгонку растворителей из приемного устройства, а накопленный в приемном устройстве 123I смывают раствором гидроксида натрия. Техническим результатом является увеличение степени извлечения целевого радионуклида 123I из мишени и получение 123I в химической форме йодистого натрия (Na123I), пригодной для производства РФП на его основе. 1 ил.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний. В заявленном способе в раствор, содержащий радионуклид тория и его дочерние продукты распада, добавляют ионообменную смолу, после чего раствор декантируют, а ионообменную смолу высушивают и помещают в реактор, через который пропускают газ, удаляя при этом из реактора один из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразный радионуклид радон-220, и направляют газ через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство, где в результате радиоактивного распада накапливают радионуклид свинец-212, который после выхода активности свинца-212 на насыщение десорбируют со стенок сорбционного устройства кислым раствором и полученный раствор направляют на колонку с ионообменной смолой, с которой периодически смывают дочерний продукт распада радионуклид висмут-212. Исходный раствор может быть смесью изотопов тория торий-228, торий-229, торий-232. В качестве газа для продувки системы используют воздух, и/или азот, и/или гелий, и/или аргон, и/или криптон, и/или ксенон. В качестве сорбционного устройства используют сосуд или сосуды, объем которых обеспечивает время пребывания радона-220, достаточное для его полного распада в радионуклид свинец-212. Техническим результатом является уменьшение трудоемкости процесса получения целевого радионуклида висмут-212. 1. Способ получения радионуклида висмут-212 из раствора, содержащего радионуклиды тория и дочерние продукты распада этих радионуклидов, включающий удаление одного из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразного радионуклида радон-220, транспортировку газа через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство, где в результате радиоактивного распада по цепочке 220Rn?216Po?212Pb накапливают радионуклид свинец-212, который периодически десорбируют и полученный раствор направляют на колонку с ионообменной смолой, с которой периодически смывают его дочерний продукт распада радионуклид висмут-212, отличающийся тем, что предварительно в раствор, содержащий радионуклиды тория и дочерние продукты распада этих радионуклидов, добавляют ионообменную смолу, после чего раствор декантируют, а ионообменную смолу с сорбированными на ней изотопами тория высушивают и помещают в реактор, через который пропускают газ, удаляя при этом из реактора один из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразный радионуклид радон-220. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что исходный раствор может содержать смесь радионуклидов торий-228, торий-229, торий-232 и дочерние продукты распада этих радионуклидов. 3. Способ по п.1, отличающийся тем, что реактор продувают воздухом, и/или азотом, и/или гелием, и/или аргоном, и/или криптоном, и/или ксеноном. 4. Способ по п.1, отличающийся тем, что сорбцию радионуклида свинец-212 производят раствором кислоты или раствором смеси кислоты со спиртом, через которые продувают газ из реактора. 5. Способ по п.1, отличающийся тем, что поток газа после сорбционного устройства возвращают в реактор. 6. Способ по п.1, отличающийся тем, что поток газа после сорбционного устройства направляют в систему утилизации.

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU), Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний. Раствор, содержащий радионуклиды торий-229, торий-228 и дочерние продукты распада тория-229 и тория-228, барботируют газом, удаляя при этом один из дочерних радионуклидов тория-228 - газообразный радон-220. Направляют газ через аэрозольный фильтр на сорбционное устройство, а очищенный раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228, торий-229, а также дочерних продуктов распада этих радионуклидов направляют на радиохимический передел с помощью ионообменных смол для получения целевого радионуклида висмут-213. В качестве барботирующего газа используют воздух, и/или гелий, и/или аргон, и/или криптон, и/или ксенон. В качестве сорбционного устройства используют пустотелый объем, размеры которого обеспечивают время пребывания радона-220, достаточное для его полного распада в стабильный свинец-208, или ловушку с активированным углем. Технический результат - уменьшение мощности дозы излучения на месте проведения работ. 3 з.п. ф-лы.

Российская Федерация, от имени которой выступает Министерство образования и науки Российской Федерации (RU), Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ получения радионуклида 177Lu включает изготовление мишени, содержащей лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 176Lu, облучение нейтронами мишени, с последующим выделением целевого радионуклида 177Lu, полученного в результате реакции 176Lu(n, ?)177Lu . При этом мишень представляет собой композиционный материал, состоящий из наночастиц лютеция или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, при этом d - характерный размер наночастиц выбирают из условия ?/d>>1, где ? - длина пробега в веществе наночастицы атомов отдачи 177Lu. После облучения мишени наночастицы и буфер разделяют, буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения радионуклида 177Lu, а наночастицы возвращают в активную зону реактора в составе новой мишени. Изобретение обеспечивает эффективное получение радионуклида 177Lu с высокой удельной активностью. 1. Способ получения радионуклида 177Lu, включающий изготовление мишени, содержащей лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 176Lu, облучение нейтронами в ядерном реакторе мишени, с последующим выделением целевого радионуклида 177Lu, полученного в результате реакции 176Lu(n,?)177Lu, отличающийся тем, что мишень представляет собой композиционный материал, состоящий из наночастиц лютеция или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, при этом d - характерный размер наночастиц выбирают из условия ?/d>>1, где ? - длина пробега в веществе наночастицы атомов отдачи 177Lu, после облучения мишени наночастицы и буфер разделяют, после чего буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения целевого радионуклида 177Lu, а наночастицы возвращают в ядерный реактор в составе новой мишени. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала наночастиц используют металлический лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 176Lu. 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала буфера используют хлористый калий KCl, а разделение буфера и наночастиц проводят в воде. 4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что разделение буфера и наночастиц проводят методом центрифугирования, или фильтрации, или другим известным методом. 5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что облучение мишени проводят в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов. 6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала наночастиц используют соединения лютеция Lu2O3, или Lu(OH)3, или LuF3. 7. Способ по п. 1, отличающийся тем, что характерный размер наночастиц составляет ?20 нм.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ получения радионуклида 212Pb включает эманирование газообразного радионуклида 220Rn из материала, содержащего смесь радионуклида 228Th и его дочерних продуктов распада, с последующим удалением радионуклида 220Rn потоком газа-носителя в объем накопителя. Раствор, содержащий смесь радионуклида 228Th и его дочерних продуктов распада, наносят на микрофильтрационную фторопластовую гидрофильную мембрану, проводят сушку мембраны, устанавливают ее в генератор и проводят обдув ламинарным потоком газа-носителя для выноса газообразного радионуклида 220Rn. Затем проводят смыв накопленного радионуклида 212Pb с внутренней поверхности накопителя. Устройство состоит из закрепленных болтовым соединением нижнего и верхнего фланцев, в проточки которых закреплен генератор, представляющий собой закрепленные в проточки верхний и нижний корпусы, в пространстве которых размещено отцентрованное с помощью вставки мембранное устройство. К верхнему и нижнему корпусам сваркой в центральной части приварены выходные штуцера, соединенные силиконовыми трубками со спиралевидным накопителем, а к нижнему корпусу сбоку сваркой приварен входной штуцер, соединенный силиконовыми трубками с мембранным компрессором и регулятором расхода газа. Техническим результатом является достижение высокой степени эманирования ? 95% 220Rn из источника, приводящее к повышению радионуклидной чистоты целевого радионуклида 212Pb. 2 н.п. ф-лы, 2 ил.

Федеральное государственное бюджетное учреждение «Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт» (RU)

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов и может быть использовано для производства радионуклида молибден-99 высокой удельной активности (без носителя), являющегося основой для создания радионуклидных генераторов технеция-99, нашедших широкое применение в ядерной медицине для диагностических целей. Способ реализуется использованием в качестве мишени мезопористого неорганического материала - активированного угля, с характерными размерами полостей и каналов до 50 нм, на поверхность которых наносятся последовательно слои МoО3 и растворимого в воде соединения, например КСl или NaCl. После этого проводят выжигание угля в кислороде, в результате чего образуется мелкая однородная двухкомпонентная смесь МoО3 и КСl или NaCl. На последнем этапе проводят конверсию МoО3 в растворимое в воде соединение МoО2. Изобретение позволяет повысить фактор обогащения 99Мо. 1. 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, отличающийся тем, что 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. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве матрицы используют гранулированный активированный уголь с удельной поверхностью более 300 м2/г, предварительно обезгаженный вакуумированием при 300°С. 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве растворимого в воде хлорида щелочного металла используют хлорид калия KCl или хлорид натрия NaCl. 4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что конверсию MoO3 в MoO2 проводят в атмосфере водорода при 480°С. 5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что наносят оксид молибдена MoO3, обогащенный по изотопам 98Мо или 100Мо. 6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что общая толщина слоев MoO3 не превышает 10 нм. 7. Способ по п. 1, отличающийся тем, что проводят выжигание активированного угля в токе кислорода при температуре 470-500°С.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к технологии получения соединений сложных оксидов со структурой граната, содержащих редкоземельные элементы, которые могут быть применены для изготовления светодиодных источников освещения. Способ осуществляют методом осаждения введением исходных соединений алюминия, иттрия и легирующих элементов в осадитель с последующим выделением осажденного продукта и прокалкой полученного порошкообразного продукта при 1100°С, при этом осаждение проводят в присутствии фторсодержащей добавки, взятой в количестве, соответствующем 1-5%-ному содержанию атомов фтора относительно количества осадителя, а в качестве осадителя используют гидрокарбонат аммония, в водный раствор которого при перемешивании вводят смесевый водный раствор азотнокислых солей алюминия, иттрия и легирующих элементов в количестве, соответствующем молярному соотношению гидрокарбоната аммония к суммарному количеству катионов металлов, равному 3,6:1, после чего полученную реакционную смесь перемешивают со скоростью 300-500 об/мин и выделенный осажденный продукт промывают водой, сушат при 100-150°С и прокаливают. 1. Способ получения алюмоиттриевого граната, легированного редкоземельными элементами, осуществляемый методом осаждения введением исходных соединений алюминия, иттрия и легирующих элементов в осадитель с последующим выделением осажденного продукта и прокалкой полученного порошкообразного продукта при 1100°С, отличающийся тем, что осаждение проводят в присутствии фторсодержащей добавки, взятой в количестве, соответствующем 1-5%-ному содержанию атомов фтора относительно количества осадителя, а в качестве осадителя используют гидрокарбонат аммония, в водный раствор которого при перемешивании вводят смесевый водный раствор азотнокислых солей алюминия, иттрия и легирующих элементов в количестве, соответствующем молярному соотношению гидрокарбоната аммония к суммарному количеству катионов металлов, равному 3,6:1, после чего полученную реакционную смесь перемешивают со скоростью 300-500 об/мин и выделенный осажденный продукт промывают водой, сушат при 100-150°С и прокаливают. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что осаждение осуществляют предпочтительно 2-молярным водным раствором гидрокарбоната аммония. 3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве исходного раствора совместного водного раствора азотнокислых солей алюминия, иттрия и легирующих элементов предпочтительно используют раствор с общей концентрацией ионов металлов 1 моль/л. 4. Способ по п.1, отличающийся тем, что смесевый раствор катионов приливают предпочтительно со скоростью, равной 60 мл/мин. 5. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве фторсодержащей добавки при осаждении используют водный раствор фторида аммония предпочтительно в количестве 1 мол.% от количества гидрокарбоната аммония.

Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный Ордена Трудового Красного Знамени научно-исследовательский институт химических реактивов и особо чистых химических веществ" (RU)

Изобретение относится к технологии получения соединений, относящихся к группе сложных оксидов со структурой граната, легированных щелочными и щелочноземельными элементами и элементами 3d группы, которые могут быть применены для изготовления различных люминесцентных материалов в оптоэлектронике, в том числе для изготовления светодиодных источников освещения. Способ осуществляют диспергированием твердого алюмоиттриевого оксидного производного в азотнокислых водных растворах солей легирующих элементов и последующей обработкой и выделением конечного продукта. При этом в качестве исходного алюмоиттриевого производного используют продукт, предварительно полученный совместным осаждением из азотнокислых водных растворов алюминия и иттрия. Полученный осажденный продукт затем подвергают фильтрации и промывке деионизированной водой. После этого выделенный продукт диспергируют при воздействии ультразвука в растворе легирующих элементов, выбранных из группы щелочных и щелочноземельных металлов и элементов 3d группы, образовавшуюся пульпу сушат при постоянном перемешивании, высушенный продукт измельчают и прокаливают при 1200°C до 1600°C. Изобретение позволяет получать алюмоиттриевый гранат с равномерным распределением легирующих элементов в количестве от 1?10-4 до 1 масс. %. 1. Способ получения легированного алюмоиттриевого граната, включающий стадию диспергирования твердого алюмоиттриевого оксидного производного в азотнокислых водных растворах солей легирующих элементов, последующую обработку и выделение конечного продукта, отличающийся тем, что в качестве исходного алюмоиттриевого производного используют продукт, имеющий катионный состав алюмоиттриевого граната, предварительно полученный совместным осаждением из смешанного водного раствора чистых азотнокислых солей алюминия и иттрия, выделенный фильтрацией, промытый водой, который затем диспергируют при воздействии ультразвука в смешанном водном растворе азотнокислых солей легирующих элементов, выбранных из группы щелочных и щелочноземельных металлов и элементов 3d группы, содержащих легирующие элементы в количестве от 1?10-4 до 1 масс. % по отношению к весу получаемого легированного граната, после чего образовавшуюся после диспергирования пульпу сушат при регулярном перемешивании, высушенный продукт измельчают, просеивают и прокаливают при температурах 1200-1600°С. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве легирующих элементов 3d группы используют Cr, Mn, Fe, Со, Ni, Cu, Zn. 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве щелочных и щелочноземельных легирующих элементов используют Li, Na, K, Mg, Са.

Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный Ордена Трудового Красного Знамени научно-исследовательский институт химических реактивов и особо чистых химических веществ" (RU)

Изобретение относится к технологии получения сцинтилляционных неорганических материалов для измерения ионизирующего изучения на основе поликристаллов и композитов, активированных ионами европия, а именно к материалам для регистрации нейтронов. Техническим результатом данного изобретения является создание композитного материала, включающего сцинтиллятор с уменьшенным эффективным зарядом вещества и с уменьшенной чувствительностью к фоновому гамма-излучению. Заявленный технический результат достигается за счет сцинтилляционного композита для регистрации тепловых нейтронов, включающего сцинтиллятор и связующее, при этом в качестве сцинтиллятора используется поликристаллический силикат Li2CaSiO4, активированный ионами двухвалентного европия, а в качестве связующего – полисиликат лития. Активация поликристаллов Li2CaSiO4 ионами двухвалентного европия приводит к высокому выхода сцинтилляций при регистрации заряженных частиц, обусловленных взаимодействием нейтронов с ядрами изотопа 6-Li. Исходный композит из связующего и поликристаллов включает в состав природный литий или литий, обогащенный изотопом 6-Li для увеличения чувствительности к тепловым нейтронам. 1 з.п. ф-лы., 6 ил., 2 табл. 1. Сцинтилляционный композит для регистрации тепловых нейтронов, включающий сцинтиллятор и связующее в объемных соотношениях от 1 к 99 до 99 к 1, отличающийся тем, что в качестве сцинтиллятора используют поликристаллический силикат 6Li2CaSiO4, активированный ионами двухвалентного Eu, в качестве связующего - полисиликат лития.2. Сцинтилляционный композит по п. 1, отличающийся тем, что природная смесь атомов лития заменена полностью или частично обогащенным изотопом 6-Li.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к технологии получения тетрафторида ксенона, используемого в медицине в качестве дезинфицирующего средства, в синтезе кислородных соединений ксенона. Для получения тетрафторида ксенона в предварительно вакуумированный реакционный сосуд из никеля или нержавеющей стали подают фтор при давлении 20 ата. Затем подают ксенон до суммарного давления 27-28 ата. Смесь ксенона и фтора выдерживают в течение не менее 35 минут для полного перемешивания. Затем смесь поджигают с помощью инициатора горения, нагретого импульсом тока до 650-700°С. Осуществляют реакцию горения ксенона во фторе с получением целевого продукта. Изобретение позволяет получить XeF4 в одну стадию, повысить производительность и выход продукта. Способ получения тетрафторида ксенона путем взаимодействия ксенона и фтора в предварительно вакуумированном реакционном сосуде, в который подают фтор при давлении 20 ата и ксенон до суммарного давления 27-28 ата, выдерживают не менее 35 мин для полного перемешивания, после чего нагревают импульсом тока инициатор горения до 650-700°С и осуществляют реакцию горения ксенона во фторе с получением целевого продукта.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)