Способ получения радиоизотопа лютеций-177


 


Владельцы патента RU 2542733:

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к способу получения изотопов для ядерной медицины. Способ включает облучение мишени нейтронами и выделение 177Lu из облученной мишени. В качестве мишени берут изотоп 176Yb, мишень облучают в потоке нейтронов ядерного реактора, в процессе облучения в результате ядерной реакции 176Yb(n,γ)177Yb в мишени нарабатывают 177Yb, продуктом распада которого целевой радиоизотоп 177Lu (без носителя) затем выделяют хроматографическим методом на ионообменной колонке. В качестве элюэнта для смыва 177Lu с колонки использовали 0.07 N раствор α-изомасляной кислоты. Очистку продукта от следов α-изомасляной кислоты осуществляли на второй ионообменной колонке. При этом элюат подкисляли до pH=1-2. 177Lu сорбировали на колонке, элюат с α-изомасляной кислотой направляли в отходы. Затем колонку промывали 100 мл дистиллированной воды, после чего элюировали 177Lu десятью миллилитрами 0.5 N HCl. Элюат упаривали досуха и смывали осадок HCl с pH=5.1. Техническим результатом является возможность производить радиоизотоп 177Lu без носителя в практически значимых количествах (десятки кюри) на стандартных исследовательских реакторах и применять для наработки, выделения и очистки радиоизотопа 177Lu отечественное сырье и химреактивы, а также обеспечение качества мечения при синтезе радиофармпрепаратов на основе 177Lu. 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины.

В настоящее время одним из наиболее перспективных и динамично развивающихся направлений ядерной медицины является радиоиммунотерапия с применением средств направленной доставки и β-излучателей в качестве терапевтических агентов.

Среди наиболее перспективных β-излучающих радиоизотопов для терапии рака можно выделить лютеций-177 (177Lu), обладающий оптимальными характеристиками для использования в ядерной медицине: удобный период полураспада (T1/2=6,71 суток), приемлемая энергия β-частиц (Емакс=0,497 МэВ), мягкое сопутствующее γ-излучение (Eγ=113 кэВ (6,4%) и 208 кэВ (11%)). Продукт распада 177Lu - стабильный изотоп 177Hf. Сравнительно небольшая длина пробега β-частицы 177Lu в биологических тканях (<2 мм) при локализации значительного количества атомов радиоизотопа в непосредственной близости от опухолевой клетки обеспечивает избирательное уничтожение опухоли при минимальном повреждении окружающих тканей.

Поскольку 177Lu испускает одновременно β-частицы и γ-кванты, он идеально подходит как для диагностики и локализации, так и для терапии злокачественных новообразований.

Ожидается, что радиофармпрепараты (РФП) на основе 177Lu станут высокоэффективными терапевтическими средствами при лечении рака печени, простаты и кожных покровов, а также других заболеваний, в том числе, ревматических артритов и гемофилии.

Интенсивные поисковые работы в области получения и использования препаратов на основе 177Lu ведутся во всем мире. Об актуальности данных исследований свидетельствует тот факт, что более 50-ти докладов, представленных на последнем конгрессе Европейской ассоциации ядерной медицины EANM'12 (Милан, октябрь 2012 г.), посвящены разработке и исследованию препаратов различного назначения, меченых лютецием-177.

Настоящее изобретение может быть использовано для производства радиоизотопа Lu-177 в практически значимых количествах на стандартных, исследовательских реакторах с потоком тепловых нейтронов до 1014 сек-1 см-2, причем для наработки, выделения и очистки радиоизотопа Lu-177 могут быть применены отечественное сырье и химреактивы.

Предшествующий уровень техники

В настоящее время Lu-177 получают либо в результате прямой реакции 176Lu(n,γ)177Lu, либо через промежуточное ядро 177Yb путем облучении нейтронами иттербиевой мишени по реакции 176Yb(n,γ)177Yb→177Lu.

Известен способ получения 177Lu по реакции 176Lu(n,γ)177Lu (Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, Vol.277, No.3, 2008, 663-673).

Изотоп 176Lu облучают в реакторе и нарабатывают 177Lu по прямой реакции 176Lu(n,γ)177Lu. Сечение захвата тепловых нейтронов для изотопа 176Lu превышает 2 барна, резонансный интеграл составляет величину около 1 барна. В результате может быть получен 177Lu достаточно высокой удельной активности: по реакции радиационного захвата 176Lu(n,γ)177Lu почти 28% атомов 176Lu конвертируется в 177Lu.

Вместе с тем, данный способ имеет ряд существенных недостатков:

- данный способ позволяет получать целевой радиоизотоп 177Lu с носителем (в составе сырьевого изотопа 176Lu), что существенно сужает сферу его применения в ядерной медицине;

- использование данного способа неизбежно приводит к появлению в целевом радиоизотопе 177Lu примесной долгоживущей активности 177mLu с периодом полураспада 160 дней.

В качестве прототипа выбран способ получения 177Lu по реакции 176Yb(n,γ)177Yb с образованием 117Yb, последующим его бета-распадом до 177Lu и выделением 177Lu радиохимическим методом твердофазной экстракции (Ketring, A.R. Production and Supply of High Specific Activity Radioisotopes for Radiotherapy Applications. Alasbimn Journal 5(19): January 2003. Article №AJ19-2). Мишень массой несколько миллиграмм нитрата иттербия, обогащенного по Yb-176 до 97.6% в кварцевой ампуле облучалась нейтронами в реакторе MURR. После выдержки в течение нескольких часов мишень растворяли в 500-700 мл 0.1-0.5 N HCl.

Разделение иттербия и лютеция осуществляли методом твердофазной экстракции с использованием "Ln spec" смолы (50-100 мкм) от производителя Eichrom Industries of Darien, IL. Смола представляет собой раствор кислоты di(2-ethylhexyl)orthophosphoricacid (HDEHP) (40% от общего веса) в инертном полимерном сорбенте Amberchrom™ CG-71 (60% от общего веса). Приблизительно 2 грамма смолы размещали в стеклянной колонке и активировали 0.15 N азотной кислоты. Разделение контролировалось с помощью гамма-спектрометра с кристаллом из сверхчистого германия. Сначала с колонки азотной кислотой небольшой концентрации элюировали материал мишени (Yb-176), при этом целевой радиоизотоп Lu-177 оставался на колонке. Затем малым объемом более концентрированной азотной кислоты с колонки смывали Lu-177, выпаривали досуха и осадок смывали слабым раствором HCl.

К недостаткам данного способа следует отнести следующее:

- в данном способе разделения лютеция и иттербия использована специфичная, отсутствующая в свободном доступе на российском рынке смола;

- в рассматриваемом способе отсутствует очень важная технологическая операция очистки целевого продукта, в том числе от возможного загрязнения фрагментами радиационного разрушения используемой смолы.

Раскрытие изобретения

Техническим результатом изобретения являются упрощение и удешевление производства радиоизотопа Lu-177 без носителя в практически значимых количествах (десятки кюри) на стандартных, исследовательских реакторах с потоком тепловых нейтронов до 1014 сек-1 см-2 за счет применения для наработки и выделения радиоизотопа Lu-177 отечественного сырья и химреактивов, что также приводит к повышению чистоты конечного продукта.

Для достижения указанного результата предложен способ получения радиоизотопа 177Lu, включающий облучение нейтронами в ядерном реакторе мишени с изотопом 176Yb, наработку по реакции 176Yb(n,γ)177Yb□177Lu целевого радиоизотопа 177Lu, растворение облученной мишени, направление раствора с 177Lu и 176Yb на ионообменную колонку, осаждение на колонке из раствора 176Yb и 177Lu и последующее разделение 177Lu и 176Yb, при этом разделяют 177Lu и 176Yb хроматографическим методом путем первоначального элюирования с ионообменной хроматографической колонкой 177Lu, оставляя иттербий на колонке, направления элюата на вторую ионообменную хромотографическую колонку, сорбции 177Lu на второй колонке, направления элюата в отходы с последующим элюированием со второй колонки 177Lu.

При этом:

- в качестве мишени с изотопом 176Yb используют окись иттербия (176Yb2O3);

- в качестве элюэнта при элюировании 177Lu с первой ионообменной колонки используют 0.07 N раствор α-изомасляной кислоты;

- в качестве элюэнта при элюировании 177Lu со второй ионообменной колонки используют 0.5 N HCl;

- в качестве ионообменной смолы на первой колонке используют катионит КУ-2-8 в + NH4-форме;

- в качестве ионообменной смолы на второй колонке используют катионит КУ-2-8 в + H-форме.

Фигура иллюстрирует принципиальную схему реализации способа наработки, выделения и очистки 177Lu.

I - Технологическая операция выделения 177Lu;

II - Технологическая операция очистки 177Lu;

Сорбционная колонка №1 - ионообменная колонка с катионитом КУ-2-8 в + NH4-форме;

Сорбционная колонка №2 - ионообменная колонка с катионитом КУ-2-8 в + H-форме.

Способ осуществляют следующим образом.

В качестве мишени берут изотоп Yb-176, мишень облучают в потоке нейтронов ядерного реактора, в процессе облучения в результате ядерной реакции 176Yb(n,γ)177Yb в мишени нарабатывают 177Yb, продукт распада которого: целевой радиоизотоп 177Lu (без носителя) затем выделяют радиохимическим методом.

Предложенный способ получения радиоизотопа 177Lu обладает существенными достоинствами по сравнению с описанными в литературе аналогом и прототипом:

- способ позволяет производить радиоизотоп Lu-177 без носителя в практически значимых количествах (десятки кюри) на стандартных исследовательских реакторах с потоком тепловых нейтронов до 1014сек-1 см-2 и применять для наработки, выделения и очистки радиоизотопа Lu-177 отечественное сырье и химреактивы;

- способ включает технологическую операцию очистки целевого продукта, что обеспечивает качество мечения при синтезе РФП на основе Lu-177.

Пример осуществления изобретения

Порошкообразный образец окиси иттербия l76Yb2O3 массой 10 мг засыпали во внутреннюю полость кварцевой ампулы. Диаметр ампулы 7,8 мм, длина 72,5 мм, толщина стенки 1,5 мм. Ампулу герметично заваривали и размещали в защитном алюминиевом контейнере. Образцы 176Yb2O3 облучали в вертикальном экспериментальном канале ВЭК 3, расположенном в стационарном бериллиевом отражателе реактора ИР-8. Плотность потока нейтронов в месте расположения образцов составляла 6,5×1012 н×см2×с-1 на 1 МВт мощности реактора. Время облучения составило 1 сутки. Время выдержки после облучения - 1 сутки. Скорость реакции 176Yb(n,γ)177Yb→177Lu составила величину 1,86×10-11 на ядро 176Yb в потоке нейтронов 6,5×1012 см-2×с-1. Активность образца 177Lu составила величину 5·107 Бк. Погрешность измерения ±5%.

После облучения и выдержки кварцевую ампулу механически вскрывали, а облученную мишень 176Yb2O3 массой 10 мг (обогащение по 176Yb 99.75%) растворяли в 50 мл 0.5 N HCl. Раствор упаривали до влажного осадка. Осадок разводили дистиллированной водой до pH=2 (0.01 N HCl). Раствор с 176YbCl3 и 177LuCl3 с расходом 0.5-2.0 см3/мин элюировали через ионообменную колонку с катионитом КУ-2-8 в +NH4- форме. Высота колонки h=150 мм, диаметр d=5 мм, h/d≈30. При этом 176Yb и 177Lu сорбировали на колонке. Затем колонку промывали 100 мл дистиллированной воды, после чего элюировали с колонки 177Lu 100 мл 0.07 N раствора α-изомасляной кислоты, при этом 176Yb оставался на колонке.

Для очистки Lu-177 от α-изомасляной кислоты элюат подкисляли до pH=1-2 и пропускали через вторую ионообменную колонку с катионитом КУ-2-8 в +H-форме. Высота колонки h=75 мм, диаметр d=5 мм. При этом Lu-177 сорбировали на колонке, а элюат с α-изомасляной кислотой направляли в отходы. Затем колонку промывали 100 мл дистиллированной воды, после чего элюировали Lu-177 десятью миллилитрами 0.5 N HCl. Элюат упаривали досуха и смывали осадок HCl с pH=5.

Контроль за составом элюэнтов осуществляли по γ-излучению с помощью γ-спектрометра фирмы ORTEC с кристаллом из сверхчистого германия. Активность Lu-177 определяли по линии Eγ=208 кэВ, присутствие иттербия контролировали по линии Eγ=397 кэВ, принадлежащей Yb-175, образующемуся при облучении в результате реакции 174Yb(n,γ)175Yb (содержание 174Yb в исходном образце - 0.12%).

1. Способ получения радиоизотопа 177Lu, включающий облучение нейтронами в ядерном реакторе мишени с изотопом 176Yb, наработку по реакции 176Yb(n,γ)177Yb→177Lu целевого радиоизотопа 177Lu, растворение облученной мишени, направление раствора с 177Lu и 176Yb на ионообменную колонку, осаждение на колонке из раствора 176Yb и 177Lu и последующее разделение 177Lu и 176Yb, отличающийся тем, что
разделяют 177Lu и 176Yb хроматографическим методом путем первоначального элюирования с ионообменной хроматографической колонки 177Lu, оставляя иттербий на колонке, направления элюата, на вторую ионообменную хромотографическую колонку, сорбции 177Lu на второй колонке, направления элюата в отходы с последующим элюированием со второй колонки 177Lu.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве мишени с изотопом 176Yb используют окись иттербия (176Yb2O3).

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве элюэнта при элюировании 177Lu с первой ионообменной колонки используют 0.07 N раствор α - изомасляной кислоты.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве элюэнта при элюировании 177Lu со второй ионообменной колонки используют 0.5 N HCl.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве ионообменной смолы на первой колонке используют катионит КУ-2-8 в + NH4 - форме.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве ионообменной смолы на второй колонке используют катионит КУ-2-8 в + H - форме.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способу получения радиоизотопов для ядерной медицины на ускорителях заряженных частиц. Способ включает облучение мишени на ускорителе протонов и выделение 82Sr без носителя из облученной мишени.

Изобретение относится к технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины на ускорителях заряженных частиц. .

Изобретение относится к ядерной физики, а точнее к производству изотопов для использования в качестве источника гамма-излучения в дефектоскопах при анализе материалов без их разрушения.

Изобретение относится к получению радионуклида 230U для терапии онкологических заболеваний. .

Изобретение относится к области ядерной технологии и радиохимии, а именно получения и выделения радиоактивных изотопов для медицинских целей. .

Изобретение относится к области радиохимии. .
Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов, а именно к получению радионуклида палладий-103 на циклотроне с использованием пучка заряженных частиц.

Изобретение относится к области атомной техники. .

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.

Изобретение относится к способу получения 99mTc. Заявленный способ включает следующие стадии: получение раствора, содержащего 100Mo-молибдат-ионы; создание протонного луча с энергией, достаточной для того, чтобы при облучении 100Mo-молибдат-ионов индуцировать ядерную реакцию 100Mo(p,2n)99mTc; облучение раствора протонным лучом и индуцирование ядерной реакции 100Mo(p,2n)99mTc; применение метода экстрагирования для экстрагирования 99mTc из раствора. Кроме того, изобретение касается устройства для получения 99mTc, включающего раствор, содержащий 100Mo-молибдат-ионы; ускоритель для создания протонного луча с энергией, достаточной для того, чтобы при облучении 100Mo-молибдат-ионов индуцировать ядерную реакцию 100Mo(p,2n)99mTc, для облучения раствора и для индуцирования ядерной реакции 100Mo(p,2n)99mTc; секции экстрагирования для экстрагирования 99mTc из раствора. Техническим результатом является отсутствие необходимости в эксплуатации реакторов с высокообогащенным ураном для получения изотопов, в частности, для медицинской диагностики. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к средствам производства изотопов при помощи ускоренного пучка частиц. В заявленном способе ускоренный пучок частиц (11) направляют на первый исходный материал, содержащийся в мишенном блоке (15), в котором производят первый радиоактивный изотоп (19) посредством первой ядерной реакции. Таким образом пучок частиц затормаживают, далее пучок направляют на второй исходный материал, содержащийся в мишенном блоке (21), и производят второй радиоактивный изотоп (25) посредством второй ядерной реакции, при этом эффективное сечение для инициирования первой ядерной реакции показывает первый пик на первом энергетическом уровне частиц, эффективное сечение для инициирования второй ядерной реакции взаимодействием ускоренного пучка частиц со вторым исходным материалом показывает второй пик во втором энергетическом уровне частиц, имеющий значение ниже первого энергетического уровня частиц. Заявленное устройство содержит блок (13) ускорителя, первую мишень облучения с первым исходным материалом и расположенную за ней вторую мишень облучения со вторым исходным материалом. Техническим результатом является уменьшение потерь энергии на ускорение за счет возможности одноразового ускорения частиц, а также совмещение производства различных изотопов, требующего различных условий. 2 н. и 8 з.п. ф-лы, 1 табл., 3 ил.

Изобретение относится к способу получения содержащего 99mTc продукта реакции. В заявленном способе предусмотрено обеспечение подлежащей облучению мишени из металла 100Мо, облучение мишени из металла 100Мо пучком протонов с энергией для индуцирования ядерной реакции 100Мо(р,2n)99mTc, нагревание мишени из металла 100Мо до температуры свыше 300°С, извлечение возникающего 99mTc в мишени (15) из металла 100Мо в процессе экстракции сублимацией с помощью газа кислорода, который направляют над мишенью из металла 100Мо с образованием оксида технеция 99mTc. Устройство для получения содержащего 99mTc продукта реакции содержит мишень из металла 100Мо, ускорительный блок для создания пучка протонов, предназначенного для направления на мишень из металла 100Мо, так что при облучении мишени из металла 100Мо пучком протонов индуцируется ядерная реакция 100Мо(р,2n)99mTc, подвод газа для направления газа кислорода на облучаемую мишень из металла 100Мо для образования оксида технеция 99mTc, отвод газа для отведения сублимированного оксида технеция 99mTc. Техническим результатом является возможность получения технеция непосредственно на основе ядерной реакции, которая происходит за счет взаимодействия пучка протонов с атомами молибдена. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 10 ил.

Изобретение относится к источникам нейтронного излучения и может найти применение в ядерных реакторах. Излучающая нейтроны сборка изготовлена из основного бериллиевого компонента - размножителя нейтронов, в который инкапсулировано малое количество запального источника 252Cf. Сборка размножителя находится в полой трубке, имеющей концевые заглушки и удерживающую пружину. Технический результат - повышение выхода нейтронов из сборки размножителя. 8 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины на ускорителях заряженных частиц. Способ получения радиоизотопа стронций-82 (82Sr) по реакции Rb(p,xn)82Sr включает облучение мишени протонами, в качестве которой используют раствор или расплав одного или нескольких химических соединений рубидия или их взвесь в жидком носителе, и осуществление их циркуляции в замкнутом контуре через зону облучения протонами, нарабатывая в мишени по реакции 85Rb(p,4n)82Sr и(или) реакции 87Rb(p,6n)82Sr радиоизотоп 82Sr, и выделение 82Sr из облученной мишени после облучения или непосредственно во время облучения радиохимическим методом. Изобретение обеспечивает снижение взрывоопасности способа, расширение функциональности, возможность использования многоразового мишенного устройства, позволяющего исключить затраты на его изготовление и возможность автоматизации способа. 5 з.п. ф-лы, 3 ил., 9 табл.
Наверх