PC10: การศึกษาสภาวะที่เหมาะสมในการสกัดแยกอิตเทรียมปริมาณน้อยให้มีความบริสุทธิ์สูง
* วิราณี ศรีเวียง 1 พิพัฒน์ พิเชษฐพงษ์ 1 และจตุพล แสงสุริยัน 2
1กลุ่มวิจัยและพัฒนานิวเคลียร์ 2ศูนย์ไอโซโทปรังสี สถาบันเทคโนโลยีนิวเคลียร์แห่งชาติ (องค์การมหาชน)
E-Mail: wiranee_toon@yahoo.com
บทคัดย่อ
ได้ทำการทดลองหาสภาวะที่เหมาะสมในการสกัดแยกอิตเทรียม (Y) ปริมาณน้อยออกจากสตรอนเชียม (Sr) ปริมาณสูง เพื่อนำไปประยุกต์ใช้ในการสกัดแยกไอโซโทปรังสีอิตเทรียม-90 ออกจากไอโซโทปรังสีสตรอนเชียม-90 ตั้งต้น เพื่อให้ได้ Y ความบริสุทธิ์สูง โดยใช้ปริมาณสารเทียบเท่าความแรงรังสีของสตรอนเชียมตั้งต้น 1 คูรี ประกอบด้วย Sr 30 มิลลิกรัม Y 1.8 ไมโครกรัม ซึ่งใช้กรดไดเอทิลเฮกซิลฟอสฟอริกเอซิด (HEDHP) ในสารละลายโดเดเคนเป็นสารละลายสกัดแยกสารทั้งสอง ชนิด ผลการทดลองแสดงให้เห็นว่า ประสิทธิภาพการสกัดแยกระหว่าง Sr และY ขึ้นกับปริมาตรของสารละลายสกัด ความเข้มข้น และปริมาตรของกรดที่ใช้สทริปอิตเทรียมออกจากสารละลายสกัด สารละลายไดเอททิลเฮกซิลฟอสฟอริกเอซิด ปริมาตร 3 มิลลิลิตร ที่ความเข้มข้น 0.3 โมลาร์ สามารถสกัดแยกอิตเทรียม ได้ 97.33 เปอร์เซ็นต์ สตรอนเชียมที่เหลือในชั้น ราฟฟิเนตมีความบริสุทธ์เกือบ 100 เปอร์เซ็นต์ สอดคล้องกับการตรวจสอบในชั้นสารละลายของอิตเทรียมที่พบว่ามี การเจือปนของสตรอนเชียมเพียง 0.08 ส่วนในล้านส่วน (0.3 ไมโครกรัม) ซึ่งเป็นปริมาณที่ใกล้เคียงกับปริมาณสตรอนเชียม-90 ที่เจือปนอยู่ในไอโซโทปรังสีอิตเทรียม-90 ที่ใช้ทางการแพทย์
คำสำคัญ : สตรอนเชียม-90 อิตเทรียม-90 ไอโซโทปรังสี การสกัดแยก
PC10: The Extraction of High Purity Yttrium from Concentrated Strontium
* Wiranee Sriwiang 1, Pipat Pichetphong 1 and Jatupol Sangsuriyan 2
1 Research and Development Section, 1Radioisotope Center, Thailand Institute of Nuclear Technology (Public Organization)
Phone: 0 2596 7600 ext 5912, Fax: 0 2562 0125, E-Mail: wiranee_toon@yahoo.com
Abstract
A highly purified radioisotope yttrium (Y-90) used in radiotherapy can be extracted from radioisotope strontium (Sr-90). Process for extracting trace amount of yttrium from high concentration of strontium to obtain high purity yttrium was studied. Optimized conditions are applied for preparation of Y-90 radioisotope. In the study, 1.8 ?g Y-carrier was extracted from feed solution of 30 mg Sr-carrier which is equivalent to the Sr-90 content with radioactivity of 1 Ci. Diethyl hexyl phosphoric acid (HEDHP) 0.3 molar in dodecane was used as extracting solution. Extraction efficiency of yttrium was 97.33% in the first 3-ml volume of HDEHP. Almost 100% of Sr remained in raffinate solution, while only 0.08 ppm (0.3 ?g) was carried over in yttrium fraction. This value of contamination is within the range of Sr-90 found in Y-90 solution that is routinely used in clinical application.
Keywords: Sr-90, Y-90, radioisotope, extraction |
