توليد و فرآوري بعضي از ايزوتوپ‌هاي عادي توليد شده در رآكتور

توليد و فرآوري بعضي از ايزوتوپ‌هاي عادي توليد شده در رآكتور

 

فسفر-32

اين راديوايزوتوپ گسيل‌كننده ^-b خالص با انرژي b_max برابر MeV71_/1 است . نيمه عمر آن 262_/14 روز بوده و به عنوان ردياب در تحقيقات كشاورزي مورد استفاده قرار مي‌گيرد. توليد آن به دو روش زير است:

(الف) پرتودهي عنصر فسفر به وسيله نوترون : P³¹ داري 100% فراواني طبيعي است. واكنش P³²(n,g) P³¹ داراي اكتيويته ويژه پاييني از P³² است. با وجود اين محصول عاري از ناخالصي P³³ است.

(ب)  پرتودهي عنصر سولفور بوسيله نوترون‌هاي سريع : سولفور طبيعي داراي 95 درصد S³²  است. واكنش P³² (n,p) Sn³² داراي اكتيويته ويژه بالايي مي‌باشد. معمولاً 100 ميلي‌كوري P³² در100 گرم از سولفور هنگام پرتودهي با شار نوتروني ^1-s^2-n cm10¹² به مدت 30 روز توليد مي‌گردد. مقداري جزئي P³³ از واكنش همراه P³³(n,p) S³³
كه گسيل كننده ^-b با نيمه عمر 34_/25 روز است ناخالصي اجتناب‌ناپذير راديونوكليدي در اين روش است. سولفور پرتوديده تحت فشار كاهش يافته و دماي بالاتر تقطير مي‌گردد. P³² باقي‌مانده، با HCl رقيق شسته شده و از ميان يك مبادله كننده كاتيوني براي جابه‌جايي ناخالصي‌ها عبور داده مي‌شود. محلول شسته شده تغليظ و تا مرحله خشك شدن تبخير، مجدداً در HCl رقيق حل و محصول به صورت اسيد اورتو فسفريك نشان‌دار P³² عرضه مي‌گردد، اين تركيب به نوبه خود در سنتز نوكلئوتيدهاي (بيومولكول‌هاي) نشان‌دار همچونg-ATP پيشرو است. 

 

سولفور – 35

اين نوكليد نيز يك گسيل كننده^-b با انرژيb_max برابر MeV167_/0 است. نيمه عمر آن 51_/87

روز بوده و از طريق واكنش‌هاي (n,p) يا (n,g) تهيه مي‌گردد. با وجود اين، در عمل واكنش S³⁵(n,p) Cl³⁵ براي توليد به كار مي‌رود(b35_/0=s) . معمولاً 220 ميلي‌‌كوري بر گرمS³⁵ از Cl در هنگام پرتودهي براي مدت 30 روز با شار نوتروني ^1-s^2-n cm10¹² فراهم مي‌شود. اين نمونه يكي از معدود مثال‌هاي واكنش (n,p) است كه تحت اثر نوترون‌هاي حرارتي اتفاق مي‌افتد. هدف پرتودهي شده (KCl) در اسيدكلريدريك (HCl) رقيق حل شده و از ميان ستون آلومين عبور داده مي‌شود. S³⁵ با OH₄NH يك نرمال شستشو داده مي‌شود. نمك آمونيم با ₃HNO غليظ نابود شده و S³⁵ به صورت ₄SO ³⁵ ₂H  عرضه مي‌گردد.

 

موليبدن -99 

اهميت راديوايزوتوپ Mo⁹⁹ به دليل دختر آن تكنسيم- m99(^mTc⁹⁹) است، چرا كه راديوايزوتوپ فوق داراي خواص مناسبي بوده و به طور گسترده‌اي براي مطالعات تشخيصي در پزشكي هسته‌اي مورد استفاده قرار مي‌گيرد. Mo⁹⁹ (با نيمه عمر 94_/65 ساعت) درتعادل‌گذاري با ^mTc⁹⁹  ( با نيمه عمر 01_/6 ساعت) مي‌باشد.

معمولاً Ci m800 Mo⁹⁹ بر گرم از موليبدن طبيعي در پرتودهي به مدت يك هفته در شار نوتروني ^1-s^2-n cm10¹³×5 توليد مي‌گردد.موليبدن طبيعي داراي 8_/14درصد Mo⁹²، 1_/9 درصد Mo⁹⁴، 1_/ 15 درصد Mo ⁹⁵، 7_/16 درصد Mo ⁹⁶، 5_/9درصدMo⁹⁷، 4_/24 درصدMo⁹⁸ و 6_/9 درصد Mo¹⁰⁰ مي‌باشد. از ميان اين ايزوتوپ‌هاي موليبدن سطح مقطع واكنش نوترون Mo⁹² بسيار پايين بوده و محصول Mo⁹³ داراي عمر بسيار طولاني است. Mo¹⁰⁰ نوترون‌ها را براي توليد Mo¹⁰¹ (با نيمه عمر 61_/14 دقيقه) جذب مي‌كند. ديگر ايزوتوپ‌هاي موليبدن محصولات پايدار توليد مي‌كنند. لذا پس از مدت كوتاهي سرد كردن كل اكتيويته هدف ناشي ازMo⁹⁹ مي‌باشد. به كار بردن هدف‌هاي غني شده در Mo⁹⁹ موجب به‌وجود آمدن اكتيويته ويژه بالاي Mo⁹⁹ مي‌گردد. واكنش (n,g) روي ناخالصي‌هاي ₃MoO ناخالصي‌هاي راديونوكليدي ايجاد مي‌كند كه هنگام جداسازي از Mo⁹⁹ با ^mTc⁹⁹ حمل مي‌شوند. مثلاً واكنش هسته‌هاي زير در هنگامي كه هدف موليبدن داراي ناخالصي تنگستن است به وقوع مي پيوندد.

 

(ب) روش شكافت : Mo⁹⁹(n,f) U²³⁵

(آلياژ)Al-U ²³⁵ يا (فلزي) U²³⁵ : هدف

بهره شكافت 1_/6 درصد، b585 : s_th

معمولاً Ci20 موليبدن-99 بر گرم ازU²³⁵ در مدت 7 روز پرتودهي با شار نوتروني
 ^1-s^2-n cm10¹³ در فرآيند شكافت توليد مي‌گردد. اختلاف اساسي بين Mo⁹⁹ (n,g) و
Mo⁹⁹ (n,f) اين است كه فرآيند اخير داراي اكتيويته بسيار بالا (Mo g/Ci10³ > ) مي‌باشد. با وجود اين، موليبدن–99 بدون همراه‌بر به وسيله روش (n,f)، به طوري كه ايزوتوپ‌هاي ديگر موليبدن همچون Mo⁹⁸ (پايدار) و Mo¹⁰⁰ (پايدار) چه در طي مرحله شكافت و چه در طي خنك شدن پس از پرتودهي به دليل فروپاشي از پيشروها تشكيل مي‌گردد. در نتيجه كاهشي در اكتيويته ويژه Mo⁹⁹ به وجود خواهد آمد.

توليد Mo⁹⁹ از طريق مسير شكافت نياز به جداسازي Mo⁹⁹ به‌صورت خيلي خالص از هدف اورانيم طبيعي و حضور قابل توجهي از محصولات شكافت راديواكتيو دارد. جداسازي بلافاصله پس از پرتودهي انجام مي‌پذيرد، چرا كه فروپاشي پس از پرتودهي توليد موليبدن پايدار حاصل از كاهش بيشتر در اكتيويته ويژه مي‌كند. فرآيند جداسازي مشابه بازفرآوري بوده  اگر چه در مقياس پايين‌تري است و نياز به هزينه بالائي از تجهيزات سازه‌اي براي جابه‌جايي محصولات شكافت و دفع پسمان راديواكتيو دارد. فرآيندهاي گوناگون شيميايي براي استخراج مقادير كوريMo⁹⁹ توسعه يافته‌اند. در يكي از فرآيندها هدفU²³⁵ غني شده پرتوديده در اسيد نيتريك M6 حل شده و به دنبال آن همراه‌بر تلوريوم افزوده مي‌شود. سپس محلول از ميان يك ستون آلومين عبور داده مي‌شود. موليبدن و تلوريوم به طور انتخابي جذب شده در حالي‌كه اورانيم و ديگر محصولات شكافت در طي شستشو به طرف محلول ديگر سرازير مي‌شوند. موليبدن با يك مولارOH₄NH از ستون شسشتو بازيابي مي‌گردد. بهره شيميايي برابر70 درصد مي‌باشد. هدف‌هاي براي پرتودهي مي‌توانند اورانيم با غناي پايين(LEU) (U²³⁵،20%(<  يا اورانيم با غناي بالا (HEU) (U²³⁵ ، 93% ) باشند. ناخالصي‌هاي اصلي راديونوكليدي عبارتند از I¹³¹ ، Ru¹⁰³، Sr⁸⁹، Sr⁹⁰، Cs¹³⁷، Ce¹⁴¹ و ... و لازم است در كاربردهاي پزشكي Tc ^m99 از نظر خلوص مورد نظر حضور نداشته باشند.

روش تهيه Mo⁹⁹ و لذا اكتيويته ويژه آن بيانگر روش به كار رفته براي جداسازي ^mTc⁹⁹  از Mo⁹⁹ مادر است. با اكتيويته ويژه بالاي Mo⁹⁹ مولدهاي ستون آلومين مورد استفاده قرار مي‌گيرد. در اكتيويته‌هاي ويژه پايين Mo⁹⁹ روش استخراج باحلال با به كار بردن متيل‌اتيل كتون (MEK) به طور گسترده‌اي كاربرد دارد. 

 

يد – 125

I¹²⁵ به روش EC با نيمه عمري معادل 408/59 روز فروپاشي مي‌كند. اين راديونوكليد پرتوهاي -g با انرژي keV 35 و keV28 گسيل نموده و لذا كاربرد گسترده‌اي به عنوان ردياب در راديوايمونواسي(RIA) دارد. I¹²⁵ با پرتودهي نوتروني گاز طبيعي يا غني شده زينان توليد مي‌گردد.

 معمولاً mCi130 از I¹²⁵ بر گرم از  Xe(طبيعي) در پرتودهي به مدت 15 روز با شار نوتروني ^1-s^2-n cm10¹³×5 توليد مي‌گردد. حداكثر اكتيويته ويژه قابل حصول برابر mCi/mg 17 از يد است. علاوه بر ايزوتوپ‌هاي ديگر زينان طبيعي داراي Xe¹²⁶ مي‌باشد.

يد – 131

يد-131 باگسيل ^-b و با نيمه عمر 0207_/8 روز فروپاشي مي‌كند. محصول دو پرتو -g با انرژي‌هاي keV364 و keV637 گسيل مي‌نمايد. اين راديوايزوتوپ مهم در پزشكي براي درمان و تشخيص مورد استفاده قرار مي‌گيرد. يد –131 با پرتودهي فلز تلوريوم توليد مي‌گردد.

تلوريوم داراي چندين ايزوتوپ پايدار است. تلوريوم طبيعي از Te¹³⁰ (5_/34 درصد)،
Te¹²⁸ (8_/31درصد)، Te ¹²⁶ (7_/18 درصد)، و بقيه Te¹²⁵، Te¹²⁴، Te¹²³، Te¹²² و Te¹²⁰ با درصدهاي پايين‌تر تشكيل شده است.

معمولاً 100 گرم از فلز تلوريوم به مدت 15روز با شار نوتروني معادل ^1-s^2-n cm10¹³×5 پرتودهي مي‌گردد كه حاصل آن 35 كوريI¹³¹ است. پرتودهي به مدت بيشتر موجب كاهش اكتيويته ويژه به دليل توليد I¹²⁷ غيراكتيو (پايدار) و I¹²⁹ با عمر بسيار بلند مي‌گردد.

هدف فلزي پرتوديده در اسيدكروميك يا اسيد سولفوريك حل مي‌شود. افزايش اسيداگزاليك باعث كاهش و تبديل گونه‌هاي مختلف يد به شكل عنصري مي‌گردد كه متعاقباً به صورت I¹³¹Na تقطير مي‌گردد. يد در طي پرتودهي در حالات مختلف اكسايش توليد مي‌شود. لذا، وجود چرخه اكسايش و كاهش در طي فرآوري جهت اطمينان از بازيابي يد تشكيل شده ضروري است.

ميزان پسمان اكتيو توليد شده در اين روش نسبتاً بالا است. همچنين از معرف‌ها و مواد شيميايي لازم براي فرآوري، مقادير جزئي از يد حامل در محصول نهايي وجود خواهد داشت. اين امر موجب كاهش اكتيويته ويژه مي‌شود. مثلاً برخلاف آنچه كه از اكتيويته ويژه تئوري در حدود Ci/mg120 انتظار مي‌رود، مقدار اكتيويته حاصل شده در عمل برابر
 Ci/mg 40-20 مي‌باشد.

فرآيند ديگر جداسازي يد از Te استفاده از هدف ₂TeO و روش تقطيرخشك است. اين روش نه تنها موجب كاهش قابل ملاحظه پسمان مي‌گردد بلكه موجب افزايش خلوص شيميايي يد نيز مي‌شود. اين، به نوبه خود، حتي يدينه شدن راديواكتيو قابل اطمينان و در عين حال يدينه شدن مؤثر مولكول‌‌هاي حساس شيميايي و مواد بيولوژيكي را تضمين مي‌كند. مدل فرآوري خودكار براي تقطير خشك I¹³¹ از هدف ₂TeO در حال حاضر براي به‌كارگيري در تأسيسات حفاظت شده گلاوباكس يا سلول داغ قابل دسترسي است.

 

كبالت –60

Co⁶⁰ تنها راديوايزوتوپ مهم در مقياس‌هاي مورد نياز در حد مگاكوري است. اين راديونوكليد به وسيله واكنش (n,g) روي هدف Co⁵⁹ تك نوكليدي) b36=s ) توليد مي‌گردد. از آنجا كه Co⁶⁰ داراي نيمه عمر 274_/5 سال مي‌باشد براي به دست آوردن بهره و اكتيويته ويژه مناسب، ضروري است فعال‌سازي هدف Co به مدت چندين سال در رآكتورها صورت بگيرد. چنانچه يك گرم كبالت در شار نوتروني معادل^1-s^2-n cm10¹³×5 به مدت 2 سال و 5 سال پرتودهي گردد، اكتيويته Co⁶⁰ حاصل شده به ترتيب برابر Ci114 و Ci363 خواهد بود. از آنجا كه سطح مقطع برابر b36 بوده و نياز به پرتودهي طولاني مدت وجود دارد، خود جذبي در هدف Co قابل ملاحظه مي‌شود و بهره فعال‌سازي با زمان كاهش مي‌يابد. لذا بهره واقعي بسيار پايين‌تر است. در صورت امكان سيستم كانتينر حلقوي هدف براي فعال‌سازي ترجيح داده مي‌شود. علاوه بر آن قرص‌هاي بسيار كوچك Co (mm1×mm1 با پوشش نيكل) براي بالا بردن بهره‌هاي فعال‌سازي به كار مي‌روند. در اين روش Co⁶⁰ با اكتيويته ويژه بسيار بالا توليد مي‌گردد. هدف آلترناتيو ديگر ميله‌هاي Co (باقطر mm6 ×mm25 با غلاف آلومينيم) است كه منجر به اكتيويته ويژه تقريباً Ci/g 150-100 مي‌شود. براي تهيه چشمه‌هاي درماني، Co⁶⁰ با اكتيويته ويژه بالا (Ci/g200> ) مورد نياز است، درحالي‌كه ‌اكتيويته ويژه متوسط براي تهيه قلم‌هاي چشمه‌اي براي استفاده در تأسيسات فرآوري شيميايي مناسب مي‌باشد.

در هندوستان Co⁶⁰ در نيروگاه‌هاي هسته‌اي كوتا (Kota)، نارورا (Narora) و كاكراپار(Kakrapar) توليد مي‌شود. با توجه به كار ممتد اين رآكتورهاي قدرت، و به منظور استفاده از اين مزيت هدف كبالت در شكل “ميله‌هاي تنظيم كننده” به كار مي‌رود. تأسيسات فرآيندي براي توليد در مقياس بالا نياز به چندين سلول داغ، ابزار و تجهيزات مربوطه و استخر آب جهت دريافت و نگه‌داري ميله‌هاي فعال‌شده دارد. ظرفيت توليد براي Co⁶⁰ در هندوستان تقريباً 1 مگاكوري در سال (MCi/y1) است. هندوستان جزو معدود كشورهايي است كه داراي چنين ظرفيت بالاي توليد Co⁶⁰ است.

 

ايريديم –192 ، برم –82 و ...

Ir¹⁹² (با نيمه عمر 83_/73 روز ) ايزوتوپ مهم ديگري است كه به تعداد زياد به عنوان چشمه براي دوربين‌هاي راديوگرافي گاما ( تا Ci100 براي هر دوربين) و به صورت سيم Ir¹⁹² در حدود چند ميلي‌كوري بر سانتي‌متر براي درمان به وسيله براخي‌تراپي (brachytherapy)
مورد نياز است. Ir¹⁹² به وسيله فعال‌سازي هدف ايريديم طبيعي توليد مي‌گردد.

فعال‌سازي يك گرم از هدف ايريديم (Ir¹⁹¹ با 3_/37 درصد) با شار نوتروني^1-s^2-n cm10¹³×5 به مدت يك و سه ماه منجر به توليد به ترتيب Ci144 و Ci335 بهره فعال‌سازي مي‌گردد. 

Na²⁴ و Br⁸² راديوايزوتوپ‌هاي مهم ديگري هستند كه به عنوان ردياب‌هاي صنعتي در پروژه‌هاي تحقيقاتي مورد استفاده قرار مي‌گيرند. اين دو راديونوكليد به ترتيب با فعال‌سازي هدف‌هاي ₃CO₂Na و Br₄NH توليد مي‌شوند، فرآيند پس از پرتودهي شامل انحلال ساده و پخش مي‌باشد. 6-3 كوري از Br⁸² ممكن است براي بعضي از مطالعات به كار رود.