Способ получения радионуклида висмут-212

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний. В заявленном способе в раствор, содержащий радионуклид тория и его дочерние продукты распада, добавляют ионообменную смолу, после чего раствор декантируют, а ионообменную смолу высушивают и помещают в реактор, через который пропускают газ, удаляя при этом из реактора один из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразный радионуклид радон-220, и направляют газ через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство, где в результате радиоактивного распада накапливают радионуклид свинец-212, который после выхода активности свинца-212 на насыщение десорбируют со стенок сорбционного устройства кислым раствором и полученный раствор направляют на колонку с ионообменной смолой, с которой периодически смывают дочерний продукт распада радионуклид висмут-212. Исходный раствор может быть смесью изотопов тория торий-228, торий-229, торий-232. В качестве газа для продувки системы используют воздух, и/или азот, и/или гелий, и/или аргон, и/или криптон, и/или ксенон. В качестве сорбционного устройства используют сосуд или сосуды, объем которых обеспечивает время пребывания радона-220, достаточное для его полного распада в радионуклид свинец-212. Техническим результатом является уменьшение трудоемкости процесса получения целевого радионуклида висмут-212. 5 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности, для терапии онкологических заболеваний.

При терапии онкологических заболеваний все более широкое применение находят α-излучающие радионуклиды. Это связано с большой начальной энергией (5-8 МэВ) и коротким пробегом (десятки микрон) α-частиц в биологических тканях, и следовательно высоким уровнем выделения энергии в области локализации распадающихся нуклидов. Носители α-излучающих радионуклидов (моноклональные антитела, пептиды) с высокой специфичностью позволяют доставлять их в опухолевый узел или метастатический очаг. Благодаря малым пробегам α-частиц возможно селективное воздействие излучения на патологические объекты с минимальной лучевой нагрузкой на окружающие здоровые ткани.

Настоящее изобретение может быть использовано для создания генераторов α-излучателей торий-228/свинец-212 (228Th/212Pb) и свинец-212/висмут-212 (212Pb/212Bi), конечные элементы цепочки распадов которых - радионуклиды свинец-212 и висмут-212, могут использоваться в составе медицинских радиофармпрепаратов.

Одним из перспективных направлений в ядерной медицине является радиоиммунотерапия с использованием α-излучателей. Применение короткоживущих α-излучающих радионуклидов для терапии онкологических заболеваний представляет интерес с радиобиологической точки зрения поскольку является наиболее эффективным способом летального поражения опухолевых клеток благодаря короткому пробегу α-частиц в ткани и высокой ионизирующей способности.

Радионуклид висмут-212, образующийся при распаде изотопа уран-232 считается одним из перспективных для использования в терапии онкологических заболеваний.

Период полураспада висмута-212 составляет 60,6 мин, средняя энергия α-частиц 7,8 МэВ. При распаде висмута-212 образуются радионуклиды таллий-208 и полоний-212, которые ведут к стабильному нуклиду свинец-208. Пробег α-частиц в биологической ткани менее 100 мкм, что соответствует всего лишь нескольким диаметрам раковой клетки, а линейная передача энергии (ЛПЭ) достигает ~80 кэВ/мкм.

Начальный элемент цепочки уран-232 - искусственный изотоп урана, образование которого происходит в ядерном реакторе при облучении природного тория (232Th, T1/2=1,5·1010 лет) в результате следующих реакций взаимодействия нейтронов и гамма-квантов с нуклидом торий-232:

232Th(n,γ)233Th→233Ра(γ,n)232Ра→232U

232Th(n,2n)231Th→231Pa(n,γ)232Pa→232U

232Th(γ,n)231Th→231Pa(n,γ)232Pa→232U.

В зависимости от условий облучения тория в реакторе равновесная концентрация урана-232 лежит в пределах 1000-6000 ppm [В.М. Мурогов, М.Ф. Троянов, А.Н. Шмелев «Использование тория в ядерных реакторах». Энергоатомиздат. М., 1983].

При облучении тория в реакторе одновременно с ураном-232 происходит образование урана-233 по следующей реакции:

232Th(n,γ)→233Th→233Ра→233U.

В результате α-распада урана-233 образуется торий-229, который в свою очередь после ряда распадов переходит в радионуклид висмут-213.

Висмут-212 является типичным генераторным радионуклидом и находит применение в радиоиммунотерапии, главным образом, в виде меченных им моноклональных антител и других молекулярных носителей. Сегодня для получения висмута-212 используют две генераторные системы - 228Th/224Ra и 224Ra/212Bi. В первой из них, радий-224, отделяется от тория-228 за счет анионообменного разделения этих радионуклидов из раствора азотной кислоты. Во втором генераторе с использованием катионообменных смол и минеральных кислот из радия-224 выделяют висмут-212 [R.W. Atcher, A.M. Friedman, J.J. Hines «An improved generator for the production of 212Pb and 212Bi from 224Ra». International Journal of Radiation Applications and Instrumentation. Part A. Applied Radiation and Isotopes, Volume 39, Issue 4, 1988, Pages 283-286].

За прототип выбран способ получения висмута-212, описанный в патенте №2430440 «Способ получения радионуклида висмут-212». Авторы: Чувилин Д.Ю., Загрядский В.А., Прошин М.А., Панченко В.Я.

В качестве исходного сырья для получения радионуклида висмут-212 авторы использовали раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228, торий-229 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов. Для получения висмута-212 выполняли следующие процедуры:

- раствор, содержащий смесь тория-228, тория-229 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов, помещали в колбу-барботер;

- через раствор, находящийся в барботере пропускали газ (например, воздух), пузырьки которого захватывают газообразный продукт распада - радон-220 и уносят его через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство;

- в сорбционном устройстве (например, последовательно соединенные медицинские флаконы) радон-220 распадался в свинец-212 и оседал на внутренних стенках;

- после сорбционного устройства поток газа возвращали в барботер;

- свинец-212 смывали кислотным раствором с внутренних стенок сорбционного устройства и направляли на ионообменную колонку с катионитом Дауэкс-50;

- накопившийся в колонке висмут-212 элюировали раствором соляной кислоты и использовали по назначению.

Однако этот способ получения висмута-212 имеет ряд недостатков:

- при длительной эксплуатации барботера уменьшается объем раствора, содержащего смесь тория-228, тория-229 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов, в результате чего требуется периодическое пополнение барботера исходным раствором;

- наличие кислых паров для получения химически чистого свинца-212 требует использования специальных материалов сорбционного устройства, стойких в агрессивных средах.

- образование водяных аэрозолей при барботировании раствора требует установки фильтров для их улавливания, которые необходимо периодически менять из-за ухудшения фильтрующих свойств.

РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Задачей изобретения является устранение указанных выше недостатков прототипа, что приводит к упрощению технологического процесса получения радионуклида висмут-212.

Для решения этой задачи предложен способ получения радионуклида висмут-212 из раствора, содержащего радионуклиды тория и дочерние продукты распада этих радионуклидов, включающий удаление одного из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразного радионуклида радон-220, транспортировку газа через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство, где в результате радиоактивного распада по цепочке 220Rn→216Po→212Pb накапливают радионуклид свинец-212, который периодически десорбируют и полученный раствор направляют на колонку с ионообменной смолой, с которой периодически смывают его дочерний продукт распада радионуклид висмут-212, при этом, предварительно в раствор, содержащий радионуклиды тория и дочерние продукты распада этих радионуклидов, добавляют ионообменную смолу, после чего раствор декантируют, а ионообменную смолу с сорбированными на ней изотопами тория высушивают и помещают в реактор, через который пропускают газ, удаляя при этом из реактора один из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразный радионуклид радон-220.

Также, исходный раствор может содержать смесь радионуклидов торий-228, торий-229, торий-232 и дочерние продукты распада этих радионуклидов.

Кроме того, реактор продувают воздухом, и/или азотом, и/или гелием, и/или аргоном, и/или криптоном, и/или ксеноном.

Сорбцию радионуклида свинец-212 производят раствором кислоты или раствором смеси кислоты со спиртом, через которые продувают газ из реактора.

Поток газа после сорбционного устройства может быть возвращен в реактор.

Поток газа после сорбционного устройства может быть направлен в систему утилизации.

В предлагаемом способе получения радионуклида висмут-212 использовано наличие среди дочерних продуктов распада тория-228 газообразного радионуклида радон-220, который в результате распада по цепочке 220Rn→216Po→212Pb→212Bi приводит к образованию целевого радионуклида висмут-212. Период полураспада радона-220 составляет 55,6 сек, что обеспечивает возможность его удаления от места образования потоком газа (воздух, гелий, азот, аргон, криптон, ксенон) [Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения. Публикация 38 МКРЗ. В двух частях. Часть вторая. Книга 2. М., Энергоатомиздат, 1987, стр.204-205].

Химические соединения радионуклида радон-220 не известны. Поэтому весь образовавшийся радон-220 окажется в сорбционном устройстве, кроме той части изотопов, которые распадутся за время транспортировки газа по коммуникациям.

После выделения висмут-212 используется по своему прямому назначению для приготовления медицинских препаратов, применяемых при терапии онкологических заболеваний.

Предлагаемый способ получения радионуклида висмут-212 обладает рядом преимуществ по сравнению с описанным прототипом:

- отказ от барботирования раствора, содержащего радионуклиды торий-228, торий-229 и дочерние продукты распада этих радионуклидов, исключает необходимость периодического пополнения барботера исходным раствором при его длительной эксплуатации, что упрощает технологический процесс получения целевого радионуклида висмут-212.

- отказ от использования раствора, содержащего радионуклиды торий-228, торий-229 и дочерние продукты распада этих радионуклидов, позволяет исключить из технологической цепочки фильтры, обеспечивающие удаление водяных аэрозолей, образующихся при барботировании раствора;

- использование сухой ионообменной смолы, удерживающей радионуклиды торий-228, торий-229 и дочерние продукты распада этих радионуклидов, снимает проблему коррозионной стойкости материалов сорбционного устройства и коммуникаций в агрессивных средах, поскольку в потоке газа, проходящем через реактор, отсутствуют пары кислоты.

ПРИМЕР ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ

В качестве исходного сырья для получения радионуклида висмут-212 используют раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228, торий-229, торий-232 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов. Изотопный состав тория:

- Th-229 - 6,81%
- Th-230 ≅ 0,08%
- Th-228 - следы
- Th-232 - 93,11%.

Реализация предложенного способа получения висмута-212 начинается с удаления из исходного раствора изотопов тория путем добавления в раствор ионообменной смолы.

Для этого 20 мл раствора смеси радионуклидов торий-228, торий-229 и продуктов распада этих радионуклидов в 8М HNO3, смешивают с 5-6 мл анионита Дауэкс-1, используя свойство тория прочно связываться с функциональной группой анионита.

После выдержки в течение 1 часа практически весь торий сорбируется на смоле. Затем раствор декантируется. Влажную смолу высушивают и помещают в реактор, объемом 6-7 мл, в котором имеется два канала - вход и выход.

С помощью перистальтического насоса реактор продувают газом, например, воздухом и/или азотом и/или гелием и/или аргоном и/или криптоном и/или ксеноном (для воздуха расход составлял 60-150 мл/мин). Выделившийся при распаде тория-228 радон-220 потоком газа переносится через аэрозольный фильтр и поступает в сорбционное устройство (например, медицинские флаконы объемом по 20 мл), где распадется в свинец-212, который осаждается на стенки сорбционного устройства. Газ может быть возвращен в реактор (замкнутая система) или удален в систему утилизации (открытая система). В качестве сорбционного устройства можно использовать сосуд с раствором кислоты, или сосуд с раствором смеси кислоты со спиртом, через которые продувается газ из реактора.

Максимальная наработка свинца-212 занимает около 50 часов. Для эффективного сбора свинца-212 оптимизируют геометрические параметры накопителя - сводят к минимуму «паразитные» объемы и коммуникации, объем реактора минимизируют (отношение объема накопителя к объему реактора должно быть не менее 10). Расход газа подбирают из расчета его пребывания в накопители не менее 10 минут. Накопившийся свинец-212 смывают со стенок азотной кислоты объемом 5-7 мл и полученный раствор пропускают через колонку с катионитом Дауэкс-50. Ионы свинца-212 связываются с функциональной группой катионита. По прошествии 3-5 часов содержание висмута-212 в ионообменной колонке достигает насыщения, после чего его смывают разбавленной соляной кислотой.

По сравнению со способом, выбранным за прототип, предложенный способ получения висмута-212 позволяет, упростить технологический процесс, уменьшить его трудоемкость, снизить содержание примесных радионуклидов.

1. Способ получения радионуклида висмут-212 из раствора, содержащего радионуклиды тория и дочерние продукты распада этих радионуклидов, включающий удаление одного из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразного радионуклида радон-220, транспортировку газа через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство, где в результате радиоактивного распада по цепочке 220Rn→216Po→212Pb накапливают радионуклид свинец-212, который периодически десорбируют и полученный раствор направляют на колонку с ионообменной смолой, с которой периодически смывают его дочерний продукт распада радионуклид висмут-212, отличающийся тем, что предварительно в раствор, содержащий радионуклиды тория и дочерние продукты распада этих радионуклидов, добавляют ионообменную смолу, после чего раствор декантируют, а ионообменную смолу с сорбированными на ней изотопами тория высушивают и помещают в реактор, через который пропускают газ, удаляя при этом из реактора один из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразный радионуклид радон-220.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что исходный раствор может содержать смесь радионуклидов торий-228, торий-229, торий-232 и дочерние продукты распада этих радионуклидов.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что реактор продувают воздухом, и/или азотом, и/или гелием, и/или аргоном, и/или криптоном, и/или ксеноном.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что сорбцию радионуклида свинец-212 производят раствором кислоты или раствором смеси кислоты со спиртом, через которые продувают газ из реактора.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что поток газа после сорбционного устройства возвращают в реактор.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что поток газа после сорбционного устройства направляют в систему утилизации.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к радиохимии и может быть использовано для получения применяемого в ядерной медицине препарата на основе радия-224. .

Изобретение относится к радиоактивным источникам, предназначенным для медицинских целей, и может использоваться для получения визуализирующих средств, применяемых в диагностических регистрирующих системах.

Изобретение относится к медицинской технике, а именно к устройствам для гамма-лучевой терапии, и может быть использовано для лечения злокачественных опухолей. .
Изобретение относится к способу получения 68Ga из генератора 68Ge/ 68Ga и к способу получения меченых изотопом 68Ga комплексов с использованием полученного 68Ga. .

Изобретение относится к способу изготовления радиоизотопных генераторов и предназначено для ядерной медицины. .
Изобретение относится к области ядерной медицины. .

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов, применяемых в ядерной медицине. .

Изобретение относится к технологии получения медицинских средств, содержащих радиоактивные вещества, и может быть использовано для терапии онкологических заболеваний, а также для получения -источников, применяемых в приборостроении и биологических исследованиях.
Изобретение относится к способу генерации радиоизотопов, которые используются в ядерной медицине для приготовления фармпрепаратов, вводимых в пациентов. Заявленный способ включает облучение мишени пучком тормозного излучения и извлечение из мишени образовавшихся радионуклидов методами радиохимии. Для осуществления заявленного способа используют мишень и ядерные реакции, протекающие в мишени, которые приводят к образованию ядер химических элементов, отличных от химических элементов мишени. Тормозное излучение генерируется электронным пучком с энергией 40-60 МэВ и при среднем токе пучка 40 мкА в радиаторе толщиной от десятых до одной радиационной длины для материала радиатора. Длительность облучения мишени составляет один период полураспада генерируемого изотопа T1/2. Заявленное изобретение обеспечивает повышение удельной активности радионуклидов для ядерной медицины. 1 з.п. ф-лы, 1 пр.

Изобретение касается генератора стронций-82/рубидий-82. Генератор содержит колонку, заполненную катионообменником, заряженным стронцием-82, и имеющую вход и выход, и жидкую среду, при этом части колонки, вход и выход, вступающие в контакт с данной жидкой средой, не содержат железа, предпочтительно не содержат металла, жидкая среда представляет собой вымывающую среду для рубидия-82 и представляет собой физиологический буфер, имеющий pH 6-8,5, и жидкая среда представляет собой стерилизующую среду. Изобретение позволяет непрерывно использовать генератор в течение увеличенного периода времени. 3 н. и 8 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к источнику ионов. Устройство включает в себя камеру, расположенную вокруг продольной оси и содержащую газ, систему магнитного удержания, предназначенную для создания магнитного поля в области удержания в камере, возбудитель электронно-циклотронного резонанса, который создает переменное во времени электрическое поле, которое возбуждает циклотронное движение электронов, находящихся в области удержания, причем возбужденные электроны взаимодействуют с газом, образуя удерживаемую плазму. В ходе эксплуатации система магнитного удержания удерживает плазму в области удержания. Техническим результатом является возможность многократных ионизирующих взаимодействий с возбужденными электронами для части атомов в плазме с возможностью образования многократно ионизированных ионов, имеющих выбранное конечное состояние ионизации. 2 н. и 82 з.п. ф-лы, 1 табл., 17 ил.

Заявленное изобретение относится к средствам сублимационной очистки соли молибдена-99, и может найти применение в технологии очистки 99Мо, например, для ядерной медицины, от всех активных и неактивных примесей с использованием процесса сублимации с помощью лазерного излучения. В заявленном способе на соль молибдена, содержащую широкий спектр примесей, как радиоактивных так и не радиоактивных, нанесенную на подложку из термостойкого материала за счет упаривания исходного раствора, действует лазерное излучение с частотой от 40 до 50 кГц, длительностью импульса 4 нс, скоростью от 1000 до 2000 мм/с и мощностью от 1 до 100% от максимальной мощности лазерной установки. Устройство для осуществления способа сублимационной очистки соли молибдена-99 от сопутствующих радиоактивных и химических примесей состоит из подложки, изготовленной из термостойкого материала, разделительного кольца из металла с высотой бортика от 0,1 до 1,0 мм, покрывающего стекла, выполняющего роль съемного холодильника. Техническим резльтатом является сокращение времени, затрачиваемого на очистку молибдена-99. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к технике для ядерной медицины, в частности к изготовлению изотопных генераторов. Генератор рубидия-82 включает защитный от ионизирующего излучения корпус, внутри полости которого размещена емкость с разъемным защитным вкладышем из вольфрама или вольфрамового сплава, генераторной колонкой и подводящей и отводящей трубками, размещенными во внутренних пазах разъемного вкладыша, при этом крышка корпуса снабжена предохранительной полостью для сбора утерянной жидкости. Способ приготовления генератора рубидия-82 включает заполнение генераторной колонки ионообменным материалом, состоящим из неорганического сорбента из гидратированного оксида олова (IV) в виде взвеси в водном растворе гидроксида аммония с концентрацией в диапазоне от 0.02 М до 0.2 М и содержанием гидроксида олова во взвеси в пределах от 15 до 50 весовых %. Перед пропусканием через колонку раствора, содержащего радионуклид стронция-82, генераторную колонку термически стерилизуют нагреванием в автоклаве при температуре 110-130 °C в течение 30-120 мин, причем содержимое генераторной колонки предварительно герметически изолируют от внешней среды. Изобретение обеспечивает упрощение процесса приготовления генератора рубидия-82, повышение эффективности и надежности его функционирования и стерилизации, а также повышение защиты от ионизирующего облучения. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины. Способ получения радиоизотопа 99Mo включает облучение потоком нейтронов мишени с последующим выделением целевого радиоизотопа, образующегося в результате 98Mo(n,γ)99Mo реакции. В качестве мишени используют наночастицы металлического молибдена или его соединений, нерастворимых в воде, или водном растворе щелочи, или водном растворе NH4OH. При этом облучение мишени проводят в воде, или водном растворе щелочи, или водном растворе NH4OH. Целевой радиоизотоп 99Mo отделяют в составе аниона растворимого в воде молибдата (99MoO4)-2 от наночастиц. Изобретение обеспечивает повышение удельной активности радиоизотопа 99Mo.

Заявленное изобретение относится к химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения. В заявленном способе предусмотрен процесс выделения молибдена-99 из раствора облученной урановой мишени на стадии концентрирования и аффинажа с целью получения препарата молибден-99. При этом концентрирование молибдена-99 из азотнокислого раствора урановой мишени на неорганическом сорбенте проводят в одну или две стадии, десорбцию молибдена перед этапом аффинажа осуществляют не засоляющим термически разлагаемым реагентом. Далее на этапе аффинажа проводят анионообменную и высокотемпературную очистку или только высокотемпературную очистку препарата, причем в сумме на этапах концентрирования и аффинажа молибдена проводится не менее двух сорбционных стадий. Техническим результатом является повышение химической и радиохимической чистоты препарата молибден-99 при достижении существующих на мировом рынке требований к препарату и сохранения приемлемого технологического выхода. 3 з.п. ф-лы, 3 пр., 2 табл.

Изобретение относится к способу получения высокочистых соединений 177Lu, свободных от носителя, для медицинских целей и/или диагностических целей. Способ получения соединений 177Lu из соединений l76Yb, облучаемых тепловыми нейтронами, включает введение в первую колонку, заполненную катионообменным материалом, исходных веществ, растворенных в минеральной кислоте и содержащих l77Lu и 176Yb в примерном массовом соотношении от 1:102 до 1:1010, замену протонов катионообменного материала на ионы аммония с использованием раствора NH4Cl, промывку катионообменного материала водой, соединение выходного отверстия первой колонки и входного отверстия второй колонки, введение воды и хелатообразующего агента во входное отверстие первой колонки, чтобы элюировать соединения 177Lu из первой и второй колонок, определение уровня радиоактивного излучения на выходе второй колонки для подтверждения элюирования соединений 177Lu, сбор первого элюата 177Lu из выходного отверстия второй колонки в сосуд, протонирование хелатообразующего агента, загрузка конечной колонки путем непрерывной подачи полученного элюата l77Lu во входное отверстие конечной колонки, промывку от хелатообразующего агента разбавленной минеральной кислотой, удаление следов ионов других металлов из раствора l77Lu путем промывки катионообменного материала конечной колонки минеральной кислотой в разных концентрациях и элюирование ионов 177Lu из конечной колонки с помощью высококонцентрированной минеральной кислоты. Изобретение позволяет получать миллиграммовые количества высокочистых соединений 177Lu, свободных от носителя. 4 н. и 12 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 пр.
Наверх