автореферат диссертации по химической технологии, 05.17.02, диссертация на тему:Получение препаратов 99mTc, 225Ac и 237U с высокой радионуклидной чистотой в фотоядерных реакциях

12-2006-2

На правах рукописи УДК 539.172.3

САБЕЛЬНИКОВ Алексей Валентинович

ПОЛУЧЕНИЕ ПРЕПАРАТОВ 99тТс, 225 Ас И 237 и С ВЫСОКОЙ РАДИОНУКЛИДНОЙ ЧИСТОТОЙ В ФОТОЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЯХ

Специальность: 05.17.02 — технология редких, рассеянных и радиоактивных элементов

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата химических наук

>

Москва 2006

Работа выполнена в Лаборатории ядерных реакций им. Г.Н. Флерова Объединенного института ядерных исследований, Дубна.

Научный руководитель: профессор, д.ф.м.н. Дмитриев С.Н.

Официальные оппоненты: профессор, д.х.н. Норсеев Ю.В.

профессор, д.х.н. Очкин A.B.

Ведущая организация:

Институт физической химии и электрохимии им. А.Н. Фрумкина, РАН.

Защита состоится « » 2006 г. на заседании

диссертационного совета Д 212.204.09 при Российском химико-технологическом университете имени Д.И. Менделеева по адресу: г. Москва, ул. Героев Панфиловцев, д. 20, корп. 1 в часов в

конференц-зале ИФХ факультета.

С диссертацией можно ознакомиться в Научно-информационном

центре РХТУ имени Д.И. Менделеева.

Автореферат диссертации разослан « » января 2006 г.

Ученый секретарь

диссертационного совета Д 212.204.09:

к.х.н. Чибрикина Е.И.

гоое А

М57

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. В настоящее время потребление радиоактивных изотопов в мире продолжает увеличиваться. Этому способствует все более возрастающий интерес к таким отраслям науки, как ядерная медицина, радиофармацевтика, радиоэкология. Постановка новых задач в экологических исследованиях, освоение синтеза новых фармакологических препаратов, способных доставлять радионуклиды к различным органам человеческого тела, позволяет не только расширить применение уже известных в этих областях науки радиоизотопов, но и открывает возможности для использования радионуклидов, ' ранее не получивших широкого применения в медицине и экологии.

Изотоп "тТс очень широко используется в ядерной медицине для диагностики различных заболеваний человека. Это объясняется практически идеальным сочетанием его ядерно-физических свойств с возможностью ежедневного получения радионуклида из генератора непосредственно в клинике и синтеза большого количества простых и комплексных соединений, которые могут быть использованы в самых различных клинических ситуациях. В настоящее время мировое потребление этого радионуклида превышает 200000 Ки в год и продолжает увеличиваться. Поэтому совершенствование технологии "шТс остается крайне актуальной задачей.

Изотоп актиния с массовым числом 225 в настоящее время используется в качестве материнского нуклида для получения 2|3В1, который находит применение в ядерной медицине при радиотерапии раковых заболеваний. Однако 2 5Ас может быть и сам применен для этих же целей. Это несомненно приведет к увеличению потребности в 225Ас в ближайшем будущем.

237и представляет интерес для применения в радиоэкологических исследованиях при изучении поведения урана в биосфере, а также в лабораторных экспериментах по моделированию его поведения в различных природных и техногенных системах.

Основными способами получения """Тс и 225Ас в настоящее время являются: для "тТс - облучение обогащенного 98Мо быстрыми, или тепловыми нейтронами в реакции 98Мо(п, у), или при делении 235и из возбужденного тепловьми нейтронами состояния (облучения проводят в высокопоточных ядерных реакторах), для 225Ас - облучение 226Ла протонами в реакции 226Иа(р, 2п) (облучение проводят на ускорителях заряженных частиц при энергии протонов 16 МэВ). Эти методы характеризуются высокими сечениями реакций и достаточно большими выходами целевых радионуклидов. Однако их применение не всегда может быть удобным в силу сложностей, связанных с очисткой конечного продукта, утилизацией высокоактивных отходов, необходимостью использования дорогостоящих физических установок, ц Изотоп 23 и до настоящего времени не нашел широкого применения из-за

отсутствия удобных методов его получения.

Вышеуказанное предопределяет актуальность развития альтернативных путей производства данных радионуклидов, которые могли бы служить дополнением к уже существующим методам, а в отдельных случаях и заменять

ШШШШя тто тми

их. Один из таких меюдов использование фотоядерных реакций Сечения этих реакций ниже, чем сечения реакций с участием протонов и нейтронов Однако при взаимодействии фотонов с ядрами мишени реализуется, как правило, лишь (у, п) канал реакции, т е. наблюдается образование только целевого нуклида. Это значительно повышает радионуклидную чистоту продукта, упрощает процедуру его выделения, очистки и снижает дозовые нагрузки. К тому же, ускорители электронов, использующиеся в качестве установок для получения пучков фотонов, более компактные и менее энерюемкие по сравнению с ядерными реакторами и ускорителями частиц, что открывает возможности организации небольших производств конкретных целевых радионуклидов в рамках отдельного региона.

На основании вышеизложенного проведение исследований по получению препаратов 99тТс, 225 Ас и 237и с высокой радионуклидной чистотой в фотоядерных реакциях преде швляется актуальным.

Цель работы. Разработка 1ехнологии получения препаратов 99гпТс, 225Ас, 237и с высокой радионуклидной чистотой в фотоядерных реакциях для применения в радиобиоло!ических и радио жолсмических исследованиях.

Научная новизна. Впервые эксперимешально показано, что фотоядерные реакции Ш0Мо(у, п)99Мо 99тТс, 226Яа(у, п)225Яа 225Ас, 238и(у, п)237и позволяют получать целевые радионуклиды с высокой (на уровне 10^ - 10"6 Бк/Бк) радионуклидной чистотой конечных препаратов

Разработаны физико-химические основы технологии 99тТс в фотоядерных реакциях, включающие облучение исходных мишеней фотонами с использованием микротрона МТ-25, радиохимическое выделение и концентрирование конечных продуктов.

Разработана методика получения 225Ас, включающая изготовление исходных мишеней, облучение их фотонами с использованием микротрона МТ-25 с последующим радиохимическим выделением и концентрированием 2 Ас.

Впервые разработан способ получения препаратов 237и с высокой удельной активностью с использованием метода сбора ядер отдачи. Коэффициент обогащения 237и при этом составляет 102 - 103. Способ защищен патентом РФ.

Практическая ценность. Полученные результаты дают важную информацию о возможностях применения реакций (у, п) и (у, 0 для получения радиоизотопов на микротроне и линейном ускорителе электронов. Разработанные методики дают возможность получать изотопы с характеристиками, позволяющими использовать их в медицинских, а также в радиоэкологических и радиохимических исследованиях (электрофорез Мо-Тс, анализ ТЬ, и, Ыр и Ри в почвах и природных водах). Препараты 237и применяются в электромиграционных исследованиях и в физических исследованиях возмущенных угловых корреляций (ВУК).

Дальнейшее развитие работ по получению 225Ас и тТс в фотоядерных реакциях на пучках электронов компактных ускорителей позволит только на базе микротрона МТ-25 ЛЯР ОИЯИ получать препараты 225Ас активностью до 109 Бк, а препараты 99Мо - до 10" Бк. Внедрение методов получения 237и, "Мо, 225Ас в практику работ электронных ускорителей (линейных и микротронов) с учетом их

относительно большей доступности, простоты управления и меньших энергозатрат по сравнению с дорогостоящими ускорителями заряженных частиц существенно снизит себестоимость производства данных радионуклидов и расширит область их применения.

Апробация работы. Материалы диссертационной работы докладывались и обсуждались на семинарах Лаборатории ядерных реакций ОКЯИ, VII Международном рабочем совещании по мишеням и мишенной химии (Гейдельберг, Германия, 1997), VI Международной школе-семинаре по физике тяжелый йонов (Дубна, 1997), Рабочем совещании по мониторингу природных и искусственных радионуклидов и тяжелых металлов в окружающей среде (Дубна,

1999), V Международной конференции по ядерной и радиохимии (Понтрезина, Швейцария, 2000), III Российской конференции по радиохимии (Санкт-Петербург,

2000), XIV Международной радиохимической конференции (Марианские Лазне, Чехия, 2002), III Российско-японском семинаре по технецию (Дубна, 2002), Международном научном семинаре по электронным пучкам низких и средних энергий (Дубна, 2003), Рабочем совещании по перспективам применения альфа-распадчиков в медицине (Дубна, 2003), I Координационном совещании по перспективам исследований в области наук о жизни человека в мировых ядерных центрах (Золотые пески, Болгария, 2003), IV Российской конференции по радиохимии «Радиохимия - 2003» (Озерск, 2003), V Международной конференции по современным проблемам в ядерной физике (Самарканд, Узбекистан, 2003), II Международном симпозиуме по разделению и концентрированию в аналитической химии и радиохимии (Краснодар, 2005).

Публикации. По теме диссертации опубликовано 23 работы.

Объем работы. Работа состоит из введения, 2 глав, выводов и содержит 83 страницы, 11 рисунков, 10 таблиц и список ссылок из 113 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы исследования и сформированы основные цели работы.

Первая глава (литературный обзор) содержит анализ литературных данных о ядерно-физических свойствах 99тТс, 225Ас, 237U, областях их применения, основных методах получения и выделения. Рассмотрены особенности применения эффекта Сцилларда - Чалмерса в реакциях (у, п). Отмечено, что фотоядерные реакции при разработке соответствующих методик разделения конечных продуктов являются перспективными для получения изотопов с высокой радионуклидной чистотой.

Вторая глава (экспериментальная часть) содержит описание параметров используемого в работе компактного ускорителя электронов - МТ-25 микротрона, спектрометрического оборудования, мишенного узла, результаты экспериментов по определению оптимальных геометрических размеров мишеней, экспериментальные данные по выходам 99тТс, 225Ас, 237U в реакциях (у, п) с использованием микротрона МТ - 25, а также методики выделения данных изотопов из облученных мишеней.

Параметры испочьзуеыого в работе компактного ускорителя электронов ~ МТ-25 микротрона, спектрометрического оборудования, мишенного узла

Микротрон - многоцелевой ускоритель электронов, позволяющий получать первичные и вторичные пучки частиц для различных исследований. Первичным пучком является пучок электронов К вторичным пучкам относятся тормозное излучение (гамма-пучки) и нейтроны, получаемые в результате (у, п) -реакции на тяжелых металлах, а также смешанное у-п поле

Основные параметры микротропа

Максимальная энергия ускоренных электронов, МэВ 25

Диапазон изменения энергии, МэВ 5-25

Средний ток ускоренных электронов, мкА 25

Поток фотонов, с"1 3 014

Плотность потока тепловых нейтронов, см"2 с"1 109

Плотность потока быстрых нейтронов, см"2 с"1 108

Потребляемая мощность, кВт 20

В работе использовалось следующее спектрометрическое оборудование'

- детектор из сверхчистого Ое с разрешением 1,5 кэВ на линии 1,33 МэВ (б0Со) для измерений гамма-активности;

- 81(Ли)-де гектор площадью 0,6 см2 и разрешением 16 кэВ для измерений альфа-активности;

- ЯК1л) детектор с разрешением -200 эВ на линии 17еК,„1 (Еу = 6,4 кэВ) для рентгепо-флюоресценшого анализа с возбуждением рентгеновскою излучения радиоизотопным источником |0<;1Сс1

Используемый в работе мишенный блок представляет собой открытый с одной стороны алюминиевый держатель, в центр которого помещается контейнер с мишенью После этого открытая сторона держателя плотно закрывается алюминиевой фольгой толщиной 50 мкм и держатель жестко крепится непосредственно за вольфрамовым конвертором электронов. Данная конструкция обеспечивает соосность мишени и пучка фотонов, что позволяет максимально использовать его интенсивность. (Рис. 1)

Определение оптимальных геометрических размеров мишеней

Мишень, представляющую собой набор из 34 пластин из природного молибдена, облучали потоком фотонов МТ-25. Толщина каждой пластины составляла 300 мкм, высота и ширина - по 24 мм. Расстояние от конвертора электронов до мишени составляло 5 мм. Максимальная энергия фотонов составляла 24 МэВ, ток электронов - 15 мкА. После окончания облучения каждую пластину измеряли на гамма-спектрометре. Для пластин под номерами: 1, 5, 9, 18, 26 и 34 проводили измерение распределения активности по площади каждой

пластины. По экспериментальным данным были построены кривые распределения интенсивности потока фотонов с энергиями выше пороговой энергии для реакции 100Мо(у, п) в поперечной и продольной плоскостях пучка (рис. 2).

Пучок электронов

V? - конвертор электронов

А1 - держатель

Контейнер с мишенью Си мониторы; 0 8 мм

Рис. 1. Схема облучения тонких мишеней на МТ-25.

° I 1 I 1 I 1 I 1 I 1 I 1 I ■ I 1 I 1 I 1 I 1 I 1 1 12 10 8 6 4 2 0 2 4 6 8 10 12

Расстояние от центральной оси мишени (мм)

Рис. 2. Распределение интенсивности пучка фотонов в поперечной и продольной плоскостях.

На основании полученных результатов был сделан вывод о том, что диаметр мишени, равный 8-10 мм, наиболее полно отвечает условиям задач по наработке больших удельных активностей на микротроне МТ-25 ЛЯР ОИЯИ. Что касается толщины мишени, то она, как правило, определяется заданным количеством мишенного материала.

Получение 99тТс в реакции ИЮМо(у, п)99Мо —> 99тТс с использованием мишеней из "шМоОз и металлического па,Мо

Для определения выхода "Мо облучали мишени из пшМо (9,6% 1ииМо) в виде фольги и 100МоОз (содержание |00Мо - 99,9%) в виде порошка. Масса фольги составляла 125,5 мг, масса |00МоОз -15,6 мг. В случае фольги мишень располагали непосредственно в мишенном блоке, а в случае оксида молибдена мишень помещали в цилиндрический алюминиевый контейнер с внутренним диаметром 8 мм, который затем закрепляли в мишенном блоке. Максимальная энергия фотонов составляла 24 МэВ, ток электронов - 15 мкА (Таблица 1).

100»

Таблица 1. Условия облучения молибденовых мишеней гамма-квантами на микротроне МТ-25 и результаты выхода "Мо

№ п/п Мишень Ток, мкА Время облучения, ч Содержание 10(ГМо, мг Выход ууМо на время окончания облучения (кБк/мкАчмг 100Мо)

1 па'Мо-фольга 15 1,5 12,05 3,2

2 ,У0МоОз 15 2,0 10,52 3,1

Из результатов опытов следует, что облучение Юг100Мо (обогащение 99,9%) в течение 100 часов при токе 25 мкА и энергии электронов 25 МэВ приведет к накоплению активности "Мо порядка 10й Бк.

Облучение 10 г природного молибдена (9,6% 100Мо) в тех же условиях приведет к накоплению активности "Мо порядка Ю10 Бк, что соответствует характеристикам промышленных генераторов Тс.

Облученные мишени охлаждали в течение 20 часов и проводили выделение Тс по следующей схеме:

1. Растворение мишени в растворе 2 М №011.

2. Соосаждение № с гидроокисью железа. Центрифугирование.

3. Перевод "Мо в форму фосфорномолибдата натрия.

4. Сорбция фосфорномолибдата натрия на хроматографическом АЬОз.

5. Перенесение АЬОз с сорбированным 99Мо на колонку.

6. Промывка колонки 2 мл раствора 0,03 М НС1 с бромом для стабилизации Мо (VI).

7. Промывка колонки 20 мл Н^О.

8. Элюирование "тТс 0,85%-ным раствором ЫаС1.

Выход """Тс в данной методике составляет 80%, содержание радиоактивных примесей не превышает 10'5 Бк/Бк.

Получение 99тТс в реакции '00Мо(у, п)99Мо -^ 99тТс с использованием

мишени из карбонша молибдена

Мишени, содержащие 60 и 37 мг кристаллического порошка ла1Мо(СО)(„ облучали потоком фотонов микротрона с максимальной энергией 24 МэВ Время облучения составило 30 минут. Затем облученный порошок карбонила молибдена помещали в перегонную установку (рис. 3) и проводили отгонку карбонила молибдена из мишенного контейнера в приемный контейнер. Схема разделения Мо и Тс дана на рис. 4.

Рис. 4. Схема выделения "Тс из облученной мишени.

Температуру в процессе отгонки поддерживали в интервале 90-100°С. Приемный контейнер охлаждали жидким азотом. Время отгонки составило 1 час. Результаты опытов с мишенями из карбонила молибдена даны в таблице 2

Таблица 2. Результаты опьпов с Мо(СО)6

№ Образец, Опыт Содержание Мо, Содержание Тс,

п/п мг % %

1 60 Кубовый остаток 34 70

Дистиллят 66 30

2 37 Кубовый остаюк 30 64

Дистиллят 70 36

После отгонки карбонила молибдена в кубовом остатке остаются 99тТс (-67+3%), -32+2 % активности 99Мо (фактор обогащения 99Мо - 104), а также радиоизотопы 95'97ЫЬ, образовавшиеся по реакции 9б"98Мо(у, р) После накопления 9тТс в приемном контейнере снова проводили отгонку карбонила молибдена. При этом в приемном контейнере остается только "тТс (70%), который смывали 0,9 % раствором ЫаС1. Таким образом, данная система может быть использована в качестве сублимационного генератора 99гпТс.

Детектирование 99Мо во всех образцах производили на гамма-спектромегре по линии Ег = 181,1 кэВ (6,06%), "т'Гс - Е,= 140,5 кэВ (88,9%), 961МЬ Е, *" 569 кэВ (55.7 %). Количество молибдена в полученных препаратах "Тс определяли рентгенофлуоресцешным меюдом Содержание молибдена в препаратах не превышало 10~6 г Результаты измерения рентгеновских и гамма-спектров препаратов Гс, полученных в опытах, представлены на рис. 5, 6. Содержание радиоактивных примесей в конечном продукте не превышало 10"5 Бк/Бк.

Номер канала

Рис. 5. Рентгеновский спектр препарата "тТс

1482 1235 988 741 494 247

140,5 кзВ

ы

174

Е, кзВ

261

X

ни

Р,сВ

Рис. 6. Гамма-спектр препарата "тТс

Применение мишеней из обогащенного |00Мо более предпочтительно, т.к. при облучении |00Мо фотонами с максимальной энергией до 24 МэВ не происходит наработка долгоживущих примесей (909' 9,т93т,Мо и ч7 96<"0'тТ\'Ь, что имеет место при облучении мишеней из па1Мо.

При взаимодействии электронов с материалом тормозной мишени, фотонов с облучаемым препаратом и конструкционными материалами мишенного блока образуются нейтроны. Для представленных экспериментальных условий поток тепловых нейтронов равный 105 н ем"2 с"' оценен нами с использованием реакции |97Аи(п, у)198Аи. Нуклиды, образующиеся в результате реакции

100»

'Мо(п, у)'01Мо (Т,,2=14,6 мин)

Р-

■> |01Тс (Т|д= 14,2 мин)

Р-

-> ""Яи (стаб.)

через несколько часов после активации полностью распадаются в стабильный ""Яи. Таким образом, радиохимическая чистота препарата 99тТс определяется только изотопной чистотой |00Мо.

Получение 225Ас в реакции 226Яа(у, п)225Ка р > 225Ас

Для определения выхода 225Ас были изготовлены две тонкие мишени, содержащие по 0,65 мкг 226Яа каждая. Одна мишень представляла собой смесь порошков сульфатов бария и радия, а другая - нитрат радия на алюминиевой подложке. Химическая форма мишеней определялась технологией извлечения и концентрирования радия из его источников, имеющихся в наличии. Каждую

мишень помещали в отдельный цилиндрический алюминиевый контейнер диаметром 8 мм и высотой 5 мм Контейнер закрывали алюминиевой крышкой толщиной 0,1 мм.

Контейнер закрепляли в мишенном блоке. Мишени облучали фотонами микротрона МТ-25 в течение 30 и 20 часов при токе электронов 15 мкА и максимальной энергии фотонов 24 МэВ.

Облученые мишени охлаждали в течение 18 суток для максимального накопления 225Ас, контролируя на гамма-спектрометре изменение активности актиния по его дочерним продуктам 221Рг (Еу = 217,6 кэВ, 12,5%, Т[д = 4,8 мин) и 213В1 (Еу = 439,7 кэВ, 27,3%, Т\а = 45,6 мин). Условия облучения радиевых мишеней гамма-квантами на микротроне МТ-25 и результаты выхода 225Ас представлены в таблице 3.

Таблица 3. Условия облучения радиевых мишеней гамма-квантами на микротроне МТ-25 и результаты выхода 225Ас__

Мишень Содержание Ra (мкг) Ток электронов (мкА) Время облучения (ч) Выход ""'Ас на tcu, = 18 суток (Бк/ч-мкА-мг 226Ra)

RaS04+BaS04 0,65 15 30 550

Ra(N03)2 0,65 15 20 550

Через 18 суток после окончания облучения мишень из RafNCb^ растворяли в 9 М HCl, раствор упаривали до влажных солей, которые растворяли в 0,1 М HCl. Далее разделение продуктов реакции проводили методом ионообменной хроматографии по следующей методике:

1. Исходный раствор 0,1 М HCl объемом 0,5 мл переносили на катионообменную колонку 0,2 х 4 см, содержащую катионит Dowex-50 (200-400 меш).

2. Колонку промывали раствором 9 М HCIO4 объемом 4 мл (вымываются Ra, Po, Pb, Bi)

3 . 225Ас элюировали раствором 5 М HNO3 объемом 1 мл.

Спектрометрические измерения различных фракций и конечного препарата проводили с использованием гамма- и альфа-спектрометров Источники для альфа-спектрометрии были изготовлены путем нанесения аликвоты, отобранной из фракции актиния, на подложку из нержавеющей стали с последующим испарением раствора. Детектирование 225Ас производили по линиям с Еа = 5,581 МэВ (1,2 %), 5,609 МэВ (1,2 %), 5,638 МэВ (4,4 %), 5,683 МэВ (1,3 %), 5,724 МэВ (3,2 %), 5,732 МэВ (10,2 %), 5,792 МэВ (8,7 %), 5,794 МэВ (18,2 %), 5,830 МэВ (50,9 %).

Результаты а-измерений препарата 225Ас представлены на рис. 7. В представленном спектре фон от альфа-частиц с энергией 4,785 МэВ (94,4 %), 4,602 МэВ (5,55 %), относящихся к 226Ra, соответствовал его содержанию в препарате на уровне 610"5 Бк.

"1 -■—Г"Ч—| I "I

4000 4500 5000 5500 6000 6500 7000 7500 8000 8500 9000 950010000

Энергия (кэВ)

Рис. 7. Альфа спектр препарата 225Ас.

С целью определения разницы в величинах радиационных выходов 225Яа при облучении тонкой и толстой мишеней из 226Яа были поставлены модельные опыты с использованием в качестве мишени хлорида свинца Тонкая мишень диаметром 8 мм содержала 9,6 мг порошка РЬСЬ (7,2 мг по РЬ). Толстая мишень представляла собой стальной цилиндр с внутренним диаметром 8 мм, в который помещали порошок РЬСЬ массой 2,69 г (2,008 г по РЬ). Обе мишени облучали в течение 10 минут при токе электронов 15 мкА и максимальной энергии фотонов 24 МэВ. Измерения активности мишеней проводили спустя 5 суток после окончания облучения. В случае толстой мишени облученный порошок РЬСЬ извлекали из трубки, тщательно перемешивали и отбирали пробу массой 13 мг (9,7 мг по РЬ), которую измеряли в тех же геометрических условиях, что и тонкую мишень. Результаты экспериментов с учетом выбранных геометрических параметров показали уменьшение удельной активности для толстой мишени не более, чем на 20% по сравнению с таковой для тонкой мишени (Таблица 4).

Таблица 4. Облучение тонкой и толстой мишеней из РЬСЬ-

Мишень Содержание па'РЬ (мг) Ток электронов (мкА) Время облучения (мин) Выход 203РЬ на время окончания облучения (Бк/чмкАмг ла1РЬ)

РЬС12 7,2 15 10 34

РЬСЬ 2008 15 10 28

Таким образом, на микротроне МТ-25 при токе электронов 25 мкА и времени облучения 100 часов с 10 мг (1 г) 226Ла можно получить до 107 Бк (109 Бк) 2 5Ас. При использовании линейных ускорителей электронов, где энергии гамма-

квантов могут достигать до 50 МэВ, токи электронов - 500 мкА и более, можно получать более 1 Ки 225Ас менее чем за 100 часов облучения 1 г 22бЯа.

Как уже отмечалось, при взаимодействии электронов с материалом тормозной мишени, фотонов с облучаемым препаратом и конструкционными материалами мишенного блока образуются нейтроны. Поэтому величина отношения 227Ас/225Ас будет определяться наработкой 227 Ас в реакции

226Яа(п, у)227Яа —» 227Ас. Сечение захвата тепловых нейтронов для 226Яа составляет по литературным данным 12,8 барн. Следовательно, для экспериментальных условий, представленных в таблице 3, величина отношения активностей 227Ас/225Ас не превысит 1,8-10"9 Бк/Бк.

Из результатов опытов видно, что чистота 225Ас, получаемого по реакции 22611а(у, п) зависит от чистоты исходного 22б11а и от интегрального потока фотонов.

Выход 225Ас повышается 1,5 раза, если производить не одну, а несколько последовательных операций по выделению его из облученной мишени.

Получение 237II в реакции ти(у, п) с использованием метода сбора ядер отдачи

Успешное применение этого метода возможно в том случае, когда облучаемый элемент обладает способностью существовать, по крайней мере, в двух достаточно устойчивых валентных состояниях, а химические соединения, в которых стабилизируется радиоактивный изотоп, могут быть сравнительно легко отделены от исходного соединения мишени Кроме того, используя большие пробеги ядер отдачи, возникающие при реакции (у, п), можно проводить обогащение радиоактивных изотопов с помощью мелкодисперсных систем, например систем жтв (жидкость • твердое) и твтв При этом одна фаза действует как донор, а другая - как акцептор радиоактивного элемента.

Для определения выхода 237и в реакции 238и(у, п)237и облучали фольгу из металлического природного урана с содержанием 238и - 3,8 мг и порошок диоксида урана (""'иОг), содержащего 11 мг2 811 (Таблица 5) Мишени помещали в мишенный блок Облучение проводили в течение 5 часов потоком фотонов с максимальной энергией фотонов 24 МэВ на микротроне МТ-25 Ток электронов был равен 15 мкА

Таблица 5. Условия облучения урановых мишеней гамма-квантами на микротроне МТ-25 и результаты выхода 237Ц. __

№ Образец 2,8и Количество Гок, Время Выход "''и на

п/п 218и, (мкА) облучения, конец облучения,

(мг) (ч) (Бк/мкА ч мг 238и)

1 ла,и - фольга 3,8 15 5 1100

2 па|и02 - порошок 11 15 5 1000

Облученные мишени охлаждали в течение 24 часов и измеряли на гамма-спектрометре По результатам измерений был оценен выход 237и, который соответствовал 1 кБк/мкА-ч мг 238и

Такие же условия облучения были при проведении экспериментов по сбору ядер отдачи 237и в приведенных ниже системах тв:тв с содержанием 238и в каждой мишени равным -10 мг (Табл. 6):

1. Смесь порошков карбида урана и хлорида натрия. Мишень после облучения и охлаждения обрабатывали раствором (ЬЧЦ^СОз

2. Смесь порошков карбида урана и лимоннокислого натрия. Мишень после облучения и охлаждения обрабатывали раствором (МЬЦ^СОз.

3. В серии опытов использовали смеси порошков ИОгСЬ или иСЬ^ОзЬ с фторидами элементов 1-3 групп таблицы Менделеева Макрокомпонент иСЬСЬ (иСШОзЬ) из облученной смеси после охлаждения отмывали раствором 0,1 М НС1, 0,1 М РГЫОз и растворами 0,1 М НС1 в присутствии фторидов элементов 1 -2 групп таблицы Менделеева

Разделение осадков и растворов проводили фильтрацией через трековые мембраны с диаметром пор равным 0,1 мкм или центрифугированием.

Таблица 6. Результаты экспериментов по сбору ядер отдачи 237Ц

№ п/п Мишень Условия разделения Удельная активность IJ, (кБк/мг 238U) Мишень/препарат

1 UC+NaCI Раствор (NH„)2C03 75/630

2 UC+Na лимоннокислый. Раствор (NH4)2CO, 75/750

3 U02CI2+LaF3+CaF2 0,1 МНС1, центрифугирование 75/2000

4 №2Cl2+LaF3+CaF2 0,1 M HCI+ CaF2> центрифугирование 75/4900

5 U02(N03)2+ LaF3+CaF2+NaF 0,1 М HNO,, фильтрация 75/49500

В веществе-сборнике концентрировались 237 И (сечение реакции 238и(у, п) 2 300 мб) и продукты деления урана (сечение реакции 238и(у, 1) 2 170 мб) Как видно из таблицы 6, в опытах с применением труднорастворимых фторидов в качестве вещества-сборника ядер отдачи достигнуты значительно большие коэффициенты обогащения 237и. Это можно объяснить тем, что ядра отдачи 237и стабилизируются в низких валентных состояниях и способны в отличие от 11(У1) образовывать труднорастворимые соединения с ионами фтора, что способствует их более прочному удержанию в веществе-сборнике и тем самым улучшает очистку от 38и, имеющего степень окисления (VI) в веществе мишени. Кроме того, повышенная растворимость в водной среде ЫаР, использованного в качестве добавки в опыте № 5 также способствует увеличению коэффициента очистки от 238и, однако выход 237и при этом тоже снижается.

Для очистки от продуктов деления при фторидном выделении радиоизотопов (пп. 3-5 Табл. 6) применяли схему разделения, представленную на рис. 8.

Облученная мишень

одм на

+ СаЕ,

Отмывка 2ми. Центрифугирование, или фильтрация.

5М ШО,

+ н,во5

КВЮ, до

Кипячение. Растворение мишени.

конц, 0,1 моль/л

Стабилизация и(\Т). Термостатирование при 90°С в течение 60 мин.

до

конц. 6 моль/л 30% ТБФ

в керосине

1М СН,С001Ча

Экстракция и(У1)

Реэкстракция 11(У1).

9М НС1

Упаривание р-ра, перевод II в форму хлорида.

©

© 1 мл 10% 9М на

в этаноле

(5) 0,5 мл зм на^

20% Н7и

"«и >99% и часть ОД

Примеси: "вг, "-У, ,5 ,7гг, "'7МЬ, "Мо, "-Тс, 'ИШ1, '«ЯЬ, "Ч, '"Се, 152Те, 1401,а, ■«Ва,141 '"С'е, ,4'М, 47Са

» г

СЛ Ц

•3 "

& *

® 5

ф П2Сч, '"Ьа, '"Се

ф ,7гг, "¡ЧЬ, '"Те

©

Примеси:

"7л- - 0,6%

"1ЧЪ 0,7%

1ИСв - 0,07%

'»Те - 0,8%

,4вЬа - 0,8%

'"Се - 0,3%

Рис. 8. Схема выделения и очистки 237и

Спектрометрические измерения различных фракций и конечного препарата производили с использованием гамма- и рентгеновского спектрометров Детектирование 237и производили по линиям с Еу = 0,06 МэВ (36%), 0,114 МэВ (0,06%), 0,165 МэВ (2,0%), 0,208 МэВ (23%) Содержание 238и в препаратах определяли с помощью рентгено-флюоресцентного анализа Радионуклидную чистоту препарат оценивали как отношение активности примеси к акшвности основного радионуклида, выраженное в Бк/Бк, а удельную активность - как отношение активности препарата к массе содержащегося в нем 238и, нормированной на 1 мг.

Выход 237и в результате переработки мишени и по схеме, представленной на рис 8 составил 70% (Табл 6, пп. 3, 4) и 30% (Табл 6, п 5)

Из полученных результатов следует, что повышение удельной активности 237и достигает двух-трех порядков при использовании для облучения смесей порошков ИСЬОг (иОг(НОз)2) с фторидами элементов 1-3 групп таблицы Менделеева.

На рис. 9 и 10 даны спектры рентгеновского- и гамма- излучений препарата 237и. Содержание примесей радионуклидов в препарате 2 711 не превысило величину 10~5 Бк/Бк.

При облучении природного урана фотонами до 25 МэВ и образовавшимися нейтронами не наблюдается реакций, приводящих к образованию такого количества изотопов урана, которое бы нарушало изотопную чистоту конечного

237 237

продукта - и и определяющим является разделение V и и.

8000-,

6000-

>- 4000 -

2000-

14,0 кэВ

17,8 кэВ 16,9 кэВ 16,1 кэВ

3,4 П,9| кэВ кэВ

^—и

20,8 кэВ 21,5 кэВ (26,4 кэВ

59,5 кэВ

1000

--1-

2000

Каналы

3000

4000

Рис. 9. Рентгеновский спектр препарата 237и

97,1

59,5 юВ юВ

101,1 юВ

208,0 юВ

267,5 гаВ

л

"332,Т юВ

162

324

Е, оВ

1 [ . т

Рис. 10. Гамма-спектр препарата 237и

Выводы

3.

4.

Впервые экспериментально

100

Мо(у, п)99Мо

99га.

Тс,

226Яа(у, п)22511а

показано, что 225Ас,

фотоядерные реакции 238и(у, п)237и позволяют

получать целевые радионуклиды с высокой (на уровне 10"5 -10"6 Бк/Бк) радионуклидной чистотой конечных препаратов.

Разработаны физико-химические основы технологии "тТс , включающей облучение исходных мишеней из металлического молибдена и оксида молибдена (VI) фотонами с максимальной энергией 24 МэВ в близких к оптимальным условиях, обеспечивающих выход (ЕОВ) 99Мо = 3,2 кБк/мкА-ч мг |00Мо (при времени облучения до 100 часов), с последующим радиохимическим выделением и концентрированием 1с с использованием сорбционного генератора на основе фосфорномолибдата натрия и оксида алюминия.

Разработана методика получения 99тТс , включающая облучение исходных мишеней из карбонила молибдена фотонами с максимальной энергией 24 МэВ

с последующим выделением и концентрированием сублимационного генератора.

99т.

1с с использованием

Разработана методика получения 226

225

Ас, включающая изготовление исходных

мишеней из Иа, облучение их фотонами с максимальной энергией 24 МэВ в

близких к 22,Ас = 550 Бк/мкА ч мг

оптимальным условиях, обеспечивающих выход 226Яа (при времени облучения 30 часов и охлаждении

мишени в течение 18 суюк), с последующим радиохимическим выделением и концентрированием ^ Ас с использованием катионообменной хроматографии

5. Впервые разработан способ получения препаратов 237U с высокой удельной активностью с использованием метода сбора ядер отдачи, включающий изготовление композиционных мелкодисперсных порошкообразных мишеней из смеси порошков уранила и фторидов лантана и кальция, облучение их фотонами с максимальной энергией 24 МэВ в близких к оптимальным условиях, обеспечивающих выход (ЕОВ) 237U =• 1 кБк/мкА ч-мг U (при времени облучения до 240 часов), с последующим радиохимическим выделением и концентрированием 237U с использованием методов экстракции и ионного обмена. Способ защищен патентом РФ

Публикации

1. Дмитриев С.Н , Маслов О.Д., Сабельников А В , Белов А Г. Получение 236Ри в реакции 237Np(y, п)//Радиохимия. 1998 Т 40 - 6. С 533-537.

2. Sabelnikov A.V., Dmitriev S.N., Maslov О D. Production of the 236Pu and 237U in (y, n) Reactions. // Workshop. Monitoring of Natural and Man-Made Radionuclides and Heavy Metal Waste in Environment, Abstracts, 2-5 Nov 1999, Dubna, Russia, Dubna,1999, p.91.

3. Dmitriev S.N., Maslov O.D., Sabelnikov A.V , Belov A.G. Production of 225Ac in the 226Ra(y,n) reaction // Scientific Report 1997-1998, FLNR, Joint Inst. Nucl Research. -Dubna, 2000. -P.332.

4. Sabelnikov A.V., Maslov O.D., Belov A G , Dmitriev S N Production of "mTc in the l00Mo(y,n) reaction // Scientific Report 1997-1998, FI NR, Joint Inst Nucl. Research. -Dubna, 2000. - P.333.

5. Sabelnikov A.V., Dmitriev S.N, Maslov О D. Production of "Mo(99mTc) and 237U in (y, n) Reactions. // NRC5. 5th International Conference on Nuclcar and Radiochemistry, Extended Abstracts, Sept. 3-8, Pontresina, Switzerland, 2000, pp.692-693.

6. Sabelnikov A.V, Dmitriev S.N, Maslov O.D. Possibility of Production of 99Mo(99mTc) and 237U in Photonuclear Reactions on the MT-25 Compact Accelerator of Electrons. // III Russian Conference on Radiochemistry, Radiochemistry-2000, Thesis of Reports,28 Nov - 1 Dec. 2000, St. Petersburg, 2000, p.252.

7. Zaitseva N.G, Dmitriev S.N, Maslov О D, Starodub G Ya, Sabelnikov A V , Shishkin S.V, Shishkina T.V. Radioisotopes in Life Sciences. Production of HighPure Radionuclide Sources at FLNR, JINR // Radionuclides and Heavy Metals in Environment / Ed. Frontasyeva M.V et al Kluwer Academic Publishers, 2001 -P.107-112.

8. Sabelnikov A.V, Dmitriev S.N, Maslov O.D, Belov A.G Production of 22^Ас in the 226Ra(y,n) reaction // 14th Radiochemical Conference, 14lh - 19th April 2002, Marianske Ьагпё, Czech Republic, Booklet of Abstracts, 2002, p.224.

9. Maslov O.D, Dmitriev S.N, Sabelnikov A.V. Possibilities of production of technetium short-lived radioactive isotopes // The 3 Russian-Japanese Seminar on

Technetium, June 23 - July 1 2002, Dubna, Russia, Extended Synopses, 2002, pp.104 - 106.

10. Sabelnikov A.V., Maslov O.D, Dmitriev S.N., Belov A.G. Production of 225Ac in photonuclear reaction on the microtron MT - 25 // Scientific Report 2001-2002, FLNR, Joint Inst. Nucl Research. -Dubna, 2003. -P. 187.

11. Sabelnikov A.V., Maslov O.D., Gustova M.V., Molokanova L.G., Dmitriev S.N., Belov A.G. Production of 237U in U(y,n) reaction by means of recoil nucleus collection // Scientific Report 2001-2002, FLNR, Joint Inst Nucl. Research. -Dubna, 2003.-P. 188.

12 Maslov O.D., Sabelnikov A.V., Gustova M.V., Molokanova L.G., Dmitriev S.N. Use of the photonuclear reactions for environmental research // First Coordination Meeting on Perspectives of Life Sciences Research at Nuclear Centers, 21s' - 27th September 2003, Riviera. Zlatny Piasatsi (Golden Sands), Bulgaria, Programme, Abstracts, List of Participants, 2003, pp.40 - 41

13. Sabelnikov A.V., Maslov O.D , Molokanova L.G, Gustova M.V., Dmitriev S.N. "Mo/99 mTc generator based on molybdenumcarbonyl with using Mo(y,n) reaction // First Coordination Meeting on Perspectives of Life Sciences Research at Nuclear Centers, 21s1 - 27th September 2003, Riviera, Zlatny Piasatsi (Golden Sands), Bulgaria, Programme, Abstracts, List of Participants, 2003, p 53.

14. Сабельников А.В., Маслов О Д , Дмитриев С.Н. Производство 237U в реакции 238U(y,n) с использованием микротрона МТ-25 // Четвертая российская конференция по радиохимии «Радиохимия - 2003», 20-25 октября 2003, Озерск, Россия, тезисы докладов, 2003, с.298.

15. Маслов О.Д., Дмитриев С.Н., Сабельников А.В. Перспективы получения радионуклидов для ядерной медицины и радиоэкологии на электронном ускорителе - микротроне МТ-25 // Четвертая российская конференция по радиохимии «Радиохимия - 2003», 20-25 октября 2003, Озерск, Россия, тезисы докладов, 2003, с.299.

16. Maslov O.D., Dmitriev S N., Sabelnikov A.V., Gustova M.V., Molokanova L.G., Belov A.G. Production of Radioactive Isotopes by Photonuclear Reactions Using the MT-25 Microtron // Эрдэм Шинжилгээний Бичиг (Scientific Transactions), No. (10). -Ulaanbaatar, 2003. -C. 50-55

17. O.D.Maslov, S.N. Dmitriev, Sabelnikov A V., Gustova M.V., Molokanova L G., Belov A.G. Possibility of Production of Radioactive Isotopes for Bio-Medical Research, Nuclear Medical Application and Ecology by Photonuclear Reactions // Book of Abstracts. The Fifth International Conference "Modern Problems of Nuclear Physics", Samarkand, Uzbekistan, 12-15 August 2003, Samarkand -P 307 - 308.

18 Густова M В., Дмитриев С H , Маслов О Д , Молоканова Л.Г., Оганесян Ю Ц , Сабельников А В. Способ получения изотопа урана-237. Патент РФ № 2262759 от 18.11.2003.

19. Сабельников А.В. Маслов О.Д., Густова MB., Белов А Г, Дмитриев СН Получение 237U в фотоядерной реакции 238U (у,п) на ускорителе электронов -

микротроне МТ-25. Препринт ОИЯИ Р12-2004-193. Дубна, 2005, 8 с (принято к публикации в журнале «Радиохимия»)

20. Маслов О.Д., Сабельников A.B., Дмитриев С.Н. Получение 225Ас в фотоядерной реакции 226Ra (у,п) на ускорителе электронов - микротроне МТ-25. Препринт ОИЯИ PI 2-2004-209. Дубна, 2005, 8 с. (принято к публикации в журнале «Радиохимия»)

21. Сабельников A.B., Маслов О.Д., Молоканова Л.Г., Густова М.В, Дмитриев • С.Н. Получение 99Мо и "тТс в фотоядерной реакции |00Мо (у,п) на ускорителе

электронов - микротроне МТ-25 Препринт ОИЯИ Р12-2004-210 Дубна, 2005, 8 с. (принято к публикации в журнале «Радиохимия») I 22. Сабельников A.B., Маслов О.Д., Густова М.В., Белов А.Г., Дмитриев С Н

Применение фотоядерной реакции 238U(y, п) для разделения и концентрирования урана-237 // II Международный симпозиум «Разделение и концентрирование в аналитической химии и радиохимии», 25-30 сентября 2005, Краснодар, Россия, Материалы II Международного симпозиума, 2005, с. 254-255.

23. Маслов О.Д., Сабельников A.B., Густова MB, Дмитриев С.Н. Получение, разделение и концентрирование радионуклидов для биомедицинских и экологических исследований, полученных в результате фотоядерных реакций // II Международный симпозиум «Разделение и концентрирование в аналитической химии и радиохимии», 25-30 сентября 2005, Краснодар, Россия, Материалы II Международного симпозиума, 2005, с. 373-375.

Получено 13 января 2006 г

*

I

о

XooQb

«И 4 6 5?

Отпечатано методом прямого репродуцирования с оригинала, предоставленного автором.

Подписано в печать 17 01 2006 Формат 60 х 90/16 Бумага офсетная Печать офсетная Уел печ. л. 1,31.Уч-изд л 1,83 Тираж! 00 экз Заказ №>55181

Издательский отдел Объединенного института ядерных исследований 141980, г. Дубна, Московская обл., ул Жолио-Кюри, 6 E-mail. publish@pds jinrru www jirir ru/pubhsh/

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. Литературный обзор.

1.1. Ядерно-физические характеристики и методы получения 99тТс.

1.2. Ядерно-физические характеристики и методы получения 225Ас.

1.3. Ядерно-физические характеристики и методы получения 237U.

1.4. Химические изменения, индуцируемые реакцией (у, п).

ГЛАВА 2. Экспериментальная часть.

2.1. Параметры используемого в работе компактного ускорителя электронов — МТ-25 микротрона, спектрометрического оборудования, мишенного узла.

2.2. Получение 99тТс в реакции ,00Мо(у, n)99Mo 99тТс с использованием мишеней из 100МоОз и металлического natMo.

2.3. Получение 99тТс в реакции I00Mo(y, n)99Mo 99тТс с использованием мишени из карбонила молибдена.

2.4. Получение 225Ас в реакции 226Ra(y, n)225Ra 225Ас.

2.5. Получение U в реакции U(y, п) с использованием метода сбора ядер отдачи.

ВЫВОДЫ.

СПИСОК ПУБЛИКАЦИЙ.

Актуальность темы. В настоящее время потребление радиоактивных изотопов в мире продолжает увеличиваться. Этому способствует все более возрастающий интерес к таким отраслям науки, как ядерная медицина, радиофармацевтика, радиоэкология. Постановка новых задач в экологических исследованиях, освоение синтеза новых фармакологических препаратов, способных доставлять радионуклиды к различным органам человеческого тела, позволяет не только расширить применение уже известных в этих областях науки радиоизотопов, но и открывает возможности для использования радионуклидов, ранее не получивших широкого применения в медицине и экологии.

Изотоп 99шТс очень широко используется в ядерной медицине для, диагностики различных заболеваний человека, таких как острый инфаркт миокарда, метастазы в костных тканях, нескелетогенные опухоли, злокачественные опухоли в различных органах, а также при сцинтиграфии скелета, мечении эритроцитов, диагностике почек, печени, селезенки, костного мозга. Это объясняется практически идеальным сочетанием его ядерно-физических свойств с возможностью ежедневного получения радионуклида из генератора непосредственно в клинике и синтеза большого количества простых и комплексных соединений, коллоидных препаратов, которые могут быть использованы в самых различных клинических ситуациях. В настоящее время мировое потребление этого радионуклида превышает 200000 Ки в год и продолжает увеличиваться. Поэтому совершенствование технологии получения Тс остается крайне актуальной задачей.

Изотоп актиния с массовым числом 225 также представляет большой интерес для ядерной медицины. В настоящее время он используется в качестве материнского нуклида для получения 213Bi, который находит применение при радиотерапии раковых заболеваний, в особенности - микрометастазов опухолей. Однако 225Ас может быть и сам применен для этих же целей, благодаря своим ядерно-физическим свойствам, а именно: распад посредством испускания ос-частиц, сравнительно небольшой период полураспада (10 суток) и наличие в цепочке распада дополнительно трех дочерних короткоживущих альфа-излучателей. Это несомненно приведет к увеличению потребности в Ас в ближайшем будущем.

237

U представляет интерес для применения в радиоэкологических исследованиях при изучении поведения урана в биосфере, а также в лабораторных экспериментах по моделированию его поведения в различных природных и техногенных системах.

Основными способами получения 99шТс и 225Ас в настоящее время являются: для 99тТс — облучение обогащенного 98Мо быстрыми, или тепловыми

98 235 нейтронами в реакции Мо(п, у), или при делении U из возбужденного тепловыми нейтронами состояния (облучения проводят в высокопоточных ядерных реакторах), для Ас - облучение Ra протонами в реакции 226Ra(p, 2п) (облучение проводят на ускорителях заряженных частиц при энергии протонов 16 МэВ). Эти методы характеризуются высокими сечениями реакций и достаточно большими выходами целевых радионуклидов. Однако их применение не всегда может быть удобным в силу сложностей, связанных с очисткой конечного продукта, утилизацией высокоактивных отходов, необходимостью использования дорогостоящих физических установок.

Изотоп 237U до настоящего времени не нашел широкого применения из-за отсутствия удобных методов его получения.

Вышеуказанное предопределяет актуальность развития альтернативных путей производства данных радионуклидов, которые могли бы служить дополнением к уже существующим методам, а в отдельных случаях и заменять их. Один из таких методов — использование фотоядерных реакций. Сечения этих реакций ниже, чем сечения реакций с участием протонов и нейтронов. Однако при взаимодействии фотонов с ядрами мишени реализуется, как правило, лишь (у, п) канал реакции, т.е. наблюдается образование только целевого нуклида. Это значительно повышает радионуклидную чистоту продукта, упрощает процедуру его выделения, очистки и снижает дозовые нагрузки. К тому же, ускорители электронов, использующиеся в качестве установок для получения пучков фотонов, более компактные и менее энергоемкие по сравнению с ядерными реакторами и ускорителями частиц, что открывает возможности организации небольших производств конкретных целевых радионуклидов в рамках отдельного региона.

На основании вышеизложенного проведение исследований по получению

99тгт- 225 А 237т т ~ препаратов Тс, Ас и U с высокой радионуклиднои чистотои в фотоядерных реакциях представляется актуальным.

Цель работы. Разработка технологии получения препаратов 99тТс, 225Ас, 237и с высокой радионуклидной чистотой в фотоядерных реакциях для применения в радиобиологических и радиоэкологических исследованиях.

Научная новизна. Впервые экспериментально показано, что фотоядерные реакции 100Мо(у, n)99Mo 99mTc, 226Ra(y, n)225Ra 225Ас, 238U(y, n)237U позволяют получать целевые радионуклиды с высокой (на уровне 10"5-10"6 Бк/Бк) радионуклидной чистотой конечных препаратов.

Разработаны физико-химические основы технологии 99тТс в фотоядерных реакциях, включающие облучение исходных мишеней фотонами с использованием микротрона МТ-25, радиохимическое выделение и концентрирование конечных продуктов.

Разработана методика получения 225Ас, включающая изготовление исходных мишеней, облучение их фотонами с использованием микротрона МТ-25 с последующим радиохимическим выделением и концентрированием " Ас.

Впервые разработан способ получения препаратов U с высокой удельной активностью с использованием метода сбора ядер отдачи. Коэффициент обогащения ~ U при этом составляет 10" - 10 . Способ защищен патентом РФ.

Практическая ценность. Полученные результаты дают важную информацию о возможностях применения реакций (у, п) и (у, f) для получения радиоизотопов на микротроне и линейном ускорителе электронов. Разработанные методики дают возможность получать изотопы с характеристиками, позволяющими использовать их в медицинских, а также в радиоэкологических и радиохимических исследованиях (электрофорез Мо-Тс, анализ Th, U, Np и Pu в почвах и природных водах). Препараты 237U применяются в электромиграционных исследованиях и в физических исследованиях возмущенных угловых корреляций (ВУК).

Дальнейшее развитие работ по получению 225Ас и 99шТс в фотоядерных реакциях на пучках электронов компактных ускорителей позволит только на

ЛЛС базе микротрона МТ-25 ЛЯР ОИЯИ получать препараты Ас активностью до 109 Бк, а препараты 99Мо - до 1011 Бк. Внедрение методов получения 237U, 99Мо, Ас в практику работ электронных ускорителей (линейных и микротронов) с учетом их относительно большей доступности, простоты управления и меньших энергозатрат по сравнению с дорогостоящими ускорителями заряженных частиц существенно снизит себестоимость производства данных радионуклидов и расширит область их применения.

Апробация работы. Материалы диссертационной работы докладывались и обсуждались на семинарах Лаборатории ядерных реакций ОИЯИ, VII Международном рабочем совещании по мишеням и мишенной химии (Гейдельберг, Германия, 1997), VI Международной школе-семинаре по физике тяжелых йонов (Дубна, 1997), Рабочем совещании по мониторингу природных и искусственных радионуклидов и тяжелых металлов в окружающей среде (Дубна, 1999), V Международной конференции по ядерной и радиохимии (Понтрезина, Швейцария, 2000), III Российской конференции по радиохимии (Санкт-Петербург, 2000), XIV Международной радиохимической конференции (Марианские Лазне, Чехия, 2002), III Российско-японском семинаре по технецию (Дубна, 2002), Международном научном семинаре по электронным пучкам низких и средних энергий (Дубна, 2003), Рабочем совещании по перспективам применения альфа-распадчиков в медицине (Дубна, 2003), I

Координационном совещании по перспективам исследований в области наук о жизни человека в мировых ядерных центрах (Золотые пески, Болгария, 2003), IV Российской конференции по радиохимии «Радиохимия - 2003» (Озерск, 2003), V Международной конференции по современным проблемам в ядерной физике (Самарканд, Узбекистан, 2003), II Международном симпозиуме по разделению и концентрированию в аналитической химии и радиохимии (Краснодар, 2005).

Публикации. По теме диссертации опубликовано 23 работы.

Объем работы. Работа состоит из введения, 2 глав, выводов и содержит 83 страницы, 11 рисунков, 10 таблиц и список ссылок из 113 наименований.

выводы

1. Впервые экспериментально показано, что фотоядерные реакции 100Мо(у, п)"Мо 99mTc, 226Ra(y, n)225Ra 225Ас, 238U(y, n)237U позволяют получать целевые радионуклиды с высокой (на уровне 10"5-10"6 Бк/Бк) радионуклидной чистотой конечных препаратов.

2. Разработаны физико-химические основы технологии 99тТс, включающей облучение исходных мишеней из металлического молибдена и оксида молибдена (VI) фотонами с максимальной энергией 24 МэВ в близких к оптимальным условиях, обеспечивающих выход (ЕОВ) "Мо = 3,2 кБк/мкА-ч-мг 100Мо (при времени облучения до 100 часов), с последующим радиохимическим выделением и концентрированием 1 с с использованием сорбционного генератора на основе фосфорномолибдата натрия и оксида алюминия.

3. Разработана методика получения 99тТс, включающая облучение исходных мишеней из карбонила молибдена фотонами с максимальной энергией 24 МэВ с последующим выделением и концентрированием 99шТс с использованием сублимационного генератора.

4. Разработана методика получения Ас, включающая изготовление исходных мишеней из 226Ra, облучение их фотонами с максимальной энергией 24 МэВ в близких к оптимальным условиях, обеспечивающих выход

ЛЛС Л

Ас = 550 Бк/мкА-ч-мг Ra (при времени облучения 30 часов и охлаждении мишени в течение 18 суток), с последующим радиохимическим выделением и концентрированием 225Ас с использованием катионообменной хроматографии.

5. Впервые разработан способ получения препаратов U с высокой удельной активностью с использованием метода сбора ядер отдачи, включающий изготовление композиционных мелкодисперсных порошкообразных мишеней из смеси порошков уранила и фторидов лантана и кальция, облучение их фотонами с максимальной энергией 24 МэВ в близких к оптимальным условиях, обеспечивающих выход (ЕОВ)

94*7 / 94Я

U = 1 кБк/мкА-ч-мг U (при времени облучения до 240 часов), с

237 последующим радиохимическим выделением и концентрированием U с использованием методов экстракции и ионного обмена. Способ защищен патентом РФ.

1. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения: Рекомендации МКРЗ: В 2 ч. В 4 кн. / Под ред. А.А. Моисеева. Публикация 38-я. Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1987. 1 ч. 1 кн.

2. Зыков М.П., Кодина Г.Е. Методы получения 99Мо (обзор) // Радиохимия. 1999. Т. 41.-3. С. 193-204.

3. Есихара Х.К. Введение в ядерную химию технеция // Радиохимия. 1997. Т. 39.-4. С. 289-293.

4. Дмитриев С.Н., Зайцева Н.Г. Радионуклиды для биомедицинских исследований. Ядерные данные и методы получения на ускорителях заряженных частиц // Физика элементарных частиц и атомного ядра. 1996. Т. 27.-4. С. 977-1042.

5. АН A., Ache J. Production Techniques of Fission Molybdenum 99 // Radiochimica Acta. 1987. V. 41. - 2/3. P. 65-72.

6. Ryabchikov A.I. et al. Obtaining molybdenum-99 in the IRT-T research reactor using resonance neutrons // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. 2004. V. B213. P. 364-368.

7. Iahara H. et al. // JNDC FP Decay and Yield Data. JAERI-M, 1981. P. 9715.

8. McDaniel F.D., Courtney W.J., Givens W.W. // Proc. SPIE-Int. Soc. Opt. Eng. 1994.-2339. P. 529-534.

9. Герасимов А.С., Киселев Г.В., Ланцов М.Н. Получение 99Мо в ядерных реакторах // Атомная энергия. 1989. Т. 67. — 2. С. 104-108.

10. Петросьянц A.M. и др. Производство радионуклидов в ядерных реакторах // Атомная энергия. 1986. Т. 60. 2. С. 85-91.

11. Beaver J.E., Hupf Н.В. // Journal of Nuclear Medicine. 1971. Y. 12. P. 739.

12. Almeida G.L., Helus F. On the Production of 99Mo and 99mTc by Cyclotron // Radiochemical and Radioanalytical Letters. 1977. V. 28. 3. P. 205-214.

13. Lagunas-Solar M.C. et al. Cyclotron Production of NCA 99mTc and 99Mo. An Alternative Non-reactor Supply Source of Instant 99mTc and 99Mo —► 99mTc Generators // Applied Radiation and Isotopes. 1991. V. 42. 7. P. 643-657.

14. Jamagushi I. et al. Nuclear Reactions of 99Tc with Fast Neutrons of Reactor // Radiochimica Acta. 1993. V. 63.-1. P. 33-36.

15. Давыдов М.Г., Марескин С.А. О возможности получения 99Мо и 99тТс на. ускорителях электронов // Радиохимия. 1993. Т. 35. 5. С. 91-96.

16. Dikiy N.P., Dovbnya A.N., Uvarov V.L. Development of new electron irradiation based technology for technetium-99 production // Proc. of the 6th European Particle Accelerator Conf. "EPAC-98". Stockholm, 1998. P. 23892391.

17. Das S.K. et al. Carrier free separation of 99Mo from fission products // Proc. of the International Symposium on Radiochemistry and Radiation Chemistry "Plutonium 50 Years". Bombay, India, 1991. P. 685.

18. Sameh A. Ali, Leifeld W. Method of separating fission molybdenum // German patent DE4231997. Priority 24.09.1992. Publ. 05.01.1994.

19. Boessert W. et al. Engineering and nuclear technology requirements to be met by a facility for reprocessing shortly irradiated nuclear fuel // Kernenergie. 1984. V. 27.-11-12. P. 469-472.

20. Bernhard G. Separation of radionuclides from a fission product solution by ion exchange on alumina // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Articles. 1994. V. 177. 2. P. 321-325.

21. Bernhard G., Friedrich M. Patent DDR 260715. Applied 15.06.87.

22. Al-Janabi M.A. et al. Radiochemical Separation of 99Mo from natural Uranium irradiated with thermal Neutrons // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Articles. 1987. V. 111. 1. P. 165-175.

23. Michelsen O.B., Hoffman D.C. Rapid Separation of Cerium and Molybdenum from Fission Products // Radiochimica Acta. 1966. V. 6. 3. P. 165-167.

24. Shikata E., Iguchi A. Production of 99Mo and its Application in Nuclear Medicine // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Articles. 1986. V. 102.-2. P. 533-550.

25. Motojima K., Tanase M. Separation of 99Mo from Neutron-Irradiated UO2 by Vacuum Sublimation: Apparatus and Recovery of 99Mo // Applied Radiation and Isotopes. 1977. V. 28. 5. P. 485-489.

26. A.c. ЧССР 197786. Способ получения радионуклида 99Мо из облученных оксидов урана / Fisher M.A. // РЖХимия. 1983. 22Л13П.

27. Михеев Н.Б. и др. Генератор технеция-99м // Радиохимия. 1971. Т. 13.-4. С. 631-633.

28. Tanase М. et al. A 99mTc generator using a new inorganic polymer adsorbent for 99Mo // Applied Radiation and Isotopes. 1997. V. 48. 5. P. 607-611.

29. Serrano Gomez J., Granados Correa F. 99mTc generator with hydrated Mn02 as adsorbent of 99Mo // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Articles. 2002. V. 254. 3. P. 625-628.

30. Boyd R.E. The gel generator: a viable alternative source of 99mTc for nuclear medicine // Applied Radiation and Isotopes. 1997. V. 48. 8. P. 1027-1033.

31. Monroy-Guzman F., Diaz-Archundia L.V., Conteras Ramirez A. Effect of Zr:Mo ratio on 99mTc generator performance based on zirconium molybdate gels // Applied Radiation and Isotopes. 2003. V. 59.-1. P. 27-34.

32. Gurko O.B., Ravkova E.I., Savushkin I.A. Analysis of radioactive wastes formed as a result of the production of 99mTc on the basis of irradiated molybdenum trioxide using a centralized generator as a base // Atomic Energy. 2004. V. 96.-3. P. 191-195.

33. Taskaev E., Taskaeva M., Nikolov P. Extraction generator for 99mTc. sodium pertechnetate production // Applied Radiation and Isotopes. 1995. V. 46. 1. P. <'-"13-16.

34. Zykov M.P. et al. Use of extraction generator for preparing a 99raTc radiopharmaceutical // Radiochemistry. 2001. V. 43. 3. P. 297-300.

35. Нефедов В.Д., Микулай В. Стабилизация дочернего 99mTc после Р-распада 99Мо в молекуле гексакарбонила молибдена // Радиохимия. 1973. Т. 15. — 6. С. 846-852.

36. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения: Рекомендации МКРЗ: В 2 ч. В 4 кн. / Под ред. А.А, Моисеева. Публикация 38-я. Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1987. 2 ч. 2 кн.

37. Халкин В.А., Цупко-Ситников В.В., Зайцева Н.Г. Радионуклиды для радиотерапии. Актиний-225: свойства, получение, применение // Радиохимия. 1997. Т. 39. 6. С. 481-490.

38. Humm J.L. et al. Microdosimetry in radioimmunotherapy // Radiation Protection Dosimetry. 1990. V. 31. 1-4. P. 433-436.

39. McDevitt M.R. et al. Radioimmunotherapy with alpha-emitting nuclides // European Journal of Nuclear Medicine. 1998. V. 25. 9. P. 1341-1351.

40. McDevitt M.R., Ma D., Lai L.T. Tumor therapy with targeted atomic nanogenerators // Science. 2001. V. 294. 5546. P. 1537-1540.

41. Geerlings M.W. et al. The feasibility of Ac as a source of alpha-particles in radioimmunotherapy //Nuclear Medicine Communications. 1993. V. 14. 2. P. 121-125.

42. Koch L. et al. Production of Ac-225 and application of the Bi-213 daughter in cancer therapy // Czechoslovak Journal of Physics. 1999. V. 49. SI. Part II. P. 817-822.

43. Van Geel J., Fuger J., Koch L. Method for producing actinium-225 and bismuth-213. // Luxembourg Patent LU87684. Priority 23.02.1990. Publ. 08.10.1991.

44. Koch L., Fuger J., Van Geel J. Process for producing actinium-225. // Luxembourg Patent LU88636. Priority 03.07.1995. Publ. 08.01.1997.

45. Bonetty R. et al. Nuclear structure effects in the exotic decay of 225Ac via 14C emission //Nuclear Physics. 1993. V. A562. 1. P. 32.

46. Beyer G.J. et al. A highly-effective method for the separation of actinide isotopes // Radiochemical and Radioanalytical Letters. 1972. V. 12. 4,5. P. 259-269.

47. Apostolidis C. et al. Cyclotron production of Ac-225 for targeted alpha therapy // Applied Radiation and Isotopes. 2005. V. 62.-3. P. 383-387.

48. Rose A. Boll, Dairin Malkemus, Saed Mirzadeh. Production of actinium-225 for alpha particle mediated radioimmunotherapy // Applied Radiation and Isotopes. 2005. V. 62.-5. P. 667-679.

49. Poskanzer A.M., Foreman B.M. A Summary of TTA Extraction Coefficients // Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry. 1961. V. 16. 3/4. P. 323-336.

50. Sekine Т., Koike Y., Sakairi M. // Journal of Nuclear Science and Technology. 1967. V. 4. P. 308-311.

51. Каралова З.К. и др. Экстракция актиния триоктилфосфинокисью из нитратных растворов // Радиохимия. 1977. Т. 19. 1. С. 38-42.

52. Каралова З.К. и др. Экстракция актиния триоктилфосфинокисью из хлоридных растворов // Радиохимия. 1977. Т. 19.-1. С. 42-45.

53. Каралова З.К. и др. Экстракция актиния три-н-октиламином // Радиохимия. 1979. Т.21.-1. С. 11-14.

54. Каралова З.К. и др. Экстракционное выделение актиния, америция и европия из щелочных растворов четвертичными аммониевыми основаниями // Радиохимия. 1978. Т. 20. 6. С. 845-850.

55. Каралова З.К. и др. Исследование экстракции актиния, америция и европия из щелочных растворов четвертичными аммониевыми основаниями в присутствии комплексонов // Радиохимия. 1979. Т. 21. 3. С. 394-399.

56. Михайличенко А.И. и др. Экстракция лантана и актиния смесью нитрата триалкилметиламмония и трибутилфосфата // Радиохимия. 1982. Т. 24. 2. С. 207-209.

57. Mitsugashira Т., Yamana Н., Suzuki S. // Bulletin of the Chemical Society of Japan. 1977. V. 50. P. 2913-2916.

58. Farr J.D. et al. The Crystal Structure of Actinium Metal and Actinium Hydride // Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry. 1961. V. 18. P. 42-47.

59. Nelson F. Ion Exchange Procedures. VI. Cation Exchange of Ac(III) and Fr(I) in HC1 and HC104 Solutions; Isolation of 227Ac from 231 Pa and 227Ac Daughters // Journal of Chromatography. 1964. V. 16. 3. P. 538-540.

60. Nelson F., Kraus K.A. Ion Exchange Procedures. X. Cation Exchange in concentrated НСЮ4 HC1 Solutions // Journal of Chromatography. 1979. V. 178.-l.P. 163-168.

61. Aguado J.L., Bolivar J.P., Garcia-Tenorio R. 226Ra determination in phosphogypsum by alpha-particle spectrometry // Czechoslovak Journal of Physics. 1999. V. 49. SI. Part I. P. 439-444.

62. Wlodzimirska By.В., Bartos В., Bilewicz A. Preparation of ~ Ac and Ac generators using a cryptomelane manganese dioxide sorbent // Radiochimica Acta. 2003. V. 91. P. 553-556.00^ 001

63. Reddy A.V.R. et al. A method for preparation of Ac cow for Fr // Radiochemical and Radioanalytical Letters. 1981. V. 47. 1-2. P. 45-56.

64. Гусева Л.И., Тихомирова Г.С. Одновременное определение природных и искусственных актиноидов в объектах окружающей среды с использованием ионитов и растворов минеральных кислот // Радиохимия. 1994. Т. 36.-1.С. 51-56.

65. Tsoupko-Sitnikov V., Norseev Yu., Khalkin V. Generator of Actinium-225 // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Articles. 1996. V. 205. 1. P. 75-83.

66. Ruddy F.H. et al. Separation of the alpha-emitting radioisotopes actinium-225 and bismuth-213 from thorium-229 using alpha recoil methods // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. 2004. V. 213. Sec. B. P. 351-356.

67. Александров Б.М. и др. Изотопный генератор 237U на основе 241Ри // Атомная энергия. 1978. Т. 45. 1. С. 66-67.

68. Кривохатский А.С., Романов Ю.Ф. К вопросу о получении 237U // Известия вузов. Физика. 1969. Т. 1. С. 28-31.

69. Stone J. et al. Mossbauer effect studies with actinides // Proc. of the IAEA Symp. "Applications in the Mossbayer Effect in Chemistry and Solid State Physics". Vienna, 1965. IAEA. Mar. 1966. V. 267. P. 179-199.

70. Головня В.Я. и др. Абсолютное сечение реакции U(n, 2п) при энергии нейтронов 14,76 МэВ //Нейтронная физика. 1988. Т. 3. С. 281-284.

71. Химия актиноидов. / Ред. Дж. Кац, Г. Сиборг и JI. Морсс. Пер. с англ. Под ред. Б.Ф. Мясоедова и Н.Н. Крота. М.: Изд. Мир, 1991. Т. 1. 525 с.

72. Хайд Э., Перлман И., Сиборг Г. Ядерные свойства тяжелых элементов. Вып. 4. Изотопы тория, протактиния и урана. Естественная и искусственная радиоактивность. / Пер. с англ. Под ред. Г.Н. Флерова. М.: Атомиздат, 1969. С. 100.

73. Gerbish Sh. et al. Activation analysis of uranium and thorium in coals and their combustion products using a microtron // Solid Fuel Chemistry. 1992. V. 26. -3.P. 118-124.

74. Gosman, A. et al. Preparation and application of 237U for the study of heterogeneous isotope exchange on anion exchanger // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Articles. 1988. V. 121. 2. P. 375-383.

75. Справочник по ядерной энерготехнологии: Пер. с англ. / Ф. Ран, А. Адамантиадес, Дж. Кентон, Ч. Браун; Под ред. В.А. Легасова. М.: Энергоатомиздат, 1989. 752 с.

76. Merritt R.C. The extractive metallurgy of uranium. Golden, Colo. Colorado School of Mines Research Institute. 1971. 592 p

77. Brown K.B. et al. // Proc. of the 2nd Int. Conf. on Peaceful Uses of Atomic Energy. Geneva, 1958. Y. 3. P. 472-487.

78. Маликов Д.А. и др. Поведение урана, нептуния и плутония при экстракции аминами из растворов кислот // Радиохимия. 1993. Т. 35. 4. С. 112-120.

79. Dongguang Y. Et al. Separation of gram quantities of uranium from fission products by extraction chromatography // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Articles. 2002. V. 254. 3. P. 629-631.

80. Молочникова Н.П., Шкинев В.М., Мясоедов Б.Ф. Двухфазные водные системы на основе водорастворимых полимеров для выделения и разделения актиноидов в различных средах // Радиохимия. 1995. Т. 37. — 5. С. 385-397.

81. Nelson F., Michelson О.С. Ion Exchange Procedures. IX. Cation Exchange in HBr Solutions // Journal of Chromatography. 1966. V. 25. 2. P. 414-441.

82. Florence T.M., Farrar Y. Spectrophotometric Determination of Uranium with 4-(2-Pyridylazo)resorcinol // Analytical Chemistry. 1963. V. 35. 11. P. 16131616.

83. Гудушаури Т.Н., Броучек Ф.И. // Сб. АН Груз. ССР. 1973. Т. 70. Р. 609.

84. Janauer G.E., Korkisch J., Hubbard S.A. // Talanta. 1971. V. 18. 8. P. 767.

85. Мархол M. Ионообменники в аналитической химии. Свойства и применение в аналитической химии: В 2 ч. Пер. с англ. М.: Мир, 1985. 2 ч.

86. Taketatsu Т. //Bulletin of the Chemical Society of Japan. 1963. V. 36. P. 549.

87. Krishnana N.P., Murthy Т.К. // Indian Journal of Chemistry. 1965. V. 3. P. 154.

88. Tourky A.R., Issa I.M., Shalaby L.A. // Journal of Chemistry of the UAR. 1965. V. 5.P. 53.

89. Радиохимия и химия ядерных процессов / Под ред. А.Н. Мурина, В.Д. Нефедова, В.П. Шведова. JI.: Государственное научно-техническое издательство химической литературы, 1960. 784 с.

90. Libby W.F. Chemistry of Energetic Atoms Produced by Nuclear Reactions // Journal of American Chemical Society. 1947. V. 69. 10. P. 2523-2534.

91. Barkas W.H. et al. Concentration of Radioactive Bromine Produced by Gamma-Radiation // Physical Review. 1940. V. 58. 6. P. 577.

92. Christian D., Martin D. // Physical Review. 1950. V. 80. 6. P. 1110.

93. Hoffman D.Ch., Martin D.S. // Journal of Physical Chemistry. 1952. V. 56. P. 1097.

94. Мурин A.H. и др. Обогащение радиоактивных изотопов йода, германия, мышьяка и сурьмы, полученных по реакции (у, п) // Доклады АН СССР. 1956. Т. 111.-4. С. 806-807.

95. Mitchell- R.F., Martin D.S. Szilard-Chalmers Process for Osmium from Hexachloroosmate (IV) Targets // Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry. 1956. V. 2.-5/6. P. 286-289.

96. Попов Д.К. Эффект Сцилларда Чалмерса в хроматах и бихроматах при облучении их у-квантами // ЖФХ. 1959. Т. 33. - 2. С. 405-410.

97. Morinaga Н., Zaffarano D. Radioactive Isotope Separation by Nuclear Recoil // Physical Review. 1954. V. 93. P. 1422.

98. Pauly J., Sue P. Application du recul nucleaire a la preparation d'isotopes radioactifs sans entraineur // Journal de Physique et le Radium. 1957. V. 18. — 1. P. 22-26.

99. ЮЗ.Бураева E.A. и др. Выход радионуклидов в водные растворы при фотоактивации двухфазных мишеней тормозным излучением энергией 20,5 МэВ //Атомная энергия. 2003. Т. 94. 5. С. 391-397.

100. Shannan L.J., McCallum K.J. Chemical Effects of the C12(y, n)Cn Reaction in Anhydrous Sodium Carbonate // Journal of American Chemical Society. 1955. V. 77.- 11. P. 2989-2992.

101. Edwards W.J., McCallum K.J. // Canadian Journal of Chemistry. 1956. V. 34. P. 189.

102. Holmes O.G., McCallum K.J. // Journal of American Chemical Society. 1950. V. 72. P. 5319.

103. Duffield R., Calvin A. // Journal of American Chemical Society. 1946. V. 68. P. 1129.

104. McCallum K.J., Holmes O.G. // Canadian Journal of Chemistry. 1951. V. 29. P. 691.

105. Amaldy E. et al. // Proceedings of the Royal Society. 1935. V. A149. P. 522.

106. Libby W.F. II Journal of American Chemical Society. 1940. V. 62. P. 1930.

107. Ш.Мурин A.H., Нефедов В.Д. Применение меченых атомов в аналитической химии. М.: Изд. АН СССР, 1955.

108. Дмитриев С.Н. и др. Получение 236Ри в реакции 237Np(y, п) // Радиохимия. 1998. Т. 40.-6. С. 533-537.

109. Физические величины. Справочник / Под ред. И.С. Григорьева и Е.З. Мейлихова. М.: Энергоатомиздат, 1991. 1232 с.