Considerably increasing interest in using the theranostic isotopes/ isotope pairs of radiometals like $^{44/47}Sc$ and $^{64/67}Cu$ for diagnosis and/or therapeutic applications in the nuclear medicine procedures necessitates its reliable production and supply. Separation and purification of no-carrier-added (NCA) isotopes from macro quantitates of the irradiated target matrix along with other impurities is a cardinal procedure amongst several other steps involved in its production. Multitudinous methods including but not limited to liquid-liquid (solvent) extraction, extraction chromatography (EXC), ion exchange, electrodeposition and sublimation are routinely applied either solitarily or in combination for the separation and purification of radioisotopes depending on their production routes, radioisotope of interest and impurities involved. However, application of EXC though has shown promises towards the numerous separation techniques have not received much attention as far as its application prospects in the field of nuclear medicine are concerned. Advances in the recent past for application of the EXC resins in separation and purification of the several medically important radioisotopes at ultra-high purity have shown promising behavior with respect to their operation simplicity, acidic and radiolytic stability, separation efficiencies and speedy procedures with the enhanced and excellent extraction abilities. In this mini review we will be talking about the recent developments in the application and the use of EXC techniques for the separation and purification of $^{44/47}Sc$ and $^{64/67}Cu$ for medical applications. Furthermore, we will also discuss the scientific and practical aspects of EXC in the view of separation of the NCA trace amount of radionuclides.
Strontium (Sr) commonly exists in rock, groundwater, soil, plants, and animals. The Sr isotope ratio offers important information as a tracer on nature because the Sr isotopic composition is not fractionated by any biological process in these ecosystems. Hence, Sr isotope ratio has been used in several studies on tracing the Sr source for contaminated sites and human migration. In this study, we developed a separation method for Sr content, and then improved Sr isotope analysis using multi-collector inductively coupled plasma mass spectrometry (MC-ICP-MS). A powdered rock standard (NIST 2710a) was used to determine the removal of interference elements (Rb and Ca) and the recovery rate of Sr content. The results ranged from 98% to 106%. Additionally, three standard samples (NBS 987, IAPSO and NIST 1486) were analyzed to evaluate the precision and accuracy of the results. The measured $^{87}Sr/^{86}Sr$ ratio for all the samples were consistent with the reported values, within an error. These results indicate that our established Sr separation and Sr isotope measurement methods are reliable and can hence be useful in the fields of environmental and forensic sciences.
수소 동위 원소는 중성자 수에 따라 경수소, 중수소, 삼중수소로 분류될 수 있으며, 각 원소는 특정 분야에서 사용되고 있다. 구체적으로, 중수소는 전자 산업, 원자력에너지 산업, 분석기술 산업, 의약품 산업, 그리고 통신 산업에서 관심을 받고 있다. 냉각 증류, 열 주기 흡수 공정, Girdler sulfide 공정, 그리고 수전해와 같은 기존의 방법들은 각각의 장단점을 가지고 있지만, 공통적으로 막대한 에너지를 필요로 하는 공정에 기반한다는 문제점을 가지고 있다. 높은 에너지 효율을 보이는 기술을 기반으로 분리하는 공정의 개발이 요구되는 실정이다. 이런 맥락에서 막을 사용한 수소 동위 원소 분리 기술이 에너지 소비를 줄이는 유망한 해결책 중 하나라 볼 수 있다. 이 총설에서는 분리막을 활용한 수소 동위원소 분리에 관한 선행 연구와 그들의 작동 원리를 소개하고자 한다. 특히 최근 제시되고 있는, 그래핀 기반 전기적 펌핑을 통한 수소 동위원소 분리기술에 대하여 다루고자 한다. 분리막을 활용한 수소 동위원소 분리에 대한 기술은 이제 개념이 제안되기 시작한 단계이며, 많은 부분에서 해결해야 할 난제가 있다. 그러나 이를 달성할 경우 경제적인 효과가 상당할 것으로 판단된다. 이를 위한 향후 연구 방향에 대해서 논하고자 한다.
기초과학연구원 중이온가속기구축사업단에서는 희귀동위원소(Rare Isotopes, RI) 빔의 생성 및 분리를 위한 ISOL(Isotope Separation On Line) 시스템의 설치 및 성능시험이 진행 중에 있다. ISOL 표적/이온원에서 생성된 다양한 RI 빔은 빔 전송장치 및 분리 장치를 거쳐 사용자가 원하는 RI 빔만 선별되어 ISOL 후단의 초전도 선형가속기로 전송된다. ISOL 시스템에서는 특정 RI 빔을 분리하기 위해 두 개의 분리 장치가 설치되어 있으며 EPICS(Experimental Physics and Industrial Control System)에 의해 제어가 이루어진다. 본 연구에서는 ISOL RI 빔 분리 장치 중 하나인 A/Q 분리기에서 다가(n+) RI 빔의 질량선별을 위해 이극자석의 자기장을 측정하기 위한 EPICS IOC(Input-Output Control)를 개발하였으며, 홀 프로브(Hall Probe)를 이용한 자기장 측정 실험을 통해 A/Q 분리기의 운전 안정성에 대해 평가하였다.
지질과학 분야에서 암석의 생성 시기, 지각과 맨틀 진화연구의 기초자료로 활용되는 Sr 동위원소비는 열이온화 질량분석기(thermal ionization mass spectrometry, TIMS) 혹은 다검출기 유도결합 플라즈마 질량분석기(multi-collector plasma ionization mass spectrometry, MC-ICP-MS)와 같은 질량분석기를 이용하여 측정할 수 있다. 이 기술보고에서는, Sr 동위원소비 측정시, 원소의 불완전한 화학적 분리가 Sr 동위원소비의 참값 (true value)에 어떤 영향을 미치는지를 비교하였다. 실험에는 상업용 레진, NBS987(NIST SRM987) Sr 동위 원소 표준물질 그리고 일본지질조사소의 암석표준시료 JG1a, JB3, JA1를 이용하였다. 비교실험 결과, NBS987 Sr 동위원소 표준시료, 일본지질조사소의 암석표준시료 JG1a, JB3, JA1 모두 불완전한 분리에 의해 Rb이 남아있는 경우 87Sr/86Sr의 측정값이 변하는 것이 명확하게 관찰된다. 이는 질량분석기 특히 MC-ICP-MS로 동위 원소비를 측정하고자 하는 경우, 동종동위원소의 간섭에 대한 보정에도 불구하고 측정값은 참값에서 벗어나므로 완전한 분리가 중요한 인자임을 지시해준다. 그러므로 MC-ICP-MS를 이용한 Sr 동위원소비 측정결과를 보고할 때는, 동종동위원소에 의한 영향을 판단할 수 있도록 Sr의 동위원소 전체의 측정강도와 더불어 85Rb의 측정강도도 함께 보고돼야 할 것이다.
삼중수소를 함유하는 수소동위원소 시설의 운용이나 취급 또는 핵융합소재의 관리기술분야에서는 기체크로마토그래피 분리법이 중요한 분석 및 농축기술중의 하나로 활용되고 있다. 수소, 중수소 및 삼중수소의 수소동위원소 혼합기체시료를 상용 기체크로마토그래피를 사용하여 분리하였다. 기체시료는 특별히 제작된 진공-시료주입장치를 통해 액체질소온도의 분위기로 유지된 분리컬럼을 통과하는 비활성 캐리어 기체의 흐름을 주입하였다. 10% 함량의 염화망간으로 부분-비활성화한 산화알루미늄 고정상에서 수소동위원소들이 완전히 분리됨을 확인할 수 있었다. 그리고 이성질체피크의 억제와 분리 용리시간이 단축되어 실제 수소동위원소의 분리 및 농축기술에 유용하게 적용할 수 있는 비교적 우수한 분리조건을 얻었다.
$N_3O_3$가 앵커 그룹으로 포함된 이온교환체를 사용하여 $^6Li$와 $^7Li$의 분리인자를 측정하였다. 이온교환체의 이온교환 용량은 2.0 meq/g 이었다. 3M 염화암모늄 수용액을 용리액으로 하였으며, 내경 0.3 cm, 높이 30 cm의 칼럼을 이온교환크로마토그래피에 사용하였다. 가벼운 동위원소 $^6Li$는 유체상에, 무거운 동위원소 $^7Li$는 수지상에 농축되었다. 용리곡선과 동위원소 비를 가지고 Glueckauf의 이론에 따라 분리인자를 구하였으며, 그 값은 1.018이었다.
The 180W is the lightest isotope of Tungsten with small abundance ratio. It is slightly radioactive (α decay), with an extremely long half-life. Its separation is possible by non-conventional single withdrawal cascades. The 180W is used in radioisotopes production and study of metals through gamma-ray spectroscopy. In this paper, single withdrawal cascade model is developed to evaluate multicomponent separation in non-conventional transient cascades, and available experimental results are used for validation. Numerical studies for separation of 180W in a transient single withdrawal cascade are performed. Parameters affecting the separation and equilibrium time of cascade such as number of stages, cascade arrangements, feed location and flow rate for a fixed number of gas centrifuges (GC) are investigated. The Salp Swarm Algorithm (SSA) as a bio-inspired optimization algorithm is applied as a novel method to minimize the feed consumption to obtain desired concentration in the collection tank. Examining different cascade arrangements, it is observed in arrangements with more stages, the separation is further efficient. Based on the obtained results, with increasing feed flow rate, for fixed product concentration, the cascade equilibrium time decreases. Also, it is shown while the feed location is the farthest stage from the collection tank, the separation and cascade equilibrium time are well-organized. Finally, using SSA optimal parameters of the cascade is calculated, and optimal arrangement to produce 5 gr of 180W with 90% concentration in the tank, is proposed.
Various TSH RIA kit components were prepared. Conditions for $^{125}I$ labelling of h-TSH were optimized by diminishing the amount of chloramine-T, ertending reaction time and lowering reaction temperature. Yield, specific activity, and immunological activity could be maintained moderately under such mild reaction conditions. The mixture of polyethyleneglycol(PEG) and second antibody worked effectively as a B/F separation agent. Even though the mixture was made with more diluted PEG and second antibody than those of using the sole component separately, the tine required for the B/F separation was shorter in case of using the mixture. The sequential saturation technique was efficient than those of applying ordinary equilibrium saturation technique in assay sensitivity and assay precision points of view.
In reprocessed uranium, derived from an impoverished fuel of light-water moderated reactors, there are isotopes of 232, 234, 236U, which make its recycling remarkably difficult. A method of concentration of 235U target isotope in cascade's additional product was proposed to recover the isotopic composition of reprocessed uranium. A general calculation procedure is presented and a parameters' optimization of multi-flow cascades with additional products. For the first time a numeric model of a cascade that uses the cuts of partial flows of stages with relatively high separation factors was applied in this procedure. A novel computing experiment is carried out on separation of reprocessed uranium hexafluoride with providing a high concentration of 235U in cascade's additional product with subsequent dilution. The parameters of cascades' stages are determined so as to allow reducing the 232, 234, 236U isotope content up to the acceptable. It was demonstrated that the dilution of selected products by the natural waste makes it possible to receive a low enriched uranium hexafluoride that meets the ASTM C996-15 specification for commercial grade.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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