способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213

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 ²³⁰Тh, мишень размещают в циклотроне и облучают пучком протонов, и в процессе пороговой ядерной реакции ²³⁰Тh(р, рn)²²⁹Тh накапливают в ней целевой радиоизотоп торий-229.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала мишени используют соединения ²³⁰ТhF₄, или ²³⁰ТhО₂, или металлический торий-230.

Описание изобретения к патенту

Область техники

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 (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 -излучателей актиний-225/висмут-213 (²²⁵Ас/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 -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 Т_1/2=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 -препарате ²¹³Bi составляет не более 20 мкг/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. 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.

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 циклотроне и облучают пучком протонов, и в процессе пороговой ядерной реакции ²³⁰Th(p,pn)²²⁹Th накапливают в ней целевой радиоизотоп торий-229.

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. М.: Госатомиздат, 1961].

Известно, что при обогащении гексафторида урана UF₆ торий отделяется и остается в "огарках" при фторировании [Матвеев Л.В. и др. Проблема накопления ²³²U и ²³⁶Рu в ядерном реакторе, "Атомная техника за рубежом", 1980, 4, стр. 10-17].

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 циклотроне в результате ядерной реакции ²³⁰Th(n, рn)²²⁶Th в мишени накапливают целевой радионуклид ²²⁹Th.

Наколенный 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 (p,pn) 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 ²³⁰Th, устанавливают в циклотроне. В процессе облучения мишени в результате пороговой ядерной реакции ²³⁰Th(p,pn)²²⁹Th накапливают целевой радионуклид, являющийся начальным элементом цепочки распада радионуклидов, приводящей к получению ²¹³Bi.

После облучения мишень с полученным в ней радионуклидом ²²⁹Тh извлекают из канала и выдерживают в течение месяца. В процессе радиохимической обработки материала мишени в сильно кислых растворах радионуклиды сорбируют на анионите. При 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 его выдержку для накопления актиния-225 осуществляют в водном растворе, а не на анионите, 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, использовать в качестве исходного материала побочный продукт уранового производства ²³⁰Th, снизить содержание сопутствующих радионуклидов, например ²²⁸Тh. При этом процесс получения целевого радионуклида осуществляют на ядерно-безопасной установке.