способ получения стерильных радионуклидов и устройство для его осуществления

Формула изобретения

1. Способ получения стерильных радионуклидов, включающий пропускание раствора с материнским радионуклидом через материал сорбента, отличающийся тем, что часть объема материала сорбента нагревают совместно с прокачиваемым раствором, при этом процесс по времени проводят до насыщения материала сорбента материнским радионуклидом при данной температуре, а элюирование дочернего радионуклида ведут через весь объем материала сорбента при температуре эксплуатации устройства.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что нагрев проводят на входе раствора с материнским радионуклидом в объем материала сорбента в интервале температур, максимальную из которых определяют физико-химической устойчивостью раствора материнского радионуклида, а минимальную - выбирают выше, чем температура эксплуатации устройства, например на 10...15^oC.

3. Устройство для получения стерильных радионуклидов, содержащее колонку с сорбентом и материнским радионуклидом, окруженную радиационной защитой, пробку, трубопровод элюента, соединенный с колонкой и закрепленный в гнезде фланца устройства, трубопровод элюата, соединенный с колонкой и закрепленный в гнезде фланца устройства, отличающееся тем, что колонка выполнена из сорбирующего и фильтрующего материалов, размещенных в общем объеме корпуса, при этом сорбирующий материал размещен на входе элюента в колонку и снабжен нагревательным элементом.

4. Устройство по п.3, отличающееся тем, что объем сорбирующего материала в колонке выбран меньше, чем объем фильтрующего материала.

5. Устройство по п.3, отличающееся тем, что нагревательный элемент выполнен в виде бифилярной навивки и снабжен термоэлектрическим преобразователем, при этом токоподводы нагревательного элемента выведены через радиационную защиту в пробке и соединены с клеммами, размещенными под фланцем устройства, а горячий спай термоэлектрического преобразователя размещен на половине длины зоны нагрева объема материала сорбента.

6. Устройство по п.5, отличающееся тем, что шаг спирали нагревательного элемента по длине объема сорбирующего материала выбран переменным, причем он меньше со стороны входа элюента в колонку.

7. Устройство по п.5 или 6, отличающееся тем, что в качестве нагревательного элемента выбрано углеродистое волокно, армированное фторопластом или кремнийорганической резиной.

8. Устройство по п.5, или 6, или 7, отличающееся тем, что нагревательный элемент выполнен в виде термоэлектродов термоэлектрического преобразователя, горячий спай которого размещен в спирали нагревательного элемента.

9. Устройство по п.8, отличающееся тем, что в качестве термоэлектродов выбраны хромель-копель или хромель-алюмель.

10. Устройство по п.5, отличающееся тем, что нагревательный элемент выполнен в виде пленочного электрода, напыленного на наружную поверхность корпуса колонки в зоне размещения сорбирующего материала.

11. Устройство по п.10, отличающееся тем, что в качестве материала нагревательного элемента выбран нихром, платина или рутений.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к производству генераторов стерильных радионуклидов, применяемых для получения радионуклидов для медицины и техники.

Известен способ получения стерильных радиоактивных изотопов и устройство для его осуществления [1]. Способ получения стерильных радиоактивных изотопов, например, технеция-99m, заключается в следующем. Через слой сорбента пропускают раствор, содержащий материнский радионуклид, например молибден-99. На сорбенте происходит адсорбция материнского радионуклида в динамических условиях. В процессе радиоактивного распада материнского радионуклида происходит образование и накопление в сорбенте короткоживущего радионуклида - технеция-99m. Для удаления и сбора технеция-99m в требуемой потребительской форме через сорбент пропускают элюент - изотонический раствор хлорида натрия. Описанную процедуру называют элюированием, а полученный раствор - элюатом. Недостаток способа получения стерильных радионуклидов заключается в том, что при данной температуре процесса сорбент обладает определенной фиксированной динамической сорбционной емкостью по материнскому радионуклиду, приводящей к тому, что при элюировании генератора вместе с целевым продуктом - дочерним радионуклидом в элюат попадает также материнский радионуклид за счет уноса из зоны адсорбции. Устройство для приготовления стерильных радиоактивных изотопов состоит из колонки, содержащей сорбент и размещенной вертикально в радиационной защите из свинца. В верхней торцевой части колонка соединена с двумя трубопроводами, а именно первым - для подвода материнского радионуклида и осуществления его адсорбции в процессе производства генератора, и вторым - для подачи элюента во время эксплуатации генератора. С другого торца колонки выходит один трубопровод. При зарядке колонки на сорбенте фиксируется материнский радионуклид, например молибден-99, из которого в процессе радиоактивного распада образуется требуемый радионуклид, например технеций-99m. Этот короткоживущий радионуклид извлекается из колонки путем прокачки через систему: трубопровод элюента - колонка - трубопровод элюата соответствующего раствора, например изотонического раствора хлорида натрия в случае генератора технеция-99m. Недостатком конструкции такого устройства является то, что зона фиксации материнского радионуклида в колонке является нестабильной и размытой по длине колонки, что ведет к увеличению ее размеров по длине за счет введения защитного сорбционного слоя для обеспечения требуемого качества элюата по параметру содержания в нем материнского радионуклида, который уносится из зоны адсорбции при элюировании генератора.

Наиболее близким техническим решением является способ получения стерильных радионуклидов и устройство для его осуществления [2]. Этот способ взят в качестве прототипа. Способ получения стерильных радионуклидов заключается в следующем. Через слой сорбента пропускают раствор, содержащий материнский радионуклид, например, молибден-99. На сорбенте происходит его фиксация. В процессе радиоактивного распада материнского радионуклида происходит образование и накопление в сорбенте короткоживущего радионуклида, например технеция-99m. Для удаления и сбора технеция-99m через сорбент пропускают элюент - изотонический раствор хлорида натрия. Для приведения показателей качества элюата по содержанию радионуклидных примесей в соответствие с фармакологическими нормативами элюат пропускают через дополнительный фильтр. Недостатками способа являются сложный процесс получения элюата, связанный с перестыковкой технологических трубопроводов, и пониженная удельная активность дочернего радионуклида в элюате, связанная с тем, что для получения его технологически приемлемого выхода необходимо промывать систему колонка - дополнительный фильтр большим количеством элюента, чем аналогичную систему, но не содержащую дополнительного фильтра. Устройство для получения стерильных радионуклидов содержит колонку, расположенную вертикально и размещенную в радиационной защите из свинца. Над колонкой горизонтально расположен дополнительный фильтр, выполненный в виде трубки, содержащей сорбирующий материал. Трубка загерметизирована по торцам. Нижний торец колонки с помощью трубопровода соединен с торцевой частью трубчатого фильтра, а второй торец фильтра соединен трубопроводом с вертикальной иглой, закрепленной в гнезде фланца устройства (трубопровод элюата). Верхний торец колонки трубопроводом соединен с вертикальной иглой, закрепленной во втором гнезде фланца устройства (трубопровод элюента). В этом же гнезде установлена вторая вертикальная игла, соединенная трубопроводом с воздушным бактерицидным фильтром. Недостатками конструкции являются сложный процесс приведения устройства в работоспособное состояние после зарядки, связанный с перестыковкой технологических коммуникаций (трубопроводов) устройства, а также возможное нарушение стерильности при этом, а также то, что зона размещения материнского радионуклида в колонке является нестабильной и размытой по ее длине, что ведет к увеличению ее размеров и необходимости применения дополнительного фильтра.

Перед авторами стояла задача устранить указанные выше недостатки. Целью изобретения является обеспечение стерильности радионуклидов при одновременном высоком качестве элюата за счет локализации зоны адсорбции материнского радионуклида в узком слое сорбента.

Для достижения указанного технического результата авторами предложено часть объема сорбента нагреть совместно с прокачиваемым раствором, при этом процесс по времени проводят до насыщения материала сорбента материнским радионуклидом при данной температуре, а элюирование дочернего радионуклида ведут через весь объем материала сорбента без его нагрева при температуре эксплуатации устройства. В другом варианте способа предложено нагрев проводить на входе раствора с материнским радионуклидом в объем материала сорбента в интервале температур, максимальную из которых определяют физико-химической устойчивостью раствора материнского радионуклида, а минимальную - выбирают выше, чем температура эксплуатации устройства, например, на 10-15^oC. Предложено устройство для получения стерильных радионуклидов, содержащее колонку с сорбентом и материнским радионуклидом, окруженную радиационной защитой, пробку, трубопровод элюента, соединенный с колонкой и закрепленный в гнезде фланца устройства, трубопровод элюата, соединенный с колонкой и закрепленный в гнезде фланца устройства, а колонка выполнена из сорбирующего и фильтрующего материалов, размещенных в общем объеме корпуса, при этом сорбирующий материал размещен на входе элюента в колонку и снабжен нагревательным элементом. Объем сорбирующего материала в колонке выбран меньше, чем объем фильтрующего материала. Авторами предложено нагревательный элемент выполнить в виде бифилярной навивки и снабдить термоэлектрическим преобразователем, при этом токоподводы нагревательного элемента вывести через радиационную защиту в пробке и соединить с клеммами, размещенными под фланцем устройства, а горячий спай термоэлектрического преобразователя разместить на половине длины зоны нагрева объема материала сорбента. Шаг спирали нагревательного элемента по длине объема сорбирующего материала выбрать переменным, причем он меньше со стороны входа элюента в колонку. В качестве нагревательного элемента выбрать углеродистое волокно, армированное фторопластом или кремнийорганической резиной. В другом варианте нагревательный элемент выполнить в виде термоэлектродов термоэлектрического преобразователя, горячий спай которого разместить в спирали нагревательного элемента. В качестве термоэлектродов выбрать хромель-копель или хромель-алюмель. Авторами предлагается нагревательный элемент выполнить в виде пленочного электрода, напыленного на наружную поверхность корпуса колонки в зоне размещения сорбирующего материала. В качестве материала пленочного электрода выбрать нихром, платину или рутений. Авторами предложено устройство, где нагревательный элемент размещен вне колонки и выполнен в виде реверсивного теплообменника, размещенного на входе циркуляционного контура раствора с материнским радионуклидом, а реверсивный теплообменник снабдить автономным циркуляционным контуром теплоносителя.

В таблице 1 представлены экспериментальные данные по влиянию температуры на адсорбцию молибдена-99. Видно, что эффективность адсорбции резко возрастает с увеличением температуры.

В таблице 2 приведены данные по выбору оптимальной температуры проведения процесса адсорбции при производстве генератора индия-113m, исходя из гидролизной устойчивости раствора олова (IV). В соответствии с длительностью технологического процесса адсорбции олова-113 при производстве генератора индия-113m, равной нескольким часам, приемлемой для проведения процесса является температура не более 60^oC.

В таблице 3 приведены обобщенные технические характеристики двух генераторов индия-113m, заряженных при различных температурах. Более высокие потребительские показатели отмечены для генератора, изготовленного при нагреве сорбционной системы до 60^oC.

На фиг. 1 представлены зависимости содержания олова-113 в растворе, прошедшем через колонку генератора при проведении динамической адсорбции при двух температурах - 25 и 60^oC. Из представленных данных видно, что эффективность адсорбции значительно выше во втором случае и, следовательно, протяженность адсорбционной зоны в этом случае существенно меньше.

На фиг. 2 представлена принципиальная гидравлическая схема устройства для получения стерильных радионуклидов. На фиг. 2 показано: 1 - колонка с сорбентом и фильтрующим материалом; 2 - радиационная защита; 3 - нагревательный элемент; 4 - термоэлектрический преобразователь; 5 - муфта соединительная; 6 - циркуляционный насос; 7 - емкость с материнским радионуклидом.

На фиг. 3 представлена принципиальная гидравлическая схема устройства для получения стерильных радионуклидов. На фиг. 3 показано: 1 - колонка с сорбентом и фильтрующим материалом; 2 - радиационная защита; 3 - реверсивный теплообменник; 4 - термоэлектрический преобразователь; 5 - муфта соединительная; 6 - циркуляционный насос; 7 - емкость с материнским радионуклидом; 8 - контур теплоносителя; 9 - циркуляционный насос; 10 - емкость теплоносителя; 11 - нагреватель.

На фиг. 4 представлена принципиальная конструктивная схема устройства для получения стерильных радионуклидов.

На фиг. 4 показано: 1 - колонка с сорбентом и фильтрующим материалом; 2 - радиационная защита; 3 - нагревательный элемент в виде бифилярной навивки; 4 - трубопровод линии элюата; 5 - защитная пробка; 6 - фланец; 7 - трубопровод линии элюента.

На фиг. 5 представлена принципиальная конструктивная схема устройства для получения стерильных радионуклидов (поперечное сечение устройства по токоподводам нагревательного элемента). На фиг. 5 указаны те же позиции, что и на фиг. 4. с добавлением дополнительных: 8 - токоподводы нагревательного элемента; 9 - клеммы.

На фиг. 6 представлена принципиальная схема нагревательного элемента в виде бифилярной навивки из термоэлектродов. На фиг. 6 показано: 1 - колонка с сорбентом и фильтрующим материалом; 10 - термоэлектрод из хромели; 11 - термоэлектрод из копели; 12 - "горячий" спай термоэлектродов; 13 - электроизоляция; 14 - защитная оболочка из металла.

На фиг. 7 представлена принципиальная конструктивная схема нагревательного элемента, выполненного в виде пленочного электрода. На фиг. 7 показано: 1 - колонка с сорбентом и фильтрующим материалом; 14 - пленочный электрод; 15 - токоподводы.

Устройство для получения стерильных радионуклидов по заявляемому способу готовится к работе и в последующем функционирует следующим образом. В стерильных условиях производят сборку устройства (см. фиг. 4). Затем адсорбируют радионуклид, например, молибден-99, олово-113, вольфрам-188, стронций-82 и др. , на колонке устройства при повышенной температуре путем прокачки нагретого до оптимальной температуры раствора с радионуклидом через систему трубопровод элюента - колонка - трубопровод элюата с помощью насоса. Возможны два варианта осуществления способа в соответствии с заявляемым изобретением - динамической адсорбции при повышенной температуре - либо путем нагрева части объема сорбента совместно с раствором в процессе адсорбции радионуклида (см. фиг. 2), либо нагревом раствора с радионуклидом непосредственно перед входом в объем материала сорбента (см. фиг. 3). Рассмотрим второй вариант реализации способа. Перед введением раствора в объем материала сорбента его нагревают с помощью нагревателя (теплообменника), через который циркулирует теплоноситель. Степень нагрева раствора с радионуклидом в зависимости от свойств используемой системы "раствор радионуклида - сорбент" и термостойкости конструкционных материалов устройства может быть различной и определяется экспериментально в каждом конкретном случае. Для системы "солянокислый раствор олова (IV) - силикагель" максимально допустимый нагрев раствора олова-113 установлен равным 60^oC (см. таблицу 2), исходя из гидролизной устойчивости раствора и длительности проведения процесса адсорбции. За счет подачи предварительно нагретого раствора в материал сорбента по длине колонки формируется градиент температур - от наибольшей на входе в материал сорбента до минимальной на выходе из него. Такое распределение температуры способствует максимальному концентрированию радионуклида в верхней части колонки - на входе в объем материала сорбента. После завершения процесса адсорбции в условиях непрерывного нагрева с помощью теплообменника пропускаемого через материал сорбента раствора радионуклида перед началом промывки колонки нагрев прекращают и промывку проводят при комнатной температуре после соответствующего охлаждения теплообменника. Применение повышенной температуры при сорбции радионуклида способствует формированию более узкой адсорбционной зоны (см. фиг. 1), что сокращает необходимое количество сорбента и улучшает потребительские качества устройства. После промывки и сушки колонки иглы 3 и 4 закрывают транспортными колпачками. Работа устройства осуществляется у потребителя при комнатной температуре путем пропускания раствора элюента через систему трубопровод элюента - колонка - трубопровод элюата с помощью вакуумных флаконов. При этом происходит отделение дочернего радионуклида (в частности, индия-113m) от материнского (олово-113) с высокой эффективностью и обеспечивается получение элюата с высокими показателями качества (см. таблицу 3).

Пример конструктивного исполнения генератора по заявляемому способу получения стерильных радионуклидов. Рассмотрен первый вариант реализации устройства. Активность колонки с радионуклидом, например оловом-113m, составляет 0,5 Ки. В качестве материала радиационной защиты выбран свинец толщиной около 30 мм. Высота колонки 100 мм. В качестве нагревательного элемента выбрано углеродистое волокно с изоляцией из кремнийорганической резины. Диаметр нагревательного элемента по изоляции составляет 2 мм. Нагревательный элемент намотан в виде бифилярной навивки на длине колонки 35-40 мм от входа элюента в колонку, остальная часть колонки является фильтром длиной 60-65 мм. Диаметр колонки составляет 16 мм. Установленная мощность нагревательного элемента составляет около 400 Вт, потребляемая мощность - 10-50 Вт. Температура сорбента в колонке при зарядке генератора колеблется от 60 до 65^oC. Температуру зарядки генератора контролируют термоэлектрическим преобразователем (ТЭП) из меди и константана. Диаметр ТЭП по термоэлектродам составляет 0,8 мм. Горячий спай ТЭП размещен на корпусе колонки под нагревательным элементом. Адсорбцию изотопа олова-113m в колонке (зарядку генератора) осуществляли в течение 1 часа при вышеприведенных параметрах мощности нагревательного элемента и температуре. Контрольные испытания качества элюатов - "Хлоридных комплексов индия (^113mIn) из генератора", полученных после зарядки генератора, показали полное их соответствие требованиям Российской Фармакопеи.

Использование изобретения позволит оптимизировать радиационную защиту, обеспечить стерильность генератора, а также улучшить качество элюата, получаемого из устройства.

Литература

1. Technetium-99m generator. Production versus quality. Отчет МАГАТЭ IAEA-SR-131/48), 1986, 18 стр.

2. Патент ГДР N 209171, МПК C 01 G 57/00. Генератор радионуклидов для получения чистого технеция-99m. Опубл. 25.04.84.