Радиоактивные источники: ...предназначенные специально для медицинских целей – G21G 4/08

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 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.

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 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 T _1/2. Заявленное изобретение обеспечивает повышение удельной активности радионуклидов для ядерной медицины. 1 з.п. ф-лы, 1 пр.

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.

Группа изобретений относится к способам изготовления радиоизотопных генераторов технеция-99m (^99mТc), применяемого в ядерной медицине для диагностических целей. Генератор технеция-99m для получения стерильного радиофармпрепарата технеция-99m содержит хроматографическую колонку с сорбентом, упакованный слоями, один из слоев которого содержит оксид алюминия в кислой форме, другой слой содержит силикагель, модифицированный оксидом марганца (IV), на выходе хроматографическая колонка содержит катионообменный защитный слой. На выходе хроматографическая колонка содержит катионообменный защитный слой из сульфо-карбоксилированного сверхвысокомолекулярного полиэтилена, с дисперсностью от 0,14 до 0,25 мм, в Na-форме. Способ получения генератора технеция-99 т.Технеций-99m элюируют физиологическим раствором через колонку с носителем, содержащим адсорбированный радионуклид молибдена-99, упакованным в направлении элюирования слоем, содержащим силикагель, модифицированный диоксидом марганца (IV) и слоем, содержащим оксид алюминия в кислой форме. Технеций-99m элюируют через колонку с носителем, дополнительно упакованным на выходе слоем, содержащим сульфо-карбоксилированный сверхвысокомолекулярный полиэтилен в Na-форме, который получают прививочной сополимеризацией акриловой и стиролсульфоновой кислот к сверхвысокомолекулярному полиэтилену. Группа изобретений повзволяет увеличить скорость наполнения элюата из генератора с сохранением или с более высокой степенью чистоты элюата от катионов Mn ²⁺. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 5 пр., 1 табл.

Изобретение относится к радиохимии и может быть использовано для получения применяемого в ядерной медицине препарата на основе радия-224. Способ получения препарата на основе радия-224 включает сорбцию тория-228 из водного кислого раствора тория-228 и радия-224 на сорбенте, селективно удерживающем торий-228, причем в качестве сорбента используют фосфоново-кислотный катионит. Далее пропускают через колонку с фосфоново-кислотным катионитом 3М÷4М раствор соляной кислоты с торием-228 и радием-224, выдерживают торий-228 на фосфоново-кислотном катионите до накопления в нем радия-224 в количестве не менее 50% от равновесного количества и десорбируют радий-224 7М÷8М раствором соляной кислоты. Изобретение позволяет уменьшить содержание тория-228 в конечном продукте радия-224. 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

Группа изобретений относится к способу извлечения чистого ²²⁵Ас из облученных ²²⁶Ra-мишеней, нанесенных на подложку. Способ включает обработку Ra-мишеней выщелачиванием с осуществлением по существу полного выщелачивания ²²⁵Ac и ²²⁶Ra под действием азотной или соляной кислоты с проведением последующего первого этапа экстракционной хроматографии для отделения ²²⁵Ac от ²²⁶ Ra и других изотопов радия и второго этапа экстракционной хроматографии для отделения ²²⁵Ac от ²¹⁰Ро и ²¹⁰ Pb. Имеются также два варианта осуществления способа извлечения чистого ²²⁵Ас из облученных ²²⁶Ra-мишеней, а также фармацевтически приемлемый радиоизотопный состав. Группа изобретений направлена на получение очищенного ²²⁵ Ас, который может быть использован для приготовления составов, пригодных для фармацевтических целей. 4 н. и 46 з.п. ф-лы, 5 ил., 2 табл.

Изобретение относится к радиоактивным источникам, предназначенным для медицинских целей, и может использоваться для получения визуализирующих средств, применяемых в диагностических регистрирующих системах. Генератор для получения радионуклидов содержит корпус 1 с крышкой 2, трехходовой кран 3, трубопроводы 4, 5, 6, 7 и источник элюента 8. Внутри корпуса 1 установлена колонка 9 с сорбентом и с радиационной защитой 10. Первый 11 и второй 12 соединительные элементы размещены на крышке 2 перпендикулярно ее поверхности. Дополнительно генератор содержит сборник отходов 13, насос 14 в виде шприца и двухкамерный предохранительно-приводной цилиндр 15. Двухкамерный предохранительно-приводной цилиндр 15 имеет первую камеру 16 под рабочую среду и вторую камеру 17 под элюент. Первая камера 16 отделена от второй камеры 17 гибкой мембраной 18 и имеет внутренний объем, который в 1,2-1,8 раза превышает объем второй камеры 17. Разность длин от концов соединительных элементов 11 и 12 до поверхности крышки 2 составляет 3-5 мм. Насос 14 соединен первым трубопроводом 4 с двухкамерным предохранительно-приводным цилиндром 15, связанным вторым трубопроводом 5 с трехходовым краном 3. Трехходовой кран 3 подключен к источнику элюента 8 и третьим трубопроводом 6 к первому соединительному элементу 11. Сборник отходов 13 связан со вторым соединительным элементом 12 четвертым трубопроводом 7. Изобретение является безопасным, простым в эксплуатации устройством. Позволяет получить радионуклиды, улучшающие диагностику и, как следствие, результаты лечения 1 ил.

Изобретение относится к медицинской технике, а именно к устройствам для гамма-лучевой терапии, и может быть использовано для лечения злокачественных опухолей. Установка содержит опору с креплением для размещения на столе томографа, каретку, связанную со штангами с возможностью вертикального перемещения и фиксации, соединенную с кареткой консоль, координатное устройство и направитель терапевтического радиоактивного имплантата. При этом каретка связана со штангами направляющей в виде линейки и имеет возможность дополнительного перемещения по горизонтали, а на каждом изгибе поворотной части закреплен транспортир. Направитель выполнен в виде пластины с размещенными в отверстиях направляющими для установки терапевтического радиоактивного имплантата, содержащего удлиненный носитель в виде концентрично расположенных трубок, соединенных концами между собой и снабженных источниками радиоактивного излучения, расположенными вдоль продольной оси удлиненного носителя. Источники выполнены в виде серебряных подложек, имеющих форму колец, покрытых радиоактивным йодом-125 и размещенных на наружной поверхности внутренней трубки, при этом поверхность внутренней трубки между серебряными подложками и поверхности внутренней трубки между серебряными подложками и соединенными между собой концами трубок покрыты лаком, а расстояние между серебряными подложками составляет 0,6-1,2 ширины подложек. Использование изобретения позволяет сократитьь сроки гамма-лучевой терапии за счет точного расположения имплантата, обеспечиваемого установкой. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.

Настоящее изобретение относится к способу получения ⁶⁸Ga из генератора ⁶⁸Ge/ ⁶⁸Ga и к способу получения меченых изотопом ⁶⁸Ga комплексов с использованием полученного ⁶⁸Ga. Кроме того, изобретение относится к устройству, которое можно использовать для получения ⁶⁸Ga, a также комплексов, меченых изотопом ⁶⁸ Ga. Заявленный способ включает взаимодействие элюата из генератора ⁶⁸Ge/⁶⁸Ga с анионообменной смолой на основе полистирола-дивинилбензола, включающей НСО ₃ ^- в качестве противоионов и функциональные группы четвертичного амина, и элюирования ⁶⁸ Ga из указанной анионообменной смолы. Использование заявленных способов и устройства позволяет снизить объем воды, необходимый для эффективного элюирования галлия, что позволяет повысить концентрацию итогового раствора галлия, используемого для мечения, и, как следствие, повысить удельную активность средств, полученных с использованием данных растворов, поскольку нет необходимости в операции концентрирования, в процессе которой в значительной мере теряется активность галлия. 4 н. и 13 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к способу изготовления радиоизотопных генераторов и предназначено для ядерной медицины. Генератор технеция-99m для получения стерильного радиопрепарата технеция-99m содержит хроматографическую колонку с сорбентом, упакованным слоями. Один из слоев выполнен из оксида алюминия в кислой форме. Другой слой содержит силикагель, модифицированный оксидом марганца (IV). На выходе хроматографическая колонка содержит катионообменный защитный слой из карбоксилированного полиэтилена в Na-форме. При получении генератора технеция-99m радионуклид технеций-99m элюируют физиологическим раствором через колонку с носителем, содержащим адсорбированный радионуклид молибдена-99, упакованным в направлении элюирования слоем, содержащим силикагель, модифицированный диоксидом марганца (IV), и слоем, содержащим оксид алюминия в кислой форме, и дополнительно упакованным на выходе колонки слоем, содержащим карбоксилированный полиэтилен в Na-форме. На выходе хроматографической колонки, содержащей силикагель, модифицированный MnO₂ и Al₂О ₃ в кислой форме, помещается катионообменный защитный слой из карбоксилированного полиэтилена в Na-форме. При этом исключается необходимость нейтрализации исходного азотнокислого раствора ⁹⁹Мо. Перевод Al₂ О₃ в кислую форму осуществляется при «зарядке» генератора. Предотвращается вынос в элюат катионов Mn ²⁺. Обеспечивается стабильно высокий выход ^99mТс. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к области ядерной медицины. Изобретение касается способа получения радионуклидного генератора, позволяющего получать галлий-68 в ионной форме, включающего сорбцию радионуклида германий-68 из раствора на сорбенте, в качестве которого используют диоксид титана, модифицированный диоксидом циркония, и элюирование радионуклида галлий-68 раствором разбавленной хлористоводородной кислоты. Способ отличается тем, что сорбцию радионуклида германий-68 проводят в динамическом режиме из раствора, в котором предварительно устанавливают значение рН не менее 2,5. Для установления необходимого значения рН возможно использование, по крайней мере, одного раствора, добавление которого к исходному раствору хлорида германия-68 приводит к образованию буферной системы, например, раствора ацетата или цитрата натрия. Способ обеспечивает практически полное извлечение германия-68 из исходного раствора при проведении сорбции в динамическом режиме, отличается простотой осуществления и стабильностью характеристик получаемого генератора, а также позволяет исключить большинство радиационно-опасных операций. При регулировке рН созданием буферной системы можно также исключить регулярный контроль кислотности получаемого раствора радионуклида галлий-68. 6 з.п. ф-лы, 7 табл.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов, применяемых в ядерной медицине. Способ получения радионуклидов Th-228 и Ra-224 для производства терапевтического препарата на основе радионуклида Bi-212 включает выделение Th-228 и Ra-224, входящих в цепочку радиоактивного распада U-232, из сырья, содержащего U-232. В качестве сырья, содержащего U-232, используют уран, выделенный из отработанного ядерного топлива энергетических реакторов, переводят уран в гексафторид урана, который направляют на изотопное разделение методом газового центрифугирования с получением гексафторида урана, обогащенного по изотопу U-232, из которого радиохимическим переделом выделяют радионуклиды Th-228 и Ra-224. Изобретение позволяет получать -излучающие нуклиды с использованием дешевого доступного сырья. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

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. Радиоактивный источник в виде радиоактивного оксида иттрия или стронция монолитно капсулируется расплавом биоинертного стекла. Порошкообразные оксиды иттрия и стронция смешивают с порошком фритты стекла, смесь наносят на металлический держатель, сушат и оплавляют, а шероховатость поверхности создают определенным сочетанием дисперсности порошков. Изобретение позволяет упростить конструкцию и технологию изготовления радиоактивного источника с одновременным сохранением инертности по отношению к тканям организма. 2 н.п. ф-лы, 2 табл., 1 ил.

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в технологии получения препарата радионуклида стронция-89. Способ отделения стронция-89 от иттрия включает осаждение стронция-89 с носителем - двойными сульфатами иттрия со щелочным металлом, полученными при добавлении в раствор сульфатов щелочных металлов в количестве не менее 0,1 моль/л, после чего добавляют этиловой спирт до конечной концентрации не менее 50% объемных. Осадок отделяют от маточного раствора, содержащего иттрий, и промывают его. Результат изобретения: повышение степени извлечения стронция-89 и повышение коэффициента очистки от иттрия. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области медицины, в частности онкологии, лучевой терапии первичного и метастатического рака влагалища. Способ дозиметрического планирования внутриполостной брахитерапии первичного и метастатического рака влагалища осуществляют путем расположения активных позиций шагающего источника, при этом используют дозиметрический план с 14-ю активными позициями, расположенными равномерно парами через 7.5 мм, шагающего источника иридий-192 с размером шага 2.5 мм, в одном кольцевом аппликаторе "Ring Applicator Sets" с диаметром кольца 30 мм и активной длиной 80 мм, аппарата "Микроселектрон HDR". Технический результат настоящего изобретения состоит в значительном уменьшении риска рецидива злокачественной опухоли за счет подведения необходимой тумороцидной дозы при условии выбора оптимального дозиметрического плана. 1 табл.

Изобретение относится к области медицины, в частности онкологии, лучевой терапии рака тела матки. Способ дозиметрического планирования внутриполостной брахитерапии рака тела матки осуществляют путем расположения активных позиций шагающего источника в аппликаторе двойной метрастат "Rotte Endometrial Applicator Sets", при этом в двойном метрастате аппарата «Микроселектрон HDR» выбирают активную длину каждого метрастата 50 мм и используют дозиметрический план с 6 активными позициями, расположенными от конца эндостата равномерно по одной через 2,5 мм и далее с 3 активными позициями по одной через 5 мм в каждом метрастате шагающего источника иридий-192 с размером шага 2,5 мм. Использование изобретения позволяет уменьшить риск рецидива злокачественной опухоли за счет подведения необходимой тумороцидной дозы при условии выбора оптимального дозиметрического плана. 2 табл.

Изобретение относится к области медицины, в частности онкологии, лучевой терапии рака шейки матки. Способ дозиметрического планирования внутриполостной брахитерапии рака шейки матки проводят путем расположения активных позиций шагающего источника в аппликаторе метракольпостате "Ring Applicator Sets", при этом в метракольпостате аппарата «Микроселектрон HDR» выбирают диаметр кольпостата кольца 30 мм и длину метрастата 40 мм с углом наклона метрастата и кольца 60 градусов и используют дозиметрический план с 10 активными позициями, расположенными с каждой стороны кольца в комбинации 1, через 2.5 мм, 3, затем через 2.5 мм 1 в кольпостате кольце и 9 активными позициями, расположенными равномерно по одной через 2.5 мм в метрастате шагающего источника иридий-192 с размером шага 2.5 мм. Использование изобретения позволяет уменьшить риск рецидива злокачественной опухоли шейки матки без лучевых осложнений со стороны смежных органов риска. 2 табл.

Изобретение относится к области химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения. Молибден-99 в течение последних 30 лет является наиболее используемым в радиоизотопной диагностике радионуклидом. Сущность изобретения: в качестве сорбента для выделения молибдена-99 из азотнокислого раствора облученной урановой мишени используют неорганический сорбент марки Т-5, а десорбцию молибдена с сорбента Т-5 проводят раствором калиевой или натриевой щелочи. Изобретение позволяет расширить диапазон допустимых концентраций кислот и щелочей, тем самым исключить операции корректировки среды при подготовке азотно-кислых растворов к сорбции.

Изобретение относится к способу выделения и очистки мультикюриевых количеств Y⁹⁰ с достаточной степенью химической и радиохимической чистоты для использования в медицине без применения ряда селективных по Sr⁹⁰ экстракционных хроматографических колонок при минимальных потерях исходного радиоактивного Sr ⁹⁰ и отработанного потока. Процесс включает использование исходного раствора Sr⁹⁰, в котором, поменьшей мере, 80-90% стронция представляет собой стабильный Sr, растворение нитратной соли, содержащейся в исходном растворе Sr⁹⁰ , в воде с получением раствора нитрата стронция; подкисление раствора нитрата стронция, содержащего Y⁹⁰, концентрированной азотной кислотой; выпаривание раствора нитрата стронция; фильтрацию или центрифугирование раствора нитрата стронция для отделения кристаллической соли нитрата Sr⁹⁰ от раствора с получением обогащенной иттрием надосадочной жидкости; выпаривание указанной обогащенной иттрием надосадочной жидкости досуха; растворение обогащенной иттрием надосадочной жидкости, которая не содержит азотной кислоты, в сильной кислоте; пропускание раствора через селективную по отношению к иттрию экстракционную хроматографическую колонку таким образом, что практически весь указанный изотоп иттрия удерживается, а все другие следы металлов и примесей проходят через колонку и возвращаются в цикл в указанный исходный раствор Sr; промывку селективной по отношению к иттрию экстракционной хроматографической колонки сильной кислотой для удаления всего оставшегося Sr⁹⁰, который возвращается в цикл в указанный исходный раствор Sr⁹⁰; и извлечение изотопа иттрия из селективной по отношению к иттрию экстракционной хроматографической колонки при помощи сильной кислоты. Изобретение обеспечивает выход Sr⁹⁰>99,9% с повышенной степенью чистоты Y после каждого цикла. 10 з.п. ф-лы, 2 табл., 2 ил.

Изобретение относится к медицинской технике, а именно к лучевой терапии. Радиоактивный источник, предназначенный для использования в брахитерапии, содержащий радиоизотоп внутри герметично закрытого биосовместимого контейнера, в котором, по меньшей мере, часть поверхности контейнера выполнена шероховатой, фасонной формы или негладкой. Радиоактивный источник изготавливают путем загрузки внутрь герметичного контейнера. Композиция содержит множество радиоактивных источников, установленных линейно на биологически разлагаемом материале. Изобретение может улучшить ультразвуковую видимость источника и/или снизить тенденцию источника мигрировать после имплантации в теле пациента. 5 н. и 16 з.п. ф-лы, 8 ил.

Использование: изобретение относится к технике ядерной медицины и может быть использовано для внутритканевой лучевой терапии больных со злокачественными опухолями. Закрытый источник ионизирующего излучения содержит радиоактивную вставку с радиоактивным веществом на ней, размещенную в герметичной капсуле, при этом радиоактивная вставка выполнена в виде трубки, на поверхность которой нанесено радиоактивное вещество, а толщина стенки трубки не превышает значения обратной величины взвешенного по спектру излучения среднего коэффициента линейного ослабления излучения веществом трубки. Во втором варианте выполнения радиоактивная вставка выполнена в виде трубки, на поверхность которой нанесен слой связующего вещества, на поверхность связующего вещества нанесено радиоактивное вещество, а толщина стенки трубки так же не превышает значения обратной величины взвешенного по спектру излучения среднего коэффициента линейного ослабления излучения веществом трубки. Предлагаемый закрытый источник ионизирующего излучения при использовании создает вокруг себя поле ионизирующего излучения с меньшей анизотропией и содержит меньше радиоактивного вещества. 2 с. и 6 з.п.ф-лы, 12 ил.