Способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213

 

Технический результат: сохранение высокой удельной активности и радиоизотопной чистоты радионуклида 229Th. Способ включает облучение мишени, содержащей природный изотоп тория 230Th, пучком протонов. Мишень размещают в циклотроне. Целевой радиоизотоп торий-229 накапливают в мишени в процессе пороговой ядерной реакции 230Th(р,рn). В качестве материала мишени используют соединения 230ThF4, или 230ThO2, или металлический торий-230. Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Область техники Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины.

При диагностике и лечении онкологических заболеваний все более широкое применение находят -излучающие радионуклиды. Это объясняется, прежде всего, ядерно-физическими свойствами этих нуклидов - большой начальной энергией -частиц (5-8 МэВ), коротким пробегом этих частиц в биологических тканях (десятки микрон) и высоким уровнем энерговыделения в области локализации распадающихся нуклидов. Носители -излучающих радионуклидов (монокланальные антитела, пептиды) с высокой специфичностью позволяют доставлять их точно в опухолевый узел или метастатический очаг. Возможно селективное облучение патологических объектов с минимальной лучевой нагрузкой на окружающие доброкачественные ткани.

Настоящее изобретение может быть использовано для создания генератора -излучателей актиний-225/висмут-213 (225Ас/213Bi). Актиний-225 может быть получен в генераторах 229Th/225Ra/225Ac. Таким образом, ключевое значение приобретает вопрос производства 229Th.

Предшествующий уровень техники.

В настоящее время для диагностических и терапевтических целей в ядерной медицине апробировано около 200 различных радионуклидов. Их получают за счет образования в реакциях взаимодействия заряженных частиц или нейтронов с веществом мишени. Мишень для облучения размещают в различного типа ускорителях или ядерных реакторах.

Одно из наиболее перспективных направлений в ядерной медицине - использование -излучателей в точечной радиоиммунотерапии. Использование короткоживущих -нуклидов для терапии онкологических заболеваний представляет несомненный интерес благодаря специфичным ядерно-физическим и химическим свойствам этих нуклидов. Ведется интенсивный поиск радионуклидов, обладающих высокой линейной передачей энергии (ЛПЭ) при ограниченной длине пробега в биологической ткани.

При радиоиммунотерапии, особенно на начальной стадии появления злокачественной опухоли, эффективно использование радионуклида 213Bi - -излучателя с высокой ЛПЭ (~80 кэВ/мкм) и коротким пробегом частиц в биологической ткани (50-90 мкм). Предшественником 213Bi в цепочке распада является радионуклид 225Ас с периодом полураспада Т1/2=10 суток [В.А. Халкин и др. Радионуклиды для радиотерапии. Радиохимия, 1997, т. 39, 6, стр. 481-490] . Разделение радионуклидов 225Ас и 213Bi производят с использованием ионообменных смол. Суммарное содержание радионуклидных примесей в -препарате 213Bi составляет не более 20 мкг/мл, при этом объемная активность препарата обеспечивается в широких пределах от 1 до 10 мКи/мл [Дубинкин Д.О., Сметанин Э. Я. и др. VI-я Всероссийская (международная) научная конференция "Физико-химические процессы при селекции атомов и молекул", 1-5 октября 2001, г. Звенигород, стр. 42].

В свою очередь 225Ас является дочерним продуктом распада радионуклида 229Th. Таким образом, для получения радионуклида 213Bi необходимо создание генераторной системы 229Th/225Ac/213Bi. Поэтому определяющее значение приобретает процесс получения 229Th как исходного материала.

Известны два способа получения 229Th в значительных количествах: - радиохимическое выделение из "старых" запасов 233U; - в высокопоточных реакторах.

За прототип выбран метод получения 229Th в ядерном реакторе путем облучения стартовой мишени с радионуклидом 226Ra за счет многократного захвата нейтронов [В.Ю. Баранов, Н.С. Марченков. Нуклидная программа РНЦ "Курчатовский Институт": прошлое, настоящее, будущее. Конверсия в машиностроении, 2000, 3, стр. 38-47].

Однако этот способ имеет существенные недостатки: - получение 229Th из 226Ra является многостадийным процессом за счет трехкратного захвата нейтронов; - в готовом продукте присутствует большая (до 50%) доля примесного радионуклида 228Th, значительно осложняющего радиохимическую стадию приготовления медицинского препарата на основе 213Bi.

Раскрытие изобретения В основу изобретения положены требования технологичности нового способа получения радионуклида 229Th при сохранении высокой удельной активности и радиоизотопной чистоты, возможность использования для его производства природного изотопа 230Th - продукта естественного распада 238U.

Поставленная задача решена тем, что в способе получения радионуклида 229Th, являющегося стартовым радионуклидом при производстве терапевтического радиофармпрепарата на основе 213Bi, включающем облучение мишени, в качестве материала мишени используют природный изотоп тория 230Th, мишень размещают в циклотроне и облучают пучком протонов, и в процессе пороговой ядерной реакции 230Th(p,pn)229Th накапливают в ней целевой радиоизотоп торий-229.

В качестве материала мишени могут быть использованы соединения 230ThF4, или 230ThО2, или металлический торий-230.

В предлагаемом способе производства радионуклида 229Th использовано существование природного радионуклида 230Th - продукта естественного распада 238U. Известно, что при радиоактивном распаде 238U в цепочке дочерних продуктов, кроме изотопа 234U, образуются долгоживущие -излучатели: изотоп 230Th, а также изотоп 226Ra с периодами полураспада соответственно 8,1104 и 1,59103 лет. Содержание этих изотопов в природном уране оценивается следующими цифрами: радия 352 мг/т урана и тория 17,9 г/т урана. При переработке урановых руд, описанных выше, -радиоактивные изотопы выделяют как побочные продукты в производстве урана [В.Б. Шевченко, Б.Н. Судариков. Технология урана. М.: Госатомиздат, 1961].

Известно, что при обогащении гексафторида урана UF6 торий отделяется и остается в "огарках" при фторировании [Матвеев Л.В. и др. Проблема накопления 232U и 236Рu в ядерном реакторе, "Атомная техника за рубежом", 1980, 4, стр. 10-17].

Основным источником 230Th, доступным для использования в настоящее время, являются отходы отвального UF6 в разделительном производстве, где в процессе длительного хранения идет его накопление [Смирнов Ю.В. и др. Обработка, удаление и утилизация отходов горнометаллургического производства, "Атомная техника за рубежом", 1981, 3, стр. 15-20].

При облучении мишени, содержащей торий-230, в циклотроне в результате ядерной реакции 230Th(n, рn)226Th в мишени накапливают целевой радионуклид 229Th.

Наколенный в мишени 229Th имеет генетическую цепочку распада элементов, приводящую к радионуклиду 213Bi, который используют в ядерной медицине [В.А Халкин и др. Радионуклиды для радиотерапии. Радиохимия, 1997, т. 39, 6, стр. 483, рис. 1].

Полученный в результате ядерной реакции (p,pn) радионуклид 229Th выдерживают в течение времени, достаточного для накопления в мишени его дочернего продукта распада 225Ас, после чего 225Ас извлекают из мишени методом жидкостной многоступенчатой экстракции и сорбции тория, радия и актиния на анионите. Актиний-225 количественно сорбируется на анионите, а радий и другие продукты распада отделяются в виде раствора рафината. Полученный 225Ас используют для создания медицинского генератора 225Ac/213Bi.

Предлагаемый способ создания -излучающего медицинского генератора для радиоиммунотерапии обладает существенным достоинством по сравнению с описанными в литературе: - целевой радионуклид 229Th получают в результате однократного захвата нейтрона; - примесь радионуклида 228Th сведена к минимуму; - целевой радионуклид 229Th получают, используя в качестве исходного материала побочный продукт при переработке урановой руды 230Th.

Пример осуществления изобретения
Мишень, содержащую 230Th, устанавливают в циклотроне. В процессе облучения мишени в результате пороговой ядерной реакции 230Th(p,pn)229Th накапливают целевой радионуклид, являющийся начальным элементом цепочки распада радионуклидов, приводящей к получению 213Bi.

После облучения мишень с полученным в ней радионуклидом 229Тh извлекают из канала и выдерживают в течение месяца. В процессе радиохимической обработки материала мишени в сильно кислых растворах радионуклиды сорбируют на анионите. При сорбции радий и другие продукты распада отделяют в виде раствора рафината.

Рафинат, содержащий большое количество радия, используют для дополнительной наработки и выделения актиния-225.

При многоцикличном использовании тория-229 его выдержку для накопления актиния-225 осуществляют в водном растворе, а не на анионите, из-за его деструкции под действием короткоживущих -излучателей.

Для получения актиния-225 высокой нуклидной чистоты проводят два цикла сорбционного разделения с использованием колонок различной геометрии.

В процессе радиохимического передела получают Актиний-225 в виде азотнокислого или солянокислого раствора со следующим содержанием радионуклидных примесей:
225Ra<110-4%,
229Th<110-7%.

Остальные радионуклиды - в равновесии.

При этом выделяют 213Bi высокой чистоты.

Предложенный способ получения 229Th - стартового нуклида для последующего получения -излучающего радионуклида медицинского назначения 213Bi позволяет по сравнению со способом, выбранным за прототип, уменьшить трудоемкость процесса, использовать в качестве исходного материала побочный продукт уранового производства 230Th, снизить содержание сопутствующих радионуклидов, например 228Тh. При этом процесс получения целевого радионуклида осуществляют на ядерно-безопасной установке.


Формула изобретения

1. Способ получения радионуклида торий-229, стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213, включающий облучение мишени, отличающийся тем, что в качестве материала мишени берут природный изотоп тория 230Тh, мишень размещают в циклотроне и облучают пучком протонов, и в процессе пороговой ядерной реакции 230Тh(р, рn)229Тh накапливают в ней целевой радиоизотоп торий-229.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала мишени используют соединения 230ТhF4, или 230ТhО2, или металлический торий-230.

РИСУНКИ

Рисунок 1



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при изготовлении источников, предназначенных специально для медицинских целей
Изобретение относится к изготовлению источников гамма-излучения и позволяет повысить безопасность при работах с переносными дефектоскопами
Изобретение относится к ядерной технике, преимущественно к области изготовления источников ионизирующих излучений, используемых в медицине

Изобретение относится к очистке препаратов радионуклидов олова от примесей радионуклидов сурьмы, железа, кобальта, марганца и цинка

Изобретение относится к области ядерной физики, в частности к способам изготовления тритиевых источников -излучения с защитным покрытием, которые могут быть использованы в различных радиоизотопных приборах

Изобретение относится к способам изготовления ультранизких по активности источников -излучения, а также к источникам, получаемым данным способом

Изобретение относится к области радиационной безопасности и может быть использовано для радиационного контроля загрязнения гамма-излучающими нуклидами продовольствия, строительных материалов, проб объектов окружающей среды и других сыпучих и измельченных материалов, а также для измерения активности различных объемных образцов в научных исследованиях

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины

Изобретение относится к радиационным методам обработки минералов с целью повышения их ювелирной ценности

Изобретение относится к радиохимии изотопов, в частности плутония, и может быть использован для получения особо радиоизотопно чистого препарата плутония-237 (Pu-237)

Изобретение относится к технике получения радионуклидов при облучении заряженными частицами стабильных изотопов

Изобретение относится к производству радиоактивных изотопов и может быть использовано в ядерной медицине для приготовления радиофармацевтических препаратов

Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов на ускорителях заряженных частиц, в частности кобальта-57 и кадмия-109, на циклотроне с использованием внутреннего пучка протонов
Наверх