автореферат диссертации по химической технологии, 05.17.02, диссертация на тему:Создание экстракционных центробежных полупротивоточных генераторов для производства радионуклидов медицинского назначения

На правахрукописи

ФИЛЯНИН АЛЕКСАНДР ТИМОФЕЕВИЧ

СОЗДАНИЕ ЭКСТРАКЦИОННЫХ ЦЕНТРОБЕЖНЫХ ПОЛУПРОТИВОТОЧНЫХ ГЕНЕРАТОРОВ ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА РАДИОНУКЛИДОВ МЕДИЦИНСКОГО НАЗНАЧЕНИЯ

Специальность 05.17.02 - технология редких, рассеянных ирадиоактивных

элементов

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

МОСКВА 2004

Работа выполнена в Институте физической химии РАН

Научный руководитель:

доктор химических наук Корпусов Генрих Васильевич

Официальные оппоненты:

доктор химических наук, профессор Косяков Валентин Николаевич

доктор технических наук, профессор Гелис Владимир Меерович

Ведущая организация:

ГУЛ НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина»

Защита СОСТОИТСЯ 1/рП2004 г вна заседании диссертационного

химико-технологическом университете имени Д.И. Менделеева по адресу: 123514 Москва, ул. героев Панфиловцев, д.20, корп. 1, конференц-зал ИФК факультета

С диссертацией можно ознакомиться в Научно-информационном центре РХТУ им. Д.И. Менделеева

Автореферат разослан

2004 г.

Ученый секретарь Диссертационного совета кандидат химических наук

Чибрикина Е.И

— 2

'З^'Т'' ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКАРАБОТЫ

Актуальность проблемы.

В настоящее время все более широкое применение в медицине находят короткоживущие радионуклиды и меченые ими соединения. Радионуклидная диагностика используется для обнаружения различных заболеваний человека на ранних стадиях; метод радионуклидной терапии, основанный на использовании открытых источников а- и Р-излучения, способных создавать высокие локальные дозы облучения, используется для предупреждения болей при костных метастазах, для лечения метастаз печени, легких, рака почки, предстательной железы и других онкологических заболеваний.

Начиная с середины 70-х годов 20 века и до настоящего времени, одним из способов выделения и очистки различных радионуклидов является жидкостная экстракция, имеющая ряд преимуществ (высокая селективность, быстрая кинетика, большая производительность и возможность организации непрерывного процесса) по сравнению с другими методами.

Задачи разделения изотопов, имеющих различные химические свойства, могут быть решены с применением селективных экстракционных систем, которые не требуют использования многоступенчатых установок. В этом случае наиболее эффективным является применение полупротивоточных экстракционных методов, позволяющих на ограниченном числе ступеней разделения достичь высокой степени очистки выделяемых элементов.

Для осуществления процессов получения короткоживущих радионуклидов медицинского назначения оптимальным является применение специально сконструированных полупротивоточных экстракционных центробежных аппаратов. При этом достигается максимальная скорость проведения процесса, увеличивается выход и чистота конечного продукта.

Таким образом, актуальной является задача создания принципиально новых полупротивоточных центробежных экстракторов, совмещающих в одном аппарате основные типовые операции экстракционной технологии.

Создание подобных центробежных аппаратов позволит усовершенствовать технологические схемы выделения короткоживущих радионуклидов и разработать новые более эффективные методы разделения и соответствующие экстракционные установки.

Цель работы. Разработка конструкций экстракционных центробежных полупротивоточных генераторов и создание на их основе экстракционных технологий получения короткоживущих радиоизотопов технеция-99ш и иттрия-90 медицинского назначения.

Научная новизна работы. Выполнена конструкторская разработка и проведены гидродинамические испытания основных элементов и узлов конструкций центробежных полупротивоточных экстракторов.

Разработаны два типа одно- и двухступенчатых аппаратов: с неподвижной органической и неподвижной водной фазой.

Создана серия новых центробежных установок, позволяющих объединить необходимый набор стандартных экстракционных операций в едином генераторе: экстракцию, промывку, реэкстракцию, концентрирование и отбор фракций.

Разработаны новые технологические схемы получения радионуклидов технеция-99т и иттрия-90, обеспечивающие ВЫСОКИЙ ВЫХ^Д цслиииш

степень чистоты при минимальных

БИБЛИОТЕКА

Практическая значимость работы. На основе экстракционного центробежного полупротивоточного генератора разработан и внедрен промышленный процесс получения радиофармацевтического препарата «Натрия пертехнетата, "тТс». Установка, с 1993 года функционирующая на базе ГУЛ НПО «Радиевый Институт им. В.Г. Хлопина», обеспечивает г. Санкт-Петербург технецием-99т как для медицинских целей, так и для различных научных исследований.

Двухступенчатые генераторы технеция-99т также внедрены в ГУЛ ГНЦ РФ «Институт биофизики», г. Москва; налаживается производство на заводе «Медрадиопрепарат», г. Москва.

Создан центробежный экстракционный генератор иттрия-90. Разработана технологическая схема, смонтирована установка и проведены полупромышленные испытания процесса получения иттрия-90 медицинского назначения. Полученный продукт по всем основным показателям соответствует требованиям, предъявляемым к его использованию в качестве радиофармпрепарата.

Генераторы иттрия-90 переданы для проведения промышленных испытаний: в ГУЛ ГНЦ РФ «Институт биофизики», г. Москва; в ГНЦ РФ «Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского», г. Обнинск; в Институт ядерной физики Академии наук Республики Чехия; в ГУЛ НПО «Радиевый институт им. В.Г. Хлопина» г. Санкт-Петербург.

На защиту выносится:

- теоретическое обоснование полупротивоточного метода разделения и типа экстракционной аппаратуры, необходимых для решения практических задач получения радионуклидов технеция-99т и иттрия-90;

-результаты разработок и испытаний основных узлов и элементов конструкций экстракционных центробежных полупротивоточных аппаратов;

- одно- и двухступенчатый экстракционный генератор технеция-99т;

- способ получения технеция-99т медицинского назначения;

- экстракционный генератор иттрия-90;

- технологическая схема и результаты полупромышленных испытаний процесса получения иттрия-90 медицинского назначения.

Апробация работы. Основные положения и результаты диссертационной работы докладывались на Пятом международном симпозиуме стран - членов СЭВ по радиофармацевтическим препаратам и наборам для радиоиммуноанализа (София, НРБ, 1989); международном симпозиуме «Proceedings ofthe Second Soviet Finnish Symposium on Radiochemistry» (Moscow, 1991); IX Всесоюзной конференции по экстракции (Москва, 1991); X Всесоюзной конференции по экстракции (Уфа, 1994); Fourth international Symposium on Technetium in Chemistry and Nuclear Medicine (Bressanone, Italy, 1994); Русско-японском семинаре по технецию «Russian-Japanese seminar on technetium» (Moscow, 1996); International Conference on Isotopes (Sydney, Australia, 1997); Всероссийской конференции «50 лет производства и применения изотопов в России» (Обнинск, 1998); конференции «Институт физической химии на рубеже веков» (Москва, 2000); Третьей Российской конференции по радиохимии «Радиохимия - 2000» (Санкт-Петербург, 2000).

Публикации. По материалам диссертации сделано 26 публикаций. Из них: авторских свидетельств СССР и патентов РФ - 13, статей в отечественных и зарубежных журналах - 5, тезисов и докладов в материалах международных и российских конференций - 7; препринт -1.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, 5 глав, выводов, списка цитированной литературы из 214 наименований, приложения, изложена на 146 страницах текста, включает 31 рисунок и 14 таблиц.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В первой главе диссертации представлен литературный обзор работ, посвященных применению радиоактивных изотопов в медицине; особое внимание уделено двум изотопам, находящим широкое применение при диагностике и лечении различных заболеваний - технецию-99т и иттрию-90; рассмотрены различные способы их получения и генераторы, используемые при их производстве; представлен обзор технологий и различных методов получения материнских изотопов - молибдена-99 и стронция-90. Сформулированы цели и задачи диссертационной работы.

Во второй главе описаны реагенты и способы их подготовки к работе, методики проведения анализов и экспериментов.

В качестве экстрагентов использовали метилэтилкетон (МЭК) и ди-(2-этилгексил)фосфорную кислоту (Д2ЭГФК), которые подвергали дополнительной очистке. Кислоты, щелочи и другие химические реактивы использовали марок «ч» и «хч».В работе использовали радиоактивные изотопы: "зЛ88^9^,991^, "Мо.

Концентрацию минеральных кислот в водной и органической фазах определяли титрованием щелочью с индикаторами фенолфталеином и метиловым оранжевым. Концентрацию Д2ЭГФК определяли потенциометрическим титрованием. В случае исследования распределения микроколичеств элементов между водной и органической фазами, их концентрацию определяли радиометрически по Р или у-счету соответствующих радиоактивных изотопов, введенных в экстракционные системы.

Для определения основных показателей качества радиофармпрепаратов (РФП) использовали стандартные методики, описанные в Государственной фармакопее (ГФ XI, вып. 1 и 2), а также в Фармакопейных статьях на соответствующие препараты.

Лабораторные эксперименты по распределению минеральных кислот и химических элементов проводили в делительных воронках с перемешиванием фаз вручную при температуре t=22±l°C. Время перемешивания фаз - 3 минуты. Отработку режимов выделения радиоактивных изотопов проводили на лабораторных образцах центробежных экстракционных генераторов. В качестве конструкционных материалов использовали: нержавеющую сталь, титан, ниобий, цирконий, тантал, органическое стекло, фторопласт, полипропилен, полиэтилен.

Укрупненные технологические испытания проводили на установках, смонтированных в горячих камерах Института ядерной физики АН Узбекистана, г. Ташкент; ГУЛ ГНЦ РФ «Институт Биофизики», г. Москва; ГУЛ НПО «Радиевый институт им. ВГ.Хлопина», г. Санкт-Петербург; ГНЦ РФ «Физико-энергетический институт им. А.И.Лейпунского», г. Обнинск.

Третья глава посвящена выбору и обоснованию полупротивоточного метода разделения и типа экстракционной аппаратуры, необходимых для решения практических задач получения радионуклидов технеция-99т и иттрия-90. В главе рассмотрены два типа полупротивоточных центробежных аппаратов - одно- и двухступенчатых с неподвижной водной или неподвижной органической фазой; приведены технические решения и усовершенствования, которые использовались в дальнейшем при получении итрия-90 и технеция-99т медицинского назначения: цилиндрические устройства, обеспечивающие сохранение объемов и состава фаз по ступеням (А.С.№ 1398139), кольцевое конусное устройство для защиты камеры отбора подвижной легкой фазы от попадания частиц эмульсии из камеры смешения (Патент №

2019249), продольные пазы во внутренней поверхности цилиндра для обеспечения устойчивой работы центробежного аппарата (А.С. № 1545355), периферийная кольцевая проточка для дополнительной защиты от уноса микроэмульсии (Патент № 2016620), перемешивающее устройство, обеспечивающее равномерное диспергирование эмульсии по всему объему в зоне смешения при исключении процесса разбрызгивания (А.С. № 829157).

Четвертая глава посвящена разработке промышленного метода выделения радионуклида технеция-99т из молибдена-99 с использованием экстракционного центробежного полупротивоточного генератора.

Для проведения процесса была использована хорошо изученная экстракционная система: 100 % МЭК - щелочной раствор молибдата натрия или калия, полученный после растворения облученного триоксида молибдена.

Таблица 1

Величины коэффициентов распределения технеиия-99т имолибдена-99

В рассмотренных экстракционных системах величина коэффициентов разделения технеция и молибдена ф Тс/Мо) более 105, что позволяет использовать их для избирательного извлечения технеция-99т.

При проведении процесса выделения технеция-99т из молибдена-99 с использованием 100 % МЭКа, очищенный от примесей технеций-99m выходит из генератора с экстрактом, который затем упаривается досуха. Сухой остаток, содержащий технеций-99т, растворяют в изотоническом растворе №0 (0,9 %).

Для этого процесса были предложены два варианта экстракционных аппаратов: экстракционный одноступенчатый центробежный полупротивоточный аппарат для детального изучения динамики процесса извлечения технеция-99т и двухступенчатый, гарантирующий чистоту получаемого пертехнетата-99т натрия, удовлетворяющего требованиям Фармакопейной статьи (ФС).

Для одноступенчатого центробежного экстрактора с подвижной легкой (органической) фазой были определены рабочие параметры и проведены гидродинамические испытания, на основании которых был составлен регламент работы генератора.

В горячей камере предприятия «Радиопрепарат» ИЯФ АН УзССР была создана и смонтирована установка для получения раствора пертехнетата натрия (1983 г). Однако, при использовании одноступенчатого экстракционного генератора для получения технеция-99т, удовлетворяющего требованиям его использования в медицинских целях, понадобилось введение дополнительной технологической операции - промывки экстракта, содержащего технеций-99т, 5 М К2СО3 (для снижения содержания в готовом продукте

В окончательном виде разработанный технологический процесс получения радиофармпрепарата пертехнетата натрия,

99тт

включал следующие основные

операции:

- растворение облученного оксида М0О3 в 5 М растворе NaOH;

- экстракционное выделение технеция- 99т метилэтилкетоном;

- удаление примесей молибдена из экстракта промывкой 5 М раствором К2СО3;

- упаривание экстракта 1С, очищенного от примесеи;

- перевод технеция-99т в изотонический раствор хлористого натрия.

Для реализации этого процесса был разработан двухступенчатый экстракционный центробежный полупротивоточный генератор (рис.1), в котором предусмотрена промывная ступень, что позволяет увеличить степень очистки технеция-99т от молибдена и других примесей.

1 9

Рис. 1 Принципиальная схема двухступенчатого экстракционного центробежного генераторатехнеция-99т. (Конструкциязащищена авторскими свидетельствами № 827105,829157,1398139,1545355)

1 • трубка отбораэкстракта;

2 - центральная трубка;

3 - кольцевой зазор;

4 - мешалка;

5 - камера смешения;

6 - камера расслаивания;

7 - кольцевой зазор;

8 - вращающийся корпус;

9 - камера сбора экстракта;

10 - конусная поверхность

11 - цилиндр с внутренней

конуснойповерхностью; Генератор работает следующим образом. В камеру смешения (18) нижней ступени через центральную трубку (2) вводится определенный объем исходного раствора в виде молибдата натрия. Вторая ступень через трубку (14) заполняется промывным раствором - 5 М К2СО3

После заполнения аппарата с помощью пускового устройства запускают электродвигатель, который приводит во вращение корпус генератора (8).

Затем включается дозирующее устройство и в смесительную камеру (18) через центральную трубку (2) с заданным расходом подают экстрагент. В смесительных камерах (18) и (5) мешалками (17) и (4), соответственно, осуществляется равномерное перемешивание фаз. Образовавшаяся эмульсия из смесительной камеры (18) через

12 - камерарасслаивания;

13 - кольцевая перегородка;

14 - трубка подачи и отбора

промывногораствора;

15 - днище второй смесительной

камеры, внутренний диаметр которой выполняетроль гидрозатвора;

16 - кольцевая перегородка;

17 - мешалка;

18 - камера смешения.

кольцевой зазор (7) попадает в камеру расслаивания (6), где под действием центробежных сил расслаивается на легкую и тяжелую фазы.

По мере поступления легкой фазы из смесительной камеры (18) в камеру расслаивания (6) она доходит до уровня гидрозатвора (15), далее поднимается по внутренней конусной поверхности цилиндра (11) и попадает во вторую смесительную камеру (5). Высота и внутренний диаметр цилиндра (11) определяются расчетным путем, в то время как обедненная по легкой фазе эмульсия в камере расслаивания (6) через кольцевой зазор (7) возвращается снова в смесительную камеру (18), создавая рециркуляцию.

Во второй, промывной ступени гидродинамические процессы повторяются, и подвижная легкая фаза поступает из второй камеры расслаивания в камеру сбора экстракта (9) через конусную поверхность (10).

После проведения экстракционного процесса выделения технеция-99т генератор останавливают, и растворы стекают на дно каждой ступени. В конструкции генератора предусмотрено опорожнение экстракционной и промывной ступеней неподвижными трубками (2), (14) и (1) с помощью вакуума, создаваемого перистальтическим насосом в приемных сосудах.

Необходимо отметить, что все трубки с закрепленными на них мешалками являются неподвижными, а вращается только корпус генератора. Рабочие параметры генератора рассчитаны на загрузку 80 г облученного МоОз, что обеспечивает суммарное выделение 80 ГБк технеция-99т за 5-6 циклов в течение одной недели.

Были проведен расчет режима работы аппарата, определены его рабочие

параметры и проведены гидродинамические испытания.

20 40

мертвый о&ьем

Рис.2 Изменение относительных концентраций 99тТс на I и II ступени в зависимости от объема пропущенного МЭК

20

мертвый объем

Рис.3 извлечения

Зависимость

99т п

степени Тс от объема пропущенного МЭК при использовании двухступенчатого центробежногоэкстрактора

В рабочем режиме 50-60 мл экстрагента достаточно для извлечения 95% технеция. Учитывая возможность устойчивой работы экстрактора со скоростью подачи органической фазы 600-1000 мл/час, время экстракционного цикла извлечения должно составить 5-10 минут.

Изготовленный в ИФХ РАН двухступенчатый экстракционный центробежный полупротивоточный генератор был передан для промышленного использования в ГУЛ НПО "Радиевый Институт им. В.Г.Хлопина" в 1993 году. С тех пор начался и

продолжается по настоящее время серийный выпуск радиофармпрепарата «Раствор натрия пертехнетата, 1С».

Установка (рис. 4) размещена в двух тяжелых камерах и одном легком боксе, расположенных последовательно. Обслуживание генератора осуществляется манипуляторами.

1. реактор - стеклянный сосуд для растворения облученной МоОз

2. сборник отходов - стеклянный сосуд, емкостью 500мл;

3. двухступенчатый центробежныйполупротивоточныйэкстрактор;

4. промежуточный сосуд для исходного раствора молибдата натрия, выполнен из

стекла;

5. мерный сосуд для подачиэкстрагента;

6. холодильник для конденсации паров МЭКа;

7. сборник - стеклянная колба со шлифом, емкостью 100мл, для приема экстракта;

8. перистальтический насос;

9. ультратермостат - прибор для создания постоянной и определенной

температуры в выпарном аппарате;

10. выпарной аппарат - стеклянная колба срубашкой, емкостью250мл;

11. колонка с А^Оз, емкостью 30мл;

12. аэрозольный фильтр (воздушный);

13. дозирующий сосуд-стеклянная колба, емкостью 80мл;

14. сборникпромывнойжидкости- стеклянный сосуд, емкостью 2500мл;

15,16,17- выносные сосуды для заливки в систему К2СО3; МЭКа;0,9%ИаС1;

18. фасовочныеустройства (шприц или теледозимат).

В первой камере проводится вскрытие облученной мишени с помощью электромеханического устройства и растворение триоксида молибдена в смеси 50 мл 5 М КОН +50 мл 5 М К2СО3. Затем этот раствор фильтруют и передают во вторую камеру. Растворение облученной мишени проводится один раз в неделю. Во второй камере исходный раствор молибдата калия в объеме 105 мл поступает на экстракционную ступень генератора, а на промывную ступень вводится 50 мл раствора 5 М К2СО3. Экстракцию технеция-99т МЭКом проводят ежедневно. Выходящий экстракт сразу поступает в выпарной аппарат, где осуществляется его упаривание досуха. Остаток растворяют в изотоническом растворе хлорида натрия (0,9% N0), объем которого выбирают с учетом требуемой удельной активности технеция-99т. В легком боксе фасуется конечный продукт во флаконы емкостью 10 мл, которые затем подвергаются стерилизации вместе с контейнером и отправляют по заказам в клиники.

Готовый продукт полностью соответствует требованиям, предъявляемым к нему ФС(рН=5-7; Смэк ^0,5 мг/мл; объемная активность 0,7-1,4 ГБк/мл; содержание 99Мо 10*3 %; содержание радионуклидных примесей £= 10"5 %; содержание примесей стабильных элементов (мкг/мл): Мо 2 0,2, Мп < 0,05, Бе < 0,1, Си < 0,1, < 5,0, В < 2,5, А1 ^ 0,53, РЬ < 0,1; содержание 99шТс в форме Тс04* более 99%).

Пятая глава посвящена разработке промышленного метода получения радионуклида иттрия-90 из стронция-90.

Для проведения процесса выделения иттрия-90 из раствора, содержащего стронций-90, предварительно необходимо было выбрать экстракционную систему, которая должна отвечать следующим требованиям: возможность избирательного и достаточно полного (95 %) извлечения иттрия-90; минимальный унос материнского изотопа стронция-90 (не более 0,1 %); возможность глубокой отмывки иттрия от стронция-90; практически полная реэкстракция иттрия-90 из органической фазы.

В качестве экстрагента была использована Д2ЭГФК - широко распространенный и промышленно доступный экстрагент.

Оптимальным для проведения процесса извлечения иттрия является интервал концентраций Д2ЭГФК 0,25-0,5 М, в котором при однократной экстракции при равном соотношении объемов фаз в органическую фазу извлекается более 98 % иттрия. Коэффициенты распределения стронция во всем рассмотренном интервале концентраций Д2ЭГФК менее Ю"2.

Были получены зависимости величин коэффициентов распределения иттрия и стронция при экстракции 0,5 М Д2ЭГФК в додекане из азотнокислых и солянокислых растворов (рис. 5), которые позволяют выбрать любой режим работы при проведении

операций экстракции, промывки и реэкстракции.

Рис.5 Зависимость величин коэффициентов распределенияУ и 9°Бг от концентрации НИО} иНС1 при экстракции 0,5 МД2ЭГФК в додекане

На основании полученных данных, для осуществления процесса выделения и глубокой очистки иттрия-90 были выбраны следующие экстракционные системы. В качестве экстрагента использовалась 0,25 М Д2ЭГФК в додекане. Экстракцию иттрия-90 проводили из 0,5 М раствора Н1ЧОЗ, содержащего В качестве промывных растворов для глубокой отмывки полученного

экстракта от следов стронция-90 использовали: на первом этапе - 0,5 М HNO3, на втором - 0,1 М HCl. Реэкстракцию иттрия-90 осуществляли 5 М HCl.

Для осуществления процесса получения ^Y был разработан экстракционный центробежный полупротивоточный генератор, гарантирующий полное извлечение и высокую степень очистки иттрия-90 от стронция-90 ( 10" - 10"8 %) и от других тяжелых металлов за короткий промежуток времени (30-60 минут).

Генератор состоит из двух блоков.

Первый блок - двухступенчатый аппарат с неподвижной тяжелой водной фазой, состоящий из одной экстракционной и одной промывной ступени, предназначенный для проведения процесса экстракционного выделения иттрия-90 и промывки полученного экстракта от следов 90Sr 0,5 М HNO3. Конструкция и принцип работы этого центробежного аппарата аналогичны двухступенчатому экстракционному генератору, используемому для выделения ""Тс (рис. 1).

Были проведены гидродинамические испытания I блока экстракционного центробежного генератора иттрия-90, в результате которых определили оптимальные параметры проведения процесса выделения скорость подачи экстрагента (300 мл/час), объемы заполнения экстракционной и промывной ступеней неподвижной водной фазой (100 и 50 мл 0,5 М HNO3 соответственно), объем экстрагента (50 мл).

Рис. 6 Выходные кривые (А) и степень извлечения иттрия-90 (Б) 0,25 М Д2ЭГФК в додекане из водного раствора, содержащего 0,5 М HNO3 на I блоке центробежного полупротивоточного экстрактора (п=2500об./мин.).

Скорость подачи экстрагента: 1 - 300мл/час; 2-400мл/час

При пропускании объема органической фазы (со скоростью подачи 300 мл/час), равного половине объема неподвижной водной фазы (W/V0=0,5) выделяется более 95 % иттрия, так что одновременно с процессом извлечения проходит и его концентрирование. Необходимо отметить, что вместе с иттрием, в экстракт извлекается и небольшое количество стронция (-0,01 % от его начальной концентрации).

Второй блок генератора - одноступенчатый экстракционный центробежный полупротивоточный аппарат с неподвижной легкой органической фазой, служит для дополнительной отмывки экстракта, содержащего иттрий-90, от следов стронция-90 и проведения процесса реэкстракции готового продукта (рис. 7).

Этот блок состоит из одной центробежной полупротивоточной ступени, на которую (в качестве неподвижной фазы) подается экстракт, полученный на I блоке. Он

представляет собой раствор 0,25 М Д2ЭГФК в додекане, содержащий 95-98% иттрия-90 и следовые количества стронция-90 и ионов №)з

Для глубокой отмывки стронция-90 используется 0,1 М НС1, а для реэкстракции чистого иттрия-90 - 5 М НС1. Две операции - глубокая отмывка иттрия-90 от стронция-90 и реэкстракция иттрия-90 проводятся последовательно без остановки аппарата.

Рис. 7 Принципиальная схема одноступенчатого экстракционного центробежного полупротивоточного аппарата снеподвижнойлегкой фазой (Пблок). (Конструкция защищена авторским свидетельством №1529494)

Аппарат работает следующим образом.

В смесительную камеру (6) через центральную трубку (8) вводится определенный объем экстракта, содержащего иттрий-90. Затем через трубку (7) подается 5-6 мл 0,1 М НС1, которая заполняет переточные каналы (10).

После заполнения генератора запускают электродвигатель, который приводит во вращение корпус (14) аппарата. Жидкость, находящаяся в переточных каналах (10), равномерно распределяется по ним и частично по периферии заполняет камеру расслаивания (4), образуя по принципу сообщающихся сосудов "искусственный гидрозатвор", а введенная неподвижная легкая фаза - экстракт иттрия-90, распределяется в смесительной камере (6) и в камере расслаивания (4). Затем через центральную трубку (8) в смесительную камеру (6) подают тяжелую фазу - раствор 0,1 М НС1 с расходом 300-1000 мл/час, где она перемешивается мешалкой (5). Образовавшаяся эмульсия через центральное отверстие в кольцевой перегородке (9) поступает в камеру расслаивания (4), где она под действием центробежных сил расслаивается. Легкая фаза в камере расслаивания (4) оттесняется к центру и по мере поступления подвижной тяжелой фазы возвращается в смесительную камеру (6), а

/. фланец;

2. сливное отверстие;

3. крышка кольцевого сборника;

4. камерарасслаивания;

5. мешалка;

6. камера смешения;

7. трубка для заполнения

8. центральная трубка;

9. центральное отверстие

гидрозатвора;

кольцевой перегородки;

10. переточные каналы;

11. кольцеваяперегородка;

12. кольцевой сборник;

13. сливной патрубок;

14. корпусэкстрактора

тяжелая фаза по переточным каналам (10), поступает в сливные отверстия (2), попадает в кольцевой сборник (12), откуда через сливной патрубок (13) выводится из аппарата.

Были проведены гидродинамические испытания II блока генератора, которые позволили определить оптимальные параметры его работы, и сняты выходные кривые стронция (рис. 8) и иттрия (рис. 9) при проведении двух последовательных операций: промывки и реэкстракции.

При пропускании 45 мл промывного раствора, степень извлечения стронция достигает 99,9 %, т.е. происходит дополнительная очистка иттрия от следов стронция более чем на 3 порядка.

Рис. 8 Выходные кривые (А) и степень извлечения (Б) стронция-85 при проведении операции промывки экстракта (0,25 МД2ЭГФКв додекане) 0,1МНС1 на II блоке генератора (скорость подачи 0,1 МНС1ф) - 7 мл/мин., скорость вращения генератора (п) - 2500об./мин.)

При проведении операции промывки экстракта от следов стронция, происходит незначительная потеря иттрия, а при проведении процесса реэкстракции 50 мл 5 М НС1 достаточно для полного извлечения готового продукта.

А х 10"3, имп./мин.

50 1

40302010-

5МНС1

0,1 М HCl

—I— 20

Рис.9 Выходные кривые иттрия-88 при проведении операций промывки экстракта (0,1 М НС1) и реэкстракции (5М НС1) на IIблоке генератора

(Q=7 мл/мин., п =2500обУмин.)

40

У,мл

60

Была разработана принципиальная технологическая схема выделения иттрия-90 с использованием экстракционного полупротивоточного центробежного

генератора (рис. 10), на основании которой в ИЯФ АН Республики Чехии была создана установка для промышленного получения иттрия-90 медицинского назначения.

/ блокцентробежногогенератора

// блокцентробежного генератора

Рис. 10 Принципиальная технологическая схема выделения иттрия-90 из раствора материнского изотопа стронция-90 экстракционным методом на полупротивоточном центробежном генераторе

Были проведены технологические испытания этой установки и получено распределение '"У и '"вг на всех стадиях процесса (табл. 2, 3). Объемы заполнения неподвижной водной фазой экстракционной и промывной ступеней I блока экстракционного генератора составляли 100 мл вг в 0,5 М Н№)з) и 50 мл (0,5 М

НЮз) соответственно; скорость подачи экстрагента (0,25 М Д2ЭГФК в додекане) - 300 мл/час, объем экстрагента - 50 мл, скорость вращения аппарата - 2500 об./мин. После завершения работы I блока генератора, проводили анализ полученных растворов на содержание иттрия и стронция, после чего в камеру смешения II блока подавали полученный на I блоке экстракт, через который пропускали последовательно растворы для промывки (50 мл 0,1 М НС1) и реэкстракции иттрия-90 (50 мл 5 М НС1) со скоростью подачи 300 мл/час.

Таблица 2

Распределение 90Бг и ^У при проведении технологических операций на I блоке экстракционного центробежного генератора_

Анализируемые растворы Содержание радиоизотопов, %

Первая ступень

Исходный раствор: 908г-9Чв 0,5 М НШ3 100 100

Водная фаза (рафинат) после экстракции МУ 0,25 М Д2ЭГФК в додекане -99,9 -

Вторая ступень

Промывной раствор (0,5 М НМОз) после промывки экстракта У от '"Бг £0,01 0,75

Экстракт I блока центробежного ¿НО"4 98-Н?9

экстракционного генератора

ТаблицаЗ

Распределение ^Бг и '"У при проведении технологических операций на II блоке экстракционного центробежного генератора_

Анализируемые растворы Содержание радиоизотопов, %

От содержания в экстракте I блока От исходного От содержания в экстракте I блока От исходного

Экстракт 1-го блока 100 ¿МО4 100 98

Экстракт после отмывки 90о от следов 8г 0,1 £М0"7 99 97

Промывной раствор (0,1 М НС1) после промывки экстракта 99,9 ¡гно-4 < 1 < 1

Реэкстракт:90Ув5МНС1 <М0-2 <ыо-7 98 96+97

Выход иттрия-90 составил более 95 %, содержание стронция-90 < 10-6 %, потери стронция-90 при проведении операции экстракции не превысили 0,01 %, общее время проведения процесса выделения иттрия-90 составляет 30-60 мин.

Полученный реэкстракт затем упарили досуха, сухой остаток растворили в 0,1 М НС1 и провели анализ на содержание примесей радиоактивных и стабильных элементов. По содержанию радионуклидов и примесей нерадиоактивных элементов полученный продукт соответствовал требованиям, предъявляемым к его использованию в медицинских целях, что подтвердило эффективность применения экстракционного центробежного генератора для получения иттрия-90.

16

выводы

1. Проведен анализ и выполнены необходимые расчеты для обоснования использования полупротивоточного метода разделения при решении практических задач получения радионуклидов технеция-99т и иттрия-90.

2. Разработаны и испытаны на модельных системах основные элементы и узлы конструкций двух типов центробежных полупротивоточных экстракторов: с неподвижной водной и неподвижной органической фазой.

3. Разработан и внедрен промышленный процесс получения радиофармацевтического препарата «Натрия пертехнетата, ». Используемый в нем экстракционный центробежный полупротивоточный генератор позволяет провести выделение технеция-99т в течение 6-8 минут при выходе целевого продукта 90-95 % и содержании примеси молибдена-99 не

более 110"3 %.

4. Многолетний опыт работы экстракционного генератора показал его высокую эффективность и перспективность заложенных в нем технических решений. Установка, с 1993 года функционирующая на базе ГУЛ НПО «Радиевый Институт им. В.Г. Хлопина», обеспечивает г. Санкт-Петербург технецием-99т как для медицинских целей, так и для научных исследований.

5. Проведены исследования, в результате которых выбраны оптимальные экстракционные системы для проведения процесса выделения иттрия-90 из стронция-90: при проведении экстракции 0,25 М Д2ЭГФК в додекане - 0,5 М HNOз; на стадии промывки экстракта - 0,5 М HNOз и 0,1 М НС1; при проведении реэкстракции - 5 М НС1.

6. Разработан экстракционный генератор иттрия-90, состоящий из двух блоков, первый блок которого предназначен для проведения процесса экстракции иттрия-90 и промывки полученного экстракта, второй - для дополнительной отмывки экстракта от следов стронция-90 и проведения процесса реэкстракции.

7. Разработана технологическая схема, смонтирована установка и проведены полупромышленные испытания процесса получения иттрия-90 медицинского назначения. Общее время проведения процесса выделения иттрия-90 составляет 30-60 мин., выход целевого продукта более 95 %, содержание стронция-90 в готовом продукте менее 10-6 %. Полученный иттрий-90 по всем основным показателям соответствует требованиям, предъявляемым к его использованию в качестве радиофармпрепарата, что подтверждает эффективность использования экстракционного центробежного генератора.

8. Разработанные центробежные полупротивоточные экстракторы достаточно универсальны и при внесении незначительных изменений в конструкции и использовании селективных экстракционных систем (при величинах коэффициентов разделения более 100) также могут применяться в процессах получения других радионуклидов различного назначения.

Основные результаты диссертации отражены в следующих публикациях:

1. Корпусов Г.В., Филянин А.Т. А.С. СССР №827105. Полупротивоточный

центробежный экстрактор. От 30.06.1978.

2. Корпусов Г.В., Филянин А.Т., Крылов Ю.С., Кулыгин В.М., Хусаинов ЮА. А.С.

СССР №856488. Полупротивоточный центробежный экстрактор. От 09.11.1978.

3. Корпусов Г.В., Филянин А.Т. А.С. СССР №772566. Дифференциально-

контактный центробежный экстрактор. От 22.12.1978.

4. Корпусов Г.В., Филянин А.Т. А.С. СССР. Перемешивающее устройство

центробежного экстрактора. От 27.08.1979

5. Корпусов Г.В., Филянин А.Т. АС. СССР №967506. Многоступенчатый полупротивоточный центробежный экстрактор. От 24.11.1980.

6. Корпусов Г.В., Филянин А.Т., Болдырев П.П., Грачева МА., Кодина Г.Е., Крылов Ю.С. А.С. № 1398139. Центробежный экстрактор. От 5.06.1986.

7. Корпусов Г.В., Филянин А.Т., Дёмин Г.М., Трифоненкова Н.К. А.С. СССР №1545355. Центробежный экстрактор. От 10.12.1987.

8. Корпусов Г.В., Филянин А.Т. А.С. СССР №1529494. Центробежный экстрактор. От 25.12.1987.

9. Корпусов Г.В., Филянин А.Т., Сальникова Е.В. А.С. СССР № 1818131. Центробежный экстрактор. От 27.06.1991.

10. Корпусов Г.В., Филянин А.Т. Патент РФ № 2016620. Центробежный экстрактор. От 30.07.1994.

11. Корпусов Г.В., Филянин А.Т. Патент РФ №2016621. Центробежный экстрактор. От 30.07.1994.

12. Корпусов Г.В., Филянин А.Т. Патент РФ №2016622. Центробежный экстрактор. От30.07.1994.

13. Корпусов Г.В., Филянин А.Т. Патент РФ №2019249. Центробежный экстрактор. От 30.07.1994.

Н.Яковлев Г.Н., Пушлёнков М.Ф., Кузнецов Г.И., Щепетильников Н.Н., Филянин А.Т. Малогабаритный центробежный экстрактор // Атомная энергия. 1970. Т. 28. Вып. 3. С.244-245.

15. Кузнецов Г.И., Пушлёнков М.Ф., Щепетильников Н.Н., Филянин А.Т. Определение коэффициента массопередачи при перемешивании в центробежном поле // Радиохимия. 1972. Т. 14. № 6. С.567-574.

16.Корпусов Г.В., Крылов Ю.С, Данилов НА, Филянин А.Т. Некоторые возможности применения экстракционных установок в препаративной радиохимии. //Всесоюзное совещание: «Получение и выделение радиоактивных изотопов». Тезисы докладов. Ташкент. 1980. С.22.

17.Korpusov G.V., Krylov Yu.S., Filjanin A.T. Multi-stage extractors and their use for separation of rare earth and transplutonium elements in analytical and preparative radiochemistry. // International Solvent Extraction Conference. Liege-Belgium 6-12 Septenber 1980. P.26.

18.Egorov A.V., Zykov M.P., Korpusov G.V., Romanovsky V.N., Filianin A.T. Production of99mTc on the Centralized Generator in St. Petersburg // J. Nucl. Biol. Med. 1994. Vol. 38. № 3. P. 399-402.

19.Kodina G.E., Korpusov G.V., Filianin A.T. Extractive 90Y-Generator //Second International Conference oflsotopes. 12-16 October 1997. Sydney, Australia.

20.Кодина Г.Е., Корпусов Г.В., Филянин А.Т. Получение радионуклида 90Y высокой степени чистоты на специально созданных центробежных полупротивоточных экстракторах // Радиохимия. 2002. Т. 44. № 1. С. 61-64.

Заказ №834. Объем 1 пл. Тираж 100 экз.

Отпечатано в ООО «Петроруш». Г. Москва, ул. Палиха-2а, тел. 250-92-06 www.postator.ru

122090

РНБ Русский фонд

2005-4 19277

ВВЕДЕНИЕ.

I. Литературный обзор

1.1. Радиоактивные изотопы медицинского назначения и методы их получения.

1.2. Получение технеция-99ш медицинского назначения.

1.2.1 Методы получения молибдена-99.

1.2.2. Генераторы технеция-99ш.

1.2.2.1. Сублимационные генераторы.

1.2.2.2. Сорбционные генераторы.

1.2.2.3. Экстракционные генераторы.

1.3. Получение иттрия-90 медицинского назначения.

1.3.1. Методы выделения стронция-90.

1.3.2. Методы разделения иттрия-90 и стронция-90.

1.3.3. Генераторы иттрия-90.

1.3.3.1. Сорбционные генераторы.

1.3.3.2. Экстракционные генераторы.

II. Методика эксперимента

II. 1. Реагенты и способы их подготовки к работе.

II. 1.1. Химические реактивы.

II. 1.2. Радиоактивные изотопы.

II.2. Методики проведения анализов.

11.2.1. Методы анализа раствора пертехнетата-99ш натрия.

11.2.2. Методы анализа раствора иттрия-90.

ИЗ. Методы проведения эксперимента.

III. Выбор и обоснование полупротивоточного метода разделения и типа экстракционной аппаратуры, необходимых для решения практических задач получения радионуклидов технеция-99т и иттрия-90.

IV. Разработка промышленного метода выделения радионуклида технеция-99т из молибдена-99 с использованием экстракционного центробежного полупротивоточного генератора.

IV. 1. Выбор экстракционной системы для разделения молибденаи технеция-99ш.

IV .2. Одноступенчатый экстракционный центробежный полупротивоточный генератор для получения технеция-99т.

IV.3. Двухступенчатый экстракционный центробежный полупротивоточный генератор для получения технеция-99т.

IV.3.1. Методика расчета режима работы двухступенчатого центробежного полупротивоточного экстрактора.

IV.3.2. Экстракционная установка выделения радиоактивного изотопа технеция-99т из облученной молибденовой матрицы.

V. Разработка промышленного метода получения радионуклида иттрия-90 из стронция-90 на основе использования экстракционного центробежного полупротивоточного генератора.

V. 1. Выбор экстракционных систем для проведения процесса выделения иттрия-90.

V.2. Экстракционный центробежный генератор иттрия-90.

V.2.I. Назначение, устройство и работа

I блока экстракционного генератора.

V.2.2. Назначение, устройство и работа

II блока экстракционного генератора.

V.3. Процесс выделения иттрия-90 из материнского изотопа стронция-90.

V.4. Технологические испытания экстракционного центробежного генератора иттрия-90.

ВЫВОДЫ.

В настоящее время все более широкое применение в медицине находят короткоживущие радионуклиды и меченные ими соединения. Радионуклидная диагностика используется для обнаружения различных заболеваний человека на ранних стадиях; метод радионуклидной терапии, основанный на использовании открытых источников а- и Р-излучения, способных создавать высокие локальные дозы облучения, используется для предупреждения болей при костных метастазах, для лечения метастаз печени, легких, рака почки, предстательной железы и других онкологических заболеваниях.

Со средины 70-х годов 20 века и до настоящего времени одним из основных способов выделения и очистки различных радионуклидов является жидкостная экстракция, имеющая ряд преимуществ (высокая селективность, быстрая кинетика, большая производительность и возможность организации непрерывного процесса) по сравнению с другими методами.

Одной из специфических особенностей организации процессов выделения радиоактивных изотопов для их практического применения (за исключением плановой промышленной переработки облученного топлива), является периодичность их проведения. В связи с этим в большинстве случаев исчезает необходимость использования непрерывных технологических процессов выделения радионуклидов, и на первое место выходят нестационарные периодические, а иногда и разовые процедуры, требующие специфических решений.

Задачи разделения изотопов, имеющих различные химические свойства, могут быть решены с применением селективных экстракционных систем, которые не требуют использования многоступенчатых экстракционных установок. В этом случае наиболее эффективным является применение полупротивоточных экстракционных методов, позволяющих на ограниченном числе ступеней разделения достичь очень высокую степень очистки выделяемых элементов.

Для осуществления процессов получения короткоживущих радионуклидов медицинского назначения оптимальным является применение специально сконструированных полупротивоточных экстракционных центробежных аппаратов. В этом случае достигается максимальная скорость проведения процесса, и имеется возможность реализовать в полном объеме достоинства и преимущества полупротивоточных методов, главное из которых заключается в том, что каждая полупротивоточная ступень может иметь в десятки раз более высокую разделительную способность, чем стандартная противоточная экстракционная ступень и, следовательно, гарантировать получение целевого компонента высокой степени чистоты.

Центробежные экстракторы обеспечивают высокую производительность, быструю кинетику установления равновесного режима, что особенно важно для систем с высоким уровнем радиации. Кроме того, центробежные экстракторы расширяют диапазон применяемых экстракционных систем, так как допускают устойчивую работу при незначительной разности плотностей растворов.

Дополнительный эффект можно ожидать от создания принципиально новых конструкций полупротивоточных центробежных экстракторов, совмещающих в одном аппарате все основные типовые операции экстракционной технологии: экстракцию, промывку экстракта и реэкстракцию.

Создание подобных центробежных аппаратов позволит усовершенствовать технологические схемы выделения короткоживущих радионуклидов и разработать новые более эффективные методы разделения и соответствующие экстракционные установки.

I. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР

ВЫВОДЫ

1. Проведен анализ и выполнены необходимые расчеты для обоснования использования полупротивоточного метода разделения при решении практических задач получения радионуклидов технеция-99ш и иттрия-90.

2. Разработаны и испытаны на модельных системах основные элементы и узлы конструкций двух типов центробежных полупротивоточных экстракторов: с неподвижной водной и неподвижной органической фазой.

3. Разработан и внедрен промышленный процесс получения радиофармацевтического препарата «Натрия пертехнетата, "тТс». Используемый в нем экстракционный центробежный полупротивоточный генератор позволяет провести выделение технеция-99ш в течение 6-8 минут при выходе целевого продукта 90-95 % и содержании примеси молибдена-99 не более 1 10"5%.

4. Многолетний опыт работы экстракционного генератора показал его высокую эффективность и перспективность заложенных в нем технических решений. Установка, с 1993 года функционирующая на базе ГУП «Радиевый Институт им. В.Г. Хлопина», обеспечивает г. Санкт-Петербург технецием-99ш как для медицинских целей, так и для научных исследований.

5. Проведены исследования, в результате которых выбраны оптимальные экстракционные системы для проведения процесса выделения иттрия-90 из стронция-90: при проведении экстракции 0,25 М Д2ЭГФК в додекане - 0,5 М HNO3; на стадии промывки экстракта - 0,5 М HNO3 и 0,1 М НС1; при проведении реэкстракции - 5 М НС1.

6. Разработан центробежный экстракционный генератор иттрия-90, состоящий из двух блоков, первый блок которого предназначен для проведения процесса экстракции иттрия-90 и промывки полученного экстракта, второй - для дополнительной отмывки экстракта от следов стронция-90 и для проведения процесса реэкстракции.

7. Разработана технологическая схема, смонтирована установка и проведены полупромышленные испытания процесса получения иттрия-90 медицинского назначения. Общее время проведения процесса выделения иттрия-90 составляет 30-60 мин., выход целевого продукта более 95 %, содержание стронция-90 в готовом продукте менее 10"6 %. Полученный иттрий-90 по всем основным показателям соответствует требованиям, предъявляемым к его использованию в качестве радиофармпрепарата, что подтверждает эффективность использования экстракционного центробежного генератора.

8. Разработанные центробежные полупротивоточные экстракторы достаточно универсальны и при внесении незначительных изменений в конструкции и использовании селективных экстракционных систем (при величинах коэффициентов разделения более 100) также могут применяться в процессах получения других радионуклидов различного назначения.

1. Kowalsky R.J., Perry J.R. Radiopharmaceuticals in Nuclear Medicine Practice. Norwalk: Appleton & Lange. 1987. Vol. 1. P. 20-23.

2. Radiopharmaceuticals and Denial Radiation Sources. Amstersham. 1973. 91 p.

3. Nelson M.J., Klopper J.F. Investigation of Space-occupying Lesions in the Liver with Technetium-99m Tin Colloid and Indium-113m-chloride // S. Afr. Med. J. 1985. Vol. 67. №4. P. 121-124.

4. Buchaman J.W. Buck A., Wagner R., Wagner H.N. Labeling Albumin Microspheres with ,13mIn// J. Nucl. Med. 1969. Vol. 10. № 7. P. 487-490.

5. Hill Т., Welch M.J., Adatepe M., Potchen E.J. A Simplified Method for the Preparation of Indium-DTPA Brain Scanning Agent // J. Nucl. Med. 1970. Vol. 11. № 1. P. 28-30.

6. O'Mara R., Subramanian G., McAfee J.G. A Comparison of Indium-113m and Technetium-99m as Agents for Cerebral Scanning // J. Nucl. Med. 1967. Vol. 8. № 4. P. 261.

7. Reba R.S., Hosain F., Phil D., Wagner H.N. Work in Progress. Indium-113m Diethylentetriaminiepentaacetic Acid (DTPA): A New Radiopharmaceutical for Study of Kidneys // Radiology. 1968. Vol. 9, № 1. P. 147-149.

8. Coenen H.H., Moerlein S.M., Stoklin G. No-Carrier-Added Radiohalogenation Methods with Heavy Hologens // Radiochim. Acta. 1983. Vol. 34. № 1/2. P. 47-68.

9. Atkins H.L., Budinger T.F., Lebowitz E., Ansari A.N., Greene M.W., Fairchild R.G., Ellis K.J. Thallium-201 for Medical Use. Part 3: Human Distribution and Physical Imaging Properties // J. Nucl. Med. 1977. Vol. 18. № 2. P. 133-140.

10. Lebwitz E., Greene M.W., Fairchild R.G., Bradley-Moore P.R., Atkins H.L., Ansari A.N., Richards P., Belgrave E. Thallium-201 for Medical Use // J. Nucl. Med. 1975. Vol. 16, № 2. P. 151-155.

11. Britto J.L.Q.de, Braghirolli A.M.S., Silva A.G. A New Production Method for Carried-free 20IT1 Using IENs Cyclotron in Rio de Janeiro // J. Radioanal. Nucl. Chem. Letters. 1985. Vol. 96. №2. P. 181-186.

12. McLaren C.A. A New Technique Using Computer Subtraction in Thallium Imaging // Newsl. Aust. N.Z. Soc. Nucl. Med. 1985. Vol. 16, № 3. P. 12-15.

13. Neumann R.D., Kemp J.D., Weiner R.E. Gallium-67 Imaging for Detection of Malignant Disease. // Williams & Wilklins, Baltimore. 1995. P. 1243-1260.

14. Weiner R.E. The Mechanism of 67Ga Localization in Malignant Disease // Nucl. Med. Biol. 1996. № 12. P. 118-124.

15. Biersack H.J., Coenen H.H., Stocklin G., Reichman K., Bockisch A., Oehr P., Kashab M., Rollmann O. Imaging of Brain Tumors with L-3-123I. Iodo-Methyl-Tyrosine and SPECT // J. Nucl. Med. 1989. Vol. 30. № 1. P. 110-112.

16. Лишманов Ю.Б., Скуридин B.C., Чернов В.И., Кривоногое Н.Г., Усов В.Ю. Диагностическое использование короткоживущих циклотронных изотопов 123-йода. //Тез. докл. тех. совещ. «Циклотроны и их применение». Екатеринбург, 1995. С.6.

17. Laing А.Н., Ackery D.M., Bayly J., Buchanan R.B., Lewington V.J., McEwan J.B., Macleod P.M., Zivanovic M.A. Strontium-89 Chloride for Pain Palliation in Prostatic Skeletal Malignancy //British J. Radiology. 1991. № 64. P. 816-822.

18. Smit A.J., Essen L.H, Hollema H., Muskiet F.A.J., Piers D.A. Meta I-131.iodobenzylguanidine Uptake in a Nonsecreting Paraganglioma // J. Nucl. Med. 1984. Vol. 25. №3. P. 249-263.

19. Robinson R.G., Preston D.F., Spiser J. A. Radionuclide Therapy of Intractable Bone Pain: Emphasis on Strontium-89 // J. Nucl. Med. 1992. Vol. 22. № 1. P 28-32.

20. Патент № 94041037, Россия, МПК C01F 11/00. Способ получения препарата на основе стронция-89 / Гаджиев Г.И., Звонарев А.В., Корольков А.С., Кравченко И.Н., Матвеенко И.П., Павлович В.Б., Поплавский В.М., Сметанин Э.Я., Хомяков Ю.С., Черный В.А., 1997.

21. Патент № 96118573, Россия, МПК C07F 1/00. Способ получения препарата на основе стронция-89 / Куркина И.С., Иевлева Ж.И., Крылов Ю.В., Сметанин Э.Я., 1998.

22. Бросская Г.А., Гапурова О.У. Разработка и исследование генератора высокой активности // Радиохимия. 1993. Т. 35. Вып. 3. С. 92-97.

23. Kamioki В.Н., Mirzadeh S., Lambrecht R.M., Knapp R., Dadachova K. 188W-> 188Re Generator for Biomedical Applications // Radiochim. Acta. 1994. Vol. 65. № 1. P. 39-46.

24. Lewis R.E. Production of 70-Day Tungsten-188 and Development of 17 Hour Rhenium-188 Radioisotope Generator // J. Nucl. Med. 1966. P. 804-805.

25. Патент № 5275802, США, МПК A61K 043/00; C07F 013/00. Tungsten-188 Carrier-Free Rhenium-188 Perrhenic Acid Generator System / Knapp Jr. F.F., Lisic E.C., Mirzadeh S., Callahan A.P., 1994.

26. Ehrhardt. An Improved Tungsten-188/Rhenium-188 Generator for Radiotherapeutic Applications // J. Nucl. Med. 1987. Vol. 28. № 4. P. 656-657.

27. Жербин E.A., Втюрин Б.М., Лычев B.A., Сулькин А.Г., Сенюков М.В., Назаров Г.И., Никитенко В.А., Елисютин Г.П., Медведев B.C., Матякин Г.Г., Савина Н.П., Лебедцов А.А. Применение Cf для терапии опухолей // Мед. радиология. 1975. № 7. С. 73-77.

28. Втюрин Б.М., Медведев B.C., Иванов В.Н. Елисютин Г.П., Петровская Г.А., Ярзуткин В.В., Михайлов Ю.В., Хохлов А.Ф. Внутритканевая нейтронная терапия с использованием источников Cf. // Мед. радиология. 1984. № 6. С. 7-16.

29. Левин В.И. Получение радиоактивных изотопов. М.: Атомиздат. 1972. 256 с.

30. Дыхова З.И. Особенности производства препаратов короткоживущих радиоизотопов. М.: Атомиздат. 1960. 127 с.

31. Краснов Н.Н., Дмитриев П.П., Константинов И.О. и др. Производство радиоактивных изотопов на циклотроне ФЭИ / В кн. Производство изотопов. М.: Атомиздат. 1973. С. 104-112.

32. Failla G. The Development of Filtered Radon Implants // Amer. J. Roentgenol. & Radiat. Therapy. 1926. Vol. 16. P. 507-523.

33. Соколов B.A. Генераторы короткоживущих радиоактивных изотопов. М.: Атомиздат. 1975. 113 с.

34. Perrier C„ Segre E. Some Chemical Properties of Element 43 // J. Chem. Phys. 1937. Vol.5. №9. P. 712-716.

35. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения. Публикация 38 МКРЗ: Вып. 2. Ч. 1. М.: Энергоатомиздат. 1987. 320 с.

36. Leberer С.М., Hollander J.M., Perman I. Table of Isotopes // New York London -Sydney: Jhon Wiley. 1968. P. 72-75.

37. Laznickova A. Technetium 99m-labelled Compounds // Radioisotope. 1983. Vol. 24. №6. P. 816-846.

38. Risa V., Prokop J., Kronrad L. Production Technology for 99mTc // Jad. Energ. 1985. Vol. 31. №2. P. 41-46.

39. Toerkoe J. Diagnostic Use of 99mTc // Izotoptechnika. 1984. Vol. 27. № 3. P. 156-159.

40. Srivastava S.C., Richards P. Coordination Chemistry of Technetium as Related to Nuclear Medicine // J. Indian Chem. Soc. 1982. Vol. 59. № 11-12. P. 1262-1269.

41. Toerkoe J. Diagnostic Use of 99mTc // Izotoptechnika. 1984. Vol. 27. № 3. P. 156-159.

42. Krijgsman A.B., Hart R.M.G., Sterk C., Vree P.M. Results und Relevancy of the Radiochemical Examinations of 99m-Techetium Preparates // Nucl. Geneceskd. Bull. 1985. Vol. 7. №2. P. 97-99.

43. Rousseau J., Ali H., Lamoureux G., Lebel E., Lier J.E. Synthesis Tissue Distribution and Tumor Uptake of 99mTc and 67Ga-tetrasulfopthalocyanine // Int. J. Appl. Radiat. Isot. 1985. Vol. 36. №9. P. 709-716.

44. Vrana V., Kleisner I. Preparation and Properties of "mTc-labelled Chelates for Use in Nuclear Medicine // Radioisotope. 1984. Vol 25. № 5. P. 621-639.

45. Зыков М.П., Кодина Г.Е. Методы получения "Мо (обзор) //Радиохимия. 1999. Т. 41. №3. С. 193-204.

46. Реми Г. Курс неорганической химии. М.: Мир. 1972.

47. Al-Janabi М.А., Shafig Y.F. Radiochemical Quality Control of 99mTc-phytate // J. Radioanal. Nucl. Chem. Letters. 1985. Vol. 94. № 2. P. 101-108.

48. Agha N.H., Karim H.M,A., Dahir N.D. Comparative Study of Different Gels for Quality Control of 99mTc-radiopharmaceutical Kits // J. Radioanal. Nucl. Chem. Articles. 1985. Vol. 90. №1. P. 3-13.

49. Fawdry R. Radiopharmaceuticals Nuclear Solutions for Medical Problems //Chem. Aust. 1985. Vol. 52. №3. P. 97-100.

50. Rao Chervo L., Sundoro B.M., Blaufox M.D. Technetium-99m-labeled p-Aminohippuric Acid Analog; a new Renal Agent; Concise Communication //J. Nucl. Med. 1984. Vol. 25. № 10.P. 1111-1115.

51. Nelson M.J., Klopper J.F. Investigation of Space-occupying Lesions in the Liver with Technetium-99m Tin Colloid and Indium 113m-chloride // S. Afr. Med. J. 1985. Vol. 67. №4. P. 121-124.

52. Sherkow L., Ryo U.Y., Fabich D., Patel G.C., Pinsky S.M. Visualization of the Liver, Gallbladder and Intestine on Bone Scintigraphy // Clin. Nucl. Med. 1984. Vol. 9. № 8. P. 440-443.

53. Padhy A.K., Basu A.K. Liver and Hepatobiliary Scintigraphy in Children // Indian. Pediatric. 1982. Vol. 19. № 3. P. 249-363.

54. Sameh A., Ache H.J. Production Techniques of Fission Molybdenum-99 // Radiochem. Acta. 1987. Vol. 41. № 2/3. P. 65-72.

55. Many R.S. Reactor Production of Radionuclides for Preparation of Generators // Seminar on Radionuclide generator Technology. Vienna, Austria, 13-17 October 1986. P. 13-17.

56. Svoboda K. Survey of Solvent Extraction 99mTc-Generator Technologies // Radiochem. Acta. 1987. Vol. 41. № 2/3. P. 83-89.

57. Al-Janabi M.A., Kalleefa H.A., Jalhoom M.G., Abbas E.H., Al-Warith A.S. Radiochemical Separation of 99Mo from Natural Uranium Irradiated with Thermal Neutrons // J. of Radioan. Nucl. Chem. Art. 1987. Vol. 111. № 1. P. 165-175.

58. Das S.R., Nair A.G. Carrier Free Separation of 99 Mo from Fission Products // Int. Symp. Radiat. Chem. Bombay. Febr. 4-7. 1991. P. 127-130.

59. Патент № 4231997, Германия, МПК G21С19/46. Production of High Pyrity Radioactive Isotopes / Sameh A., Leifeld W., 1994. (РЖХ. 1995. 22B 190)

60. Патент № 4094953, США, МПК 1С COlG 032/00. Process for Recovering Molybdenum-99 from a Matrix Containing Neutron Irradiated Fission Products / Hadi A.S., Reinhard J., 1978.

61. Патент № 5910971, США, МПК 1С G21G 001/02. Method and Apparatus for the Production and Extraction of moiybdenum-99 / Ponomarev-Stepnov N.N., Bebikh G.F., Khvostionov V.Y., Tukhiyaev P.S., Shvetsov I.K., 1999.

62. Патент № 5962597, США, МПК 1С CI8F 008/30. Solid polymer sorbent for Mo-99 Extraction and its Method of Production / Ponomarev-Stepnov N.N., Pavshook V.A., Bebikh G.F., Khvostionov V.Y., Tukhiyaev P.S., Vandysh Y.L., 1999.

63. Патент № 6337055, США, МПК 1С C22B 034/00. Inorganic Sorbent for Molybdenum-99 Extraction from Irradiated Uranium Solutions and Method of Use / Betenekov N.D., Denisov E.I., Nedobukh T.A., Sharygin L.M., 2002.

64. Arino H., Kramer H.H. Separation and Purification of Radiomolybdenum from a Fission Product Mixture using Silver-coated Carbon Granules // Int. J. Appl. Radiat. Isotop. 1978. Vol. 29. №2. P. 97-102.

65. Bernhard G. Separation of Radio nuclides from a Fission Product Solution by Ion Exchange on Alumina // J. Radioanal. Nucl. Chem. 1994. Vol. 177. № 2. P. 321-325.

66. Ache H.J. Method of separation molybdenum-99 // International Atomic Energy Agency: Seminar on Radionuclide Generator Technology. Vienna. IAEA-SR-131/3. 1986.

67. Denig R., Trautmann N., Herrmann G. Trennung von Spaltrodukten duich Extractionschromatographie // J. Radioanal. Chem. 1970. Vol. 5. № 2. P. 223 -231.

68. Denig R., Trautmann N., Herrmann G. Trennung von spaltrodukten durch extractionschromatographie, I // J. of Radioanal. Chem. 1970. Vol. 6. № 1. P. 57-65.

69. Stang J.R. Manual of Isotope Production Process in Use at BNL // US Atomic Energy Comission. BNL. Report 864. August. 1964.

70. Evans I.V., Moors P.V. The new generator for Technetium-99m // III World Congress of Nuclear Medicine and Biology. Paris (France) 29 Aug. 2 Sep. 1982. Nuclear Medicine and Biology. Vol. 2. P. C. 1592-1595.

71. Патент № 3450639, США, МПК B01B11/00. Process for the separation of molybdenum from fission product containing solytions / Murla A., Patlghy P., Perie D., 1969.

72. Igbel M., Ejaz M. Chemical separation of molybdenum from uranium and fission product nuclides //J. Radioanal. Chem. 1978. Vol. 47. № 1-2. P. 25-28.

73. Michelsen O.B., Hoffman D.C. Rapid separation of cerium and molybdenum from fission products // Radiochem. Acta. 1966. Vol. 6. № 3. P. 165-167.

74. Kawakami Y. Recovery of 99Mo by extraction // Isotope News. 1977. № 6. P. 234-242.

75. Shikata E., Iguchi A. Production of 99Mo and its application in nuclear medicine // J. Radioanal. Nucl. Chem. Articles. 1986. Vol. 102. № 2. P. 533-550.

76. Salacz J. Separation of fission products, particularly the production of fission molybdenum-99 // Review IRE. 1985. Vol. 9. № 3. P. 3-6.

77. Патент № 93038611, Россия, МПК G21F9/06. Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива АЭС / Ахматов А.А., Зильберман Б.Я., Инькова Е.Н., Сытник Л.В., Паленик Ю.В., Федоров Ю.С., 1996.

78. Патент № 2080666, Россия, МПК G21С 19/46. Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива АЭС / Ахматов А.А., Зильберман Б.Я., Инькова Е.Н., Сытник Л.В., Паленик Ю.В., Федоров Ю.С., 1997.

79. Федоров Ю. С., Зильберман Б. Я., Шмидт О. В., Ахматов А. А., Инькова Е. Н., Голецкий Н. Д. Экстракция ТПЭ, РЗЭ и Мо из азотной кислоты раствором циркониевой соли дибутилфосфорной кислоты // Радиохимия. 2000. Т. 42. № 4. С. 338-343.

80. Kurata Y., Ikawa K., Iwamoto K. Fission Product Release from Triiso-coated UO2 Particles at 1940 to 2320 °C // J. Nucl. Mater. 1981. Vol. 98. № 1-2. P. 107-115.

81. Motojima K., Tanase M. Separation of 99Mo from Neutron — Irradiated UO2 by Vacuum Sublimation: Apparatus and Recovery of 99Mo // J. Appl. Radiat. Isot. 1977. Vol. 28. № 5. P. 485-489.

82. A.C. № 197786, ЧССР, МПК G21 Gl.0/02. Способ получения радионуклида 99Мо из облученных оксидов урана / Fisher М., Malek Z., 1982. (РЖХ, 22Л13П, 1983).

83. Zsinka L. 99mTc sublimation generators // Seminar on Radionuclide Generator Technology. Vienna. Austria. 13-17 October 1986. P. 1-22.

84. Патент № 3833469, США. Process for the Production of 99mTc from Neutron Irradiated Molybdenum Trioxide / Robson I., 1974.

85. Levin V.I., Kozoreva-Alexandrova L.S., Sokolova V.N., Zaiessky V.G. A Sublimation Generator for 99mTc // Radiochem. and Radioanal. Lett. 1979. Vol. 2. № 39. P. 141-159.

86. Патент № 169575, Венгрия. Generators of Technetium-99m / Zsinca L., Mandli L., Suger I., 1974.

87. Tucker D., Green M. W., Weiss A.J. Methods of Preparation of Some Carrier-Free Radioisotopes Involving Sorption on Alumina // US Atomic Energy Commission. BNL. Report 3746. 1958.

88. Патент № 3382152, США. Production of High Purity Radioactive Isotopes / Leibeman E., Gemmil W.J., 1968.

89. Molinski V.J. A Revier of 99mTc Generator Technology //Int. J. Appl. Radiate Isotopes. 1982. Vol. 33. № 10. P.811-819.

90. Патент № 2028679, Россия, МПК CI А61К51/00; G21G4/08. Способ получения генератора технеция-99т / Ашрапов У.Т., Мирзаева Н.А., Султанов А., Хужаев С., 1996.

91. Mikheev N.B., El-Gahy М., El Moustafa Z. Generators for Production of 99mTc from Irradiated Molybdenum // Atompraxis. 1964. Vol. 10. № 6. P. 263-264.

92. El-Garhy M., Moustafa Z., Mikheev N.B. Separating of Technetium-99m from Irradiated Molybdenum //Atompraxis. 1966. T. 12. № 2. P. 93-95.

93. Meloni S., Brandone A. A New Technetium-99m Generator Using Manganese Dioxide // Inter. J. Appl. Radiat. Isotopes. 1968. Vol. 19. № 2. P. 164-166.

94. Tucker W.D., Green M.W., Murrenhoff A.P. Die Production von Tragerfireiem Tellur-132, Iod-132, Molibdan-99 und Technetium-99m aus Neutronenbestrahltem Uran durch Fractionierte Sorption an Aluminiumoxyd// Atompraxis. 1962. Vol. 8. № 5. P. 163-167.

95. Bulbulian S., Sorantin H. Technetium-99m Generator Using РегОз as Sorbent for Molubdenum-99 Herstellung von Technetium-99m mit РегОз as Adsorber fur Molybden-99 // Kerntechnik. 1966. Vol. 8. № 1. P. 118.

96. A.C. № 210271, Россия. Способ получения Технеция-99т / Михеев Н.Б., Иванов Ю.Ф., Румер И.А., 1967.

97. Levin V.I., Kozoreva-Alexandrova L.S., Sokolova V.N., Bagenova S. A New 99mTc Generator of Higher Activity // Int. J. Appl. Radiat. Isotop. 1979. T. 30. № 6. P. 450-451.

98. Патент № 4280053, США, МПК 250/432PD G21G. Technetium-99m Generator / Evans J.V., Matthews R.W., 1981.

99. Бродская Г.А. Методы быстрого выделения технеция-99т и технеция-101 из молибдена, облученного нейтронами / В кн. «Получение и выделение радиоактивных изотопов». Ташкент.: ФАН. 1983. С. 117-120.

100. Михеев Н.Б., Волкова H.JL, Румер И.А., Попович В.Б., Баженова T.JI. Генератор технеция-99т // Радиохимия. 1971. Т. 13. Т 4. С. 631-633.

101. А.С. № 1702436, МПК G21G4/08. Элюционный генератор технеция-99т и способ его изготовления / Свобода К., Мелихар Ф., Шебек 3., Тымпл М., 1992.

102. Anwar M., Lathrop К., Rosskelly D., Harpen P.V., Lathrop K., Rosselly D. Pertechnetate Production from 99Mo by Liquid-Liquid Extraction // J. Nucl. Med. 1968. Vol. 9. № 6. P. 298-299.

103. Кузина А.Ф., Тачиль T.C. Замошникова Н.Н., Спицын В.И. Экстракция технеция-99т ацетоном //ДАН СССР. 1962. Т. 145. С. 106-108.

104. Abersold P.S., Rupp А.Е. Production and Use Short-lived Radioisotopes from Reactors // Proc. Seminar. Vienna. 1963. V. 1. P. 31.

105. Richards P., Tucker V.D., Sriwastava S.C. Technetiumm-99m // Int. J. Appl. Rad. Isot. 1982. Vol. 33. № 10. P. 793-799.

106. Gerlit I.B. Some chemical property of Technetium-99m // Proceedings International Conference on Peaceful Uses of Atomic Energy. 1956. № 7. P. 183.

107. Boyd R.E. Technetium Generators: Status and Prospects // Radiochem. Acta. 1987. № 41. P. 59-63.

108. Boyd R.E. Technetium-99m Generators for Developing Nuclear Countries Facilities // Appl. Radiat. and Isotop. 1986. Vol. 37. № 6. P. 551.

109. Фадеева M.C., Павлов O.H., Бакунина В.В. Экстракционный метод выделения технеция из облученного молибдена //ЖНХ. 1958. Т. 3, N1. С. 165-169.

110. Anwar М., Lathrop К., Rosskelly D., Harpen P.V. Pertechnetate Production from 99Mo by Liquid-Liquid Extraction // J. Nucl. Med. 1968. Vol. 9. № 6. P. 298.

111. Crews M.C., Westerman B.R., Quinn I.L. Solvent Extraction of 99mTc in Clinical Laboratory // J. Nucl. Med. 1970. Vol. 11. № 6. P. 386.

112. Robinson G.D. Simple Manual System for the Efficient Routine Production of 99mTc by Methyl-Ethyl-Kettle Extractor // J. Nucl. Med. 1971 .Vol. 12. № 6. P. 459.

113. A.C. № 1551135, МПК G21G4/08. Способ получения Технеция-99ш в виде пертехнетата натрия / Верещагин Ю.И., Прусаков В.Н., Комаров Н.В. и др., 1988.

114. Диогенов Г.Г. История открытия химических элементов. Краткие очерки. М.: Учпедгиз. 1960. 232 с.

115. Терехова В.Ф., Савицкий Е.М. Иттрий. М.: Наука. 1967. 159 с.

116. Серебренников В.В. Химия редкоземельных элементов (скандий, иттрий, лантаниды). Томск: Издательство Томского университета. 1959. 521 с.

117. Chinol M., Hnatowich D.J. Generator-Produced Yttrium-90 for Radioimmunotherapy // J. Nucl. Med. 1987. Vol. 28. № 9. P. 1465-1470.

118. Vaughan A.T., Keeling A., Yankuba S.C.S. The Production and Biological Distribution of Yttrium-90 Labelled Antibodies // Int. J. Appl. Radiat. Isot. 1985. Vol. 36. № 10. P. 803806.

119. Washburn L.G., Sun T.T. Comparison of Five Bifunctional Chalet Techniques for 90Y-labeted Monoclonal Antibody C017-1A // Int. J. Nucl. Med. and Biology. 1991. Vol. 18. №3. P. 313-321.

120. Синицын H.M., Корпусов Г.В., Зайцев JI.M., Левин В.И., Синицына С.М., Прокопчук Ю.З., Зайцев Б.А., Гривкова А.И., Волошенко Л.Г. Химия долгоживущих осколочных элементов. М.: Атомиздат. 1970. С. 80-110.

121. Peppar D., Masson G.W., McCarty S., Johnson F.D. Extraction of Ca(II), Sr(II) and Ba(II) by Acidic Esters of Phosphorous Oxy Acids // J. Inorg. and Nucl. Chem. 1962. Vol. 24. P. 321-332.

122. Петросянц A.M. Ядерная энергетика. M.: Наука. 1981. 272 с.

123. Изотопные источники тока. Обзор иностранной литературы. М.: Госатомиздат. 1962. 37 с.

124. Schulz W.W., Bray L.A. Solvent Extraction Recovery of Byproduct ,37Cs and 90Sr from HNO3 Solutions and Technology Review and Assessment //Sep. Sci. Technol. 1987. № 22. P. 191.

125. Патент № 1823458, Россия, МПК C07F9/38. Способ приготовления экстрагента для извлечения стронция / Мухин И.В., Шестериков В.Н., Смелов B.C., Лаптева Л.Н., 1996.

126. Патент № 2130427, Россия, МПК C01F11/00. Способ извлечения стронция из азотнокислых растворов / Мухин И.В., Шестериков В.Н., Смелов B.C., 1996.

127. Якшин В.В., Филиппов Е.А., Белов В.А., Архипова Г.Г., Абашкин В.М., Ласкорин Б.Н. «Короны» в процессах экстракции урана и актинидов из азотнокислых растворов //Докл. АН СССР. 1978. Т. 241. С. 159.

128. Нестеров С.В. Краун-эфиры в радиохимии. Достижения и перспективы // Успехи химии. 2000. Вып. 69. № 9. С.840-855.

129. Филиппов Е.А., Якшин В.В., Абакшин В.М., Фоменков В.Г. Экстракция щелочноземельных металлов из растворов азотной кислоты краун-эфиром дициклогексил-18-краун-6 // Радиохимия. 1982. Т. 24. № 2. С.214-216.

130. Якшин В.В., Мясоедов Б.Ф., Вилкова О.М., Тузова A.M., Федорова А.Т. Применение дициклогексил-18-краун-6 для селективного извлечения радиоактивного стронция из вод // Радиохимия. 1989. Т. 31. № 2. С. 67-71.

131. Horwitz Е.Р., Dietz M.L., Fisher D.E. Correlation of the Extraction of Strontium Nitrate by a Crown Ether with the Water Content of the Organic Phase // Solv. Ext. and Ion Exch. 1990. Vol. 8. № 1. P. 199-208.

132. Патент № 22027671, Россия, МПК C01F11/00. Способ извлечения стронция и редкоземельных элементов / Прокопчук Ю.З., Логунов М.В., Труханов С.Я., 1995.

133. Horwitz Е.Р., Dietz M.L., Fisher D.E. A New Process for the Extraction and Recovery of Strontium Acidic Nuclear Waste Streams // Solv. Ext. and Ion Exch. 1991. Vol. 9. № 1. P.l-25.

134. Патент № 5169609, США, МПК 1С C22B060/02. Combined transuranic-strontium extraction process / Horwitz E. P., Dietz M.L., 1992.

135. Патент № 5344623, США, МПК 1С C01F 013/00. Process for the extraction of strontium from acidic solutions / Horwitz E. P., Dietz M.L., 1994.

136. Moyer B.A., Leonard R.A., Conner C., Liberatore M., Bonnesen P.V., Presley D.J. Solvent extraction of Tc and Cs from alkaline nitrate wastes // Sep. Sci. Technol. 1999. Vol. 34. P. 1043.

137. Bonnesen P.V., Presley D.J., Moyer B.A. / In Proceedings of the International Solvent Extraction Conference "ISEC* 96". Eds. Shallcross D.C., Paimin R., Prvcic L.M.Melbourne, 1996. P. 299.

138. Bonnesen P.V., Moyer B.A., Haverlock T.J., Armstrong V.S., Sachleben R.A./ In Emerging Technologies in Hazardous Waste Management VI. Eds Tedder D.W., Pohland F.G. American Academy of Environmental Engineers. Annapolis, 1994. P. 245.

139. Rais J., Kyrs M. Extraction of Alkali Metals into Nitrobenzene in the Presence of Univalent Polyhedral Borate Anions //J. Inorg. Nucl. Chem. 1976. Vol. 38. № 7. P. 13761378.

140. Vanura P., Makrlik E. Extraction of Strontium with Dicarbolilide in the Presence of Polyethylene Glycol //Collect. Czech. Chem. Commun. 1979. Vol. 44. P. 157-166.

141. Selucky P., Kurs M. Study of the possibility of Using Dicarbollides to Extract Cesium and Strontium from Waste Radioactive Solutions //Ustav Jad. Vyzk. Rep. 1979. UJV 5069.

142. Selucky P., Rais J., Kurs M., Kadlecova L. Extraction of Fission Products With 1,2-Dichloroethane Solutions of Hexabromo Derivative of Cobalt Dicarbollide from Nitric Acid Medium // J. Radioanal. Nucl. Chem. 1991. Vol. 148. № 2. P. 227-233.

143. Бабаин В.А., Шадрин А.Ю., Лазарев Л.Н., Киселева Р.Н. Экстракция цезия и тронция растворами хлорированного дикарболида кобальта в дитетрафторпропиловом эфире диэтиленгликоля // Радиохимия. 1993. Т. 35. № 2. С. 81-85.

144. Tran Hang Ha, Rais J., Selucky P., Kyrs M. Extraction of Cs, Sr and Ba into Nitrobenzene in the Presence of Cobalt Dicarbollide and Mono-n-Dodecylethers of Polyethylene Glycol // Nucleon. 1993. Vol. 2. P. 6-9.

145. Патент № 1626592, Россия, МПК C01F11/00. Способ извлечения цезия и стронция из азотно-кислых растворов / Лазарев J1.H., Дзекун Е.Г., Романовский В.Н., Попик В.П., Прокопчук Ю.З., Ястребов А.Б., 1994.

146. Патент № 1589858, Россия, МПК G21F9/08. Способ выделения металла из кислых жидких радиоактивных отходов и экстракционная смесь для его осуществления / Лазарев Л.Н., Дзекун Е.Г., Попик В.П., Прокопчук Ю.З., Бабаин В.А., 1994.

147. Маслова Г.Б., Кудрявцева С.П., Гелис В.М., Козлитин Е.А., Полякова Н.И. Выделение и очистка стронция-90 сорбционным методом из растворов от переработки ядерного топлива. I. Извлечение стронция-90 // Радиохимия. 1975. Т. 37. Вып. 5. С. 465-469.

148. Кудрявцева С.П., Маслова Г.Б., Полякова Н.И. Выделение и очистка стронция-90 сорбционным методом из растворов от переработки ядерного топлива. II. Получение чистого стронция-90 // Радиохимия. 1995. Т. 37. Вып. 5. С. 470-474.

149. Киселева Е.Д., Табакова С.В., Чмутова В.К. Облучение амфолита ВПК в воздушно-сухом состоянии // ДАН СССР. 1978. Т. 238. Т 5. С. 1140-1143.

150. Solutsky R., Kirby М. Preporation and Half Life of Carrier Free Yttrium-90 // Analit. Chem. 1955. Vol. 27. № 4. P. 567.

151. Lange G., Herrmann G., Strassmann F. Die Darstellung von Strontium-90-Freiem Yttrium-90 durch Electrolyse // J. Inorg. and Nucl. Chem. 1957. Vol. 4. № 3/4. P. 146-154.

152. Руденко H.H. Получение без носителя иттрия-90 в радиохимически чистом состоянии // ЖНХ. 1959. Т. 4. Вып. 1. С.220-224.

153. Wood D.J., Elshani S., Du H.S., Natale N.R., Wai C.M. Separation of ^Y from 90Sr by solvent extraction with ionizable croun ethers // Anal. Chem. 1993. № 65. P. 1350-1354.

154. Chuang J.T., Lo J.G. Clearing of 90Y from 90Sr with ionizable croun ethers // Radioanal. Chem. Artie. 1995. № 189. P. 307.

155. Wai C.M., Du H.S. Separation of yttrium-90 and strontium-90 on papers impregnated with ionizable croun ethers // Anal. Chem. 1990. № 62. P. 2412.

156. Wood D.J., Elshani S., Wai C.M., Bartsch R.A., Huntley M. Separation of 90Y from 90Sr by solvent extraction with ionizable croun ethers // Anal. Chem. Acta. 1993. № 284. P. 37.

157. Chuang J.T., Lo J.G. Purification of yttrium-90 from strontium-90 on papers impregnated with croun ethers // J. Radioanal. Nucl. Chem., Artie. 1996. № 204. P. 83.

158. Никольский Б.П. Ионообменная сорбция радиоэлементов. // ЖНХ. 1958. Т. 3. № 1. С. 59-65.

159. Doering R.F. Generator of Yttrium-90 for Medical Use // J. Nucl. Med. 1963. Vol. 4. № 1. P. 54-56.

160. Михеев Н.Б. Генераторы иттрия-90 и лантана-140 // Радиохимия. 1969. Т. 11. Вып. 1. С. 126-127.

161. Малинин А.Б., Курчатова J1.H. Тронова И.Н., Басюра Н.А., Громова Н.П., Тихомирова Е.А., Куренков Н.В. Генератор иттрия-90 высокой радионуклидной чистоты // Радиохимия. 1984. Т. 26. Вып. 4. С. 500-504.

162. Peppard D.E., Mason G.W., Molines S.W. The use of Dioctyl-Phosphoric Acid Extraction in the Isolation of Carrier Free 90Y, 140La, 144Ce, 141Pr and !44Pr // J. Inorg. and Nucl. Chem. 1957. Vol. 5. №2. P. 141-146.

163. Патент № 5508011, США, МПК COIF 013/00. Method and Generator for Generating 90Y from 90Sr / Lo Jiunn-Guang, Chuang Jui-Tang, 1996.

164. Патент № 5368736, США, МПК BOld 015/08. Process for the Separation and Purification of Yttrium-90 for Medical Applications / Philip E., Mark L., 1994.

165. Wike J.S., Guyer C.E., Ramey D.W., Phillips B.P. Chemistry for Commercial Scale Production of Yttrium-90 for Medical Research // J. Appl. Radiat. Isot. 1990. Vol. 41. № 9. P. 861-865.

166. Nuclear Date. 1970. V. 8. № 1-2. P.70-75.

167. Lederen C.M., Hollander J.M., Perlman I. Table of Isotopes. New York London -Sydney: JohnWiiey. 1968.

168. Кольтгоф И.М. Сендэл Е.Б. Количественный анализ. M.-JI.: Государственное издательство научно-технической литературы. С. 651.

169. Сендел Е. Колориметрические методы определения следов металлов. М.: Мир. 1964. С. 576-582.

170. Государственная фармакопея XI. 1987. Вып. 1. С. 322-332.

171. Туранов А.Н., Кременская И.Н. Исследование условий экстракционно-фотометрического определения Д2ЭГФК в водных растворах // Заводская лаборатория. 1977. № 6. С. 646-648.

172. Fischer W, Braune G., Dietz W., Jubermann O., Krause G., Niemann K.-E., Siekemeir G. Uber die Trennung der Seltenen Erden durch Verteilen Zwischen Zwei Losungsmitteln // Angew. Chem. 1954. Vol. 66. № 12. P. 317-325.

173. Левин В.И. Квазиравновесные экстракционные процессы. Экстракция. Теория, применение, аппаратура / Сборник статей под ред. Зефирова А.П., Сенявина М.М. М.: Госатомиздат, 1962. Т. 1. С. 143-162.

174. Kies M.W., Davis P.L. A New Procedure for Fractionation of Mixtures by Solvent Distribution//J. Biol. Chem. 1951. Vol. 189. P. 637-650

175. Корпусов Г.В., Кузнецов Г.И., Патрушева E.H., Попков Г.П., Яковлев Г.Н. Исследование полупротивоточных экстракционных методов разделения трансурановых элементов в трехвалентном состоянии // Радиохимия. 1974. Т. 16. № 5. С. 695-701.

176. А.С. № 528100, Россия, МПК В 02Д 11/04. Экстракционный аппарат / Шкляр Л.И., Кузнецов Г.И., Беляков С.М., Рощин А.П., Един В.А., Комаров В.А. Опубл. 01.10.1976.

177. А.С. № 280437, Россия, МПК В 011Д 11/04. Экстрактор / Нудель A.M., Рощин А.Н., Ефимов В.В., Шацилло В.Г., Розен A.M. Опубл. 02.12.1970.

178. А.С. № 2936619, Россия, МПК В 01Д 11/04. Центробежный экстрактор / Коновалов

179. B.Е., Парамонов Б.Н., Понятовский Н.А., Селиверстов К.Б., Солнцев Н.Я., Солодов А.И. Опубл. 26.03. 1971

180. А.С. № 644502, Россия, МПК В 01Д 11/04. Центробежный экстрактор / Зеленин Л.И., Попков Г.П. Опубл. 04.04. 1979.

181. Кузнецов Г.И., Пушков А.А., Косогоров А.В. Центробежные экстракторы ЦЕНТРЭК. М.: РХТУ им. Менделеева. 214 с.

182. Фадеева М.С., Павлов О.Н., Бакунина В.В. Экстракционный метод выделения технеция из облученного молибдена//ЖНХ. 1958. Т. 3. Вып. 1. С. 165-166.

183. Лаврухина А.К., Поздняков А.А. Аналитическая химия элементов. М.: Наука. 1996.1. C. 360.

184. El-Asrag Н.А., El-Kolay М., Hallaba Е. On the Production of 99mTc by Solvent Extraction technique // Microchemical Journal. 1978. Vol. 23. P. 42-50.

185. Бочкарев B.B., Левин В.И. Харламов В.Т. Разработка и усовершенствование изотопных генераторов для медицинского назначения. Отчет ИБФ. Инв. № Т Б-3685. 1977. С. 123.

186. Boyd R.E. Molybdenum-99 / Technetium-99m Generator // Radiochim. Acta. 1982. Vol. 30. P. 123.

187. Справочник по экстракции / Под ред. Розена A.M. Т.1. Николотова З.И., Карташова Н.А. Экстракция нейтральными органическими соединениями. М.: Атомиздат, 1976. 598 с.

188. Aziza A., Lyle S.J. Equilibrium Constants for Agneous Floury Complexes of Scandium, Yttrium, Americium (III) and Curium (III) by Extraction in to Di-2-Ethylhexyl Phosphoric Acid// J. Inorg. Nucl. Chem. 1969. Vol. 31. № 11. P. 3471-3480.

189. Harada Т., Smutz M. Extraction of Yttrium in The System YCI3 HC1 - H20 - Di(2-Ethylhexyl) phosphoric Acid //J. Inorg. Nucl. Chem. 1970. V. 32. № 2. P. 649-662.

190. Sato Т., Ueda M., The Extraction of Yttrium (III) and Lanthanum (III) from Hydrochloric Acid Solutions by Di(2-Ethylhexyl) phosphoric Acid //J. Inorg. Nucl. Chem. 1973. V. 35. №3. P. 1003-1010.

191. Лапин В.П., Смелов B.C., Смык З.А. Экстракция кальция, стронция и бария ди(2-этилгексил)фосфорной кислотой. Из хлоридных растворов // Радиохимия. 1972. Т.14. Вып. 5. С. 667-674.

192. Михайличенко А.И., Пименов P.M. Экстракция тяжелых редкоземельных элементов ди(2-этилгексил)фосфорной кислотой // Радиохимия. 1969. Т. 14. Вып. 6. С. 16111618.

193. Землянухин В.И., Савоскин Г.П., Пушленков М.Ф. Исследование комплексообразования америция с кислыми фосфорорганическими соединениями // Радиохимия. 1963. Т. 5. Вып. 6. С. 674-679.

194. Михайличенко А.И., Михлин Е.Б., Патрикеев Ю.Б. Редкоземельные металлы. М.: Металлургия, 1987. 232 с.

195. Tachimori S. Effects of radiolysis of di(2-othylhexyl)-phosphoric acid upon the extraction of strontium (II) // J. Radioanal. Chem. 1978. № 44. Vol. 1. P. 25-35.

196. Владимирова M.B., Куликов И.А., Милованова А.С. Радиационно-химическое поведение системы Д2ЭГФК в парафине 3 М HNO3 при а- и /3-радиолизе // Радиохимия. 1979. .№ 21. Вып. 6. С.925-926.

197. Пикаев А.К. Современная радиационная химия. Твердое тело и полимеры. Прикладные аспекты. М.: Наука. 1987. 448 с.