Способ получения радионуклидов th-228 и ra-224 для производства терапевтического препарата на основе радионуклидов bi-212

Способ получения радионуклидов th-228 и ra-224 для производства терапевтического препарата на основе радионуклидов bi-212

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Область техники

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов, применяемых в ядерной медицине.

Уникальные физические свойства α-излучающих нуклидов: большая энергия α-частиц (5-8 Мэв), короткий пробег α-частиц в биологических тканях (десятки микрон), высокий уровень энерговыделения в области локализации распадающихся нуклидов предопределили их широкое применение в терапии онкологических заболеваний. Меченые α-излучающими нуклидами моноклональные антитела и пептиды позволяют адресно доставлять α-излучающие нуклиды к злокачественным образованиям, обеспечивая их селективное облучение с минимальной лучевой нагрузкой на окружающие доброкачественные ткани.

Настоящее изобретение может быть использовано для создания генератора α-излучателей радий-224/висмут-212. При этом радий-224 может быть получен из генератора торий-228/радий-224.

Предметом изобретения является способ получения тория-228 в объемах, способных удовлетворить все существующие и прогнозируемые потребности в α-излучателях для ядерной медицины.

Предшествующий уровень техники

Все используемые в настоящее время в ядерной медицине радионуклиды получают путем облучения различного типа мишеней заряженными частицами или нейтронами, соответственно на ускорителях или в ядерных реакторах. Одним из наиболее перспективных направлений в современной ядерной медицине является использование α-излучателей в точечной радиоиммунотерапии.

Известно, что для целей радиоиммунотерапии эффективно использование α-излучающих радионуклидов висмут-213 и висмут-212 [В.А.Халкин, В.В.Цупко-Ситников, Н.Г.Зайцева. «Радионуклиды для радиотерапии. Актиний-225; свойства, получение, применение». Радиохимия. 1997, т.39, №6, стр.481-490], α-частицы которых имеют короткий пробег (50-90 мкм) и высокие линейные потери энергии (˜80 кэВ/мкм) в биологических тканях. Терапевтический эффект от использования висмута-213 и висмута-212 примерно одинаков. Однако из-за присутствия в цепочке распада висмута-212 радионуклида талий-208, испускающего при своем распаде высокоэнергетические γ-кванты (Е_γ=2.6 МэВ), при работе с висмутом-212 необходимо создание адекватной защиты для персонала, и, вследствие этого, предпочтение при прочих равных условиях пока отдается висмуту-213.

Вместе с тем, если будет предложен способ получения относительно дешевого висмута-212 в объемах, значительно превосходящих возможности получения висмута-213, приоритеты в выборе α-излучателя могут измениться в пользу висмута-212.

Ближайшими долгоживущими предшественниками висмута-212 в цепочке распада являются радий-224 с периодом полураспада 3.7 дня и торий-228 с периодом полураспада 1.9 года. Следовательно, для получения висмута-212 необходимо создание генераторной системы Th-228/Ra-224/Bi-212. Основой для создания такой системы является получение тория-228.

На фиг.1 представлена соответствующая цепочка радиоактивного распада [В.М.Савинов, В.Б.Павлович, А.А.Котовский и др. «Контроль технологических процессов при разработке медицинских генераторов Ac-225-Bi-213 и Ra-224-Bi-212 альфа и гамма-спектрометрическими методами». Известия ВУЗов. Ядерная энергетика, №3, стр.119, 2003].

Известен способ получения радионуклида торий-228 [В.М. Савинов, В.Б.Павлович, А.А.Котовский и др. «Контроль технологических процессов при разработке медицинских генераторов Ac-225-Bi-213 и Ra-224-Bi-212 альфа и гамма-спектрометрическими методами». Известия вузов. Ядерная энергетика, №3, стр.119, 2003], заключающийся в радиохимическом выделении тория-228 из «старых» запасов урана-233, в котором всегда присутствует примесь урана-232, дочерним продуктом распада которого является торий-228. Однако рассчитывать на широкое вовлечение урана-233 (и, соответственно, сопутствующего урана-232) в процесс производства тория-228 не приходится.

Известен также способ [Патент РФ №2210125 «Способ получения радионуклида торий-229 - стартового материала для производства терапевтического препарата на основе радионуклида висмут-213». Авторы: Чувилин Д.Ю., Ильин Е.К., Марковский Д.В.], в котором проводят облучение протонами на циклотроне или протонном линейном ускорителе мишени из тория-230, представляющего собой продукт естественного распада урана-238 и выделяемого как побочный продукт при переработке урановых руд. Торий-228 может быть получен в результате пороговой ядерной реакции ²³⁰Th(р,p2n)²²⁸Th.

К недостаткам данного способа можно отнести необходимость изготовления сырьевого материала торий-230 из отвалов обогатительного уранового производства, так как в готовом виде в настоящее время промышленностью он не выпускается, необходимость использования дорогостоящей энергоемкой ускорительной техники, незначительный выход конечного продукта тория-228. Скорее всего, потребует не малых усилий разработка циклотронной мишени и, возможно, технологии ее регенерации. И, как итог, низкая рыночная привлекательность тория-228, получаемого данным способом.

В качестве прототипа выбран способ получения тория-228, заключающийся в облучении в высокопоточном реакторе мишени из радия-226, в которой в результате двукратного захвата нейтронов накапливается торий-228 [В.Ю.Баранов, Н.С.Марченков «Нуклидная программа РНЦ «Курчатовский Институт»: прошлое, настоящее, будущее». Конверсия в машиностроении, 2000, №3, стр.38-47]. Стартовый радионуклид радий-226 представляет собой продукт естественного распада урана-238 и выделяется как побочный продукт при переработке урановых руд.

Указанный источник посвящен получению тория-229 в радиевой-226 мишени, однако одновременно в мишени накапливается торий-228, выход которого сравним с выходом тория-229.

Существенными недостатками прототипа являются высокая радиотоксичность материала мишени, уникальность высокопоточного реактора, на эксплуатации которого основан способ получения тория-228 из радия-226, а сам технологический процесс является многостадийным и осуществляется путем последовательного захвата двух нейтронов, в итоге выход конечного продукта невысок и не может удовлетворить растущий спрос на рынке терапевтических ос-излучателей.

Раскрытие изобретения

Задачей, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, является создание технологичного способа получения α-излучающих нуклидов, базирующегося на использовании дешевого доступного сырья, позволяющего ликвидировать дефицит на рынке терапевтических α-излучателей в настоящее время и обеспечить удовлетворение растущих потребностей в будущем.

Для решения поставленной задачи способ получения радионуклидов Th-228 и Ra-224 для производства терапевтического препарата на основе радионуклида Bi-212 включает выделение Th-228 и Ra-224, входящих в цепочку радиоактивного распада U-232, из сырья, содержащего U-232, причем в качестве сырья, содержащего U-232, используют уран, выделенный из отработанного ядерного топлива энергетических реакторов, переводят уран в гексафторид урана, который направляют на изотопное разделение методом газового центрифугирования с получением гексафторида урана, обогащенного по изотопу U-232, из которого радиохимическим переделом выделяют радионуклиды Th-228 и Ra-224,

В частном варианте выделение радионуклидов Th-228 и Ra-224 радиохимическим переделом осуществляют гидратацией гексафторида урана, обогащенного по изотопу U-232 до окиси-закиси урана, последующей выдержкой окиси-закиси урана, обогащенного по изотопу U-232, для накопления Th-228, растворением окиси-закиси урана, обогащенного по изотопу U-232 с накопленным Th-228 в неорганической кислоте, последующим экстракционным разделением урана, обогащенного по изотопу U-232 и Th-228, выдержкой Th-228 для накопления Ra-224 и сорбционным разделением Th-228 и Ra-224.

В другом частном варианте выделение радионуклидов Th-228 и Ra-224 радиохимическим переделом осуществляют выдержкой гексафторида урана, обогащенного по изотопу U-232, для накопления и осаждения Th-228 из газовой фазы, последующим удалением гексафторида урана, обогащенного по изотопу U-232, растворением в неорганической кислоте осажденного Th-228, выдержкой Th-228 для накопления Ra-224 и сорбционным разделением Th-228 и Ra-224.

В другом частном варианте изотопное разделение методом газового центрифугирования с получением гексафторида урана, обогащенного по изотопу U-232, осуществляют с добавлением к гексафториду урана в газоцентрифужный разделительный каскад инертного к гексафториду урана газа-носителя с массой молекулы газа-носителя, близкой к массе молекулы гексафторида урана со 100% обогащением по изотопу U-232, с последующим удалением газа-носителя из гексафторида урана, обогащенного по изотопу U-232.

Разработан способ получения радионуклида торий-228, являющегося исходным продуктом при создании терапевтического радионуклидного генератора радий-224/висмут-212. Торий-228 является дочерним продуктом распада урана-232, который нарабатывается в ядерном топливе энергетических реакторов АЭС в процессе их длительной эксплуатации [Ю.С.Федоров, Б.А.Бабичев, Б.Я.Зильберман, Е.Г.Кудрявцев «Использование регенерированного урана и плутония в тепловых реакторах» Атомная энергия, т.99, вып.2, август 2005, стр.136-141].

В ядерном топливе энергетического реактора АЭС в результате реакции ²³⁴U(n,3n)²³² U накапливают уран-232, являющийся начальным элементом цепочки распада, включающей торий-228 и радий-224. Далее уран регенерируют из отработанного ядерного топлива. В ходе регенерации радиохимическими методами уран очищают от трансурановых элементов и осколков деления и переводят в химическое соединение гексафторид урана UF₆. Вследствие относительно малой концентрации урана-232 в урановом регенерате для уменьшения объема радиохимической переработки гексафторида урана уран-232 концентрируют. Для этого гексафторид урана направляют на изотопное разделение методом газового центрифугирования с получением гексафторида урана, обогащенного по изотопу уран-232.

Чтобы усилить в разделительном каскаде эффект обогащения легкой фракции ураном-232 и, соответственно, снизить в ней концентрации более тяжелых изотопов урана, в разделительный каскад к гексафториду урана добавляют инертный к гексафториду урана газ-носитель с массой, близкой к массе ²³²UF₆ - молекулы гексафторида урана со 100% обогащением по изотопу U-232. После отбора легкой фракции газ-носитель удаляют из гексафторида урана.

Далее возможны два пути выделения тория-228 из гексафторида урана.

Первый путь состоит в том, что уран из гексафторида урана восстанавливают гидратацией до окиси-закиси. Выдерживают для накопления необходимого количества тория-228, растворяют окись-закись урана в неорганической кислоте и экстракцией отделяют торий-228 от урана.

Второй путь состоит в том, что гексафторид урана выдерживают для накопления тория-228, который, не имея летучих фторидных соединений в виде тетрафторида тория (²²⁸ThF₄), высаживается на стенки сосуда. Затем удаляют из сосуда гексафторид урана, а торий-228 смывают со стенок неорганическими кислотами.

Полученный торий-228 выдерживают для накопления радия-224, сорбционными методами разделяют торий-228 и радий-224, после чего радий-224 используют для создания радионуклидного генератора радий-224/висмут-212 и в дальнейшем производят терапевтические α-излучающие радиофармпрепараты на основе висмута-212.

Предлагаемый способ получения α-излучающего радионуклида торий-228, являющегося исходным материалом для создания терапевтического изотопного генератора радий-224/висмут-212, обладает существенным достоинством по сравнению с прототипом.

Отсутствуют факторы, лимитирующие производство тория-228 в любых необходимых для потребителя объемах, поскольку в качестве сырья может быть использован содержащий ²³²UF₆ отвал разделительного производства, возникающий при изотопной коррекции регенерированного из отработанного ядерного топлива урана, нет необходимости для получения тория-228 использовать целевым образом какие-либо облучающие установки.

Открывающаяся при использовании предложенного способа возможность обеспечивать радий-224/висмут-212 генераторами без ограничений широкий круг потребителей и, тем самым, снять дефицит на рынке терапевтических α-излучателей будет способствовать в переориентации рынка с преимущественного использования актиний-225/висмут-213 генераторов в настоящее время на радий-224/висмут-212 генераторы в будущем.

Пример осуществления изобретения

В топливе ядерного энергетического реактора АЭС в результате реакции ²³⁴U(n,Sn)²³² U накапливают уран-232, являющийся предшественником в цепочке распада, содержащей торий-228 и радий-224. Регенерируют уран из отработанного ядерного топлива. В ходе регенерации радиохимическими методами очищают его от трансурановых элементов и осколков деления, переводят в гексафторид урана. Гексафторид урана направляют на изотопное разделение методом газового центрифугирования.

На фиг.2 представлена схема изотопного разделения методом газового центрифугирования.

В первый каскад 1 через питание первого каскада 2 подают гексафторид исходного регенерированного урана в количестве 1 т со следующим изотопным составом урана: U-232 - 2×10^-7 мас.%, U-234 - 0,03 мас.%, U-235 - 0,9 мас.%, U-236 - 0,5 мас.%, U-238 - 98,57 мас.% В отвал первого каскада 3 отбирают 850 кг гексафторида регенерированного урана, в отбор первого каскада 4 отбирают 150 кг гексафторида обогащенного регенерированного урана. Изотопный состав урана в отборе первого каскада 4 следующий: U-232 - 1,32×10^-6 мас.%, U-234 - 0,193 мас.%, U-235 - 5,51 мас.%, U-236 - 2,702 мас.%, U-238 - 91,59 мас.%. Гексафторид обогащенного регенерированного урана из отбора первого каскада 4 через питание второго каскада 5 подают во второй каскад 6. Одновременно с этим в последнюю ступень обогащения легкой фракции второго каскада 6 подают 1,5 кг газа-носителя ¹²C₈H₃F₁₃. Газ-носитель имеет молекулярный вес 346 а.е.м, при температуре 15°С давление его насыщенного пара составляет 17,2 мм. рт.ст., он химически стоек в гексафториде урана до 300°С. В отвал второго каскада 8 отбирают 150 кг товарного продукта следующего состава по молярным массам: масса 352 - 91,59 мас.%, 350 - 2,702 мас.%, 349 - 5,509 мас.%, 348 - 0,19 мас.%, 346 - 0,003 мас.%, в т.ч. U-232 - 4.4×10^-9 мас.%, газ-носитель - 0,003 мас.%. В отбор второго каскада 7 отбирают 1,5 кг смеси газа-носителя и отхода UF6 следующего состава по молярным массам: масса 352 - 0,001 мас.%, 350 - 0,001 мас.%, 349 - 0,057 мас.%, 348 - 0,27 мас.%, 346 - 99,67 мас.%, в т.ч. U-232 - 1,32×10^-4 мас.%, газ-носитель - 99,67 мас.%. Таким образом, в примере извлечение U-232 из обогащенного регенерированного урана составило 99,7 мас.%, масса отхода UF₆ в отборе второго каскада 7 (высокоактивные отходы) - 4,5 г. В 1,5 кг смеси газа-носителя и отхода UF₆ содержится ˜ 2 мг концентрированного ²³²UF₆ (т.е. практически весь ²³²UF₆, который содержался в исходном регенерированном уране). Удаляют газ-носитель из гексафторида урана.

Гидратацией восстанавливают уран из гексафторида урана до окиси-закиси, выдерживают в течение 6 месяцев для накопления тория-228, растворяют окись-закись урана в концентрированной азотной кислоте и экстракцией разделяют уран и торий-228. Далее выдерживают раствор тория-228 в 8-10М азотной кислоте до накопления равновесной концентрации радия-224.

Сорбционное разделение тория-228 и радия-224 осуществляют на анионите DOWEX 1×8 из концентрированной азотной кислоты с последующей промывкой сорбата тория-228 такой же кислотой, при этом радий-224 уходит в раствор.

Затем производят десорбцию тория-228 слабым раствором азотной кислоты, упаривание раствора и разбавление в концентрированной азотной кислоте для хранения этого раствора до следующей переработки.

Оставлять торий-228 на анионите DOWEX 1×8 не рекомендуется из-за деструкции анионита под действием высокоэнергетических α-частиц.

Для получения радия-224 высокой нуклидной чистоты проводят два цикла сорбционного разделения с использованием разделительных колонок различной геометрии.

1. Способ получения радионуклидов Th-228 и Ra-224 для производства терапевтического препарата на основе радионуклида Bi-212, включающий выделение Th-228 и Ra-224, входящих в цепочку радиоактивного распада U-232, из сырья, содержащего U-232, отличающийся тем, что в качестве сырья, содержащего U-232, используют уран, выделенный из отработанного ядерного топлива энергетических реакторов, переводят уран в гексафторид урана, который направляют на изотопное разделение методом газового центрифугирования с получением гексафторида урана, обогащенного по изотопу U-232, из которого радиохимическим переделом выделяют радионуклиды Th-228 и Ra-224.

2. Способ по п.1 отличающийся тем, что выделение радионуклидов Th-228 и Ra-224 радиохимическим переделом осуществляют гидратацией гексафторида урана, обогащенного по изотопу U-232 до окиси-закиси урана, последующей выдержкой окиси-закиси урана, обогащенного по изотопу U-232, для накопления Th-228, растворением окиси-закиси урана, обогащенного по изотопу U-232 с накопленным Th-228 в неорганической кислоте, последующим экстракционным разделением урана, обогащенного по изотопу U-232 и Th-228, выдержкой Th-228 для накопления Ra-224 и сорбционным разделением Th-228 и Ra-224.

3. Способ по п.1 отличающийся тем, что выделение радионуклидов Th-228 и Ra-224 радиохимическим переделом осуществляют выдержкой гексафторида урана, обогащенного по изотопу U-232, для накопления и осаждения Th-228 из газовой фазы, последующим удалением гексафторида урана, обогащенного по изотопу U-232, растворением в неорганической кислоте осажденного Th-228, выдержкой Th-228 для накопления Ra-224 и сорбционным разделением Th-228 и Ra-224.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что изотопное разделение методом газового центрифугирования с получением гексафторида урана, обогащенного по изотопу U-232, осуществляют с добавлением к гексафториду урана в газоцентрифужный разделительный каскад инертного к гексафториду урана газа-носителя с массой молекулы газа-носителя, близкой к массе молекулы гексафторида урана со 100%-ным обогащением по изотопу U-232, с последующим удалением газа-носителя из гексафторида урана, обогащенного по изотопу U-232.