>
Fa   |   Ar   |   En
   بهینه‌سازی پارامترهای روش کروماتوگرافی جهت تخلیص مولیبدن-99 در مقیاس نیمه‌صنعتی (آزمایشات غیراکتیو و رادیواکتیو)  
   
نویسنده داینی منیژه ,شیروانی سیمیندخت ,بهرامی سامانی علی ,میرعماد میلاد ,دهقان ایمان
منبع علوم، مهندسي و فناوري هسته اي - 1403 - دوره : 45 - شماره : 2 - صفحه:84 -90
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 0.02 مولیبدن-99 (mci100) در مقیاس نیمه‌صنعتی استفاده شده و بهینه‌سازی پارامترهای موثر 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-g7.5، حجم شستشو ml50- ml70، حجم محلول شویش ml 60- ml84 و سرعت شویش ml/min5.64-ml/min4 به دست آمده است. هم چنین 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 98.17‌% بوده است.
کلیدواژه شکافت، مولیبدن-99، کروماتوگرافی تبادل آنیونی، تکنسیم-m99
آدرس سازمان انرژی اتمی ایران, پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای, ایران, سازمان انرژی اتمی ایران, پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای, ایران, سازمان انرژی اتمی ایران, پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای, ایران, سازمان انرژی اتمی ایران, پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای, ایران, سازمان انرژی اتمی ایران, پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای, ایران
پست الکترونیکی imandehghan30@yahoo.com
 
   pilot scale optimization of a chromatographic method for purification of molybdenum-99 (cold and hot tests)  
   
Authors dayeni m. ,shirvani s. ,bahrami samani a. ,miremad m. ,dehghan i.
Abstract    the radionuclide technicium-99, which is a widely used radionuclide in nuclear medicine, is produced from molybdenum-99, which is mainly produced by the fission of uranium-235. separation and purification of molybdenum from other fission products is considered a big challenge due to its high activity and variety of impurities. in this research, anion exchange chromatography was used for mo-99 purification on a semi-industrial scale at 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/alx). 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 the 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 percent in the hot test.
Keywords fission ,mo-99 ,anion exchange chromatography ,tc-99m
 
 

Copyright 2023
Islamic World Science Citation Center
All Rights Reserved