Способ получения радионуклида лютеций-177



Способ получения радионуклида лютеций-177
Способ получения радионуклида лютеций-177

 


Владельцы патента RU 2594020:

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

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ получения радионуклида 177Lu включает изготовление мишени, содержащей лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 176Lu, облучение нейтронами мишени, с последующим выделением целевого радионуклида 177Lu, полученного в результате реакции 176Lu(n, γ)177Lu . При этом мишень представляет собой композиционный материал, состоящий из наночастиц лютеция или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, при этом d - характерный размер наночастиц выбирают из условия λ/d>>1, где λ - длина пробега в веществе наночастицы атомов отдачи 177Lu. После облучения мишени наночастицы и буфер разделяют, буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения радионуклида 177Lu, а наночастицы возвращают в активную зону реактора в составе новой мишени. Изобретение обеспечивает эффективное получение радионуклида 177Lu с высокой удельной активностью. 6 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

 

Область техники

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

При терапии онкологических заболеваний широкое применение находят β-излучающие радионуклиды. Один из наиболее перспективных β-излучателей для терапии рака - радионуклид лютеций-177 (177Lu), обладающий оптимальными ядерно-физическими характеристиками для использования в ядерной медицине. Радиофармпрепараты (РФП) на основе 177Lu являются высокоэффективными терапевтическими средствами при лечении рака печени, простаты и кожных покровов, а также других заболеваний, в том числе ревматических артритов и гемофилии.

Уровень техники

Среди наиболее перспективных β-излучающих радионуклидов для терапии рака можно выделить 177Lu, обладающий удобным периодом полураспада (T1/2=6,71 суток), приемлемой энергией β-частиц (Eмакс=0,497 МэВ), мягким сопутствующим γ-излучением (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 радионуклида 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, так и для терапии злокачественных новообразований.

Во всей полноте преимущества 177Lu раскрываются при радиотерапии опухолей малых размеров, так как β-частицы 177Lu имеют малую глубину проникновения в ткани.

В настоящее время ведутся интенсивные поисковые исследования в области получения и использования препаратов на основе 177Lu.

Одним из ключевых параметров, определяющих возможность применения 177Lu для синтеза радиофармпрепаратов (РФП), является его удельная активность. Для получения препарата 177Lu высокой удельной активности могут быть использованы два способа:

- облучение нейтронами ядерного реактора стартового материала, содержащего стабильный изотоп лютеция 176Lu (так называемый "прямой" способ);

- облучение нейтронами ядерного реактора стартового материала, содержащего изотоп иттербия 176Yb ("непрямой" способ).

Из уровня техники известен способ получения 177Lu по реакции 176Yb(n, γ) с образованием 177Yb и его последующим β-распадом в 177Lu и выделением целевого радионуклида радиохимическим методом твердофазной экстракции (см. 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 176Yb до 97.6% в кварцевой ампуле, облучалась нейтронами в исследовательском 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), которая представляла собой раствор кислоты di(2-ethylhexyl)orthophosphoricacid (HDEHP) в инертном полимерном сорбенте Amberchrom™ CG-71.

К недостаткам данного способа следует отнести:

- низкий выход целевого радионуклида 177Lu из-за малого сечения реакции 176Yb(n, γ)177Yb→177Lu, которое для тепловых нейтронов составляет около 2 барн,

- сложный технологический процесс разделения лютеция и иттербия, сопряженный со значительными потерями целевого радионуклида 177Lu.

Кроме того, известен способ получения 177Lu по реакции 176Yb(n, γ)177Yb (см. патент Российской Федерации RU 2542733 на изобретение «Способ получения радиоизотопа лютеций-177», авторы: Верещагин Ю.И., Семенов А.Н., Чувилин Д.Ю. и др., опубл. 27.02.2015), который включает облучение иттербиевой мишени нейтронами и выделение 177Lu из облученной мишени. В качестве мишени берут стабильный изотоп 176Yb, мишень облучают в потоке нейтронов ядерного реактора, в процессе облучения в результате ядерной реакции 176Yb(n, γ) в мишени нарабатывают 177Yb, продукт распада которого - целевой радионуклид 177Lu, затем выделяют хроматографическим методом на ионообменной колонке. В качестве элюэнта для смыва 177Lu с колонки используют 0,07 N раствор α-изомасляной кислоты. Очистку продукта от следов α-изомасляной кислоты осуществляют на второй ионообменной колонке. При этом элюат подкисляют до pH=1-2. 177Lu сорбируют на колонке, элюат с α-изомасляной кислотой направляют в отходы. Затем колонку промывают 100 мл дистиллированной воды, после чего элюируют 177Lu десятью миллилитрами 0,5 N HCl. Элюат упаривают досуха и смывают осадок HCl с pH=5,1.

К недостаткам данного способа следует отнести:

- низкий выход радионуклида 177Lu из-за малого сечения реакции 176Yb(n, γ)177Yb;

- сложный технологический процесс разделения лютеция и иттербия.

В качестве прототипа выбран способ получения 177Lu по реакции 177Lu(n, γ)177Lu (см. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, V. 277, No. 3, 2008, 663-673). Стабильный изотоп 176Lu облучают в реакторе и нарабатывают 177Lu по прямой реакции радиационного захвата нейтрона 176Lu(n, γ)177Lu. Сечение реакции для тепловых нейтронов превышает 2000 барн. В результате 177Lu может быть получен в значительных количествах.

Вместе с тем, данный способ имеет ряд недостатков:

- целевой радионуклид 177Lu невозможно отделить от носителя - сырьевого изотопа 176Lu, что снижает его удельную активность и, в итоге, существенно сужает сферу его применения в ядерной медицине;

- наличие примеси долгоживущего радионуклида 177mLu с периодом полураспада 160 суток.

Возможность повышения удельной активности радионуклида 177Lu в способе, выбранном за прототип, лимитируется принципиальной проблемой ядерных реакторов - ограниченностью отвода тепла от активной зоны реактора, в котором проводиться облучение мишеней для наработки радионуклидов. В результате, плотность потока нейтронов в самых мощных исследовательских реакторах не превышает значения ≈2×1015 см-2×с-1, и дальнейшее повышение этой величины практически невозможно. При облучении 176Lu в потоке 2×1015 см-2 с-1 (такой поток тепловых нейтронов доступен лишь в двух реакторах мира: HFIR, США, Ок-Ридж и СМ, Россия, Димитровград) за 10 суток достигается максимальное значение удельной активности равное ~70 кКи на г лютеция. Это значение составляет 70% от теоретической удельной активности 177Lu (~110 кКи/г) и является на настоящее время пределом при реализации схемы реакторного получения 177Lu из 176Lu.

Раскрытие изобретения

Техническим результатом заявленного изобретения является:

- повышение удельной активности радионуклида 177Lu, полученного активационным методом по реакции радиационного захвата 176Lu(n, γ)177Lu при облучении в ядерном реакторе лютеция природного изотопного состава или обогащенной по изотопу 176Lu;

- упрощение технологического процесса получения целевого радионуклида 177Lu без носителя на стандартных реакторах.

Технический результат достигается тем, что способ получения радионуклида 177Lu включает изготовление мишени, содержащей лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 176Lu, облучение нейтронами мишени, с последующим выделением целевого радионуклида 177Lu, полученного в результате реакции 176Lu(n, γ)177Lu, отличающийся тем, что мишень представляет собой композиционный материал, состоящий из наночастиц лютеция или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, при этом d - характерный размер наночастиц выбирают из условия λ/d>>1, где λ - длина пробега в веществе наночастицы атомов отдачи 177Lu, после облучения мишени наночастицы и буфер разделяют, после чего буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения целевого радионуклида 177Lu, а наночастицы возвращают в ядерный реактор в составе новой мишени.

В предпочтительном варианте, в качестве материала наночастиц используют металлический лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 176Lu. В качестве материала буфера используют хлористый калий KCl, а разделение буфера и наночастиц проводят в воде. Разделение буфера и наночастиц проводят методом центрифугирования, или фильтрации, или другим известным методом. Облучение мишени проводят в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов. В качестве материала наночастиц используют соединения лютеция Lu2O3, или Lu(OH)3, или LuF3. Характерный размер наночастиц составляет ≈20 нм.

Известно, что образующееся в результате реакции радиационного захвата 176Lu(n, γ) ядро 177Lu в момент снятия возбуждения испусканием γ-квантов, приобретает импульс отдачи, которого, в ряде случаев, бывает достаточно для преодоления атомом 177Lu химических связей с другими атомами и молекулами в исходном веществе мишени. Такие атомы отдачи способны выходить из молекул соединения, в котором они первоначально находились, переходить из твердых тел в газовую фазу и т.д.

Энергия атома отдачи 177Lu, приобретаемая им в результате реакции 176Lu(n, γ) на тепловых нейтронах, составляет [см. А.Н. Несмеянов, Радиохимия, М., 1978]

где

ELu177 - энергия атома отдачи 177Lu;

εγ - энергия мгновенного γ-кванта;

M - масса атома отдачи 177Lu;

c - скорость света.

В энергетическом спектре мгновенных γ-квантов из реакции 176Lu(n, γ)177Lu в диапазоне 3-9 МэВ на один захваченный нейтрон испускается около одного γ-кванта. Принимая, что средняя энергия мгновенных γ-квантов равна 6 МэВ, получим энергию отдачи 177Lu>300 эВ. Этой энергии достаточно для пробега в твердом веществе до 100 нм.

Удельный выход атомов отдачи из мишени будет значителен только в случае, когда отношение λ/d≈1, где λ - длина пробега атома отдачи в веществе мишени, а d - характерный размер мишени. Если λ/d<<1, то в мишени будет работать только поверхностный слой, толщиной ≈λ, а внутренние слои будут недоступны для выхода атомов отдачи. Чем больше размер мишени, тем менее эффективен этот процесс.

Если лютеций локализован в наночастицах размером ≈20 нм, то энергии 300 эВ будет достаточно для выхода значительной доли атомов 177Lu (до 30%) за пределы наночастицы.

Изготовив мишень в виде композиционного материала, состоящего из наночастиц лютеция или его соединений размером ≈20 нм, окруженных связующим материалом (буфером), можно в процессе облучения мишени в поле нейтронов имплантировать атомы отдачи 177Lu в буфере, отделив их тем самым от наночастиц лютеция.

Пример реализации

В качестве примера реализации заявленного способа рассмотрим следующий вариант: композиционная мишень на основе лютеция, обогащенного по изотопу 177Lu, в исследовательском реакторе ИР-8.

Методом электровзрыва проводника изготавливают наночастицы лютеция. Полученный порошок используют для приготовления мишени из композиционного материала, состоящего из наночастиц лютеция природного изотопного состава, окруженных буфером, состоящего из твердого хлористого калия, растворимого в воде. Мишень помещают в поле нейтронов реактора ИР-8. 177Lu нарабатывается по реакции 176Lu(n, γ)177Lu. Характерный размер наночастиц мишени выбран из условия λ/d>>1, где d - эффективный диаметр наночастицы, λ - длина пробега атомов отдачи 177Lu в лютеции.

Активная зона реактора ИР-8 состоит из 16 тепловыделяющих сборок (ТВС) типа ИРТ-ЗМ. Длина активной части ТВС 58 см, содержание урана 235U - 90 грамм, а его обогащение - 90%.

Основные параметры реактора ИР-8 следующие:

- мощность, МВт 8

- максимальная плотность потока тепловых нейтронов, см-2×с-1:

в активной зоне 1.5×1014

в заполненных водой отверстиях сменных

бериллиевых блоков отражателя 2.5×1014

Скорость накопления 177Lu из 176Lu для различных значений плотности потоков нейтронов представлена на фигуре 1.

Поскольку в реакторе ИР-8 поток нейтронов достигает значения 1.5×1014 см-2×с-1, то за 15 дней облучения мишени можно достичь удельной активности 177Lu около 104 Ки/г 176Lu.

В результате облучения в буфер из хлористого калия имплантируются атомы отдачи 177Lu. После облучения мишень помещают в воду, растворяют буфер и переводят радионуклид 177Lu в растворимую форму. Затем раствор подвергают центрифугированию, отделяя нерастворимые в воде наночастицы мишени от находящегося в растворе радионуклида 177Lu. Буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения 177Lu, а наночастицы лютеция возвращают в активную зону реактора в составе новой мишени.

В качестве материала наночастиц можно применить металлический лютеций, а также соединения лютеция, например, Lu2O3, Lu(OH)3, LuF3, природного изотопного состава или обогащенные по изотопу 176Lu.

Буфером может служить хлористый калий KCl или другие материалы, легко растворимые в воде, обладающие низким сечением поглощения нейтронов и высокой радиационной стойкостью.

Заявленный способ получения радионуклида 177Lu позволяет значительно повысить его удельную активность по сравнению со способом, выбранным за прототип, что расширит применение радионуклида 177Lu в ядерной медицине, в частности при реализации технологии адресной доставки радионуклида в пораженные органы или ткани.

1. Способ получения радионуклида 177Lu, включающий изготовление мишени, содержащей лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 176Lu, облучение нейтронами в ядерном реакторе мишени, с последующим выделением целевого радионуклида 177Lu, полученного в результате реакции 176Lu(n,γ)177Lu, отличающийся тем, что мишень представляет собой композиционный материал, состоящий из наночастиц лютеция или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, при этом d - характерный размер наночастиц выбирают из условия λ/d>>1, где λ - длина пробега в веществе наночастицы атомов отдачи 177Lu, после облучения мишени наночастицы и буфер разделяют, после чего буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения целевого радионуклида 177Lu, а наночастицы возвращают в ядерный реактор в составе новой мишени.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала наночастиц используют металлический лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 176Lu.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала буфера используют хлористый калий KCl, а разделение буфера и наночастиц проводят в воде.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что разделение буфера и наночастиц проводят методом центрифугирования, или фильтрации, или другим известным методом.

5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что облучение мишени проводят в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов.

6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала наночастиц используют соединения лютеция Lu2O3, или Lu(OH)3, или LuF3.

7. Способ по п. 1, отличающийся тем, что характерный размер наночастиц составляет ≈20 нм.



 

Похожие патенты:

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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 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.

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.

Изобретение относится к технологии получения радиоактивных изотопов. Заявленный способ выделения препарата 225Ас из смеси 228Th и 229Th включает сорбцию смеси изотопов тория на сильноосновной анионообменной смоле с последующей очисткой раствора, содержащего 225Ас, от примесей, отделяют радиоактивные изотопы радия и свинца путем их осаждения.
Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов, а более конкретно к технологии получения радиоактивного изотопа никель-63, используемого в производстве бета-вольтаических источников тока.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов и может быть использовано для производства радионуклида 63Ni, являющегося основой для создания миниатюрных автономных источников электрической энергии с длительным сроком службы, работающих на бета-вольтаическом эффекте.

Заявленное изобретение относится к способу осуществления ядерных реакций. Заявленный способ характеризуется тем, что каналируемые ядерные частицы, ионы или излучения при каналировании фокусируются в определенном месте канала в кристаллической решетке фазы внедрения, нанотрубках или за их пределами.

Заявленное изобретение относится к изотопному генератору. Колонный блок изотопного генератора содержит колонну, содержащую материнский радионуклид, который самопроизвольно распадается на относительно короткоживущий дочерний радионуклид.

Изобретение относится к стержням мишеней производства изотопов для активной зоны вырабатывающего энергию ядерного реактора. Стержень мишеней производства изотопов может включать в себя по меньшей мерее одну стержневую центральную корпусную деталь, включающую в себя внешнюю оболочку, которая определяет внутреннюю полость, и множество мишеней облучения в пределах внутренней полости.
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.

Изобретение относится к медицинской технике и может быть использовано при выполнении лучевой терапии злокачественных опухолей поджелудочной железы пучками адронов.

Изобретение относится к области радиохимии. .
Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в производстве радиоактивных изотопов для медицинских целей, а именно для производства высокоактивных генераторов изотопов 99mTc, используемых для диагностики и лечения некоторых онкологических заболеваний.
Наверх