نوع مقاله : مقاله پژوهشی

نویسندگان

• منیژه داینی
• سیمیندخت شیروانی آرانی
• علی بهرامی سامانی
• سید میلاد میرعماد
• ایمان دهقان

پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای، پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 8486-11365، تهران- ایران

چکیده

برای تولید رادیونوکلئید با ارزش تکنسیم-m99 از مولیبدن-99 استفاده می‌شود که به طور عمده از انحلال اسیدی محصولات حاصل از شکافت اورانیم-235 به دست می‌آید. جداسازی و خالص‌سازی این رادیوایزوتوپ مولیبدن از دیگر محصولات حاصل از شکافت، به دلیل تنوع و اکتیویته بالای ناخالصی‌ها محلول، چالشی بزرگ محسوب می‌شود. در این پژوهش از کروماتوگرافی تبادل آنیونی برای تخلیص mg 02_/0 مولیبدن-99 (mCi100) در مقیاس نیمه‌صنعتی استفاده شده و بهینه‌سازی پارامترهای مؤثر شامل مقدار رزین، سرعت جریان و حجم محلول‌های ورودی به ستون در هر یک از مراحل شستشو و شویش در دو حالت تست سرد (با افزایش مولیبدن-99 به عنوان ردیاب به محلول خوراک) و تست داغ (با استفاده از نمونه واقعی حاصل از انحلال اسیدی هدف پرتودهی شده حاوی اورانیم-235 (Al _x8O₃U)) انجام شده است. شرایط بهینه برای تست سرد/ داغ به ترتیب شامل مقدار رزین g4-g5_/7، حجم شستشو ml50- ml70، حجم محلول شویش ml 60- ml84 و سرعت شویش ml/min64_/5-ml/min4 به دست آمده است. هم­چنین سرعت بارگذاری و شستشو در هر دو تست یکسان و به ترتیب ml/min6 و 5 است. تحت این شرایط بهینه خلوص محصول مولیبدن به دست آمده در تست سرد تا 100‌% و در تست داغ تا 17_/98‌% بوده است.

کلیدواژه‌ها

• شکافت
• مولیبدن-99
• کروماتوگرافی تبادل آنیونی
• تکنسیم-m99

عنوان مقاله [English]

Pilot scale optimization of a chromatographic method for purification of Molybdenum-99 (cold and hot tests)

نویسندگان [English]

• M. Dayeni
• S. Shirvani Arani
• A. Bahrami Samani
• S.M. Miremad
• I. Dehghan

Nuclear Fuel Cycle Research School, Nuclear Science and Technology Research Institute, AEOI, P.O.Box: 11365-8486, Tehran - Iran

چکیده [English]

Technicium-99 as a widely used radionuclide in nuclear medicine was obtained from molybdenum-99 which mainly produced by fission of Uranium-235. Separation and purification of molybdenum from other fission products are considered as a big challenge due to its high activity and variety of impurities. In this research, anion exchange chromatography was used for the purification of Mo-99 on a semi-industrial scale as 0.02mg (100mCi). The optimization of the effective parameters including the amount of resin, flow rate and volume of solutions entering the column in each step of washing and rinsing in two modes was performed by two methods; cold test (by addition of Mo- 99 as a tracer to the feed solution) and hot test (using a real sample obtained from acidic dissolution of the irradiated target containing U-235 (U₃O₈/Al_x). The values of the optimum parameters for the cold/hot tests including the amount of resin 4g /7.5g, the eluent volume 50ml/70ml, the washing volume 60ml/84ml and the flow rates of elution step were 5.64ml/min/ 4ml/min, respectively. The loading and Washing speeds were the same for both modes. The Molybdenum purity obtained in the cold test was up to 100% and up to 98.17%.for the hot test.

کلیدواژه‌ها [English]

• Fission
• Mo-99
• Anion exchange chromatography
• Tc-99m