Приборы и техника эксперимента, 2023, № 6, стр. 119-125

1. ВВЕДЕНИЕ

Радиоактивный изотоп ¹²³I широко используется для диагностики целого ряда заболеваний. В настоящее время известно несколько способов реализации производства радионуклида ¹²³I для медицины с использованием ускорителей. Извлечение ¹²³I из газовых мишеней при облучении ¹²⁴Xe преимущественно осуществляют водой. В зависимости от материала мишенного устройства, помимо воды, используются также слабые растворы NaOH, NaCl, NaHSO₃ с последующим концентрированием и очисткой различными радиохимическими методами [1–3].

В НИЦ “Курчатовский институт” разработан и реализован способ получения радионуклида ¹²³I [4, 5], при котором наработка радиоизотопа ¹²³I проводится облучением протонами изотопа ¹²⁴Xe по реакциям

После облучения газообразные ¹²⁴Xe и ¹²³Xe криогенным способом конденсируются в “распадный” баллон, где их выдерживают для распада ¹²³Xe и накопления ¹²³I, после чего ¹²⁴Xe переконденсируются в резервуар для хранения и повторного использования. В этих работах авторами [4, 5] проанализирована эффективность разных технологий сбора ¹²³I после облучения. Наилучшей, т. е. обеспечивающей минимальные потери, признана технология, при которой выделение ¹²³I происходит и из мишени (сразу после облучения), и из “распадного” баллона (в момент, когда активность ¹²³I в нем достигает максимума).

Реализуемый в настоящее время в НИЦ “Курчатовский институт” способ не позволяет извлекать ¹²³I, образованный в мишенном устройстве за время облучения. Извлечение производится только из “распадного” баллона, что дает возможность получать радионуклид ¹²³I высокой чистоты, однако при этом значительная часть его теряется. Хотя авторами отмечается, что работа по схеме, в которой ¹²³I извлекается только из “распадного” баллона, приводит к большим потерям ¹²³I, для наработок была выбрана именно эта схема, так как ее было проще и быстрее технически реализовать. Данная схема при частых облучениях малой продолжительности позволила обеспечивать начальные потребности – получение ¹²³I в количестве примерно 1 Ки, с тем чтобы на ее основе перейти к более продуктивной схеме извлечения.

2. КИНЕТИКА НАКОПЛЕНИЯ ¹²³I

Оценим уровень неиспользуемого ¹²³I, остающегося в мишенном устройстве на момент прекращения стандартного шестичасового облучения и конденсации ¹²³Xe в “распадный” баллон.

Относительные количества изотопов ¹²³Xe и ¹²³I, образующихся и распадающихся в процессе облучения и после его окончания, описываются простыми кинетическими уравнениями, использующими лишь значения постоянных распада ¹²³Xe и ¹²³I.

2.2. ¹²³Xe и ¹²³I в “распадной” емкости

При условии, что весь ¹²³Xe – потенциальный источник следующей порции ¹²³I – полностью перенесен в “распадную” емкость, изменение их количеств описываются функциями:

(5)

$n{{2}_{{{\text{Xe}}}}}\left( t \right) = n{{1}_{{{\text{Xe}}}}}\left( 6 \right)~{{{\text{e}}}^{{--{{{{\lambda }}}_{{{\text{Xe}}}}}t{\text{\;}}}}},$

(6)

$N{{2}_{{\text{I}}}}{\text{(}}t{\text{)}} = n{{1}_{{{\text{Xe}}}}}\left( 6 \right)\frac{{{{{{\lambda }}}_{{{\text{Xe}}}}}}}{{{{{{\lambda }}}_{{\text{I}}}}--{{{{\lambda }}}_{{{\text{Xe}}}}}}}\left( {{{{\text{e}}}^{{--{{{{\lambda }}}_{{{\text{Xe}}}}}t~}}}--{{{\text{e}}}^{{--{{{{\lambda }}}_{{\text{I}}}}t{\text{\;}}}}}~} \right),$

где n2_Xe(t) и N2_I(t) – количества изотопов ¹²³Xe и ¹²³I в “распадной” емкости в процессе распада.

На рис. 1. представлены графики процессов изменения активностей ¹²³Xe и ¹²³I в относительных единицах. В мишенном устройстве активность ¹²³I, наработанного за шесть часов, равная А1_I(6) = λ_IN1_I(6), приведена к единице; после окончания облучения активность ¹²³I начинает понижаться за счет распада (рис. 1а). В “распадной” емкости активность йода А2_I(t) = λ_IN2_I(t) со временем проходит через максимум max(А2_I) в диапазоне 6.2–7 ч выдержки, составляющий 0.606 отн. ед. (рис. 1б). Это время определяется только постоянными распада ¹²³Xe и ¹²³I, не зависит от параметров облучения и является наиболее выгодным для извлечения ¹²³I из “распадной ”емкости. По окончании шестичасового облучения в мишенном устройстве накапливается в 1.65 раза больше ¹²³I, чем при извлечении его максимального количества из “распадной” емкости. Если сбор ¹²³I из “распадной” емкости в момент его максимальной активности уже хорошо отработан, то технологию извлечения оставшегося в мишени ¹²³I предстоит создать. В табл. 1 представлены значения отношения q активности ¹²³I в мишенном устройстве к максимуму активности в “распадной” емкости в зависимости от времени извлечения:

$q\left( {{{\Delta }}t} \right)\,{\text{ = }}\,А{{{\text{1}}}_{{\text{I}}}}\left( {{{\Delta }}t} \right){\text{/max(}}А{{{\text{2}}}_{{\text{I}}}}{\text{),}}$

где Δt – время от окончания облучения до момента извлечения ¹²³I из мишенного устройства.

Рис. 1.

Относительные активности A ¹²³Xe и ¹²³I, нормированные на активность ¹²³I, наработанную в мишени за шестичасовое облучение: а – в мишенном устройстве, б – в “распадной” емкости.

Таблица 1.

Зависимость отношения активности ¹²³I, распадающегося в мишенном устройстве после шестичасового облучения, к максимуму активности ¹²³I в “распадной” емкости

Δt, ч	0	1	2	3	4	5	6	7
q, отн. ед.	1.65	1.57	1.49	1.41	1.34	1.27	1.21	1.15

Приведенные в табл. 1 данные позволяют оценивать достигаемый технологический выход ¹²³I при своевременном извлечении ¹²³I из мишенного устройства. Чтобы сократить время от окончания облучения до извлечения ¹²³I из мишенного устройства, необходима разработка технологии конструктивного оформления и автоматизации этого процесса.

3. КОНСТРУКЦИЯ УСТАНОВКИ

Судя по доступной литературе, поиску альтернативных видов растворителей для извлечения остающегося в мишенном устройстве ¹²³I не уделялось существенного внимания. В работе [6] изотоп ¹²³I получался облучением протонами ксенона с обогащением 20% и 40% по изотопу ¹²⁴Xe. Корпусы мишенных устройств, изготовленные из кварца и сплава кобальта (Хавар), промывались последовательно растворами 0.1 М NaOH и 0.1 М HCl. Известна работа, в которой для облучения использовались высокообогащенный ¹²⁴Xe (99.9%), а корпус мишенного устройства был изготовлен из нержавеющей стали. Промывка мишени осуществлялась слабым раствором NaI и NaHSO₃ в воде, при этом удавалось извлечь 75 ± 5% йода [7]. На сегодняшний день широкое распространение получила установка KIPROS [8], в которой мишенное устройство изготовлено из алюминия с внутренним никелевым покрытием. Мишенное устройство промывается водой с дальнейшей концентрацией йода методом ионообменной хроматографии и последующим растворением в 0.02 М NaOH.

Разработанный нами способ основан на использовании органических растворителей, которые обеспечивают высокую растворимость йода и не взаимодействуют с материалом стенок мишенного устройства. Использование органических растворителей обеспечивает следующие преимущества:

– повышенную эффективность экстракции ¹²³I,

– отсутствие контакта внутренней поверхности мишенного устройства с водой,

– возможность применения несложных способов очистки экстрагированного ¹²³I от радионуклидных примесей методами вакуумной разгонки.

Для экспериментов были выбраны ацетон и диэтиловый эфир, которые являются растворителями низкой токсичности (3-й класс), обладают высокой летучестью и полностью удаляются в процессе вакуумной отгонки. Применение в процедуре извлечения ¹²³I технологических операций “мокрой” химии потребовало усложнений в конструкции мишени.

На рис. 2. представлена схема созданной лабораторной установки, предназначенной для получения радионуклида ¹²³I путем облучения ¹²⁴Xe протонами, сбора газообразных продуктов в “распадную” емкость и извлечения ¹²³I со стенок мишенного устройства органическими растворителями. Установка состоит из двух блоков: газо-вакуумного (на схеме металлические трубки этого блока обозначены жирными линиями) и экстракционного (полимерные трубки экстракционного блока обозначены тонкими линиями). Оба блока соединены с мишенным устройством. 3D-модель и фото мишенного устройства представлены на рис. 3.

Рис. 2.

Схема лабораторной установки: 1, 10 – датчики давления АИР-20-M2-ДА, 2 – сорбционная ловушка с активированным углем, 3 – емкость с исходным ¹²⁴Xe, 4 – мерная ловушка (вспомогательная) для ¹²⁴Xe, 5 – ловушка для сбора облученного ¹²⁴Xe и ¹²³Xe, 6 – мишенное устройство, 7 – шприц-дозатор с ацетоном, 8 – шприц-дозатор с диэтиловым эфиром, 9 – шприц-дозатор с 0.01 М NaOH, 11 – форвакуумный насос, 12 – кварцевая колба для сбора смывов, 13 – прокачная ловушка, д1–д6 – сосуды Дьюара, в1–в1 – вентили.

Рис. 3.

Конструкция мишенного устройства 6.

Корпус мишенного устройства выполнен из алюминия марки АД1. Рабочая камера цилиндрической формы диаметром 15 мм и длиной 50 мм. Объем камеры 8.8 см³. Входная мембрана из алюминия толщиной 200 мкм уплотняется прокладками из витона.

4. ПРИБОРЫ И РЕАКТИВЫ

Измерения активности образцов на последовательных технологических стадиях обработки проводились по линии ¹²³I E_γ = 159 кэВ с помощью γ-спектрометра фирмы ORTEC GEM 35P4 (США) с Ge-детектором. Весовой баланс при проведении операций контролировался гравиметрически с помощью аналитических весов Mettler PM6100, давление газов – датчиками АИР-20-M2-ДА. В работе использовались ацетон (ОСЧ), диэтиловый эфир (ЧДА), гидроксид натрия (ОСЧ) и деионизированная вода. После отработки основных технологических операций переходили к работам с изотопно-обогащенным ¹²⁴Xe (99.9%, АО “ПО ЭХЗ”) и радионуклидом ¹²³I, нарабатываемом на циклотроне У-150 НИЦ “Курчатовский институт”.

5. ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ ОПЕРАЦИИ

6. РЕЗУЛЬТАТЫ И ОБСУЖДЕНИЕ

Опыты по извлечению из мишенного устройства наработанного ¹²³I проводились с использованием ацетона, диэтилового эфира и смеси этих растворителей состава 50 : 50% об.

Для заполнения мишенного устройства растворителями оно предварительно вакуумировалось. При открывании вентиля растворители затягивались в него за счет перепада давлений. Результаты модельных экспериментов показали, что степень заполнения зависит как от вида растворителя, так и от условий заполнения. Заполнение проводилось при одинаковой температуре мишенного устройства, коммуникаций и растворителя. Заполняемость внутреннего объема мишени ацетоном составляла не менее 95% при условии вакуума в мишени и давления над жидким ацетоном 1 ата. В случае заполнения диэтиловым эфиром эффективность заполнения снижалась до уровня примерно 85%, при этом было необходимо создавать избыточное давление около1 ата над жидким эфиром при заполнении. По-видимому, это связано с образованием паровой пробки в мишени вследствие высокой упругости паров диэтилового эфира. Заполненное растворителями мишенное устройство выдерживалось в течение 15 мин при комнатной температуре.

В зависимости от условий проведения процесса изменялась доля растворителя, извлекаемого из мишенного устройства. При сливании растворителя в вакуумированную кварцевую колбу 12, имеющую комнатную температуру, удавалось собрать 85% эфира и 90% ацетона, а при охлаждении колбы жидким азотом эффективность сбора приближалась к 100%. Охлаждение приемной кварцевой колбы 12  оказалось необходимым также для более плавного прохождения процесса отгонки, исключающего вскипание растворителя на начальной стадии.

Следующий этап – вакуумная отгонка растворителей из смыва, сконденсированного при температуре –196°С, проводилась при отогревании ловушки в атмосфере воздуха комнатной температуры. При использовании диэтилового эфира продолжительность вакуумной отгонки при одинаковых условиях сокращается примерно на треть по сравнению с использованием ацетона и составляет примерно 20 мин для диэтилового эфира и около 30 мин для ацетона.

Смыв полученного радионуклида ¹²³I из кварцевой колбы после вакуумной отгонки органических растворителей проводился 0.01 М раствором NaOH. В результате этой операции эффективность смыва, которая определялась по соотношению активности ¹²³I в колбе до и после смыва, составляла не менее 95%.

Эффективность извлечения ¹²³I из мишенного устройства и уровень потерь при отгонке растворителя оценивались по результатам измерений активности ¹²³I в мишенном устройстве и колбе до и после проведения операций. Результаты измерений представлены в табл. 2.

Сопоставление результатов, представленных в табл. 2, показывает, что эффективность извлечения радионуклида ¹²³I ацетоном в два раза выше, чем диэтиловым эфиром. В то же время, уровень потерь ¹²³I при вакуумной отгонке ацетона более чем в пять раз превышает уровень потерь при отгонке диэтилового эфира. Полученные результаты свидетельствуют о возможности дальнейшей оптимизации процессов путем изменения состава смеси растворителей. Это продемонстрировано использованием в качестве экстрагента смеси ацетона и диэтилового эфира состава 50: 50% об., обеспечившей наиболее высокий процент извлечения ¹²³I.

7. ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Разработана, изготовлена и протестирована лабораторная установка, на которой отработан технологический процесс извлечения радионуклида ¹²³I из мишенного устройства путем смывания органическими растворителями. Продемонстрировано, что разрабатываемый метод позволяет извлекать не менее 80% ¹²³I, остающегося на внутренних стенках мишенного устройства за время облучения ¹²⁴Xe.

По мнению авторов, разработанная конструкция лабораторной установки и технологическая схема делают возможной автоматизацию процесса, что позволит сократить время от окончания облучения до извлечения ¹²³I из мишенного устройства и дополнительно извлекать радионуклид ¹²³I в количестве равном или превышающем активность нарабатываемого ¹²³I по существующей технологии без увеличения временной загрузки циклотрона.