Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Получение препаратов 99mTc, 225Ac и 237U с высокой радионуклидной чистотой в фотоядерных реакциях

Диссертация: Получение препаратов 99mTc, 225Ac и 237U с высокой радионуклидной чистотой в фотоядерных реакциях
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

Изотоп актиния с массовым числом 225 также представляет большой интерес для ядерной медицины. В настоящее время он используется в качестве материнского нуклида для получения 213Bi, который находит применение при радиотерапии раковых заболеваний, в особенности — микрометастазов опухолей. Однако 225Ас может быть и сам применен для этих же целей, благодаря своим ядерно-физическим свойствам… Читать ещё >

Получение препаратов 99mTc, 225Ac и 237U с высокой радионуклидной чистотой в фотоядерных реакциях (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • ГЛАВА 1. Литературный обзор
    • 1. 1. Ядерно-физические характеристики и методы получения 99тТс
    • 1. 2. Ядерно-физические характеристики и методы получения 225Ас
    • 1. 3. Ядерно-физические характеристики и методы получения 237U
    • 1. 4. Химические изменения, индуцируемые реакцией (у, п)
  • ГЛАВА 2. Экспериментальная часть
    • 2. 1. Параметры используемого в работе компактного ускорителя электронов — МТ-25 микротрона, спектрометрического оборудования, мишенного узла
    • 2. 2. Получение 99тТс в реакции, 00Мо (у, n)99Mo 99тТс с использованием мишеней из 100МоОз и металлического natMo
    • 2. 3. Получение 99тТс в реакции I00Mo (y, n)99Mo 99тТс с использованием мишени из карбонила молибдена
    • 2. 4. Получение 225Ас в реакции 226Ra (y, n)225Ra 225Ас
    • 2. 5. Получение U в реакции U (y, п) с использованием метода сбора ядер отдачи
  • ВЫВОДЫ
  • СПИСОК ПУБЛИКАЦИЙ

Актуальность темы

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

Изотоп 99шТс очень широко используется в ядерной медицине для, диагностики различных заболеваний человека, таких как острый инфаркт миокарда, метастазы в костных тканях, нескелетогенные опухоли, злокачественные опухоли в различных органах, а также при сцинтиграфии скелета, мечении эритроцитов, диагностике почек, печени, селезенки, костного мозга. Это объясняется практически идеальным сочетанием его ядерно-физических свойств с возможностью ежедневного получения радионуклида из генератора непосредственно в клинике и синтеза большого количества простых и комплексных соединений, коллоидных препаратов, которые могут быть использованы в самых различных клинических ситуациях. В настоящее время мировое потребление этого радионуклида превышает 200 000 Ки в год и продолжает увеличиваться. Поэтому совершенствование технологии получения Тс остается крайне актуальной задачей.

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

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

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

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

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

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

На основании вышеизложенного проведение исследований по получению.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Публикации. По теме диссертации опубликовано 23 работы.

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

выводы.

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

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

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

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

ЛЛС Л.

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

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

94*7 / 94Я.

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

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

Показать весь текст

Список литературы

  1. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения: Рекомендации МКРЗ: В 2 ч. В 4 кн. / Под ред. А. А. Моисеева. Публикация 38-я. Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1987. 1 ч. 1 кн.
  2. М.П., Кодина Г. Е. Методы получения 99Мо (обзор) // Радиохимия. 1999. Т. 41.-3. С. 193−204.
  3. Х.К. Введение в ядерную химию технеция // Радиохимия. 1997. Т. 39.-4. С. 289−293.
  4. С.Н., Зайцева Н. Г. Радионуклиды для биомедицинских исследований. Ядерные данные и методы получения на ускорителях заряженных частиц // Физика элементарных частиц и атомного ядра. 1996. Т. 27.-4. С. 977−1042.
  5. АН A., Ache J. Production Techniques of Fission Molybdenum 99 // Radiochimica Acta. 1987. V. 41. — 2/3. P. 65−72.
  6. Ryabchikov A.I. et al. Obtaining molybdenum-99 in the IRT-T research reactor using resonance neutrons // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. 2004. V. B213. P. 364−368.
  7. Iahara H. et al. // JNDC FP Decay and Yield Data. JAERI-M, 1981. P. 9715.
  8. McDaniel F.D., Courtney W.J., Givens W.W. // Proc. SPIE-Int. Soc. Opt. Eng. 1994.-2339. P. 529−534.
  9. А.С., Киселев Г. В., Ланцов М. Н. Получение 99Мо в ядерных реакторах // Атомная энергия. 1989. Т. 67. — 2. С. 104−108.
  10. A.M. и др. Производство радионуклидов в ядерных реакторах // Атомная энергия. 1986. Т. 60. 2. С. 85−91.
  11. J.E., Hupf Н.В. // Journal of Nuclear Medicine. 1971. Y. 12. P. 739.
  12. Almeida G.L., Helus F. On the Production of 99Mo and 99mTc by Cyclotron // Radiochemical and Radioanalytical Letters. 1977. V. 28. 3. P. 205−214.
  13. Lagunas-Solar M.C. et al. Cyclotron Production of NCA 99mTc and 99Mo. An Alternative Non-reactor Supply Source of Instant 99mTc and 99Mo —> 99mTc Generators // Applied Radiation and Isotopes. 1991. V. 42. 7. P. 643−657.
  14. Jamagushi I. et al. Nuclear Reactions of 99Tc with Fast Neutrons of Reactor // Radiochimica Acta. 1993. V. 63.-1. P. 33−36.
  15. М.Г., Марескин С. А. О возможности получения 99Мо и 99тТс на. ускорителях электронов // Радиохимия. 1993. Т. 35. 5. С. 91−96.
  16. Dikiy N.P., Dovbnya A.N., Uvarov V.L. Development of new electron irradiation based technology for technetium-99 production // Proc. of the 6th European Particle Accelerator Conf. «EPAC-98». Stockholm, 1998. P. 23 892 391.
  17. Das S.K. et al. Carrier free separation of 99Mo from fission products // Proc. of the International Symposium on Radiochemistry and Radiation Chemistry «Plutonium 50 Years». Bombay, India, 1991. P. 685.
  18. Sameh A. Ali, Leifeld W. Method of separating fission molybdenum // German patent DE4231997. Priority 24.09.1992. Publ. 05.01.1994.
  19. Boessert W. et al. Engineering and nuclear technology requirements to be met by a facility for reprocessing shortly irradiated nuclear fuel // Kernenergie. 1984. V. 27.-11−12. P. 469−472.
  20. Bernhard G. Separation of radionuclides from a fission product solution by ion exchange on alumina // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Articles. 1994. V. 177. 2. P. 321−325.
  21. Bernhard G., Friedrich M. Patent DDR 260 715. Applied 15.06.87.
  22. Al-Janabi M.A. et al. Radiochemical Separation of 99Mo from natural Uranium irradiated with thermal Neutrons // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Articles. 1987. V. 111. 1. P. 165−175.
  23. Michelsen O.B., Hoffman D.C. Rapid Separation of Cerium and Molybdenum from Fission Products // Radiochimica Acta. 1966. V. 6. 3. P. 165−167.
  24. Shikata E., Iguchi A. Production of 99Mo and its Application in Nuclear Medicine // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Articles. 1986. V. 102.-2. P. 533−550.
  25. Motojima K., Tanase M. Separation of 99Mo from Neutron-Irradiated UO2 by Vacuum Sublimation: Apparatus and Recovery of 99Mo // Applied Radiation and Isotopes. 1977. V. 28. 5. P. 485−489.
  26. A.c. ЧССР 197 786. Способ получения радионуклида 99Мо из облученных оксидов урана / Fisher M.A. // РЖХимия. 1983. 22Л13П.
  27. Н.Б. и др. Генератор технеция-99м // Радиохимия. 1971. Т. 13.-4. С. 631−633.
  28. Tanase М. et al. A 99mTc generator using a new inorganic polymer adsorbent for 99Mo // Applied Radiation and Isotopes. 1997. V. 48. 5. P. 607−611.
  29. Serrano Gomez J., Granados Correa F. 99mTc generator with hydrated Mn02 as adsorbent of 99Mo // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Articles. 2002. V. 254. 3. P. 625−628.
  30. Boyd R.E. The gel generator: a viable alternative source of 99mTc for nuclear medicine // Applied Radiation and Isotopes. 1997. V. 48. 8. P. 1027−1033.
  31. Monroy-Guzman F., Diaz-Archundia L.V., Conteras Ramirez A. Effect of Zr: Mo ratio on 99mTc generator performance based on zirconium molybdate gels // Applied Radiation and Isotopes. 2003. V. 59.-1. P. 27−34.
  32. Gurko O.B., Ravkova E.I., Savushkin I.A. Analysis of radioactive wastes formed as a result of the production of 99mTc on the basis of irradiated molybdenum trioxide using a centralized generator as a base // Atomic Energy. 2004. V. 96.-3. P. 191−195.
  33. Taskaev E., Taskaeva M., Nikolov P. Extraction generator for 99mTc. sodium pertechnetate production // Applied Radiation and Isotopes. 1995. V. 46. 1. P. <'-«13−16.
  34. Zykov M.P. et al. Use of extraction generator for preparing a 99raTc radiopharmaceutical // Radiochemistry. 2001. V. 43. 3. P. 297−300.
  35. В.Д., Микулай В. Стабилизация дочернего 99mTc после Р-распада 99Мо в молекуле гексакарбонила молибдена // Радиохимия. 1973. Т. 15. — 6. С. 846−852.
  36. Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения: Рекомендации МКРЗ: В 2 ч. В 4 кн. / Под ред. А. А, Моисеева. Публикация 38-я. Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1987. 2 ч. 2 кн.
  37. В.А., Цупко-Ситников В.В., Зайцева Н. Г. Радионуклиды для радиотерапии. Актиний-225: свойства, получение, применение // Радиохимия. 1997. Т. 39. 6. С. 481−490.
  38. Humm J.L. et al. Microdosimetry in radioimmunotherapy // Radiation Protection Dosimetry. 1990. V. 31. 1−4. P. 433−436.
  39. McDevitt M.R. et al. Radioimmunotherapy with alpha-emitting nuclides // European Journal of Nuclear Medicine. 1998. V. 25. 9. P. 1341−1351.
  40. McDevitt M.R., Ma D., Lai L.T. Tumor therapy with targeted atomic nanogenerators // Science. 2001. V. 294. 5546. P. 1537−1540.
  41. Geerlings M.W. et al. The feasibility of Ac as a source of alpha-particles in radioimmunotherapy //Nuclear Medicine Communications. 1993. V. 14. 2. P. 121−125.
  42. Koch L. et al. Production of Ac-225 and application of the Bi-213 daughter in cancer therapy // Czechoslovak Journal of Physics. 1999. V. 49. SI. Part II. P. 817−822.
  43. Van Geel J., Fuger J., Koch L. Method for producing actinium-225 and bismuth-213. // Luxembourg Patent LU87684. Priority 23.02.1990. Publ. 08.10.1991.
  44. Koch L., Fuger J., Van Geel J. Process for producing actinium-225. // Luxembourg Patent LU88636. Priority 03.07.1995. Publ. 08.01.1997.
  45. Bonetty R. et al. Nuclear structure effects in the exotic decay of 225Ac via 14C emission //Nuclear Physics. 1993. V. A562. 1. P. 32.
  46. Beyer G.J. et al. A highly-effective method for the separation of actinide isotopes // Radiochemical and Radioanalytical Letters. 1972. V. 12. 4,5. P. 259−269.
  47. Apostolidis C. et al. Cyclotron production of Ac-225 for targeted alpha therapy // Applied Radiation and Isotopes. 2005. V. 62.-3. P. 383−387.
  48. Rose A. Boll, Dairin Malkemus, Saed Mirzadeh. Production of actinium-225 for alpha particle mediated radioimmunotherapy // Applied Radiation and Isotopes. 2005. V. 62.-5. P. 667−679.
  49. Poskanzer A.M., Foreman B.M. A Summary of TTA Extraction Coefficients // Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry. 1961. V. 16. ¾. P. 323−336.
  50. Т., Koike Y., Sakairi M. // Journal of Nuclear Science and Technology. 1967. V. 4. P. 308−311.
  51. З.К. и др. Экстракция актиния триоктилфосфинокисью из нитратных растворов // Радиохимия. 1977. Т. 19. 1. С. 38−42.
  52. З.К. и др. Экстракция актиния триоктилфосфинокисью из хлоридных растворов // Радиохимия. 1977. Т. 19.-1. С. 42−45.
  53. З.К. и др. Экстракция актиния три-н-октиламином // Радиохимия. 1979. Т.21.-1. С. 11−14.
  54. З.К. и др. Экстракционное выделение актиния, америция и европия из щелочных растворов четвертичными аммониевыми основаниями // Радиохимия. 1978. Т. 20. 6. С. 845−850.
  55. З.К. и др. Исследование экстракции актиния, америция и европия из щелочных растворов четвертичными аммониевыми основаниями в присутствии комплексонов // Радиохимия. 1979. Т. 21. 3. С. 394−399.
  56. А.И. и др. Экстракция лантана и актиния смесью нитрата триалкилметиламмония и трибутилфосфата // Радиохимия. 1982. Т. 24. 2. С. 207−209.
  57. Т., Yamana Н., Suzuki S. // Bulletin of the Chemical Society of Japan. 1977. V. 50. P. 2913−2916.
  58. Farr J.D. et al. The Crystal Structure of Actinium Metal and Actinium Hydride // Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry. 1961. V. 18. P. 42−47.
  59. Nelson F. Ion Exchange Procedures. VI. Cation Exchange of Ac (III) and Fr (I) in HC1 and HC104 Solutions- Isolation of 227Ac from 231 Pa and 227Ac Daughters // Journal of Chromatography. 1964. V. 16. 3. P. 538−540.
  60. Nelson F., Kraus K.A. Ion Exchange Procedures. X. Cation Exchange in concentrated НСЮ4 HC1 Solutions // Journal of Chromatography. 1979. V. 178.-l.P. 163−168.
  61. Aguado J.L., Bolivar J.P., Garcia-Tenorio R. 226Ra determination in phosphogypsum by alpha-particle spectrometry // Czechoslovak Journal of Physics. 1999. V. 49. SI. Part I. P. 439−444.
  62. Wlodzimirska By.В., Bartos В., Bilewicz A. Preparation of ~ Ac and Ac generators using a cryptomelane manganese dioxide sorbent // Radiochimica Acta. 2003. V. 91. P. 553−556.00^ 001
  63. Reddy A.V.R. et al. A method for preparation of Ac cow for Fr // Radiochemical and Radioanalytical Letters. 1981. V. 47. 1−2. P. 45−56.
  64. Л.И., Тихомирова Г. С. Одновременное определение природных и искусственных актиноидов в объектах окружающей среды с использованием ионитов и растворов минеральных кислот // Радиохимия. 1994. Т. 36.-1.С. 51−56.
  65. Tsoupko-Sitnikov V., Norseev Yu., Khalkin V. Generator of Actinium-225 // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Articles. 1996. V. 205. 1. P. 75−83.
  66. Ruddy F.H. et al. Separation of the alpha-emitting radioisotopes actinium-225 and bismuth-213 from thorium-229 using alpha recoil methods // Nuclear Instruments and Methods in Physics Research. 2004. V. 213. Sec. B. P. 351−356.
  67. .М. и др. Изотопный генератор 237U на основе 241Ри // Атомная энергия. 1978. Т. 45. 1. С. 66−67.
  68. А.С., Романов Ю. Ф. К вопросу о получении 237U // Известия вузов. Физика. 1969. Т. 1. С. 28−31.
  69. Stone J. et al. Mossbauer effect studies with actinides // Proc. of the IAEA Symp. «Applications in the Mossbayer Effect in Chemistry and Solid State Physics». Vienna, 1965. IAEA. Mar. 1966. V. 267. P. 179−199.
  70. В.Я. и др. Абсолютное сечение реакции U(n, 2п) при энергии нейтронов 14,76 МэВ //Нейтронная физика. 1988. Т. 3. С. 281−284.
  71. Химия актиноидов. / Ред. Дж. Кац, Г. Сиборг и JI. Морсс. Пер. с англ. Под ред. Б. Ф. Мясоедова и Н. Н. Крота. М.: Изд. Мир, 1991. Т. 1. 525 с.
  72. Э., Перлман И., Сиборг Г. Ядерные свойства тяжелых элементов. Вып. 4. Изотопы тория, протактиния и урана. Естественная и искусственная радиоактивность. / Пер. с англ. Под ред. Г. Н. Флерова. М.: Атомиздат, 1969. С. 100.
  73. Gerbish Sh. et al. Activation analysis of uranium and thorium in coals and their combustion products using a microtron // Solid Fuel Chemistry. 1992. V. 26. -3.P. 118−124.
  74. Gosman, A. et al. Preparation and application of 237U for the study of heterogeneous isotope exchange on anion exchanger // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Articles. 1988. V. 121. 2. P. 375−383.
  75. Справочник по ядерной энерготехнологии: Пер. с англ. / Ф. Ран, А. Адамантиадес, Дж. Кентон, Ч. Браун- Под ред. В. А. Легасова. М.: Энергоатомиздат, 1989. 752 с.
  76. Merritt R.C. The extractive metallurgy of uranium. Golden, Colo. Colorado School of Mines Research Institute. 1971. 592 p
  77. Brown K.B. et al. // Proc. of the 2nd Int. Conf. on Peaceful Uses of Atomic Energy. Geneva, 1958. Y. 3. P. 472−487.
  78. Д.А. и др. Поведение урана, нептуния и плутония при экстракции аминами из растворов кислот // Радиохимия. 1993. Т. 35. 4. С. 112−120.
  79. Dongguang Y. Et al. Separation of gram quantities of uranium from fission products by extraction chromatography // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. Articles. 2002. V. 254. 3. P. 629−631.
  80. Н.П., Шкинев В. М., Мясоедов Б. Ф. Двухфазные водные системы на основе водорастворимых полимеров для выделения и разделения актиноидов в различных средах // Радиохимия. 1995. Т. 37. — 5. С. 385−397.
  81. Nelson F., Michelson О.С. Ion Exchange Procedures. IX. Cation Exchange in HBr Solutions // Journal of Chromatography. 1966. V. 25. 2. P. 414−441.
  82. Florence T.M., Farrar Y. Spectrophotometric Determination of Uranium with 4-(2-Pyridylazo)resorcinol // Analytical Chemistry. 1963. V. 35. 11. P. 16 131 616.
  83. Т.Н., Броучек Ф. И. // Сб. АН Груз. ССР. 1973. Т. 70. Р. 609.
  84. G.E., Korkisch J., Hubbard S.A. // Talanta. 1971. V. 18. 8. P. 767.
  85. M. Ионообменники в аналитической химии. Свойства и применение в аналитической химии: В 2 ч. Пер. с англ. М.: Мир, 1985. 2 ч.
  86. Т. //Bulletin of the Chemical Society of Japan. 1963. V. 36. P. 549.
  87. N.P., Murthy Т.К. // Indian Journal of Chemistry. 1965. V. 3. P. 154.
  88. A.R., Issa I.M., Shalaby L.A. // Journal of Chemistry of the UAR. 1965. V. 5.P. 53.
  89. Libby W.F. Chemistry of Energetic Atoms Produced by Nuclear Reactions // Journal of American Chemical Society. 1947. V. 69. 10. P. 2523−2534.
  90. Barkas W.H. et al. Concentration of Radioactive Bromine Produced by Gamma-Radiation // Physical Review. 1940. V. 58. 6. P. 577.
  91. D., Martin D. // Physical Review. 1950. V. 80. 6. P. 1110.
  92. D.Ch., Martin D.S. // Journal of Physical Chemistry. 1952. V. 56. P. 1097.
  93. A.H. и др. Обогащение радиоактивных изотопов йода, германия, мышьяка и сурьмы, полученных по реакции (у, п) // Доклады АН СССР. 1956. Т. 111.-4. С. 806−807.
  94. Mitchell- R.F., Martin D.S. Szilard-Chalmers Process for Osmium from Hexachloroosmate (IV) Targets // Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry. 1956. V. 2.-5/6. P. 286−289.
  95. Д.К. Эффект Сцилларда Чалмерса в хроматах и бихроматах при облучении их у-квантами // ЖФХ. 1959. Т. 33. — 2. С. 405−410.
  96. Morinaga Н., Zaffarano D. Radioactive Isotope Separation by Nuclear Recoil // Physical Review. 1954. V. 93. P. 1422.
  97. Pauly J., Sue P. Application du recul nucleaire a la preparation d’isotopes radioactifs sans entraineur // Journal de Physique et le Radium. 1957. V. 18. — 1. P. 22−26.
  98. ЮЗ.Бураева E.A. и др. Выход радионуклидов в водные растворы при фотоактивации двухфазных мишеней тормозным излучением энергией 20,5 МэВ //Атомная энергия. 2003. Т. 94. 5. С. 391−397.
  99. Shannan L.J., McCallum K.J. Chemical Effects of the C12(y, n) Cn Reaction in Anhydrous Sodium Carbonate // Journal of American Chemical Society. 1955. V. 77.- 11. P. 2989−2992.
  100. Edwards W.J., McCallum K.J. // Canadian Journal of Chemistry. 1956. V. 34. P. 189.
  101. Holmes O.G., McCallum K.J. // Journal of American Chemical Society. 1950. V. 72. P. 5319.
  102. R., Calvin A. // Journal of American Chemical Society. 1946. V. 68. P. 1129.
  103. McCallum K.J., Holmes O.G. // Canadian Journal of Chemistry. 1951. V. 29. P. 691.
  104. Amaldy E. et al. // Proceedings of the Royal Society. 1935. V. A149. P. 522.
  105. Libby W.F. II Journal of American Chemical Society. 1940. V. 62. P. 1930.
  106. Ш. Мурин A.H., Нефедов В. Д. Применение меченых атомов в аналитической химии. М.: Изд. АН СССР, 1955.
  107. С.Н. и др. Получение 236Ри в реакции 237Np(y, п) // Радиохимия. 1998. Т. 40.-6. С. 533−537.
  108. Физические величины. Справочник / Под ред. И. С. Григорьева и Е. З. Мейлихова. М.: Энергоатомиздат, 1991. 1232 с.
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!