СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ПРЕПАРАТА НА ОСНОВЕ СТРОНЦИЯ-89 Российский патент 1997 года по МПК A61K51/00 A61K103/00 C01F11/00 

Изобретение относится к технологии получения лекарственных препаратов, содержащих радиоактивные вещества, и может быть использовано для лечения и моделирования онкологических заболеваний, а также в качестве бета-источника в приборостроении и биологических исследованиях.

Известен способ получения соединений, меченных радионуклидами, выделяемыми из смеси продуктов деления урана [1] Для этого используют ядерную реакцию деления урана при облучении его нейтронами, а стронций-89 выделяется химическими методами сразу после окончания облучения. Известному способу присуще наличие в конечном продукте стронция-90, т.к. при делении 100 атомов урана образуется 3,6 атомов стронция-89 и 5,6 атомов долгоживущего стронция-90. Поставляемые препараты стронция-89 могут содержать до 40% стронция-90, при этом за каждые два месяца хранения относительное содержание последнего увеличивается в два раза.

Наиболее близким по технической сути к заявляемому является известный способ (прототип), в соответствии с которым для получения препаратов стронция-89 применяют облучение тепловыми нейтронами мишени, выполненной из углекислого стабильного стронция-88. Затем мишень растворяют в кислоте и конечный продукт получают химическим выделением. Недостатком прототипа является то, что препараты, полученные таким путем, не могут иметь большой удельной активности, так как содержат значительное количество стабильных изотопов стронция. При облучении стронциевой мишени нейтронами образуется смесь стронция-85, стронция-88 и стронция-89. Поскольку все изотопы данного элемента обладают одинаковыми химическими свойствами, отделение радиоактивных изотопов стронция от основной массы стабильных изотопов мишени химическими методами невозможно, поэтому конечный продукт химически очищают только от примесей посторонних элементов. Кроме того, при использовании продукта, полученного указанным способом в медицинских целях, неизбежны безвозвратные потери обогащенного дорогостоящего стронция-88.

Перед авторами стояла задача создания способа получения препарата на основе стронция-89 с высокой удельной активностью и лишенного микро- и макропримесей. Поставленная задача решается тем, что в способе, включающем облучение исходного продукта, растворение полученной смеси изотопов в кислотах и химическом выделении конечного продукта в качестве исходного материала, применяют оксид природного иттрия, облучение производят быстрыми нейтронами по реакции (n, p), растворение смеси изотопов при постоянной кислотности, находящейся в пределах 2-4 М, а выделение конечного продукта осуществляют кристаллизацией иттрия и экстракцией иттрия трибутилфосфатом (ТБФ).

Облучение оксида природного иттрия быстрыми нейтронами дает возможность получить после облучения смесь химически разнородных изотопов (иттрий-89 и стронций-89), что позволяет в последующем разделить их химическими методами. А растворение смеси изотопов в кислоте при постоянной кислотности 2-4 М и выделение конечного продукта кристаллизацией иттрия, экстракцией иттрия ТБФ позволяет получить конечный продукт лишенными микро- и макропримесей. Таким образом достигается указанный технический результат.

На чертеже представлена технологическая схема получения хлорида стронция-89, где: 1 изготовление ампулы облучательного устройства (ОУ), содержащей прессованные и спеченные таблетки из оксида иттрия; 2 облучение ОУ в быстром реакторе, где по (n, p)-реакции на природном иттрии-89 получается стронций-89; 3 разделка ОУ, извлечение таблеток, растворение таблеток в азотной кислоте при постоянной кислотности 2-4 М (постоянная кислотность достигается дозированием с определенным расходом концентрированной азотной кислоты), глубокая упарка раствора; 4 кристаллизация нитрата иттрия с целью отделения основной массы иттрия (осуществляется введением затравки кристаллов нитрата иттрия в раствор концентрированной азотной кислоты); 5 экстракция иттрия ТБФ с целью доочистки стронция от миллиграммовых количеств иттрия; 6 - глубокая упарка раствора стронция-89, корректировка раствора по содержанию комплексона и PH, сорбционная доочистка стронция-89 от остатков иттрия и радионуклидов; 7 получение солей стронция-89, например хлорида, нитрата, с заданной удельной активностью; 8 реэкстракция иттрия, подготовка ТБФ к следующему экстракционному циклу отделения иттрия; 9 сбор нитрата иттрия для последующего хранения и повторного использования в качестве исходного материала.

Использование изобретения позволит получать препараты на основе стронция-89 с высокой удельной активностью (более 2•10⁴ кюри/г), практически не содержащие примесей.

Использование: изобретение относится к технологии получения лекарственных препаратов, содержащих радиоактивные вещества и может быть использовано для лечения онкологических заболеваний, а также для получения бета-источников, применяемых в приборостроении и биологических исследованиях. Сущность изобретения: оксид природного иттрия облучают быстрыми нейтронами по реакции (n, p), полученную смесь изотопов растворяют в кислоте при постоянной кислотности 2-4 М, а выделение конечного продукта осуществляют кристаллизацией иттрия, экстракцией иттрия трибутилфосфатом. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

1. Способ получения препарата на основе стронция-89, включающий облучение исходного материала, растворение полученной смеси изотопов в кислоте и химическое выделение конечного продукта, отличающийся тем, что в качестве исходного материала применяют оксид природного иттрия, облучение производят быстрыми нейтронами по реакции (n, p), растворение смеси изотопов выполняют при постоянной кислотности 2 4 М, а выделение конечного продукта осуществляют экстракцией иттрия. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что после растворения смеси производят кристаллизацию иттрия. 3. Способ по п.1, отличающийся тем, что экстракцию иттрия осуществляют трибутилфосфатом.