способ получения радионуклида уран-230 для терапии онкологических заболеваний

Формула изобретения

1. Способ получения радионуклида уран-230 для терапии онкологических заболеваний, включающий облучение мишени на пучке протонов ускорителя, отличающийся тем, что в качестве материала мишени берут природный изотоп тория - торий-230, мишень размещают на пучке протонов ускорителя, облучают протонами, и в процессе пороговой ядерной реакции ²³⁰Th(p,n)^{230 230}U накапливают в ней целевой радиоизотоп уран-230.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве материала мишени берут соединения ²³⁰ThF₄, или ²³⁰ThO₂, или металлический ²³⁰Th.

Описание изобретения к патенту

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

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 получения -излучателя уран-230 (²³⁰U), используемого для радиоиммунотерапии онкологических заболеваний.

ПРЕДШЕСТВУЮЩИЙ УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

В последнее время для терапии злокачественных новообразований интенсивно разрабатываются радиофармацевтические препараты, основными элементами которых являются -излучающие радионуклиды, фиксированные в конструкции «хелатирующий (прикрепляющий) компонент» + «адресный компонент» (антитела или их фрагменты, специфичные к антигенам опухолевых клеток, и лиганды рецепторов, расположенные на их поверхности).

Такая молекулярная конструкция (биоконъюгат с радионуклидом) вводится пациенту. Так как эти молекулярные конструкции обладают специфической способностью связываться только с поверхностью раковой клетки, то происходит процесс направленной доставки -излучающего радионуклида к злокачественной клетке. Облучение злокачественных клеток -частицами приводит к их разрушению и гибели.

-Излучатели наиболее подходят для лечения микрометастаз и показали высокую эффективность в лечении такой разновидности рака крови, как миелоидная лейкемия. Было также продемонстрировано их потенциальное применение в лечении других злокачественных образований - меланомы, рака груди, простаты и легких.

После гибели опухолевых клеток радиофармацевтический препарат должен быть безопасен для нормальных клеток, не вызывать побочных эффектов (в частности, иммунологических реакций) и активно выводиться из организма.

Среди перспективных -излучателей рассматривают радионуклиды ²¹²Bi (T_1/2=60 мин), ²¹³Bi (T_1/2=45,6 мин), ²²⁵Ас (Т_1/2=10,0 сут) (В.А.Халкин и др. Радионуклиды для радиотерапии. Радиохимия, 1997, т.39, № 6, стр.481-490).

При радиоиммунотералии, особенно на начальной стадии появления злокачественных клеток, эффективно использование радионуклида ²³⁰U - -излучателя с высокой ЛПЭ (~80 кэВ/мкм) и коротким пробегом частиц в биологической ткани (50-90 мкм) с периодом полураспада T_1/2=20,8 суток. Вместе с дочерними продуктами распада в общей сложности испускается 5 -частиц с суммарной энергией 33,5 МэВ.

За прототип выбран способ получения ²³⁰U на ускорителе протонов за счет реакции ²³²Тh(p,3n)^{230 230}U (A.Morgenstem, C.Apoistolidis, F.Bruchertseifer et al. «Cross-sections of the 232Th (p,3n)230Pa for production of 230U for targeted alpha therapy». Applied Radiation and Isotopes, vol.66, 2008, Articles in press, заявка тех же авторов WO № 2006003123, оп.12.01.2006).

Однако этот способ имеет существенные недостатки:

- сечение реакции ²³²Th(p,3n) имеет высокий порог, поэтому реализация процесса требует использования высокоэнергетических ускорителей протонов;

- при облучении ²³²Th протонами с начальной энергией 30-40 МэВ в мишени в основном протекает реакция деления, в результате которой образуется большое количество продуктов деления, значительно осложняющих радиохимическую стадию приготовления медицинского препарата на основе ²³⁰ U.

РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Задачей изобретения является упрощение технологического процесса получения ²³⁰U, снижение выхода примесных радионуклидов и возможность использования для производства целевого радионуклида низкоэнергетических ускорителей протонов с энергией 10-15 МэВ, широко доступных, простых в эксплуатации и нашедших массовое применение для производства радионуклидов медицинского назначения непосредственно в лечебных учреждениях.

Поставленная задача решена тем, что в способе получения радионуклида ²³⁰U для терапии онкологических заболеваний, включающем облучение на ускорителе заряженных частиц мишени, в качестве материала мишени используют природный изотоп тория - ²³⁰Th, мишень облучают в пучке протонов ускорителя, и в результате пороговой ядерной реакции ²³⁰Th(p,n)²³⁰Pa ²³⁰U накапливают в мишени целевой радионуклид ²³⁰U.

В качестве материала мишени могут быть использованы соединения тория - 230 ²³⁰ThF ₄, или ²³⁰ThO₂ или металлический ²³⁰Тh.

На чертеже показана схема распада радионуклида ²³⁰U.

В предлагаемом способе производства радионуклида ²³⁰U 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 7,5·10 ⁴ и 1,59·10³ лет. Содержание этих изотопов в природном уране оценивается следующими цифрами: радия-226 - 352 мг/т урана и тория-230 - 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. - М.: Госатомиздат, 1961 г.).

При обогащении гексафторида урана UF₆ торий-230 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 ²³⁰ Th, 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 горно-металлургического производства. Атомная техника за рубежом. 1981, № 3, стр.15-20).

При облучении мишени, содержащей торий-230, на ускорителе протонов в результате ядерной реакции ²³⁰Тh(p,n)²³⁰Pa ²³⁰U накапливают целевой радионуклид ²³⁰ U.

Полученный в результате ядерной реакции ²³⁰Th(р,n) радионуклид уран-230 выделяют из облученной мишени традиционным радиохимическим способом, широко используемым в атомной промышленности. Разделение радионуклидов ²³⁰ Th, ²³⁰Pa и ²³⁰U производят с использованием ионообменных смол.

Полученный радионуклид уран-230 используют для приготовления медицинских препаратов, применяемых при терапии онкологических заболеваний.

Предлагаемый способ получения -излучающего радионуклида уран-230 обладает существенными преимуществами по сравнению с описанными прототипом:

- целевой радионуклид ²³⁰U получают в результате реакции (р,n), имеющей низкий энергетический порог и позволяющей использовать ускорители с энергией протонов 10-15 МэВ, широко используемые для производства радионуклидов медицинского назначения;

- благодаря низкой начальной энергии протонов примесь сопутствующих радионуклидов сведена к минимуму;

- целевой радионуклид ²³⁰U получают, используя в качестве исходного материала побочный продукт при переработке урановой руды - ²³⁰ Th.

ПРИМЕР ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Мишень, содержащую ²³⁰Th, размещают на пучке протонов ускорителя-циклотрона типа Cyclone 18/9. В процессе облучения мишени в результате пороговой ядерной реакции ²³⁰Тh(p,n) ^{230 230}U накапливают радионуклид ²³⁰U, являющийся целевым радионуклидом и используемый для приготовления медицинского терапевтического препарата.

После облучения мишень с накопленным в ней радионуклидом ²³⁰ U извлекают из ускорителя и выдерживают в течение месяца. За время выдержки в мишени в результате -распада промежуточного радионуклида ²³⁰Ра накапливается ²³⁰U. В процессе радиохимической переработки материала мишени в сильно кислых растворах стартовый радионуклид ²³⁰ Th сорбируют на анионите. При сорбции радионуклиды ²³⁰ Pа и ²³⁰U отделяют в виде раствора рафината.

Рафинат, содержащий большое количество ²³⁰Ра и ²³⁰U, используют для накопления и выделения ²³⁰ U.

Для получения ²³⁰U высокой радионуклидной чистоты проводят последовательно два цикла сорбционного разделения рафината с использованием ионообменных колонок различной геометрии.

Предложенный способ получения ²³⁰U позволяет по сравнению со способом, выбранным за прототип, уменьшить трудоемкость процесса, использовать в качестве исходного материала побочный продукт уранового производства ²³⁰Th, снизить содержание примесных радионуклидов.