способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213
Классы МПК: | G21G1/10 бомбардировкой электрически заряженными частицами |
Автор(ы): | Чувилин Д.Ю., Ильин Е.К., Марковский Д.В., Сметанин Э.Я. |
Патентообладатель(и): | Чувилин Дмитрий Юрьевич, Ильин Евгений Константинович, Марковский Дмитрий Валентинович, Сметанин Эдуард Яковлевич |
Приоритеты: |
подача заявки:
2001-11-12 публикация патента:
20.02.2003 |
Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ включает облучение мишени, содержащей природный изотоп тория - 230Th, -квантами тормозного излучения электронного ускорителя. Целевой радиоизотоп торий-229 накапливают в мишени в процессе пороговой ядерной реакции 230Th (,n). В качестве материала мишени используют соединения 230ThF4 или 230ThO2 или металлический торий-230. Технический результат: получение радионуклида 229Th при сохранении высокой удельной активности и радиоизотопной чистоты и уменьшение трудоемкости процесса за счет использования для его производства природного изотопа 230Th-продукта естественного распада 238U. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Рисунок 1
Формула изобретения
1. Способ получения радионуклида торий-229, стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213, включающий облучение мишени, отличающийся тем, что в качестве материала мишени берут природный изотоп тория-230Th, мишень размещают в электронном ускорителе, облучают -квантами тормозного излучения ускорителя, где в процессе пороговой ядерной реакции 230Th(, n)229Th накапливают в мишени целевой радионуклид торий-229. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала мишени используют соединения 230ThF4 или 230ThO2 или металлический торий-230.Описание изобретения к патенту
Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. При диагностике и лечении онкологических заболеваний все более широкое применение находят -излучающие радионуклиды. Это объясняется, прежде всего, ядерно-физическими свойствами этих нуклидов - большой начальной энергией -частиц (5-8 МэВ), коротким пробегом этих частиц в биологических тканях (десятки микрон) и высоким уровнем энерговыделения в области локализации распадающихся нуклидов. Носители -излучающих радионуклидов (моноклональные антитела, пептиды) с высокой специфичностью позволяют доставлять их точно в опухолевый узел или метастатический очаг. Возможно селективное облучение патологических объектов с минимальной лучевой нагрузкой на окружающие доброкачественные ткани. Настоящее изобретение может быть использовано для создания генератора -излучателей актиний-225/висмут-213 (225Ac/213Bi). Актиний-225 может быть получен в генераторах 229Th/225Ra/225Ac. Таким образом, ключевое значение приобретает вопрос производства 229Th. Предшествующий уровень техникиВ настоящее время для диагностических и терапевтических целей в ядерной медицине апробировано около 200 различных радионуклидов. Их получают за счет образования в реакциях взаимодействия заряженных частиц или нейтронов с веществом мишени. Мишень для облучения размещают в различного типа ускорителях или ядерных реакторах. Одно из наиболее перспективных направлений в ядерной медицине - использование -излучателей в точечной радиоиммунотерапии. Использование короткоживущих -нуклидов для терапии онкологических заболеваний представляет несомненный интерес благодаря специфичным ядерно-физическим и химическим свойствам этих нуклидов. Ведется интенсивный поиск радионуклидов, обладающих высокой линейной передачей энергии (ЛПЭ) при ограниченной длине пробега в биологической ткани. При радиоиммунотерапии, особенно на начальной стадии появления злокачественной опухоли, эффективно использование радионуклида 213Bi --излучателя с высокой ЛПЭ (~80 кэВ/мкм) и коротким пробегом частиц в биологической ткани (50-90 мкм). Предшественником 213Bi в цепочке распада является радионуклид 225Ас с периодом полураспада Т1/2=10 суток [В.А.Халкин и др. , Радионуклиды для радиотерапии. Радиохимия, 1997, т. 39, 6, стр. 481-490] . Разделение радионуклидов 225Aс и 213Вi производят с использованием ионообменных смол. Суммарное содержание радионуклидных примесей в -препарате составляет не более 20 г/мл, при этом объемная активность препарата обеспечивается в широких пределах от 1 до 10 мКи/мл [Дубинкин Д.О. , Сметанин Э.Я. и др., VI-я Всероссийская (международная) научная конференция "Физико-химические процессы при селекции атомов и молекул", 1-5 октября 2001 г., г. Звенигород, стр. 42]. В свою очередь 225Ас является дочерним продуктом распада радионуклида 229Th. Таким образом, для получения радионуклида 213Bi необходимо создание генераторной системы 229Th/225Ac/2l3Bi. Поэтому определяющее значение приобретает процесс получения 229Th, как исходного материала. Известны два способа получения 229Th в значительных количествах:
- радиохимическое выделение из "старых" запасов 223U;
- в высокопоточных реакторах. За прототип выбран метод получения 229Th в ядерном реакторе путем облучения стартовой мишени с радионуклидом 226Ra за счет многократного захвата нейтронов [В.Ю.Баранов, Н.С.Марченков, Нуклидная программа РНЦ "Курчатовский Институт": прошлое, настоящее, будущее. Конверсия в машиностроении, 2000, 3, стр. 38-47]. Однако этот способ имеет существенные недостатки:
- получение 229Th из 226Ra является многостадийным процессом за счет трехкратного захвата нейтронов,
- в готовом продукте присутствует большая (до 50%) доля примесного радионуклида 228Th, значительно осложняющего радиохимическую стадию приготовления медицинского препарата на основе 213Bi. Раскрытие изобретения
В основу изобретения положены требования технологичности нового способа получения радионуклида 229Th при сохранении высокой удельной активности и радиоизотопной чистоты, возможность использования для его производства природного изотопа 230Th - продукта естественного распада 238U. Поставленная задача решена тем, что в способе получения радионуклида 229Th, являющегося стартовым радионуклидом при производстве терапевтического радиофармпрепарата на основе 213Bi, включающем облучение мишени, в качестве материала мишени используют природный изотоп тория - 230Th, мишень размещают в электронном ускорителе, облучение мишени производят -квантами тормозного излучения ускорителя, в процессе облучения по реакции 230Th (, n) получают изотоп 229Th, который накапливают в мишени в качестве целевого радионуклида. В качестве материала мишени могут быть использованы соединения 230ThF4 или 230ThО2 или металлический торий-230. В предлагаемом способе производства радионуклида 229Th использовано существование природного радионуклида 230Th - продукта естественного распада 238U. Известно, что при радиоактивном распаде 238U в цепочке дочерних продуктов, кроме изотопа 234U, образуются долгоживущие - излучатели: изотоп 230Th, а также изотоп 226Ra с периодами полураспада соответственно 8,1104 и 1,59103 лет. Содержание этих изотопов в природном уране оценивается следующими цифрами: радия 352 мг/т урана и тория 17,9 г/т урана. При переработке урановых руд, описанных выше, -радиоактивные изотопы выделяют как побочные продукты в производстве урана [В.Б.Шевченко, Б.Н.Судариков, Технология урана, Госатомиздат, Москва, 1961 г.]. При обогащении гексафторида урана UF6 торий отделяется и остается в "огарках" при фторировании [Матвеев Л.В. и др.. Проблема накопления 232U и 236Pu в ядерном реакторе, "Атомная техника за рубежом", 1980, 4, стр. 10-17] . Однако основным источником 230Th, доступным для использования в настоящее время, являются отходы отвального UF6 в разделительном производстве, где в процессе длительного хранения идет его накопление [Смирнов Ю.В. и др., Обработка, удаление и утилизация отходов горнометаллургического производства, "Атомная техника за рубежом", 1981, 3, стр. 15-20]. При облучении мишени, содержащей торий-230, в электронном ускорителе, по реакции 230Th (, n) 229Th в мишени накапливают целевой радионуклид 229Th. Накопленный в мишени 229Th имеет генетическую цепочку распада элементов, приводящую к радионуклиду 213Bi, который используют в ядерной медицине [В.А. Халкин и др. , Радионуклиды для радиотерапии. Радиохимия, 1997, т. 39, 6, стр. 483, рис. 1]. Полученный в результате ядерной реакции (, n) радионуклид 229Th выдерживают в течение времени, достаточного для накопления в мишени его дочернего продукта распада 225Ас, после чего 225Ас извлекают из мишени методом жидкостной многоступенчатой экстракции и сорбции тория, радия и актиния на анионите. Актиний-225 количественно сорбируется на анионите, а радий и другие продукты распада отделяются в виде раствора рафината. Полученный 225Ас используют для создания медицинского генератора 225Ac/213Bi. Предлагаемый способ создания -излучающего медицинского генератора для радиоиммунотерапии обладает существенным достоинством по сравнению с описанными в литературе;
- целевой радионуклид 229Th получают в результате однократного захвата нейтрона;
- примесь радионуклида 228Th сведена к минимуму;
- целевой радионуклид 229Th получают, используя в качестве исходного материала побочный продукт при переработке урановой руды - 230Th. Пример осуществления изобретения
Мишень, содержащую 230Тh, размещают в электронном ускорителе. В процессе облучения мишени в результате пороговой ядерной реакции 230Th (, n) 229Th накапливают целевой радионуклид, являющийся начальным элементом цепочки распада радионуклидов, приводящей к получению 213Bi. После облучения мишень с полученным в ней радионуклидом - торием-229 извлекают из ускорителя и выдерживают в течение месяца. В период выдержки в мишени происходит накопление 225Ас. В процессе радиохимической обработки материала мишени в сильно кислых растворах радионуклиды сорбируют на анионите. В процессе сорбции радий и другие продукты распада отделяют в виде раствора рафината. Рафинат, содержащий большое количество радия, используют для дополнительной наработки и выделения актиния-225. При многоцикличном использовании тория-229 выдержку для накопления актиния-225 осуществляют в водном растворе, а не на аммоните, из-за его деструкции под действием короткоживущих -излучателей. Для получения актиния-225 высокой нуклидной чистоты проводят два цикла сорбционного разделения с использованием колонок различной геометрии. В процессе радиохимического передела получают актиний-225 в виде азотнокислого или солянокислого раствора со следующим содержанием радионуклидных примесей:
225Ra<110-4%,
229Th<110-7%. Остальные радионуклиды - в равновесии. При этом выделяют 213Bi высокой чистоты. Предложенный способ получения 229Th- стартового нуклида для последующего получения -излучающего радионуклида медицинского назначения - 213Bi позволяет, по сравнению со способом, выбранным за прототип, уменьшить трудоемкость процесса за счет использования в качестве исходного материала побочного продукта уранового производства - 230Th, снизить содержание сопутствующего радионуклида 228Th.
Класс G21G1/10 бомбардировкой электрически заряженными частицами