Генератор радионуклидов, имеющий первый и второй атомы первого элемента



Генератор радионуклидов, имеющий первый и второй атомы первого элемента
Генератор радионуклидов, имеющий первый и второй атомы первого элемента
Генератор радионуклидов, имеющий первый и второй атомы первого элемента

 


Владельцы патента RU 2630475:

ТЕХНИШЕ УНИВЕРСИТЕТ ДЕЛЬФТ (NL)

Изобретение относится к средствам производства радионуклидов. Изобретение предусматривает наличие в генераторе первого и второго радионуклидов одного и того же химического элемента: изотопы одного и того же химического элемента имеют сходные химические свойства и поэтому обычно не могут быть разделены традиционными химическими методами; в этом аспекте изобретение обеспечивает разделение. Техническим результатом является возможность получать свободные от носителя изотопы с высокой удельной активностью, а также возможность обеспечения гарантированной доступности радионуклидов с высокой удельной активностью в течение продолжительного периода времени, например, в зависимости от периода полураспада материнского радионуклида вместо периода полураспада дочернего радионуклида. 4 н. и 11 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

ОБЛАСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Изобретение относится к области генераторов радионуклидов.

ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Радионуклид представляет собой атом с нестабильным ядром, причем это ядро характеризуется избыточной энергией, которая может передаваться или вновь образованной радиационной частице внутри ядра, или электрону атома. В этом процессе радионуклид претерпевает радиоактивный распад и испускает одну или более из следующих частиц: фотон, электрон, позитрон, альфа-частица, напрямую или опосредованно. Эти частицы создают ионизирующее излучение. Радионуклиды могут быть природными или полученными искусственно.

Количество радионуклидов точно не известно. Некоторые нуклиды стабильны, некоторые распадаются. Нестабильность характеризуется периодом полураспада. С учетом полученных искусственно, известно более 3300 нуклидов (среди них ~3000 радионуклидов), включая полученные искусственно, причем большая часть из них (>~2400) имеют периоды полураспада менее 60 минут. Их количество растет по мере открытия новых радионуклидов с очень короткими периодами полураспада.

Химики и физики часто называют радионуклиды радиоактивными изотопами, или радиоизотопами. Радиоизотопы с подходящими временами полураспада играют важную роль во многих практически применимых технологиях (например, в ядерной медицине).

Генераторы радионуклидов представляют собой устройства, в которых (дочерний) радионуклид образуется из материнского радионуклида-прекурсора и, возможно, отделяется от него. Материнский радионуклид обычно получают в ядерном реакторе, который является сложной и дорогой системой. Типичным примером является генератор технеция-99m, используемый в ядерной медицине. Материнским радионуклидом является молибден-99, получаемый в реакторе.

Патент США 4782231 содержит описание генератора 99mTc с элюированием стандартной конструкции, используемого в медицинских целях. Изобретение дополнительно обеспечивает эффективное получение радионуклидов 99mTc облучением молибдена в природной смеси изотопов средним потоком нейтронов.

Генератор по патенту США 4182231 и похожие генераторы не относятся к настоящему изобретению. Патент США 4782231 содержит описание стандартного химического разделения двух радионуклидов химически различных элементов.

Радионуклиды используются двумя основными способами: в целях использования их химических свойств и использования в качестве источников излучения. Радионуклиды известных элементов, таких как углерод, могут служить индикаторами, поскольку они считаются химически идентичными нерадиоактивным нуклидам, так что почти все химические, биологические и экологические процессы с ними происходят похожим образом.

В ядерной медицине радиоизотопы используют для диагностики, лечения и исследований. Радиоактивные индикаторы, испускающие гамма-лучи или позитроны, могут дать диагностическую информацию о внутренней анатомии пациента и о функционировании конкретных органов. Это используется в некоторых видах томографии: однофотонной эмиссионной компьютерной томографии (ОФЭКТ) и позитронной эмиссионной томографии (ПЭТ).

Радиоизотопы также используются для лечения опухолей кроветворных тканей; менее успешно для лечения солидных опухолей. Более мощные источники гамма-излучения используются для стерилизации шприцов и другого медицинского инвентаря.

Другими областями использования являются, например, биохимия, генетика и консервирование продуктов питания.

При снятии возбуждения посредством испускания гамма-лучей ядро отдает избыточную энергию, испуская гамма-луч. При этом данный элемент не превращается в другой (не происходит ядерного превращения).

Существует много примеров использования радионуклидов.

Например, согласно существующей практике, 177Lu (период полураспада 6, 7 дней) получают активацией нейтронами мишени, содержащей стабильный 176Yb, согласно ядерной реакции 176Yb(η, γ)177Yb(β-)177Lu. Затем 177Lu химически отделяют от мишени 176Yb и материнского радионуклида 177Yb и получают свободный от носителя продукт с высокой удельной активностью. Этот подход существует наряду с применявшимся ранее способом получения, в котором происходит активация мишеней, содержащих стабильный 176Lu, с образованием, согласно ядерной реакции 176Lu (η, γ)177Lu+177mLu, смеси радионуклидов 177Lu и 177mLu. Присутствие долгоживущего (161 день) радионуклида 177mLu, образования которого нельзя избежать, является существенным недостатком такого подхода для приложений ядерной медицины; более того, присутствие атомов 176Lu в веществе мишени приводит к меньшей удельной активности.

Чтобы подчеркнуть важность производства радионуклидов, укажем, что в одном только медицинском центре университета Эразма (Erasmus Medical Centre, EMC) в Нидерландах в настоящее время проходят лечение 500 пациентов в год. EMC заказывает в неделю по 2 партии 177Lu активностью 1 Ки.

Некоторые проблемы существующего уровня техники связаны, кроме того, с тем, что:

a) Доступность 177Lu по запросу медицинского центра ограничена. Поэтому есть необходимость регулярно заказывать новые партии 177Lu. Однако поставки могут быть прерваны, например, из-за выхода из строя оборудования поставщика.

b) Невозможно получить свободный от носителя 177Lu без необходимости облучения изотопно-обогащенного 176Yb и связанного с этим химического разделения.

Медицинские центры зависят, например, что касается применения терапии 177Lu-PRRT (пептидная рецепторная лучевая терапия), от наличия на рынке и от готовности к работе промышленных ядерных реакторов. Следует отметить, что в последнее время исследовательские реакторы внезапно выходили из строя, и, кроме того, реакторы также останавливают на плановое техническое обслуживание.

До сих пор медицинские центры должны регулярно заказывать новые партии 177Lu и поэтому зависят от наличия их в продаже и от графика работы реактора.

c) Облучение изотопно-обогащенного 176Yb и химическое разделение не выполняется по запросу конкретного медицинского центра.

Недостатки, присущие 177Lu, в общем характерны и для других радионуклидов или изотопов.

Настоящее изобретение, таким образом, относится к способу изготовления генератора радионуклидов, причем генератор, продукты, содержащие упомянутый генератор, и их использование преодолевают один или более упомянутых недостатков без ущерба для функциональности и преимуществ.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Первый аспект настоящего изобретения относится к способу изготовления генератора долгоживущих радиоизотопов, обладающих высокой удельной активностью и/или свободных от носителя, согласно п. 1 формулы изобретения, к генератору долгоживущих радиоизотопов, продукту, содержащему упомянутый генератор радиоизотопов, к отдельной порции, к набору и к их применению.

Настоящее изобретение, в частности, предназначено для изготовления 177mLu-177Lu генератора, а также для получения 44mSc, 127mTe, 129mTe, 137raCe и 186mRe. Приводимые ниже примеры также относятся конкретно к вышеуказанному. Следует отметить, что пример 177mLu-177Lu генератора в общем также хорошо применим к другим упомянутым примерам и ни в коем случае не ограничивается примером 177mLu-177Lu.

Настоящее изобретение решает одну или более упомянутых выше проблем. Риск отсутствия в продаже и перебоев в работе ядерных реакторов в большой степени снижается; настоящее изобретение обеспечивает доставку по запросу требуемого количества радиоизотопов на значительно больший период времени. В случае Lu период продолжается от величин, кратных 6,7 дня (период полураспада 177Lu), до величин, кратных 160 дням (период полураспада 177mLu), другими словами, увеличивается примерно в 25 раз. Аналогичное улучшение достигается для других атомов, а именно для упомянутых выше.

Кроме того, снижается или отсутствует необходимость использовать носитель.

Таким образом, настоящее изобретение предоставляет генератор с высокой удельной активностью. Удельная активность значительно возрастает, обычно по меньшей мере в 10 раз, по сравнению с химически идентичными атомами, такими как 177mLu и 176Lu в примерном варианте осуществления, где коэффициент увеличения равен по меньшей мере 100.

Как указано выше, настоящее изобретение обеспечивает генератор долгоживущих радиоизотопов. Термин «долгоживущие» означает, что их период полураспада больше периода полураспада дочернего нуклида. Срок службы генератора обычно увеличивается по меньшей мере в 2 раза, то есть генератор служит в два раза дольше, хотя можно достичь увеличения и более чем в 1000 раз.

Настоящее изобретение обеспечивает производство высокоактивных изотопов без добавления носителя, таких как 177Lu, без необходимости облучения изотопно-обогащенной мишени, такой как 176Yb, и, в зависимости от изотопа, без необходимости связанного с этим их химического разделения. Поэтому настоящее изобретение проще других в том, что касается, например, этапов процесса, и, как следствие, оно доступно по запросу, в отличие от большинства изотопов предыдущего уровня техники, которые необходимо заказывать.

Следует отметить, что изобретение относится к генератору, содержащему первый и второй радионуклиды одного и того же химического элемента: изотопы одного и того же химического элемента имеют в основном одинаковые химические свойства и поэтому обычно не могут быть разделены традиционными химическими методами; в этом аспекте изобретение обеспечивает разделение.

Настоящее изобретение дает медицинским центрам возможность широко применять указанные изотопы, такие как 177Lu для PRRT, позволяя в большинстве случаев не зависеть, например, от их наличия в продаже и графика работы ядерных реакторов.

Настоящее изобретение обеспечивает непрерывное получение, например, в генераторе радионуклидов 177mLu-177Lu, например, изотопа 177Lu (период полураспада 6, 7 дней) из материнского радиоизотопа (в данном примере 177mLu (период полураспада 160 дней)) в течение длительного времени, в данном примере генератор может работать по меньшей мере полгода. Более того, элюированный радиоизотоп, например 177Lu, свободен от носителя.

Технологии предыдущего уровня техники обеспечивают доступность отдельной порции радиоизотопа, такого как 177Lu, например, за счет облучения нейтронами 176Lu или 176Yb в данном примере, тогда как настоящее изобретение обеспечивает, например, 177mLu-177Lu-генератор, в котором через желаемые интервалы можно отбирать порции дочернего радиоизотопа, например 177Lu, может быть удалено из имеющегося количества материнского радионуклида, например 177mLu.

А именно, генератор по настоящему изобретению в данном примере позволяет получать свободные от носителя изотопы с высокой удельной активностью. Это требуется для различных приложений.

При соответствующих экспериментальных условиях генератор радионуклидов по настоящему изобретению обеспечивает гарантированную доступность радионуклидов с высокой удельной активностью в течение продолжительного периода времени, например, в зависимости от периода полураспада материнского радионуклида вместо периода полураспада дочернего радионуклида.

Кроме того, способ по настоящему изобретению не имеет недостатков, кроме необходимости доступа к источнику нейтронов, включенному в радиохимическую инфраструктуру.

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Первый аспект настоящего изобретения, согласно пункту 1 формулы изобретения, относится к способу получения долгоживущего радиоизотопа, необязательно встроенного в генератор и позволяющего достичь высокой удельной активности без добавления носителя.

В примере настоящего способа активация осуществляется одним или более из следующих способов: нейтронная реакция, такая как бомбардировка нейтронами, протонная реакция, фотоядерные реакции, такие как с гамма- или рентгеновскими лучами, реакция с альфа-частицами и реакции с участием ионных пучков.

Следует отметить, что возможны различные способы осуществления настоящего изобретения, начиная с мишени, в которой получают первый и второй атомы одного элемента согласно настоящему изобретению. Обычно активация проводится в хорошо защищенных средах, тем самым снижается риск загрязнения окружающей среды радиоизотопами, как, например, в ядерных реакторах. Настоящее изобретение дает некоторое преимущество за счет использования частиц меньшего размера, таких, как указаны выше, например нейтронов и протонов.

В одном примере бомбардировка соединения-мишени нейтронами производится в реакторе, тогда как согласно другому примеру бомбардировка производится вне реактора нейтронным пучком или протонным пучком, например, из циклотрона.

В одном примере настоящего способа атомы мишени, такие как природные или изотопно-обогащенные атомы, и способ получения выбирают из группы, содержащей атомы 176Lu, атомы 58Co, атомы 80Br, атомы 187Re, атомы 232Th и атомы 198Hg.

Ниже перечислены примеры путей получения первых (материнских) атомов:

4mSc: 45Sc(2, 2n)44mSc и 44Ca(p, n)4mSc

80mBr: 79Br(n, γ)80mBr, 81Br(n, 2n)80mBr и 80Se(p, n)80mBr

121mSn: 120Sn(n, γ)121mSn, 122S(n, 2n)121mSn, 121Sb(n, p)121mSn и 235U(n, f)121mSn

121mTe: 120Te(n, γ)121mTe, 122Te(n, 2n)121mTe и 121Sb(p, n)121mTe

127mTe: 126Te(n, γ)127mTe, 128Te(n, 2n)127mTe, 127I(n, p)127mSn и 235U(n, f)127mTe

129mTe: 128Te(n, γ)129mTe, 130Te(n, 2n)129mTe, 132Xe(η, α)129mTe и 235U(n, f)119mTe

137mCe: 136Ce(n, γ)137mCe, 138Ce(n, 2n)137mCe, 138La(p, 2n)137mCe и 139La(p, 3n)137mCe

177mLu: 176Lu(n, γ)177mLu и 177Hf(n, p)177mLu

186Re: 185Re(n, γ)186mRe, 187Re(n, 2n)186mRe, 186W(p, n)186mRe и 1860s(n, p)186mRe

192mlr: 191Ir(n, γ)192mIr, 193Ir(n, 2n)192mIr, 1920S(p, n)192mIr и 192Pt(n, p)192mIr

198mAu: 197Au(n, γ)198mAu, 198Pt(p, n)198mAu и 198Hg(n, p)198mAu

242mAm: 241Am(n, γ)242mAm.

Таким образом, следует отметить, что возможны различные способы осуществления настоящего изобретения, начиная с мишени, в которой получают первый и второй атомы одного элемента согласно настоящему изобретению.

В данном примере настоящего способа первые атомы выбирают из группы, содержащей: атомы 44mSc, атомы 80mBr, атомы 121mSn, атомы 121mTe, атомы 127mTe, атомы 129mTe, атомы 137mCe, атомы 177mLu, атомы 186mRe, атомы 192mIr, атомы 198mAu и атомы 242mAm, предпочтительно атомы 177mLu, 44mSc, 127mTe, 129mTe, 137mCe и 186mRe. Полезные характеристики распада данных материнских/дочерних определяются экспериментально (например, в медицинских/исследовательских целях).

В данном примере настоящего способа вторые атомы выбирают в соответствии с первыми атомами из группы, содержащей: атомы 44Sc, атомы 80Br, атомы 121Sn, атомы 121Te, атомы 127Te, атомы 129Te, атомы 137Ce, атомы 177Lu, атомы 186Re, атомы 192Ir, атомы 198Au и атомы 242Am, например атомы 177Lu.

Следует отметить, что получены следующие улучшения в отношении времени жизни (для долгоживущих изотопов). Для атомов 44mSc период полураспада около 15 раз больше, чем для атомов 44Sc. Для атомов 80mBr период полураспада около 15 раз больше, чем для атомов 80Br. Для атомов 121mSn период полураспада около 17800 раз больше, чем для атомов 121Sn. Для атомов 121mTe период полураспада около 9 раз больше, чем для атомов 121Te. Для атомов 127mTe период полураспада около 280 раз больше, чем для атомов 127Te. Для атомов 129mTe период полураспада около 695 раз больше, чем для атомов 129Te. Для атомов 137mCe период полураспада около 4 раз больше, чем для атомов 137Ce. Для атомов 177mLu период полураспада около 25 раз больше, чем для атомов 177Lu. Для атомов 186mRe период полураспада около 2×107 раз больше, чем для атомов 186Re. Для атомов 192mIr период полураспада около 1100 раз больше, чем для атомов 192Ir. Для атомов 198mAu период полураспада около 0,8 раз больше, чем для атомов 198Au. Для атомов 242mAm период полураспада около 7,7×104 раз больше, чем для атомов 242Am.

В одном примере настоящий способ дополнительно содержит этап разделения первых атомов с образованием вторых атомов, предпочтительно путем химического разделения.

Согласно настоящему изобретению, разделение осуществляют, пользуясь преимуществом эмиссии высоко конвертированных гамма-лучей при распаде материнских атомов. Предполагается, что эта эмиссия приводит к эффекту Оже, при котором электроны орбиты вырываются из их оболочек. В результате образуется множество положительно заряженных дочерних атомов. Кулоновское отталкивание между этими осколками атомов может, в случае химического соединения, привести к разрыву химических связей между атомами соединения и дочерними атомами, и, следовательно, эти дочерние атомы буду отделены как от вещества мишени, так и от материнского радионуклида. Еще одним примером может быть похожий механизм, когда мишень, материнский и дочерний атомы находятся в твердом состоянии, например в твердом слое. Настоящее изобретение приводит к высокой активности дочерних изотопов, которая обычно по меньшей мере в 100 раз выше, чем если бы дочерний изотоп не отделялся от мишени.

Соответственно, настоящее изобретение относится к способу получения свободных от носителя дочерних атомов с высокой удельной активностью, таких как атомы 177Lu, отличающемуся тем, что атомы, такие как атомы 176Lu, при бомбардировке нейтронами образуют радиоактивные атомы, такие как 177mLu (период полураспада 160 дней) и радиоактивный 177Lu (период полураспада 6,7 дней); последний образуется напрямую из 176Lu, а также как продукт распада 177mLu), все происходит в мишени. Радиоактивные атомы 177Lu за счет разрыва связи отделяются от атомов 176Lu и 177mLu, содержащихся в мишени.

В одном примере генератор радионуклидов содержит следующее: активированный нейтронами 176Lu плюс продукты его реакции, 177mLu и 177Lu, например, в растворе. Раствор смешивают с другим растворителем, в который из смеси радиоизотопов переходит только 177Lu. Похожие примеры предполагаются и для других упомянутых примеров.

В одном примере генератор, такой как 177mLu-177Lu генератор, предназначен для загрузки 0,02-500 Ки радиоизотопа, например 0,5-250 Ки, например 1-100 Ки, например 2-50 Ки, например 177mLu. Такой генератор может, в данном примере, обеспечить 7-8 партий радиоизотопа, такого как 177Lu, активностью 175-0,001 Ки на период 7-8 месяцев. Еженедельно, как было описано выше, EMC потребуется 2-4 177mLu-177Lu генератора (закупаемых последовательно в течение 2-4 недель), чтобы получить постоянную еженедельную доступность 177Lu на период 7-8 месяцев, а не заказывать 80 партий 177Lu за тот же период, что является явным преимуществом.

Используемая жидкость может иметь окислительную способность и/или иметь некоторую ионную силу, чтобы способствовать собиранию вторых (дочерних) атомов. Жидкость следует выбирать так, чтобы ее можно было использовать в химическом отделении второго (дочернего) атома от любой химической примеси. В случае 177Lu таковым может быть удаление 177Hf.

Этот разрыв связи продолжается также после завершения облучения, как только образуется 177Lu при распаде 177mLu. Отделенные радиоактивные атомы 177Lu удаляют из упомянутого химического соединения или раствора химическим способом, имеющим высокую селективность по 177Lu по сравнению с химически идентичными атомами 175/176Lu и материнским радионуклидом 177mLu. После этого удаления образуются новые атомы 177Lu при распаде 177mLu, и процедуру удаления 177Lu можно повторять после достаточного времени образования. Таким образом создается 177mLu-177Lu генератор радионуклидов, позволяющий регулярно удалять объемы 177Lu из одного объема 177mLu.

Следует отметить, что изотопы одного и того же химического элемента имеют одинаковые химические свойства и поэтому обычно не могут быть разделены традиционными химическими способами.

В одном примере настоящего способа вторые атомы выделяют в текучую среду, такую как газ, жидкость и надкритическая жидкость или их комбинацию.

Текучая среда должна быть способна принимать дочерние атомы. В случае ее прямого последующего применения жидкая среда должна быть также приемлема для этого применения, например быть нетоксичной, близкой к биологической жидкости и т.д.

В одном примере настоящего способа жидкая среда предпочтительно является водой и содержит одно или более растворенных веществ, таких как соли, кислоты, основания, адъюванты, сахариды и стабилизаторы.

Такая текучая среда должна быть способна имитировать, например, биологическую жидкость, например, по типичным концентрациям в ней растворенных веществ.

Второй аспект настоящего изобретения относится к генератору долгоживущих, высокоактивных и/или свободных от носителя радиоизотопов, согласно пункту 8 формулы изобретения.

Следует отметить, что размеры генератора могут быть могут корректироваться, например, путем увеличения или уменьшения, таким образом потенциально контролируя количество выделяющихся изотопов. Для этого можно также регулировать количество жидкости, подаваемой в генератор, поверхность генератора и т.д.

Третий аспект настоящего изобретения относится к продукту, содержащему генератор долгоживущих, высокоактивных и/или свободных от носителя радиоизотопов согласно изобретению.

В одном примере настоящего продукта генератор радиоизотопов:

находится на поверхности, и/или

находится в жидкости, и/или

находится в матрице, и/или

находится в химическом соединении, и/или

находится в комплексе и/или их комбинации.

В одном примере настоящий генератор имеет большую площадь поверхности и малый объем, например, представляет собой слой толщиной в 1 атом (~100 пм) -10 мкм, такой как 1 нм - 2 мкм. При этом улучшается высвобождение дочерних атомов.

В качестве такого опорного слоя/структуры могут быть предусмотрены химически инертный слой, цеолит и т.д. А также генератор может находиться в соединении, таком как химическое соединение, способное образовывать (химические) связи с дочерним и материнским атомами, и, необязательно, с атомами мишени, или аналогично в комплексе. Генератор может также находиться в жидкости, такой как вода, в газе, таком как азот, и т.п.

В одном примере настоящего продукта генератор радиоизотопов находится на химически инертной поверхности, такой как внутренняя поверхность трубчатой структуры, поверхность частицы, растворен в жидкости, находится в 3D- и/или 2D-матрице, такой как цеолит, в химическом соединении, таком как металлоорганическое соединение, в комплексе, таком как комплекс с одной или более органическими молекулами, в комплексе с одной или более неорганическими молекулами и в их комбинации.

В одном примере настоящего продукта он содержит

- трубку, причем трубка содержит внутреннюю поверхность, образованную химически инертным веществом, таким как стекло, тефлон, подходящий полимер, кремний, металлом, таким как медь, тантал, титан, сплавом металла или их комбинацией,

- впускное отверстие для запуска жидкости в трубку,

- выпускное отверстие для отведения жидкости из трубки,

- защитную оболочку вокруг трубки для предотвращения влияния излучения на окружающую среду, такую как защитная оболочка, содержащая свинец, и

- генератор долгоживущих, высокоактивных или свободных от носителя радиоизотопов внутри трубки.

Обычно жидкость поступает в генератор через впускное отверстие. Жидкость собирает дочерний радионуклид.

После сбора необходимого количества радиоизотопа жидкость отводится через выпускное отверстие. Количество отведенной жидкости в единицу времени можно вычислить, например, для того, чтобы определить время пребывания. Похожим образом можно обеспечить непрерывный поток жидкости, обычно с низкой скоростью течения, подавая жидкость, содержащую дочерний радионуклид. Скорость течения может составлять 0,1 мл/ч - 50 мл/ч. Таким образом можно обеспечить контролируемое количество радиоизотопа.

Четвертый аспект настоящего изобретения относится к единичной порции радиоактивных атомов, таких как атомы 177Lu, которая может быть получена способом по изобретению или обеспечивается продуктом по изобретению или генератором по изобретению. Единичная порция составляет 0,02-5 Ки, например 0,02-1,6 Ки, например 0,1-1,0 Ки.

Пятый аспект настоящего изобретения относится к набору, содержащему продукт по изобретению и/или единичную порцию по изобретению.

В данном примере набор содержит вышеупомянутый генератор. Дополнительно набор может содержать жидкость, а именно 0,1-1000 мл на получаемую единичную порцию. Предпочтительно жидкость содержит дополнительные компоненты, а именно вышеупомянутые растворенные вещества. В этом случае получаемая единичная порция может напрямую использоваться в предполагаемых (окончательных) целях. Набор может дополнительно содержать шприц, а именно шприц на 10-250 мл. Обычно прилагаются также перчатки. Набор может дополнительно содержать набор для хранения. В данном примере набор по существу свободен от микроорганизмов.

Шестой аспект настоящего изобретения относится к использованию продукта по изобретению и/или единичной порции по изобретению для приготовления лекарственного средства, а именно для использования в терапии, такой как лучевая терапия.

Далее изобретение будет описано более подробно с помощью прилагаемых чертежей, которые приведены для иллюстрации и пояснения, но не ограничивают объем изобретения. Специалисты в данной области техники поймут, что допустимо множество вариантов, очевидных или нет, попадающих в объем притязаний, определенный формулой изобретения.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Хотя изобретение подробно описано в контексте, разъясняющем его значение, оно станет более понятным в сочетании с прилагаемыми чертежами.

Фиг. 1-2 показывают схематическое изображение примера генератора (такого, как заявлен в формуле изобретения).

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Фиг. 1 показывает схематическое изображение генератора. На фигуре показана трубка (1), причем трубка содержит внутреннюю поверхность, образованную химически инертным веществом, таким как стекло, тефлон, подходящий полимер, кремний, металлом, таким как медь, тантал, титан, сплавом металла или их комбинацией. Также показано впускное отверстие (2) для подачи жидкости в трубку. Обычно внутренний размер впускного отверстия составляет 0,1-10 мм, например 0,3-5 мм. Впускное отверстие также выполнено из химически инертного материала. Возможно, оно может также содержать защитный слой. Также показано выпускное отверстие (3) для отведения жидкости из трубки. Выпускное и впускное отверстия обычно имеют схожие свойства. Для защиты окружающей среды от излучения необязательно имеется защитная оболочка (6) вокруг трубки, такая как защитная оболочка, содержащая свинец. Продукт дополнительно содержит генератор долгоживущих, с высокой удельной активностью или свободных от носителя радиоизотопов внутри трубки. Генератор может иметь любую подходящую форму, такую как описана выше.

Фиг. 2 показывает детали генератора.

На фиг. 2a показано сечение трубки с покрытием, содержащей элемент А: осажденный слой первых атомов (моноатомный или многослойный), причем слой может включать в себя нерадиоактивные атомы того же элемента); элемент B: химически инертная поверхность (например, стекло, тантал, кремний и т.д.), и элемент C: конструкционный материал; этот материал может включать в себя защитный материал (например, свинец).

На фиг. 2b показан дополнительный пример, в котором осажденный слой содержит сферические частицы и т.п., обычно частицы диаметром 0,2-10 нм.

На фиг. 2c генератор заполнен гранулами с покрытием, имеющими тот же состав, какой указан выше.

Следует учитывать, что для коммерческих приложений может быть предпочтительно использовать одну или более разновидностей настоящей системы, похожей на те, которые раскрыты в настоящей заявке, и не выходящей за объем изобретения.

1. Способ изготовления генератора долгоживущих радиоизотопов, способного обеспечить высокую удельную и/или свободную от носителя радиоактивность, содержащий этапы:

(a) обеспечение мишени,

(b) активация мишени с получением генератора радиоизотопов, причем генератор радиоизотопов содержит

(i) радиоактивные первые атомы (материнские) первого элемента, имеющие первый период полураспада, причем первые атомы находятся в метастабильном состоянии первого элемента,

(ii) вторые атомы (дочерние) первого элемента, являющиеся радиоактивными и имеющие второй период полураспада, причем вторые атомы находятся во втором состоянии первого элемента, таком как основное состояние,

причем второй атом является радиоактивным дочерним атомом первого материнского атома, и этот радиоактивный дочерний атом образуется эмиссией гамма-перехода с высокой внутренней конверсией, такого как Е2, Е3, Е4, Е5, М2, М3, М4, М5 или их комбинация, и

отделение первых атомов (материнских) первого элемента с образованием вторых атомов (дочерних) первого элемента.

2. Способ по п. 1, содержащий этап

(с) встраивания активированной мишени, включающей в себя первые атомы, вторые атомы и неактивные атомы мишени, электрохимическим или физическим осаждением на инертной поверхности, и/или

в котором первый период полураспада по меньшей мере в 2 раза больше второго периода полураспада, предпочтительно по меньшей мере в 5 раз больше и более предпочтительно по меньшей мере в 10 раз больше, например по меньшей мере в 25 раз больше, и/или

в котором активация осуществляется одним или более из следующих способов: нейтронная реакция, протонная реакция, фотоядерные реакции, такие как с гамма- или рентгеновскими лучами, реакция с альфа-частицами и реакция с участием ионных пучков.

3. Способ по п. 1 или 2, в котором атомы мишени, например возникающие в природе или изотопно-обогащенные атомы, и способ получения выбирают из группы, содержащей: 176Lu атомы, 59Со атомы, 187Re атомы, 232Th атомы, 45Sc атомы, 44Са атомы, 79Br атомы, 81Br атомы, 80Se атомы, 120Sn атомы, 122Sn атомы, 120Те атомы, 122Те атомы, 121Sb атомы, 126Те атомы, 128Те атомы, 127I атомы, 235U атомы, 130Те атомы, 132Хе атомы, 136Се атомы, 138Се атомы, 138La атомы, 139La атомы, 177Hf атомы, 185Re атомы, 186W атомы, 186Os атомы, 191Ir атомы, 193Ir атомы, 192Os атомы, 192Pt атомы, 197Au атомы, 198Pt атомы, 241Am атомы и 198Hg атомы.

4. Способ по п. 1 или 2, в котором первые атомы выбирают из группы, содержащей: 44mSc атомы, 58mCo атомы, 80mBr атомы, 121mSn атомы, 121mTe атомы, 127Sn атомы, 127mTe атомы, 129mTe атомы, 137mCe атомы, 177mLu атомы, 186mRe атомы, 192mIr атомы, 198mAu атомы, 229Ra атомы и 242mAm атомы, предпочтительно 177mLu, 44mSc, 127mTe, 129mTe, 137mCe и 186mRe атомы.

5. Способ по п. 1 или 2, в котором вторые атомы выбирают в соответствии с первыми атомами из группы, содержащей: 44Sc атомы, 58Со атомы, 80Br атомы, 121Sn атомы, 121Те атомы, 127Sn атомы, 127Те атомы, 129Те атомы, 137Се атомы, 177Lu атомы, 186Re атомы, 192Ir атомы, 198Au атомы, 224Ra атомы, 228Ra атомы и 242Am атомы, предпочтительно 177Lu атомы.

6. Способ по п. 1 или 2, дополнительно содержащий этап

отделения первых атомов с образованием вторых атомов предпочтительно химическим разделением,

в котором вторые атомы отделяются в текучую среду, такую как газ, жидкость и надкритическая жидкость или в их комбинацию.

7. Способ по п. 6, в котором текучая среда предпочтительно является водой и содержит одно или более растворенных веществ, таких как соли, кислоты, основания, адъюванты, сахариды и стабилизаторы.

8. Генератор долгоживущих, с высокой удельной активностью и/или свободных от носителя радиоизотопов, причем генератор радиоизотопов содержит:

атомы мишени, причем атомы мишени выбирают из группы, содержащей 44Са атомы, 45Sc атомы, 59Со атомы, 58mCo атомы, 79Br атомы, 80Se атомы, 81Br атомы, 120Sn атомы, 120Те атомы, 121Sb атомы, 122Sn атомы, 122Те атомы, 126Те атомы, 127I атомы, 127mSn атомы, 128Те атомы, 130Те атомы, 132Хе атомы, 136Се атомы, 138Се атомы, 138La атомы, 139La атомы, 176Lu атомы, 177Hf атомы, 185Re атомы, 186W атомы, 186Os атомы, 187Re атомы, 191Ir атомы, 192Os атомы, 192Pt атомы, 193Ir атомы, 197Au атомы, 198Pt атомы, 198Hg атомы, 229Ra атомы, 232Th атомы, 235U атомы и 241Am атомы, и

(i) радиоактивные первые атомы (материнские) первого элемента, имеющие первый период полураспада, причем первые атомы находятся в метастабильном состоянии,

(ii) вторые атомы (дочерние) первого элемента, являющиеся радиоактивными и имеющие второй период полураспада, причем вторые атомы находятся во втором состоянии, таком как основное состояние,

причем второй атом является радиоактивным дочерним атомом первого атома (материнского), и радиоактивный дочерний атом образуется эмиссией гамма-излучения с высокой внутренней конверсией, такого как Е2, Е3, Е4, Е5, М2, М3, М4, М5 или их комбинация, и

получается способом по любому из пп. 1-7,

причем первые атомы предпочтительно выбирают из группы, состоящей из: 44mSc атомы, 80mBr атомы, 121mSn атомы, 121mTe атомы, 127mTe атомы, 129mTe атомы, 137mCe атомы, 177mLu атомы, 186mRe атомы, 192mIr атомы, 198mAu атомы и 242mAm атомы.

9. Продукт, содержащий генератор долгоживущих, с высокой удельной активностью и/или свободных от носителя радиоизотопов по п. 8.

10. Продукт по п. 9, в котором генератор радиоизотопов

находится на поверхности, и/или

находится в жидкости, и/или

находится в матрице, и/или

находится в химическом соединении, и/или

находится в комплексе и/или их комбинации.

11. Продукт по п. 10, в котором генератор радиоизотопов находится на химически инертной поверхности, такой как внутренняя поверхность трубчатой структуры, поверхность частицы, растворен в жидкости, находится в 3D- и/или 2D-матрице, такой как цеолит, находится в химическом соединении, таком как металлоорганическое соединение, находится в комплексе, таком как комплекс с одной или более органическими молекулами, находится в комплексе с одной или более неорганическими молекулами и их комбинации.

12. Продукт по п. 11, содержащий

трубку (1), причем трубка содержит внутреннюю поверхность, образованную химически инертным веществом, таким как стекло, тефлон, подходящий полимер, кремний, металл, такой как медь, тантал, титан, металлический сплав или их комбинацией,

впускное отверстие (2) для подачи жидкости в трубку,

впускное отверстие (3) для отведения жидкости из трубки,

необязательно защитную оболочку (6) вокруг трубки для предотвращения влияния излучения на окружающую среду, такую как защитная оболочка, содержащая свинец, и

генератор долгоживущих, с высокой удельной активностью или свободных от носителя радиоизотопов внутри этой трубки.

13. Единичная порция радиоактивных атомов, таких как атомы 177Lu, получаемых способом по любому из пп. 1-7 или обеспечиваемых продуктом по любому из пп. 9-12 или генератором по п. 8.

14. Набор, содержащий продукт по любому из пп. 10-12 и/или единичную порцию по п. 13.

15. Продукт по любому из пп. 9-12 и/или единичная порция по п. 13 для приготовления лекарственного средства, например, для использования в лучевой терапии или визуализации, например, в пептидной рецепторной лучевой терапии, для целей диагностики или лечения.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способу выделения изотопа 63Ni из облученной металлической мишени для использования в автономных источниках питания, например, основанных на бетавольтаическом эффекте.

Изобретение относится к области физико-химического разделения радионуклидов, в частности к способу получения радионуклида стронция-82, и может быть использовано в ядерной медицине.

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 .

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.
Наверх