Способ получения радионуклида торий-228

Способ получения радионуклида торий-228

Реферат

Область техники

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины.

При терапии онкологических заболеваний все более широкое применение находят α-излучающие радионуклиды. Это связано с большой начальной энергией (5-8 МэВ) и коротким пробегом (десятки микрон) α-частиц в биологических тканях, а также высоким уровнем энерговыделения в области локализации распадающихся нуклидов. Носители α-излучающих радионуклидов (монокланальные антитела, пептиды) с высокой специфичностью позволяют доставлять их точно в опухолевый узел или метастатический очаг. Благодаря малым пробегам α-частиц возможно селективное воздействие излучения на патологические объекты с минимальной лучевой нагрузкой на окружающие здоровые ткани.

Настоящее изобретение может быть использовано для создания генераторов α-излучателей торий-228/свинец-212 (²²⁸Th/²¹²Pb) и свинец-212/висмут-212 (²¹²Pb/²¹²Bi), конечный элемент цепочки распадов которых - радионуклид ²¹²Bi, непосредственно используется в составе медицинского препарата. Таким образом, ключевое значение приобретает производство начального элемента цепочки - радионуклида ²²⁸Th.

Предшествующий уровень техники

Одним из наиболее перспективных направлений в ядерной медицине является точечная радиоиммунотерапия с использованием α·-излучателей. Применение короткоживущих α-излучающих радионуклидов для терапии онкологических заболеваний представляет интерес с радиобиологической точки зрения поскольку является наиболее эффективным способом летального поражения опухолевых клеток благодаря короткому пробегу α-частиц в ткани и высокой ионизирующей способности.

В настоящее время ведется интенсивный поиск α-излучателей, обладающих приемлемыми ядерно-физическими свойствами. Радионуклид ²¹²Bi, образующийся при

распаде ²²⁸Th, считается одним из наиболее перспективных для использования в терапии онкологических заболеваний.

Период полураспада ²¹²Bi≈60,6 мин, средняя энергия α-частиц 7,8 МэВ. При распаде ²¹²Bi образуются радионуклиды ²⁰⁸Tl и ²¹²Ро, которые ведут к стабильному нуклиду свинца ²⁰⁸Pb. Линейная передача энергии (ЛПЭ) составляет ~80 кэВ/мкм, а пробег α-частиц в биологической ткани менее 100 мкм, что соответствует всего лишь нескольким диаметрам клетки.

Висмут-212 является типичным генераторным радионуклидом и находит применение в радиоиммунотерапии, главным образом, в виде меченных им моноклональных антител и других молекулярных носителей. Начальным элементом цепочки распада, приводящей к ²¹²Bi, является радионуклид ²²⁸Th с периодом полураспада Т_1/2 1,913 года. [В.А.Халкин и др., «Радионуклиды для радиотерапии» // Радиохимия, 1997, т.39, №6, стр.481-490]. Для получения ²¹²Bi возможно использование двух генераторных систем ²²⁸Th/²²⁴Ra и ²²⁴Ra/²¹²Bi. В первом из них ²²⁴Ra отделяется от ²²⁸Th за счет анионообменного разделения этих радионуклидов из раствора азотной кислоты. Во втором генераторе из ²²⁴Ra выделяют ²¹²Bi с использованием катионообменных смол и минеральных кислот [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» //Ядерная энергетика, №3,2003, стр.116-126].

Поскольку ²¹²Bi является дочерним продуктом распада радионуклида ²²⁸Th, то при производстве медицинского радионуклида ²¹²Bi определяющее значение приобретает процесс получения ²²⁸Th, как исходного материала.

Известен способ получения радионуклида ²²⁸Th [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 ²²⁸Th из «старых» запасов ²³³U, в котором всегда присутствует примесь ²³²U, дочерним продуктом распада которого является ²²⁸Th. Однако рассчитывать на широкое вовлечение ²³³U (и, соответственно, ²³²U) в процесс производства ²²⁸Th не приходится в силу сложности получения этого изотопа урана.

В качестве прототипа выбран способ получения ²²⁸Th, заключающийся в накоплении ²²⁸Th в мишени из радия-226 (²²⁶Ra), облучаемой нейтронами в высокопоточном реакторе [В.Ю. Баранов, Н.С. Марченков, Нуклидная программа РНЦ «Курчатовский Институт»: прошлое, настоящее, будущее. Конверсия в машиностроении, 2000, №3, стр.38-47]. В результате двукратного захвата нейтронов в мишени накапливается ²²⁸Th.

Существенными недостатками прототипа являются высокая радиотоксичность материала мишени, уникальность высокопоточного реактора, на эксплуатации которого основан способ получения ²²⁸Th из ²²⁶Ra, 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 α-излучателей.

Раскрытие изобретения

В основу изобретения положена задача создания технологичного способа получения α-излучающих нуклидов, базирующегося на использовании дешевого доступного сырья, позволившего бы ликвидировать дефицит терапевтических α-излучателей на рынке медицинских радионуклидов и обеспечить удовлетворение растущих потребностей в будущем.

Поставленная задача решена тем, что в способе получения радионуклида ²²⁸Th, включающем облучение мишени, в качестве материала мишени берут природный изотоп тория - ²³⁰Th, мишень размещают в линейный ускоритель электронов и облучают γ-квантами тормозного излучения, и в процессе пороговой ядерной реакции ²³⁰Th(γ,2n)^228Th накапливают в ней целевой радионуклид ²²⁸Th.

В качестве материала мишени могут быть использованы соединения ²³⁰ThF₄ или ²³⁰ThO₂ или металлический ²³⁰Th.

В предлагаемом способе производства ²²⁸Th использовано существование природного радионуклида ²³⁰Th - продукта естественного распада ²³⁸U. Известно, что при радиоактивном распаде ²³⁸U в цепочке дочерних продуктов, кроме изотопа ²³⁴U, образуются долгоживущие α-излучатели: изотоп ²³⁰Th, а также изотоп ²²⁶Ra с периодами полураспада соответственно 8,1·10⁴ и 1,59·10³ лет. Содержание этих изотопов в природном уране оценивается следующими цифрами: тория 17,9 г/т урана и радия 352 мг/т урана. При переработке урановых руд, а-радиоактивные изотопы выделяют как побочные продукты [В.Б.Шевченко, Б.Н.Судариков, Технология урана, Госатомиздат, Москва, 1961 г.].

При обогащении гексафторида урана UF₆ торий отделяется и остается в «огарках» при фторировании [Матвеев Л.В. и др.. Проблема накопления ²³²U и ²³⁶Pu в ядерном реакторе, «Атомная техника за рубежом», 1980, №4, стр.10-17]. Однако 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 ²³⁰Th, в электронном ускорителе, по реакции ²³⁰Th(γ,2n)²²⁸Th в мишени накапливают целевой радионуклид ²²⁸Th.

Накопленный в мишени ²²⁸Th имеет генетическую цепочку распада элементов, приводящую к радионуклиду ²¹²Bi, который непосредственно используют в радиоиммунотерапии [В.А. Халкин и др., Радионуклиды для радиотерапии. Радиохимия, 1997, т.39, №6, стр.483].

Предлагаемый способ получения ²²⁸Th обладает существенными достоинствами по сравнению с прототипом:

- целевой радионуклид ²²⁸Th получают, используя в качестве исходного материала побочный продукт при переработке урановой руды - ²³⁰Th

- снижается радиотоксичность материала мишени;

- для получения целевого радионуклида ²²⁸Th используют достаточно распространенный и относительно простой ускоритель электронов с энергией ≈50 МэВ.

Пример осуществления изобретения

Мишень, содержащую радионуклид ²³⁰Th в виде металлического тория массой 10 г, размещают в электронном ускорителе с энергией электронов 50 МэВ. Торий герметизирован в корпусе мишени, выполненном из тугоплавкого металла тантал. В процессе облучения, продолжительностью 240 часов, в результате пороговой ядерной реакции ²³⁰Th(γ,2n)²²⁸Th в мишени накапливают целевой радионуклид ²²⁸Th, являющийся начальным элементом цепочки распада радионуклидов, приводящей ²¹²Bi, непосредственно используемого в радиоиммунотерапии.

После облучения мишень, содержащую ²²⁸Th, извлекают из ускорителя, выдерживают в течение месяца для снижения наведенной активности конструкционного материала корпуса мишени, затем из нее выделяют торий, растворяя его соляной кислотой, и используют для получения радионуклида ²¹²Bi.

Предложенный способ получения ²²⁸Th позволяет, по сравнению со способом, выбранным за прототип, уменьшить трудоемкость процесса, снизить радиотоксичность материала мишени за счет использования в качестве исходного материала побочного продукта уранового производства - ²³⁰Th.

1. Способ получения радионуклида торий-228, включающий облучение мишени, отличающийся тем, что в качестве материала мишени берут природный изотоп тория - ²³⁰Th, мишень размещают в электронном ускорителе, облучают γ-квантами тормозного излучения ускорителя, где в процессе пороговой ядерной реакции ²³⁰Th(γ,2n)²²⁸Th накапливают в мишени целевой радионуклид торий-228.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве материала мишени используют соединения ²³⁰ThF₄, или ²³⁰ThO₂, или металлический ²³⁰Th.