<EMI ID=1.1>
obtenu".
La présente invention est relative à un procédé de production d'un produit de fission, à savoir l'iode-131. L'invention concerne plus particulièrement un procédé de production d'iode-131 radioactif, ayant un haut degré de pureté et une grande activité spécifique.
Comme on le sait, l'iode-131 est un isotope radioactif très connu, utilisé pour la production de produits radioactifs, et plus particulièrement pour l'étude et la thérapie de la fonction thyroïdienne. Les principaux procédés de fabrication
<EMI ID=2.1>
subi une irradiation (n,y) ou (n,fission). L'irradiation (n,y), pour obtenir des niveaux d'activité appropriés, nécessite l'irradiation et le retraitement de quantités importantes de tellure. Deux types de procédés de retraitement de ces cibles au tellure existent: par voie humide et par voie sèche. Le procédé par voie humide présente l'inconvénient de créer un volume de liquide résiduaire important au niveau de la distillation tandis que le procédé par voie sèche implique l'utilisation d'un appareillage techniquement sophistiqué.
L'invention a donc pour but de prévoir un procédé de préparation d'iode-131 radioactif permettant de surmonter les inconvénients précités.
Le procédé de l'invention permet de préparer de l'iode-131 de fission avec un haut degré de pureté et une activité spécifique élevée, par
lot de 300 curies et plus. Un autre avantage important du procédé de l'invention réside dans le fait qu'il peut être couplé sur un procédé de production de molybdène-99, isotope d'une importance considérable dans la production radiopharmaceutique. La production de deux isotopes Mo-99 +
1-131, voire même de trois Mo-99 , 1-131 et Xe-
133, peut donc être effectuée au départ du même procédé.
A cet effet, suivant l'invention, le procédé de production d'iode-131 comprend l'irradiation d'une cible contenant des substances fissiles, la dissolution de la cible irradiée en milieu basique, la filtration de cette solution, l'acidification de la solution filtrée en présence d'un oxydant, le piégeage de 1.' iode moléculaire -
131 qui se dégage lors de l'acidification de la solution précitée sur de l'amiante platinée,le lavage à l'eau de l'amiante platinée iodée, le traitement de l'amiante lavée à l'eau au moyen d'une solution contenant un réducteur pour en désorber l'iode, et la séparation de l'iode-131 de la solution radioactive ainsi obtenue.
Suivant une forme de réalisation avantageuse de l'invention, on utilise pour le piégeage de l'iode une colonne adsorbante formée d'un support en amiante.platinée:
Suivant une forme de réalisation particulièrement avantageuse de l'invention, la solu-tion de désorption est une solution basique contenant comme réducteur de l'hydrazine, une solution d'hydroxyde de sodium et d'hydrate d'hydrazine convenant particulièrement bien à cet effet.
Suivant une autre forme de réalisation particulièrement avantageuse de l'invention,
la solution de désorption est une solution basifiée, contenant comme réducteur du sulfate ferreux.
Suivant un mode de réalisation particulièrement avantageux de l'invention, on sépare l'iode-131 du restant de la solution radioactive
en concentrant celle-ci par distillation ou séparation sur colonne adsorbante.
L'invention concerne également l'iode-
131 de fission ainsi obtenu .
D'autres détails et particularités de l'invention ressortiront de la description d'un procédé de fabrication d'iode-131 suivant l'invention, donnée ci-après à titre d'exemple non limitatif et avec référence aux dessins annexés.
La figure 1 est une vue en coupe d'une cible utilisée dans un procédé de fabrication de
131-1 suivant l'invention. La figure 2 est une vue en coupe suivant la ligne II-II de la figure 1. La figure 3 est une représentation schématique des étapes principales de ce procédé de fabrication de 131-1.
Dans les figures 1 et 2, les mêmes notations de référence désignent des éléments identiques .
Comme on peut le voir par la figure 3 des dessins annexés, le procédé de l'invention comprend essentiellement les étapes suivantes :
- l'irradiation d'une cible contenant une substance fissile;
- la dissolution de la cible irradiée en milieu basique;
- la filtration de la solution;
- l'acidification de la solution filtrée et le piégeage de l'iode qui se dégage sur de l'amiante platinée;
- la désorption de l'iode au moyen d'un réducteur; et
- la purification de la solution radioactive ainsi obtenue, c'est-à-dire en fait la séparation du
131-1 du restant de la solution.
Les détails des différentes étapes
de ce procédé sont décrits ci-après.
La cible.
La cible est composée de matière fissile 1 recouverte d'un tube d'aluminium 2, formant enveloppe. En fait, comme on peut le voir plus particulièrement sur les figures 1 et 2 des dessins annexés, la substance fissile 1 est située entre les parois extérieure et intérieure d'un tube d'aluminium 2 à double parois.
La longueur totale de la cible, c'est-àdire la dimension dans la direction de l'axe du tube, est de 160 mm, son diamètre intérieur de
19,46 mm et son diamètre extérieur de 22 mm.
Le combustible a une longueur de 148mm; il reste donc à une distance d'environ 6 mm des
deux extrémités du tube. La largeur du combustible est de 54 mm; il ne s'étend donc pas sur tout le contour du tube. L'épaisseur du combustible est de 0,51 mm.
Le combustible contient de l'uranium enrichi à 93%. Le poids d'uranium total par cible est de 4,30 gr. La cible comprend, par conséquent, environ 4 gr de U-235. Le reste est de l'aluminium.
L'irradiation.
Les cibles d'uranium utilisées dans le cadre du procédé de la présente invention sont d'une manière générale exposées à des flux neutroniques de l'ordre de 1,5 à 2,5. 10 14 neutrons/cm2.sec. Les durées normales de l'irradiation sont de 100
à 150 heures.
La dissolution en milieu basique.
On utilise généralement pour dissoudre les cibles
<EMI ID=3.1>
de NaOH 3M et de NaN03 4M convenant particulièrement bien à cet effet.
La filtration.
Après dissolution, la phase liquide est séparée
de la phase solide par filtration. Le filtre retient la phase solide contenant l'uranium et
la majeure partie des produits de fission. La phase liquide qui traverse le filtre contient
les produits de fission solubles, dont l'iode-
131.
L'acidification et le piégeage.
L'acidification de la solution filtrée est effectuée par l'addition d'acide nitrique concentré,
par exemple 15 N. Une grande partie de l'iode se
<EMI ID=4.1>
Pour améliorer ce dégagement de l'iode, l'acidifi-. cation se fait en présense d'un oxydant. On peut utiliser, à cet effet, un courant d'air qui sert
<EMI ID=5.1>
moléculaire-131 est envoyé ensuite sur un piège contenant de l'amiante platinée sur laquelle il se fixe. Ces pièges sont en fait des colonnes adsorbantes formées d'un support en amiante recouvert d'une poudre de platine, le pourcentage en poids de platine de ces colonnes étant de l'ordre de 10 à
15%. L'iode moléculaire se combine au platine sous
<EMI ID=6.1>
de l'iode sur l'amiante platinée, le piège contenant l'iode-131 est alors lavé à l'eau jusqu'à neutralité pour éliminer la contamination par les vapeurs d'acide. L'extraction du molybdène-99 de la solution acidifiée peut être réalisée d'une manière connue en soi par voie chromatographique.
La désorption.
Pour désorber l'iode de l'amiante platinée, celleci est traitée soit avec une solution basique contenant comme réducteur de l'hydrazine, soit avec
une solution basifiée de sulfate ferreux. Pour assurer un bon rendement de désorption, c'est- àdire pour obtenir la précipitation du platine sous forme métallique et la mise en solution de l'iode sous forme d'iodure, il est préférable d'opérer
sous chauffage et sous agitation. Dans le cas
où on utilise l'hydrazine comme réducteur, on utilisera de préférence des solutions d'hydroxyde de sodium et d'hydrate d'hydrazine, les solutions <EMI ID=7.1>
particulièrement bien. Un traitement oxydant après réduction s'applique éventuellement selon la nature du réducteur qui a été utilisé. Dans le cas de la réduction (sous forme d'hydrate ou de sulfate) à l'hydrazine, on peut effectuer ce traitement au moyen d'eau oxygénée ou d'un autre peroxyde, tel que le
<EMI ID=8.1>
Ce traitement oxydant après réduction ne s'avère pas nécessaire si la réduction a été effectuée en présence de sulfate ferreux. On notera également que l'usage du sulfate ferreux comme agent réducteur modifie la procédure utilisée avec l'hydrazine, en ce sens que le sel ferreux doit être introduit en solution acide, par exemple en présence d'acide sulfurique, de manière à imprégner l'amiante avant basification du milieu et filtration. En milieu basique, la combinaison chimique "stable" du sel ferreux est bien évidemment l'hydroxyde.
La purification.
On sépare l'iode-131 du restant de la solution radioactive en concentrant celle-ci de préférence par distillation ou séparation sur colonne adsorbante, par exemple sur colonne chromatographique. Lorsque l'on utilise la distillation comme moyen
de concentration volumique de la solution radioactive, on réalise celle-ci en milieu acide, par exemple en présence d'une solution aqueuse d'acide sulfurique, en chauffant la solution jusqu'à ébullition. Cette étape de purification, qu'elle soit réalisée par distillation ou séparation sur colonne, permet d'éliminer les impuretés chimiques provenant de la mise en solution de l'amiante platinée, telles que, par exemple, les silicates et aluminates et permet d'obtenir un produit final à base d'iode-131 d'une grande pureté radiochimique et d'une activité volumique pouvant aller, par exemple, de 5 à 10 Ci/ml.
L'invention est illustrée d'une manière plus détaillée par l'exemple d'application concret suivant.
Exemple.
Six cibles d'uranium-235 répondant aux caractéristiques susmentionnées sont exposées à
un flux neutronique de 1,5.1014 neutrons/cm<2> sec.
La durée d'irradiation est de 134 heures.
Les six cibles irradiées contenant 24 gr de U-235 sont dissoutes après 24 heures de décrois-
<EMI ID=9.1>
Après dissolution, la phase liquide est séparée de la phase solide par filtration au moyen d'un filtre Buchner. Le filtre retient la phase solide contenant l'uranium et la majeure partie des produits de fission. La phase liquide qui traverse le filtre contient les produits de fission solubles, dont l'iode-131.
La phase liquide est transférée dans une cuve en vue d'être acidifiée. L'acidification est effectuée par l'addition d'acide nitrique concentré. Simultanément, la solution est agitée à l'air et portée à ébullition. Cette opération per-
<EMI ID=10.1>
courant d'air servant de gaz porteur aux vapeurs <EMI ID=11.1>
d'amiante platinée (10% de Pt) sur lequel l'iode
se fixe. Après une heure, on peut considérer que 1 acidification est terminée. On a dégagé environ
80% de l'iode présent initialement. Le piège contenant l'iode-131 est alors déconnecté et est soumis aux phases de retraitement décrites ci-après.
L'amiante platinée iodée est tout
<EMI ID=12.1>
tralité.
L'amiante est'ensuite traitée par 100 ml
<EMI ID=13.1>
0,lM. On chauffe pendant 5 minutes jusqu'à ébullition tout en agitant. On laisse refroidir et on filtre sur papier. On récupère le filtrat. L'amiante platinée est traitée une seconde fois comme décrit ci-dessus. Après la seconde phase de désorption, les deux filtrats contiennent 95% de l'activité adsorbée.
Le filtrat est porté trois fois de suite
<EMI ID=14.1>
La solution basique est ensuite introduite dans un appareillage en vue d'être distillée. Après
<EMI ID=15.1>
le ballon 150 ml de H2S04 1/2. L'appareillage de distillation est formé d'un ballon en pyrex, surmonté d'une colonne de reflux en aval d'où partent deux trappes contenant 20 ml de soude 0,15M. On distille sous courant d'argon à raison de 15 1/heure. Après
1 heure, on récupère environ 80% du contenu du ballon dans la première trappe.
Les résultats de la production obtenue sont donnés ci-après :
- activité produite : 146 Ci, 8 jours après sortie des cibles du réacteur;
activité volumique: 6,5 Ci/ml.
- la pureté radiochimique du produit est supérieure à
95%;
- la pureté radionuclidique est supérieure à 99% après décroissance de l'iode-133 (demi-vie : 20,8 heures ) .
Il doit être entendu que la présente invention n'est en aucune façon limitée aux formes de réalisation ci-dessus et que bien des modifications peuvent y être apportées sans sortir du cadre du présent brevet.
REVENDICATIONS.
1. Procédé de production de 131-1, caractérisé en ce qu'il comprend l'irradiation d'une cible contenant une substance fissile, la dissolution de la cible irradiée en milieu basique, la filtration de cette solution, l'acidification de la solution filtrée en présence d'un oxydant, le piégeage de l'iode moléculaire 131
qui se dégage lors de l'acidification de la solution précitée sur de l'amiante platinée,
le lavage à l'eau de l'amiante platinée iodée,
le traitement de l'amiante lavée à l'eau au
moyen d'une solution contenant un réducteur pour en désorber l'iode, et la séparation du 131-1
de la solution radioactive ainsi obtenue.
<EMI ID = 1.1>
got".
The present invention relates to a process for the production of a fission product, namely iodine-131. The invention relates more particularly to a process for the production of radioactive iodine-131, having a high degree of purity and a high specific activity.
As is known, iodine-131 is a very well-known radioactive isotope, used for the production of radioactive products, and more particularly for the study and therapy of thyroid function. The main manufacturing processes
<EMI ID = 2.1>
undergone irradiation (n, y) or (n, fission). Irradiation (n, y), to obtain appropriate activity levels, requires the irradiation and reprocessing of significant quantities of tellurium. Two types of processes for reprocessing these tellurium targets exist: wet and dry. The wet process has the disadvantage of creating a large volume of residual liquid at the distillation level while the dry process involves the use of technically sophisticated equipment.
The object of the invention is therefore to provide a process for the preparation of radioactive iodine-131 which makes it possible to overcome the abovementioned drawbacks.
The process of the invention makes it possible to prepare fission iodine-131 with a high degree of purity and a high specific activity, by
lot of 300 curies and more. Another important advantage of the process of the invention lies in the fact that it can be coupled to a process for the production of molybdenum-99, an isotope of considerable importance in radiopharmaceutical production. Production of two Mo-99 + isotopes
1-131, or even three MB-99, 1-131 and Xe-
133, can therefore be carried out starting from the same process.
To this end, according to the invention, the process for producing iodine-131 comprises the irradiation of a target containing fissile substances, the dissolution of the irradiated target in basic medium, the filtration of this solution, the acidification. of the filtered solution in the presence of an oxidant, trapping 1. ' molecular iodine -
131 which is released during the acidification of the above-mentioned solution on platinum asbestos, the washing with water of iodized platinum asbestos, the treatment of asbestos washed with water using a solution containing a reducing agent to desorb the iodine, and the separation of iodine-131 from the radioactive solution thus obtained.
According to an advantageous embodiment of the invention, an adsorbent column formed from an asbestos support is used for trapping the iodine:
According to a particularly advantageous embodiment of the invention, the desorption solution is a basic solution containing as reducing agent hydrazine, a solution of sodium hydroxide and hydrazine hydrate particularly suitable for this purpose. .
According to another particularly advantageous embodiment of the invention,
the desorption solution is a basified solution, containing ferrous sulfate as a reducing agent.
According to a particularly advantageous embodiment of the invention, the iodine-131 is separated from the rest of the radioactive solution
by concentrating it by distillation or separation on an adsorbent column.
The invention also relates to iodine-
131 of fission thus obtained.
Other details and particularities of the invention will emerge from the description of a process for manufacturing iodine-131 according to the invention, given below by way of nonlimiting example and with reference to the attached drawings.
Figure 1 is a sectional view of a target used in a method of manufacturing
131-1 according to the invention. Figure 2 is a sectional view along line II-II of Figure 1. Figure 3 is a schematic representation of the main steps of this 131-1 manufacturing process.
In FIGS. 1 and 2, the same reference notations designate identical elements.
As can be seen in FIG. 3 of the accompanying drawings, the method of the invention essentially comprises the following steps:
- the irradiation of a target containing a fissile substance;
- dissolution of the irradiated target in basic medium;
- filtration of the solution;
- acidification of the filtered solution and trapping of the iodine which is released on platinum asbestos;
- desorption of iodine by means of a reducing agent; and
the purification of the radioactive solution thus obtained, that is to say in fact the separation of the
131-1 of the rest of the solution.
Details of the different stages
of this process are described below.
Target.
The target is composed of fissile material 1 covered with an aluminum tube 2, forming an envelope. In fact, as can be seen more particularly in Figures 1 and 2 of the accompanying drawings, the fissile substance 1 is located between the outer and inner walls of an aluminum tube 2 with double walls.
The total length of the target, i.e. the dimension in the direction of the axis of the tube, is 160 mm, its internal diameter of
19.46 mm and its outside diameter of 22 mm.
The fuel has a length of 148mm; it therefore remains at a distance of approximately 6 mm from the
two ends of the tube. The width of the fuel is 54 mm; it therefore does not extend over the entire contour of the tube. The fuel thickness is 0.51 mm.
The fuel contains 93% enriched uranium. The total weight of uranium per target is 4.30 gr. The target therefore comprises approximately 4 g of U-235. The rest is aluminum.
Irradiation.
The uranium targets used in the context of the process of the present invention are generally exposed to neutron fluxes of the order of 1.5 to 2.5. 10 14 neutrons / cm2.sec. Normal irradiation times are 100
at 150 hours.
Dissolution in basic medium.
Usually used to dissolve targets
<EMI ID = 3.1>
of 3M NaOH and 4M NaN03 particularly suitable for this purpose.
Filtration.
After dissolution, the liquid phase is separated
of the solid phase by filtration. The filter retains the solid phase containing the uranium and
most of the fission products. The liquid phase passing through the filter contains
soluble fission products, including iodine-
131.
Acidification and trapping.
The acidification of the filtered solution is carried out by the addition of concentrated nitric acid,
for example 15 N. A large part of the iodine is
<EMI ID = 4.1>
To improve this release of iodine, acidify it. cation takes place in the presence of an oxidant. A stream of air can be used for this purpose.
<EMI ID = 5.1>
molecular-131 is then sent to a trap containing platinum asbestos on which it is fixed. These traps are in fact adsorbent columns formed of an asbestos support covered with a platinum powder, the percentage by weight of platinum of these columns being of the order of 10 to
15%. Molecular iodine combines with platinum under
<EMI ID = 6.1>
iodine on the platinum asbestos, the trap containing the iodine-131 is then washed with water until neutral to eliminate contamination by acid vapors. The extraction of molybdenum-99 from the acidified solution can be carried out in a manner known per se by chromatographic means.
Desorption.
To desorb the iodine from platinum asbestos, this is treated either with a basic solution containing hydrazine as a reducing agent, or with
a basified solution of ferrous sulfate. To ensure a good desorption yield, that is to say to obtain the precipitation of platinum in metallic form and the dissolution of iodine in the form of iodide, it is preferable to operate
under heating and stirring. In the case
where hydrazine is used as reducing agent, solutions of sodium hydroxide and hydrazine hydrate are preferably used, the solutions <EMI ID = 7.1>
particularly well. An oxidative treatment after reduction optionally applies depending on the nature of the reducing agent which has been used. In the case of reduction (in the form of hydrate or sulphate) to hydrazine, this treatment can be carried out by means of hydrogen peroxide or another peroxide, such as
<EMI ID = 8.1>
This oxidative treatment after reduction is not necessary if the reduction has been carried out in the presence of ferrous sulphate. It will also be noted that the use of ferrous sulphate as a reducing agent modifies the procedure used with hydrazine, in the sense that the ferrous salt must be introduced in acid solution, for example in the presence of sulfuric acid, so as to impregnate the asbestos before basification of the medium and filtration. In basic medium, the "stable" chemical combination of ferrous salt is obviously hydroxide.
Purification.
The iodine-131 is separated from the rest of the radioactive solution by concentrating the latter, preferably by distillation or separation on an adsorbent column, for example on a chromatographic column. When using distillation as a means
volume concentration of the radioactive solution, it is carried out in an acid medium, for example in the presence of an aqueous solution of sulfuric acid, by heating the solution until boiling. This purification step, whether carried out by distillation or separation on a column, makes it possible to remove the chemical impurities originating from the dissolution of the platinum asbestos, such as, for example, silicates and aluminates and allows obtain a final product based on iodine-131 of high radiochemical purity and a volume activity which can range, for example, from 5 to 10 Ci / ml.
The invention is illustrated in more detail by the following concrete application example.
Example.
Six uranium-235 targets meeting the above characteristics are exposed to
a neutron flux of 1.5.1014 neutrons / cm <2> sec.
The irradiation time is 134 hours.
The six irradiated targets containing 24 g of U-235 are dissolved after 24 hours of decay
<EMI ID = 9.1>
After dissolution, the liquid phase is separated from the solid phase by filtration using a Buchner filter. The filter retains the solid phase containing the uranium and most of the fission products. The liquid phase which passes through the filter contains soluble fission products, including iodine-131.
The liquid phase is transferred to a tank for acidification. The acidification is carried out by the addition of concentrated nitric acid. Simultaneously, the solution is stirred in air and brought to the boil. This operation
<EMI ID = 10.1>
current of air serving as carrier gas for vapors <EMI ID = 11.1>
platinum asbestos (10% Pt) on which the iodine
is fixed. After an hour, one can consider that 1 acidification is finished. We released about
80% of the iodine initially present. The trap containing iodine-131 is then disconnected and is subjected to the reprocessing phases described below.
Platinum-iodized asbestos is everything
<EMI ID = 12.1>
trality.
The asbestos is then treated with 100 ml
<EMI ID = 13.1>
0.1M. It is heated for 5 minutes until boiling while stirring. It is allowed to cool and filtered on paper. The filtrate is recovered. The platinum asbestos is treated a second time as described above. After the second desorption phase, the two filtrates contain 95% of the adsorbed activity.
The filtrate is worn three times in a row
<EMI ID = 14.1>
The basic solution is then introduced into an apparatus for distillation. After
<EMI ID = 15.1>
the 150 ml flask of H2SO4 1/2. The distillation apparatus is formed by a pyrex flask, surmounted by a reflux column downstream from which two hatches leaving containing 20 ml of 0.15M sodium hydroxide. Distillation is carried out under a stream of argon at a rate of 15 l / hour. After
1 hour, about 80% of the contents of the balloon are recovered in the first hatch.
The results of the production obtained are given below:
- activity produced: 146 Ci, 8 days after leaving the reactor targets;
volume activity: 6.5 Ci / ml.
- the radiochemical purity of the product is greater than
95%;
- the radionuclidic purity is greater than 99% after decay of iodine-133 (half-life: 20.8 hours).
It should be understood that the present invention is in no way limited to the above embodiments and that many modifications can be made thereto without departing from the scope of this patent.
CLAIMS.
1. A process for the production of 131-1, characterized in that it comprises the irradiation of a target containing a fissile substance, the dissolution of the target irradiated in basic medium, the filtration of this solution, the acidification of the solution filtered in the presence of an oxidant, trapping molecular iodine 131
which is released during the acidification of the above-mentioned solution on platinum asbestos,
washing iodinated platinum asbestos with water,
treatment of asbestos washed with water
means of a solution containing a reducing agent to desorb the iodine, and the separation of the 131-1
of the radioactive solution thus obtained.