RU2210124C2 - Способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213 - Google Patents
Способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213 Download PDFInfo
- Publication number
- RU2210124C2 RU2210124C2 RU2001130328A RU2001130328A RU2210124C2 RU 2210124 C2 RU2210124 C2 RU 2210124C2 RU 2001130328 A RU2001130328 A RU 2001130328A RU 2001130328 A RU2001130328 A RU 2001130328A RU 2210124 C2 RU2210124 C2 RU 2210124C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radionuclide
- target
- thorium
- nuclear
- starting material
- Prior art date
Links
Landscapes
- Medicines Containing Antibodies Or Antigens For Use As Internal Diagnostic Agents (AREA)
- Medicines That Contain Protein Lipid Enzymes And Other Medicines (AREA)
Abstract
Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ включает облучение в ядерном реакторе мишени, держащей природный изотоп тория - 230Th. Мишень облучают потоком нейтронов в активной зоне реактора. Целевой радиоизотоп 229Th накапливают в мишени в процессе пороговой ядерной реакции 230Th(n, 2n). В качестве материала мишени используют соединения 230ThF4 или 230ThO2, или металлический 230Th. Технический результат: сохранение высокой удельной активности и радиоизотопной чистоты радионуклида 229Th. 1 з.п.ф-лы, 1 ил.
Description
Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины.
При диагностике и лечении онкологических заболеваний все более широкое применение находят α-излучающие радионуклиды. Это объясняется прежде всего ядерно-физическими свойствами этих нуклидов - большой начальной энергией α-частиц (5-8 МэВ), коротким пробегом этих частиц в биологических тканях (десятки микрон) и высоким уровнем энерговыделения в области локализации распадающихся нуклидов. Носители α-излучающих радионуклидов (монокланальные 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 α-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.
В 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 α-излучателей в точечной радиоиммунотерапии. Использование короткоживущих α-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 -α-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 T1/2=10 суток [В.А. Халкин и др., Радионуклиды для радиотерапии. Радиохимия, 1997, т. 39, 6, стр. 481-490]. Разделение радионуклидов 225Ас и 213Bi производят с использованием ионообменных смол. Суммарное содержание радионуклидных примесей в α-препарате 213Bi составляет не более 20 мг/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 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/213Bi. Поэтому определяющее значение приобретает процесс получения 229Th как исходного материала.
Известны два способа получения 229Th в значительных количествах:
- радиохимическое выделение из "старых" запасов 233U;
- в высокопоточных реакторах.
- радиохимическое выделение из "старых" запасов 233U;
- в высокопоточных реакторах.
За прототип выбран метод получения 229Тh 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 229Th, значительно осложняющего радиохимическую стадию приготовления медицинского препарата на основе 213Bi.
- получение 229Th из 226Ra является многостадийным процессом за счет трехкратного захвата нейтронов;
- в готовом продукте присутствует большая (до 50%) доля примесного радионуклида 229Th, значительно осложняющего радиохимическую стадию приготовления медицинского препарата на основе 213Bi.
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 в ядерном реакторе мишени, в качестве материала мишени используют природный изотоп тория - 230Th, мишень размещают в активной зоне реактора, облучают в нейтронном потоке, и в процессе пороговой ядерной реакции 230Th(n,2n)229Тh накапливают в мишени целевой радионуклид 229Th. В качестве материала мишени могут быть использованы соединения 230ThF4 или 230ThO2 или металлический 230Th.
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 α-излучатели: изотоп 230Th, а также изотоп 226Ra с периодами полураспада соответственно 8,1•104 и 1,59•103 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, α-радиоактивные изотопы выделяют как побочные продукты в производстве урана. [В.Б. Шевченко, Б. И. Судариков, Технология урана, Госатомиздат, Москва, 1961 г.].
При обогащении гексафторида уранаUFб торий отделяется и остается в "огарках" при фторированни [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 результате ядерной реакции 230Th(n,2n)229Th накапливают целевой радионуклид 229Th. Накопленный в мишени 229Th имеет генетическую цепочку распада элементов, приводящую к радионуклиду 213Bi, который используется 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,2n) радионуклид 229Th выдерживают в течение времени, достаточного для накопления в мишени его дочернего продуктам 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/233 Bi.
Предлагаемый способ создания α-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 229Th сведена к минимуму;
- целевой радионуклид 229Th получают, используя в качестве исходного материала побочный продукт при переработке урановой руды -230 Th.
- целевой радионуклид 229Th получают в результате однократного захвата нейтрона;
- примесь радионуклида 229Th сведена к минимуму;
- целевой радионуклид 229Th получают, используя в качестве исходного материала побочный продукт при переработке урановой руды -230 Th.
Мишень, содержащую 230Th, размещают в сухом канале ядерного реактора. В процессе облучения мишени в результате пороговой ядерной реакции 230Тh(n. 2n)229Тh накапливают целевой радионуклид, являющийся начальным элементом цепочки распада радионуклидов, приводящей к получению213 Bi.
После облучения мишень с полученным в ней радионуклидом 229Th извлекают из канала и выдерживают в течение месяца. В перод 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 225Ac.
При многоцикличном использовании 229Th его выдержку для накопления 225Ac осуществляют в водном растворе, а не на аммоните, из-за его деструкции под действием короткоживущих α-излучателей.
Для получения 225Ac высокой нуклидной чистоты проводят два цикла сорбционного разделения с использованием колонок различной геометрии.
В процессе радиохимического передела получают 225Ac в виде азотнокислого или солянокислого раствора со следующим содержанием радионуклидных примесей: 225Ra<1•10-4%; 229Th<1•10-7%.
Остальные радионуклиды - в равновесии.
При этом выделяют213Bi высокой чистоты.
Предложенный способ получения 229Th- стартового нуклида для последующего получения α-излучающего радионуклида медицинского назначения - 213Bi позволяет по сравнению со способом, выбранным за прототип, уменьшить трудоемкость процесса, использовать в качестве исходного материала побочный продукт уранового производства - 230Th, снизить содержание основного сопутствующего радионуклида 228Th.
Claims (2)
1. Способ получения радионуклида торий-229, стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213, включающий облучение мишени в ядерном реакторе, отличающийся тем, что в качестве материала мишени берут природный изотоп тория - 230Th, мишень размещают в активной зоне реактора, облучают в потоке нейтронов и в процессе пороговой ядерной реакции 230Th(n, 2n)229Th накапливают в ней целевой радиоизотоп торий-229.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала мишени берут соединения 230ThF4, или 230ThO2, или металлический торий-230.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2001130328A RU2210124C2 (ru) | 2001-11-12 | 2001-11-12 | Способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2001130328A RU2210124C2 (ru) | 2001-11-12 | 2001-11-12 | Способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2001130328A RU2001130328A (ru) | 2003-06-20 |
RU2210124C2 true RU2210124C2 (ru) | 2003-08-10 |
Family
ID=29246010
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2001130328A RU2210124C2 (ru) | 2001-11-12 | 2001-11-12 | Способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2210124C2 (ru) |
-
2001
- 2001-11-12 RU RU2001130328A patent/RU2210124C2/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
БАРАНОВ В.Ю., МАРЧЕНКОВ Н.С. Нуклидная программа РНЦ "Курчатовский Институт": прошлое, настоящее, будущее. Конверсия в машиностроении. - 2000, №3, с.38-47. * |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Robertson et al. | 232Th-spallation-produced 225Ac with reduced 227Ac content | |
Radchenko et al. | Application of ion exchange and extraction chromatography to the separation of actinium from proton-irradiated thorium metal for analytical purposes | |
Naskar et al. | Theranostic terbium radioisotopes: challenges in production for clinical application | |
Qaim | The present and future of medical radionuclide production | |
Lebedev et al. | Radiochemical separation of no-carrier-added 177Lu as produced via the 176Ybn, γ177Yb→ 177Lu process | |
Henriksen et al. | 223Ra for endoradiotherapeutic applications prepared from an immobilized 227Ac/227Th source | |
SK286044B6 (sk) | Spôsob exponovania materiálu, spôsob produkovaniaužitočného izotopu a spôsob transmutácie zahrnujúci spôsob exponovania | |
KR20130111931A (ko) | 동위원소 제조 방법 | |
Kazakov et al. | Separation of radioisotopes of terbium from a europium target irradiated by 27 MeV α-particles | |
RU2594020C1 (ru) | Способ получения радионуклида лютеций-177 | |
Guseva | Radioisotope generators of short-lived α-emitting radionuclides promising for use in nuclear medicine | |
Rösch, Jörg Brockmann, Nikolai A. Lebedev, Syed M. Qaim | Production and radiochemical separation of the Auger electron emitter 140Nd | |
RU2317607C1 (ru) | СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ Th-228 И Ra-224 ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ТЕРАПЕВТИЧЕСКОГО ПРЕПАРАТА НА ОСНОВЕ РАДИОНУКЛИДОВ Bi-212 | |
Lagunas-Solar et al. | Cyclotron production of 101mRh via proton-induced reactions on 103Rh targets | |
RU2430440C1 (ru) | Способ получения радионуклида висмут-212 | |
RU2199165C1 (ru) | Способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213 | |
RU2666552C1 (ru) | Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства молибден-99 | |
RU2210125C2 (ru) | Способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213 | |
RU2439727C1 (ru) | Способ получения радионуклида висмут-212 | |
RU2210124C2 (ru) | Способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213 | |
Qiu et al. | Feasible Strategy for Large-Scale Production of 224Ra as a Promising α-Emitting Therapy Radionuclide | |
Mohammadpour-Ghazi et al. | Production of radioimmunoPET grade zirconium-89 | |
RU2498434C1 (ru) | Способ получения радионуклида висмут-212 | |
Shivarudrappa et al. | High purity materials as targets for radioisotope production: Needs and challenges | |
Mausner et al. | Reactor production of radionuclides |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20091113 |