Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Производство радионуклидов медицинского назначения на ядерном реакторе средней мощности. Учебное пособие
.pdf
31
Рисунок 1.5.4 – Фрагмент спектра с 99Мо
По высоте пика оценивается удельная активность раствора, а по
ширине пика делается вывод об отсутствии других примесей радионуклидов.
2. Производство
125
J
2.1 Характеристика
125
J
Радионуклид
125
J (Т
1/2
= 59.4 сут, Еβ = 27 - 35 кэВ) применяется
для лечения рака предстательной железы (брахиотерапии). Применяется в виде закрытых микро-источников для введения внутрь опухоли через миниатюрные полые иглы. Поскольку энергия излучения
мала, область воздействия на ткани ограничена. Таким образом, требуется разместить источники как можно ближе к опухоли. Например: схема устройства микро-источника компании ООО «БЕБИГ»
представлена рисунке 2.1.1.
Рисунок 2.1.1 – Схема устройства микро-источника с
125
J
32
Закрытый источник ионизирующего излучения (ИИИ) представ-
ляет собой запаянный лазерной сваркой с обоих торцов цилиндр из
медицинского титана размером 4.5х0.8 мм, внутри цилиндра находится золотая проволока – рентгеновский маркер и радионуклид
125
J
в виде йодида серебра, находящийся в пористой алюмооксидной керамике [7].
2.2 Способ получения
125
J
Существуют несколько способов получения радионуклида
125
J.
− Выделение
125
J из газообразной смеси осколков деления при
облучении мишени с урансодержащим материалом;
− Облучение газообразного
124
Xe с последующим выделением
125
J из смеси газов.
Первый способ имеет ряд недостатков, не позволяющих его при-
менять для коммерческого производства. Это и малый выход целевого радионуклида при делении (γ
вых
≈ 0.1 %), технологически слож-
ное отделение
125
J из смеси йодов и осколков деления.
Второй способ получения является
125
J наиболее приемлемым.
Существуют две возможности производства данного радионуклида.
1. Имеется автономный газовый контур (эксперименталь-
ная петля), который проходит через активную зону реактора.
Принципиальная схема газового контура представлена на ри-
сунке 2.2.1.
Рисунок 2.2.1 – Схема газового контура для производства
125
J
Экспериментальный канал (1), представляющий собой «трубку
Фильда» установлен в активной зоне реактора. Внутри канала установлен картридж (2) из стойкого к излучению и температуре материала. В нем сорбируется и удерживается изотоп
124
Хе. После облу-
33
чения газовая смесь с
125
J поступает по транспортным газовым ком-
муникациям в бокс (4) где и происходит удержание его в щелочной
ловушке. Далее происходит очистка и выделение целевого радионуклида
125
J. Оставшийся непрореагировавший изотоп
124
Хе возвра-
щается обратно в картридж для последующего облучения.
2. Мишень с газообразным, жидким
124
Хе или его твердым
соединением с фтором XeF2 облучается в экспериментальном канале
(ЭК) реактора.
Трудность состоит о получении радионуклида без посторонних
примесей
137
Cs,
126
J,
124
Хе,
125
Хе и др. Это достигается подбором оп-
тимального режима облучения мишени, последующей временной
выдержкой, очисткой и т.д.
3. Производство
131
J
3.1 Характеристика
131
J
Радионуклид
131
J (Т
1/2
= 8.02 сут, Еβ = 0.97 МэВ).
131
J используется в качестве радиоактивной метки для диагно-
стики широкого спектра онкозаболеваний (щитовидная железа, печень, сердце и т.д.). В настоящий момент расширение производства
радионуклида медицинского назначения
131
J для диагностики и ле-
чения онкозаболеваний по-прежнему является актуальным.
3.2 Способ получения
131
J
131
J является дочерним продуктом β−-распада нуклида
131
Te (пе-
риод полураспада последнего составляет 25.0 мин):
131
J имеет период полураспада 8.02 суток и явля-
ется бета- и гамма-радиоактивным. Он распадается с испусканием β-частиц с максимальной энергией 0.807 МэВ (наиболее вероятны каналы бета-распада с максимальными энергиями 0.248, 0.334
и 0.606 МэВ и вероятностями соответственно 2.1 %, 7.3 % и 89.9 %),
а также с излучением γ-квантов с энергиями от 0.08 до 0.723 МэВ
(наиболее характерная гамма-линия, используемая на практике для
идентификации
131
J , имеет энергию 364.5 кэВ и излучается в 82 %
распадов); излучаются также конверсионные электроны и рентгеновские кванты. При распаде
131
J превращается в стабильный
131
Xe:
34
Основная цепочка реакций, приводящих к образованию
131
I, при-
ведена на рисунке 3.2.1.
Рис. 3.2.1 Основная цепочка реакций, приводящих к образованию
131
J
В начале производства мишень представляла собой набор квар-
цевых ампул устанавливаемых в перфорированный блок-контейнер.
Мишень устанавливалась в глухой вертикальный экспериментальный канал с естественным охлаждением на периферии активной
зоны. Оксид теллура в виде порошка помещается в кварцевую ампулу и устанавливается в виде гирлянды в алюминиевой фольге в
блок-контейнер для облучения. Он устанавливается в «глухой» вертикальный экспериментальный канал на периферии активной зоны
реактора.
Рисунок 3.2.2 – Мишень для наработки
131
J в разрезе
35
4. Производство осколочного
131
J
4.1 Способ получения
131
J
Осколочный
131
J применяют в основном для терапии онкозаболе-
ваний. Так как произвести очистку его от других сопутствующий радионуклидов йода произвести трудоемко, то наличие их в исследуемом органе ухудшает картину диагностики пациента. Терапия же в
данном случае производится успешно. Самый распространенный
способ получения осколочного
131
J реализуется при делении
235
U
как мишенного материала. Осколки деления, образующиеся при
облучении делящегося материала, в том числе
235
U тепловыми
нейтронами, представляют собой элементы с массовыми числами от
72 до 161. Образуются два осколка неравной массы с наиболее веро-
ятным соотношением масс 2:3, например: 93 и 140. Легкие и тяжелые продукты деления образуются в 99% деления ядер. Общий вид
зависимостей вероятностей выхода продуктов деления как функции
массового числа для U
235
показан на рисунке 4.1, еще её называют
«двугорбая» кривая [2]. В результате деления образуются две
группы элементов – продуктов деления: легкие с массовыми числами от 72 до 110 и тяжелые с массовыми числами от 125 до 160.
Рисунок 4.1.1 – Выход продуктов деления U
235
на тепловых нейтронах
Каждому максимуму на кривых (рис. 4.1), а это около 6%, соот-
ветствуют девять наиболее распространенных элементов: первому
максимуму – нуклиды криптона, стронция, иттрия, циркония, ниобия, молибдена, технеция, рутения и родия (38.5%); второму – нуклиды теллура, йода, ксенона, цезия, бария, церия, празеодима,
неодима и самария (32.8%).
36
Таким образом, при облучении мишени с урансодержащим мате-
риалом тепловыми нейтронами образуется от делящихся ядер около
6%
131
J. Причем данный радионуклид может являться побочным
продуктом, например, при производстве 99Мо (см. Главу 1). Основ-
ная технологическая трудность состоит в улавливании газообразных
продуктов деления в смеси с РБГ, а затем отделение различных йодов на специализированных угольных ловушках. Далее из семейства
йодов выделяется целевой радионуклид
131
J. Основная особенность
осколочного
131
J - его дешевизна. Поскольку он получается как по-
бочный продукт, то себестоимость его получения намного ниже, чем
у
131
J полученного при облучении из теллуровой мишени (см. Главу
3). При том, что медицинские учреждения заказывают два вида
131
J
(теллуровый и осколочный) для диагностик и терапии цена его может существенно различаться.
5. Производство
133
Xe
5.1 Характеристика
133
Xe
Радионуклид
133
Xe (Т
1/2
= 5.24 сут, Еβ = 0.3 МэВ, Еγ = 0.08 МэВ).
133
Xe применяют в основном в качестве радиодиагностического
средства для исследования регионарного мозгового кровотока, регионарной артериально-капиллярной перфузии легких при различных
патологических состояниях бронхолегочной системы, тканевого
кровотока, миокардиального кровотока.
5.2 Способ получения
133
Xe
Радионуклид
133
Xe получается при облучении мишени с урансо-
держащим материалом аналогично производству осколочного
131
J
(см. Главу 4). Вероятность выхода
131
J при делении ядра урана теп-
ловыми нейтронами составляет также около 6 %. Основная техноло-
гическая трудность состоит в улавливании
133
Xe, так как он является
инертным газом и не вступает в химические реакции с веществами
фильтров, через которые пропускается смесь газообразных продуктов деления. Поэтому здесь применяется иной подход. Так как газообразные продукты имеют различные физические свойства, то это
положено в основу сепарации целевого радионуклида
133
Xe.
Сначала из смеси газообразных продуктов деления отделяют
йодную составляющую на противойодных фильтрах (см. рис. 4.2).
37
Затем высаживают
133
Xe на специализированный сорбент a филь-
трах-ловушках. Для надежного удержания газа ловушки охлаждают
жидким азотом. Основная технологическая схема выделения осколочного
133
Xe представлена на рисунке 5.1.1.
Рисунок 5.1.1 – Основная технологическая схема выделения осколочного
133
Xe
6. Производство
153
Sm
6.1 Характеристика
153
Sm
С 2000-х годов в ядерной медицине широко применяют радио-
фармпрепарат (РФП)
153
Sm-оксабифор. Единственный производите-
лем в РФ является АО «НИФХИ им. Л.Я. Карпова» (г. Обнинск). Сочетание β- и γ-излучения в спектре препарата, относительно короткий период полураспада, составляющий 46.3 ч, а также невысокая
энергия излучения 0.81 МэВ позволяет резко сократить радиационную нагрузку на организм по сравнению с другими препаратами.
Данные свойства
153
Sm сделали его одним из самых востребованных
РФП для паллиативного (противоболевого) лечения множественного метастатического поражения скелета.
Терапевтическое действие
153
Sm-оксабифора определяется его β-
излучением, а наличие в его спектре гамма-составляющей позволяет
регистрировать накопление и распределение препарата в патологических очагах при помощи гамма-камеры и таким образом осуществлять мониторинг проводимой терапии [5]. Кроме того, препарат показал высокую эффективность при лечении ревматических заболеваний.
38
Таблица 6.1.1 – Основные характеристики РФП
153
Sm, применяющегося для ле-
чения костных метастазов
РФП
Энергия
β-излучения
(MeV) (max/min)
Энергия
γ-излучения
(MeV) (%)
Проникающая
способность в
мягких тканях
(mm) (max/min)
153
Sm-EDTMP
0.81/0.23
0.103 (28)
0.6
6.2 Способ получения
153
Sm
Для получения радионуклида
153
Sm используется n → γ реакция.
152
Sm + n =
153
Sm + γ
Для компонента мишени
152
Sm используется в виде порошка
SmCl3 природного обогащения по изотопу Sm. Порошок помещают
в кварцевую ампулу, которая устанавливается в блок-контейнер для
облучения образцов.
Облучение происходит в «глухом» вертикальном эксперимен-
тальном канале реактора в потоке тепловых нейтронов около 5·10
13
нейтр/см2·сек. Энерговыделение в мишени незначительное, что позволяет использовать охлаждение за счет естественной циркуляции
охлаждающей среды (дистиллята) в экспериментальном канале.
7. Производство 59Fe
7.1 Характеристика 59Fe
Радиофармпрепарат 59Fe предназначен для диагностики злокаче-
ственных опухолей молочной железы на ранних стадиях. В ряде случаев он может применяться не только как диагностическое, но и как
терапевтическое средство для лечения доброкачественных и злокачественных новообразований. Указанный препарат представляет собой радиоактивный нуклид 59Fe, обладающий активностью -излучения не менее 0.5 мКи на одну дозу препарата. Особенностью 59Fe
является способность накапливаться в молочной железе, поэтому на
специализированной спектроскопической аппаратуре можно обнаружить распределение данного радионуклида в зависимости от
плотности ткани. Чувствительность данного метода в несколько раз
выше, чем у рентгенографического, что позволяет диагностировать
опухоли на ранних стадиях заболевания. Это позволяет избежать
39
операционного вмешательства в организм и использовать другие
альтернативные методы лечения опухолей молочной железы.
В АО «НИФХИ им. Л.Я. Карпова» (г. Обнинск) начато производ-
ство 59Fe в таблетках начиная с 2004 года.
Проведем сравнительный анализ РФП 59Fe и традиционного ме-
тода момографии (ренгенография), используемого в клиниках на
настоящий момент. Результаты анализа представлены в таблице
7.1.1.
Таблица 7.1.1 – Преимущества и недостатки РФП 59Fe
Характеристики
59
Fe
Момография
(рентгеновская)
Преимущества
Способ облучения
Только внутренне
Внутренне и внешнее
Стадия обнаружения
(диагностики)
Ранняя стадия
Средняя и поздняя стадия
Возможность терапии
Есть
Нет, нужен дополнительный курс облучения
Недостатки
Время диагностирования
10 дней
1 день
Необходимость выведения радионуклидов
естественным путем
Да, естественные радионуклидный распад
Т
1/2
= 44.5 сут.
Нет
В настоящее время наблюдается отсутствие динамики развития
процедур с помощью 59Fe. Это, вероятнее всего, связано с недостаточным развитием специализированных диагностических приборов,
а также возможностью диагностики альтернативными (нерадионуклидными) методами.
7.2 Способ получения 59Fe
59
Fe можно получить путем облучения природного железа или
его окиси тепловыми нейтронами. Для получения радионуклида 59Fe
используется n → γ реакция.
58
Fe + n = 59Fe + γ
Природное содержание изотопа 58Fe в природе составляет 0.31%,
а сечение данной ядерной реакции (1.01 барн).
40
Радиоактивный изотоп 59Fe (период полураспада составляет 44.5
сут.) распадается с испусканием сложного спектра β -излучения, основные две составляющие которого (46% и 53%) обладают максимальной энергией 0.274 МэВ и 0.467 МэВ, а также гамма-излучения,
содержащего 7 линий, из которых наиболее интенсивны три обладающие энергией 0.192 (2.8%), 1.099 (56%) и 1.29 МэВ (44%) [6].
Препарат представляет собой драже, в которых содержится изо-
топ 59Fe для перорального применения. Внешний вид продукта
представлен на рисунок 7.2.1.
Рисунок 7.2.1 – Ампула с драже 59Fe
Подготовленные к облучению таблетки (см. рис. 7.2.1) загружа-
ются в специальное устройство – блок-контейнер и затем помещаются в вертикальный экспериментальный канал (ВЭК) реактора
ВВР-ц. Канал представляет собой трубу с заваренным днищем расположенную на периферии активной зоны реактора. В один блокконтейнер можно поместить кварцевую ампулу с таблетками до 200
шт. Количество ВЭК, в которых можно производить облучение, при
остановке производства остальных радионуклидов – 8 шт. В каждый
канал может быть помещено по два блок-контейнера. Таким образом, при еженедельной работе в год с кампанией реактора до 100
часов, на реакторе можно теоретически произвести до 2.5 млн. шт. в
год.
8. Производство 14С
8.1 Характеристика 14С
Образование радионуклида 14С осуществляется по ядерной реак-
ции 14N(n, р)14C при облучении мишеней в ядерном реакторе потоком нейтронов. Для приготовления мишеней используются различные соединения азота.
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]