СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА ТОРИЙ-229 - СТАРТОВОГО МАТЕРИАЛА ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ТЕРАПЕВТИЧЕСКОГО ПРЕПАРАТА НА ОСНОВЕ РАДИОНУКЛИДА ВИСМУТ-213 Российский патент 2003 года по МПК G21G1/10 

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 (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 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.

Предшествующий уровень техники
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 Т_1/2=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 α-препарате составляет не более 20 μг/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 γ-квантами тормозного излучения ускорителя, в процессе облучения по реакции ²³⁰Th (γ, 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 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.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 (γ, 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 (γ, 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 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 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 (γ, 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 α-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<1•10^-4%,
²²⁹Th<1•10^-7%.

Остальные радионуклиды - в равновесии.

При этом выделяют ²¹³Bi 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 за счет использования в качестве исходного материала побочного продукта уранового производства - ²³⁰Th, снизить содержание сопутствующего радионуклида ²²⁸Th.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ включает облучение мишени, содержащей природный изотоп тория - ²³⁰Th, γ-квантами тормозного излучения электронного ускорителя. Целевой радиоизотоп торий-229 накапливают в мишени в процессе пороговой ядерной реакции ²³⁰Th (γ,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.

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 γ-квантами тормозного излучения ускорителя, где в процессе пороговой ядерной реакции ²³⁰Th(γ, 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.