Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Центры ядерных исследований и технологий основные требования, существующий статус и перспективы развития. Учебное пособие
.pdf
31
высокопоточных ядерных реакторов, в связи с их значительной стоимостью, приведёт к увеличению затрат на производство 99Mo.
Другой существенный недостаток, как упомянуто выше, состоит
в том, что получаемый по этой реакции активационный 99Mo, имеет
очень низкую удельную активность, потому что образовавшийся
продукт в основном состоит из 98Мо [3]. В этом случае для генера-
тора
99m
Tc потребуются большие колонки и, соответственно, раз-
меры медицинского генератора тоже станут больше, и в результате
увеличится вес и размеры защитного радиационного контейнера.
Кроме того, для элюирования
99m
Tc из колонки понадобится боль-
шой объем жидкости, а это приведет к необходимости изменить состав наборов к
99m
Tc, сократится эксплуатационный ресурс генера-
тора в связи с потенциальной возможностью более высокого проскока молибдена и потребителям придется покупать дополнительные генераторы. В таблице 1.2.3.1.2 приведены сравнительные характеристики осколочного и активационного способов.
Таблица 1.2.3.1.2 – Сравнительные характеристики способов получения 99Mo
(осколочного и активационного)
235
U (n,f) 99Mo
98
Mo (n,γ) 99Mo
Высокая удельная активность 99Mo
Низкая удельная активность 99Mo
Обогащение мишени по
235
U
Очень высокое обогащение мишени по
98
Mo
Сложная химическая переработка
Простая химическая переработка
Специализированная линия переработки
Высокий поток тепловых нейтронов
Высокоактивные отходы
Минимальное количество отходов
Выход активационного 99Mo можно увеличить в несколько раз,
если реакцию активации проводить надтепловыми нейтронами с
энергией 425-500 эВ. Для этих энергий сечение реакции активации
увеличивается до 700±30 мбарн. Но и в этом случае все перечислен-
ные недостатки полностью не преодолеваются. В Томске (НИИ
ядерной физики при Томском политехническом университете) реализован этот способ получения 99Mo, но вместо генератора
99m
Tc с
хроматографической колонкой используют экстракционный генератор [4].
32
Основной объем мирового производства 99Мо осуществляется по
делительному способу. Основные производители до сих пор используют высокообогащенный уран (более 90%). Выход 99Мо в реакции
деления составляет 6,1% [5]. Общая активность облученной мишени
существенно (более чем в десять раз) превышает активность 99Мо. В
таблице 1.2.3.1.3 представлены основные осколочные радионуклиды, образующиеся наряду с 99Мо [5].
Таблица 1.2.3.1.3 – Основные осколочные радионуклиды (кроме 99Mo), образующиеся после облучения
235
U через 6 суток
Радио-
нуклид
Т
1/2
, сут
Выход, %
Относительная активность
Ax/A
99
Mo
через сутки
через двое су-
ток
89
Sr
50,55
4,84
0,102
0,130
91
Sr
0,395
5,54
0,277
0,062
91m
Y
0,0347
дочерний 91Sr
0,159
0,036
91
Y
58,51
дочерний 91Sr
0,113
0,144
95
Zr
63,98
6,5
0,109
0,139
95
Nb
35,05
дочерний 95Zr
0,013
0,016
103
Ru
39,06
3,04
0,081
0,102
106
Ru
36,7
0,39
0,001
0,001
103
Rh
0,039
дочерний
103
Ru
0,081
0,102
131m
Te
1,25
0,286
0,011
0,008
132
Te
3,25
4,29
0,677
0,704
131
I
8,04
2,89
0,288
0,34
132
I
0,096
дочерний
132
Te
0,677
0,704
133
I
0,845
6,7
0,794
0,450
135
I
0,278
6,31
0,141
0,015
133
Xe
5,29
6,7
0,868
0,98
135
Xe
0,381
6,55
0,287
0,06
140
Ba
12,79
6,29
0,448
0,546
140
La
1,68
дочерний
140
Ba
0,378
0,322
141
Ce
32,38
5,84
0,187
0,235
143
Ce
1,404
5,95
0,926
0,727
147
Nd
11,06
2,23
0,178
0,215
Наличие большого количества осколков деления обуславливает
реализацию процесса выделения 99Mo, что является сложной радиохимической задачей. Основные производители используют урано-
33
вые мишени, имеющие различную конструкцию и различный состав. Для выделения 99Mo из облученных урановых мишеней в ос-
новном используют два метода: щелочное и кислотное растворение.
В обзорной статье приводятся основные схемы переработки урановых мишеней [6].
Получение
131
I
Радионуклид
131
I (Т
1/2
= 8.02 сут, Еβ = 0.97 МэВ) наиболее широко
применяется в терапии и производится в больших количествах. Его
обычно получают двумя путями: выделением из соединений теллура, облученных нейтронами, либо извлечением из смеси продуктов деления урана.
Рисунок 1.2.3.1 – Цепочка превращений
130
Те
При облучении нейтронами природного теллура образуется ряд
изотопов теллура, из которых три (
127
Te,
129
Te,
131
Te) путем β-распада
превращаются в изотопы йода. Распад
127
Te приводит к образованию
стабильного
127
I. Радионуклид
129
Te превращается в очень долгожи-
вущий
129
I (Т
1/2
= 1,72·107 лет), активностью которого при обычных
временах облучения можно вполне пренебречь. Радионуклид
131
Te
также подвергается β-распаду и превращается в радиоактивный
131
I.
В препарате радиоактивного йода, выделяемого из облученного теллура, содержится около 30 мас.%
131
I, остальное приходится на долю
стабильного
127
I и долгоживущего
129
I, поэтому обычно в производ-
стве
131
I в качестве стартового материала используют обогащенный
130
Te (рисунок 1.2.3.1).
Во всем мире (в том числе и в России) в производстве
131
I из об-
лученного
130
Te используют сублимационные технологии. Метод су-
34
хой отгонки - это метод выделения
131
I из облученного TeO2 без рас-
творения мишени. Навеску TeO2 облучают в кварцевой ампуле, которая затем помещают в печь, нагретую до 680-700°С. Одновременно через сосуд пропускают поток газа, уносящего
131
I, который
поглощается раствором щелочи. Метод позволяет подвергать TeO2
повторному облучению после извлечения
131
I, хотя при нагревании
может происходить спекание TeO2 и после повторного облучения
выход
131
I может снижаться.
Существенную роль в процессе получения
131
I играет состав рас-
твора, в котором поглощаются пары
131
I. Чтобы стабилизировать
131
I
в химической форме йодида, раствор должен иметь щелочную реакцию и содержать определенную долю защитного восстановителя
(обычно тиосульфат и/или сульфит). Как показали специальные исследования, при хранении растворов
131
I с объемной активностью
более 1500 МБк/мл
131
I без восстановителя в результате радиолиза
превращается в йодат и элементарный йод. Позже было установлено, что для предотвращения радиолиза растворов
131
I можно при-
менять карбонатные среды, что в настоящее время и делается в производстве высокоактивных препаратов
131
I.
Получение 90Y
Интерес к использованию препаратов 90Y не снижается, хотя он
был одним из первых радионуклидов, используемых для терапии открытыми источниками радионуклидов. Это обусловлено достаточно
удобным в терапевтическом отношении ядерно-физическими характеристиками радионуклида - период полураспада 64.2 ч и максимальная энергия -распада 2.27 МэВ.
Изначально 90Y получали облучением нейтронами природных со-
единений иттрия в реакторе. Однако максимальное значение удельной активности 90Y, получаемого по реакции 89Y(n,)90Y, ограничивается сравнительно небольшим сечением активации (1.26 барн). Этот
способ применяют для приготовления препаратов 90Y, представляющих собой суспензии различной степени дисперсности, для лечения
опухоли печени, ревматоидных артритов и др.
Для приготовления препаратов на основе антител или пептидов,
используемых в современной радионуклидной диагностике, в качестве исходного материала необходим солянокислый раствор 90Y без
носителя, который образуется в результате распада 90Sr:
35
Радионуклид 90Sr выделяют в качестве побочного продукта при
переработке облученного урана (отработавшего топлива энергетических реакторов), поэтому этот РН относительно дешев. После доочистки 90Sr может быть использован для изготовления генератора
90
Sr/90Y.
Получение
177
Lu
В последнее десятилетие радионуклид
177
Lu считают одним из
перспективных для радионуклидной терапии с использованием меченых антител и пептидов. Его получают облучением в реакторе
обогащенного до 95 %
176
Lu (содержание в природной смеси - 2,6 %).
Сечение реакции
176
Lu(n, γ)
177
Lu на тепловых нейтронах 2100 барн,
и в потоке плотностью 1014 нейтр./см2·с1 при облучении в течение
100 часов можно получить 20-25 Ки/мг Lu, т.е. достаточно высокое
значение удельной активности. Однако при облучении природного
или обогащенного лютеция неизбежно образуется примесь долгоживущего
177m
Lu (Т
1/2
=160 сут), поэтому в настоящее время в произ-
водстве
177
Lu без носителя во многих странах используют реакцию
176
Yb(n, γ)
177
Yb(- β-)
→
177
Lu.
С учетом достоинств и недостатков обеих схем в России в
НИИАР (Димитровград) выбрана схема получения
177
Lu, связанная
с облучением в нейтронной ловушке реактора СМ-3 [7] иттербия,
обогащенного по изотопу
176
Yb и содержащего минимальное коли-
чество
174
Yb (менее 1 мас.%). Такая схема позволяет получать препа-
рат
177
Lu с удельной активностью, близкой к теоретически возмож-
ной (более 100 кКи на 1 г Lu). Для выделения
177
Lu из таких мишеней
и его очистки была разработана ионообменная технология с использованием α-гидроксиизобутирата аммония; коэффициент очистки на уровне 5·104 при потере целевого компонента не более 10 %.
Адаптированные режимы очистки целевого компонента (как сырья
для получения радиофармацевтических форм) от неактивных примесей, в частности от ионов Fe3+, позволили получать препарат с содержанием данной примеси менее 1 мкг/1 Ки
177
Lu. Сравнение раз-
личных схем получения
177
Lu представлено в работе [8]. Методы вы-
деления
177
Lu из облученных мишеней описаны в работах [4,9].
36
Получение
153
Sm
Радионуклид
153
Sm относится к β-излучателям (Еβ = 226 кэВ) с
периодом полураспада 46,3 часа.
153
Sm излучает также γ-кванты (Еγ
= 103 кэВ) [3]. Это позволяет проводить сцинтиграфию и визуали-
зировать накопление радионуклида в скелете. Короткий период полураспада позволяет использовать высокие активности, обеспечивая
более раннее наступление клинического эффекта.
Его получали облучением обогащенного по
152
Sm хлорида сама-
рия в каналах ядерного реактора ВВР-ц. Сечение захвата тепловых
нейтронов по реакции
152
Sm (n,γ)
153
Sm составляет 210 барн.
Для получения радионуклида
153
Sm используется реакция
152
Sm(n,γ)
153
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∙1013
нейтр./см2·с.
Получение
125
I
Радионуклид
125
I (Т
1/2
= 59,4 сут., Еβ = 23 - 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 1.2.3.2.
Рисунок 1.2.3.2 – Схема устройства микроисточника с
125
I
37
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
I
в виде йодида серебра, находящийся в пористой алюмооксидной керамике [9].
Способ получения
125
I
Существуют несколько способов получения радионуклида
125
I:
- выделение
125
I из газообразной смеси осколков деления при об-
лучении мишени с урансодержащим материалом;
- облучение газообразного
124
Xe с последующим выделением
125
I
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
I из смеси изотопов йода и осколков деления.
Второй способ получения является
125
I наиболее приемлемым.
Существуют две возможности производства данного радио-
нуклида.
1. Имеется автономный газовый контур (экспериментальная
петля), который проходит через активную зону реактора.
Принципиальная схема газового контура представлена на ри-
сунке 1.2.3.3.
Рисунок 1.2.3.3 – Схема газового контура для производства
125
I (1 - петлевой
канал в активной зоне реактора, 2 - сорбент, 3 - газовые коммуникации, 4 - бокс
выделения)
38
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-
чения газовая смесь с
125
I 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
I. Оставшийся непрореагировавший изотоп
124
Хе возвра-
щается обратно в картридж для последующего облучения.
2. Мишень с газообразным, жидким
124
Хе или его твердым соеди-
нением с фтором XeF2 облучается в экспериментальном канале (ЭК)
реактора.
Трудность состоит о получении радионуклида без посторонних
примесей
137
Cs,
126
I,
124
Хе,
125
Хе и др. Это достигается подбором оп-
тимального режима облучения мишени, последующей временной
выдержкой, очисткой и т.д.
Получение
133
Xe
Характеристика
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.
Способ получения
133
Xe
Радионуклид
133
Xe получается при облучении с урансодержащей
мишени. Основная технологическая трудность состоит в улавливании
133
Xe, так как он является инертным газом и не вступает в хими-
ческие 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. Затем высаживают
133
Xe на специализированный сорбент в фильтрах-ловушках.
39
Для надежного удержания газа ловушки охлаждают жидким азотом.
Основная технологическая схема выделения осколочного
133
Xe пред-
ставлена на рисунке 1.2.3.4.
Рисунок 1.2.3.4 – Принципиальная технологическая схема выделения осколоч-
ного
133
Xe
1.2.3.2 Производство радиофармпрепаратов
Использование радиофармацевтических препаратов для визуали-
зации функции органов и патологических состояний – это уникальная особенность ядерной медицины. В отличие от других методов
визуализации, таких как компьютерная томография (КТ), магнитнорезонансная томография (МРТ) и ультразвуковое исследование
(УЗИ), исследования ядерной медицины способны сопоставить физиологическую функцию и метаболическую активность, тем самым
предоставляя более конкретную информацию о функции органов
или их дисфункции [10]. Сопоставление распределения радиофармпрепарата в организме позволяет получить изображение функциональной морфологии органов неинвазивным способом, что играет
важную роль в диагностике многих распространенных заболеваний,
связанных с нарушением нормальной работы органов, а также при
выявлении некоторых видов рака. Широкое использование и растущие потребности в этих методах напрямую связаны с развитием и
наличием широкого спектра специфических радиофармацевтических препаратов.
Радиофармацевтический препарат представляет собой медицин-
скую лекарственную форму, содержащую изотоп, который безопасен при введении человеку с лечебной или диагностической целью.
после угольной ло-
вушки
в фильтровентиля-
ционную систему
Извлечение
133
Хе
Фильтр-ловушка
133
Хе
Охлаждение жид-
ким азотом
40
Производство радиофармпрепаратов, в отличие от обычных фармакологических препаратов, все еще осуществляется в небольших масштабах, а внедрение руководящих принципов GMP, применимых к
фармацевтической промышленности, является сложным и дорогостоящим. Обеспечение соблюдения требований GMP является сложной задачей для производителя малого масштаба, как это предполагает заботу о нескольких аспектах до, в процессе и после производства. К ним относятся обучение квалифицированного персонала, использование контролируемых материалов и процедур, наличие аттестованного оборудования, производство продукции в обозначенных
чистых зонах, применение валидации процессов и аналитических
методов, полная документация процесса и выпуск готового изделия
квалифицированным специалистом. Применение требований к чистым помещениям в радиоизотопных лабораториях в целом и в горячих камерах, в частности, технически требует совместимости с
требованиями как радиологической, так и фармацевтической безопасности.
Основным этапом создания РФП является синтез меченого со-
единения, обладающего необходимыми биологическими свойствами, т.е. способного накапливаться в том или ином органе или
системе, и содержащего РН. Для получения РФП необходимо разработать состав лекарственной формы, технологию её изготовления и
методы контроля качества, которое должно сохраняться в течение
срока годности РФП. Важной особенностью синтеза, очистки и анализа РФП является наличие высоких уровней радиоактивности РН с
коротким периодом полураспада. Поэтому безопасность производства, возможность автоматизации стадий производства, применение
экспресс-методик являются определяющими факторами при выборе
схемы получения РФП.
Лекарственная форма - это придаваемое лекарственному сред-
ству удобное для применения состояние, при котором достигается
необходимый лечебный эффект. Большинство РФП представляют
собой лекарственные формы для инъекций - стерильные лекарствен-
ные формы для парентерального применения в виде растворов, суспензий, эмульсий, а также твердых лекарственных веществ (главным образом, лиофилизатов), которые пере применением раство-
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]