Реакторные радионуклиды.

Первые 20-25 лет производство радионуклидов было сконцентрировано вокруг крупных реакторных установок. наиболее часто при облучении в реакторах использовали потоки тепловых нейтронов с интенсивностью несколько единиц на 10¹³ н/см²*с и реже – чуть более 10¹⁵ н/см²*с, а также инициируемые этими нейтронами реакции радиационного захвата нейтронов (n,g). Выходы этой реакции, как правило, уменьшаются с увеличением энергии нейтронов. Вот почему облучение стартовых материалов (мишеней), а это чаще всего термически и радиационно-стойкие материалы, например, металлы, простые вещества, термостойкие окислы и соли, содержащие стартовый нуклид в природной или изотопно-обогащенной форме, осуществляют в каналах производственных или исследовательских реакторов с преобладанием тепловой компоненты нейтронов. Еще одним типом реакции, используемым для масштабного производства радионуклидов для медицины, является реакция деления (n,f). Основные радионуклиды, образующиеся в результате деления ²³⁵ U под действием нейтронов и применяемые в медицине ¹³⁷Cs, ¹³¹I,⁹⁰Sr и ⁹⁹Мо.

-4-

Генераторные системы радионуклидов.

В тех случаях, когда пользователи находятся вдали от исследовательских ядерных и ускорителей заряженных частиц и местах, куда затруднена регулярная доставка РФП, тогда прибегают к использованию радионуклидных генераторов. Кроме того, значительные потери короткоживущих радионуклидов становится неизбежными вследствие их распада во время транспортировки. В этой связи давно стали привлекать внимание системы двух генетически связанных между собой радионуклидов, когда один из них – более короткоживущий (дочерний) постоянно образуется (генерируется) в результате распада другого (материнского), имеющего больший период полураспада, а сам при распаде превращается в стабильный нуклид. При этом короткоживущий нуклид, являющийся изотопом другого по сравнению с материнским элементом, может быть быстро и многократно извлечен из небольшого устройства-генератора, например, посредством пропускания жидкости (элюата) определенного состава через это устройство. Представляющее собой в большинстве случаев колонку, заполненную сорбентом и оборудованную фильтром, предотвращающем его вымывание. Полученный раствор (элюат), как правило, стерилен, не содержит материнского нуклида и имеет форму, пригодную для непосредственного применения в клинике. Такой генератор обеспечен защитным свинцовым кожухом и системой коммуникаций. Он прост и безопасен в эксплуатации в условиях больницы или клиники. Активность дочернего нуклида при элюировании из генератора определяется общими закономерностями, обусловленными кинетикой накопления и распада нуклидов. Началом истории применения генераторных систем в медицине принято считать начало20-х годов нашего века, когда G.Faila предложил использовать генератор ²²²Rn (3,8сут.) на основе природной пары радионуклидов ²²⁶Ra—²²²Rn.

Позднее поиски подобных систем проводили в BNL, США, среди искусственных радионуклидов и первой в начале 50-х годов была пара ¹³²Te—¹³²I, которая послужила затем прототипом целой серии генераторных систем и, в частности, поистине золотой находки этой лаборатории была пара ⁹⁹Mo—^99mTc, на основе которой в конце 50-х был сконструирован генератор ^99mTc, играющий и сегодня ведущую роль в ядерной медицине. Теоретически таких пар существует очень много. Несколько факторов предопределяют выбор идеальной пары для использования в качестве генератора в медицинской практике. Они связаны с получением материнского радионуклида необходимого качества и количества по приемлемой цене, периодом полураспада, а также некоторыми техническими характеристиками самого генератора, а именно: воспроизводимостью высокого выхода дочернего радионуклида в течение периода эксплуатации, сохранением профиля кривой элюирования радионуклида, радиационной стойкостью сорбента и жизнеспособностью самого генератора. В своё время были опробованы и регулярно используются в клинической практике следующие пары:²⁸Mg—²⁸Al,⁶⁸Ge-⁶⁸Ga, ⁸⁷Y—^87mSr, ⁹⁰Sr—⁹⁰Y, ⁹⁹Mo—^99mTc, ¹¹³Sn—^113mIn, ¹³²Te—¹³²I, и др. Ядерный реактор является главным источником большинства радионуклидов, используемых в качестве материнских для приготовления генераторов. Стоимость производства здесь ниже, чем на циклотроне.

При работе с генераторами в клиниках используют специальные наборы нерадиоактивных реагентов, которые содержат химические вещества в стерильном виде. Методы приготовления РФП на основе наборов реагентов просты и в большинстве случаев сводятся к добавлению элюата из генератора, содержащего, например ^99mТс, во флакон со смесью реагентов, предназначенный для проведения определенного диагностического теста. После чего полученный раствор вводят пациенту и проводят сцинтиграфию скелета. Разработка новых наборов реагентов к генераторам короткоживущих нуклидов является одной из развивающихся областей радиофармацевтики.

-5-

Генераторы

Началом истории применения генераторных систем в медицине принято считать 20-е годы нашего века. Всего было предложено около 118 таких систем, но только немногие из них применяются в клинической практике.

Радиофармацевтическая промышленность практически всех промышленно развитых стран использует молибден-99 для изготовления радионуклидных генераторов ^99mTc, который применяется почти в 80% всех диагностических процедур ядерной медицины. В конце 80-х годов мировой объем выручки от продажи этого генератора составил 100 млн. $ /год. Технология производства генераторов ^99mTc развивается сразу по 3 направлениям: хроматография на колонке. Сублимация и жидкостная экстракция.

Приведем некоторые радионуклиды применяемые для генераторных систем.

Таблица 2

Радионуклиды для генераторных систем.

Напомним, что лишь немногие из этих систем используются в медицинской практике.

-6-

Генератор Y- 90

ЭКСТРАКЦИОННЫЙ ГЕНЕРАТОР ⁹⁰Y

⁹⁰Y – был одним из первых радионуклидов, используемых для терапии открытыми источниками. В настоящее время более чем 30 радионуклидов используется для этой цели, но интерес к ⁹⁰Y по-прежнему не убывает. Это обусловлено его удобными ядерными физическими свойствами: период полураспада 64,2 часа и максимальная b- энергия 2,27 МэВ. ⁹⁰Y используется для различных терапевтических целей, включая радиоиммунотерапию с мечеными антителами, лечение опухолей печени и ревматоидного артрита.

В течение последних 12 лет Институт биофизики производит и поставляет по специальному заказу коллоидные радиофармпрепараты ⁹⁰Y для терапии неоперабельных и больных краниофарингитом.

Этот радионуклид получается в процессе распада продукта деления ⁹⁰Sr. Основной проблемой безопасного клинического использования ⁹⁰Y является его полное отделение от ⁹⁰Sr, ⁹⁰Sr может вызывать депрессию костного мозга накапливаясь в скелете. Кроме того, как и в других случаях получения радионуклидов для медицинских целей, имеются строгие требования к количеству химических примесей, которые могут подавлять процесс лечения. Невозможно получить конечный продукт с такими строгими требованиями в одну стадию. Поэтому технология отделения ⁹⁰Y от ⁹⁰Sr включает несколько стадий разделения и очистки. Wire and comp. (1990) кратко описывают применение различных многостадийных систем для производства ⁹⁰Y высокого качества для применения в медицине. Каждый из этих методов имеет собственные ограничения. Так использование органических ионообменников ограничивается низкой радиационной стабильностью сорбента. Применение метода соосаждения требует добавления носителя (нерадиоактивногоY). Авторы описывают технологию получения больших количеств ⁹⁰ Y (около 50 Ки за операцию), используя экстракцию ⁹⁰Y из ⁹⁰Sr c последующей дополнительной очисткой конечного продукта на ионообменных сорбентах. Экстракция ⁹⁰Y осуществляется 1,0 М раствором Д2ЭГФК в додекане из 0,1 М раствора соляной кислоты, содержащего ⁹⁰Sr. Затем экстракт трижды промывают равными объемами 0,1 М раствора соляной кислоты для удаления следов ⁹⁰Sr. ⁹⁰Y реэкстрагируется двумя порциями 6,0 М НСl при соотношении фаз 1:1. После реэкстракции водная фаза испаряется и осадок растворяется в 0,1 М НСl. Затем ⁹⁰Y снова экстрагируется 1,0 М раствором Д2ЭГФК в додекане и 4 раза промывается 0,1 М НСl. Две порции по 30мл. 9 М НСl используется для второй реэкстракции. Полученный водный раствор ⁹⁰Y пропускается через анионо-обменный сорбент для удаления примесей. Элюат испаряется, растворяется в 0,1 М НСl и пропускается через колонку с катионо-обменным сорбентом для удаления органических примесей и фосфатов. Элюат и промывные растворы (НСl) объеденяются вместе, испаряютися до суха и растворяются для получения конечного продукта в соответствии с требованиями потребителя. Выше описанный метод регулярно исплользуется с1987 г. в Окриджской Национальной Лаборатории. Обычно получают от 5 до15 Ки ⁹⁰Y в 10 мл. 0,1 М НСl. Примесь ⁹⁰Sr в конечном продукте не превышает 0,015 %, а общее количество примесей тяжелых металлов меньше чем 20 ppm.

Экстракция фосфороорганическими экстрагентами, особенно Д2ЭГФК считается наиболие эффективным методом выделения ⁹⁰Y. Коэффициент разделения может быть 10⁶

В 70-80 г. г. Малинин использовал экстракционно-хроматографический метод для разделения ⁹⁰Y - ⁹⁰Sr. Тефлон, пропитанный Д2ЭГФК, используется как сорбент. Вследствие различных коэффициентов распределения радиоактивный Y полностью отделяется от Sr с помощью маленьких обьемов экстрагентов и концентрируется в верхнем слое колонки. Коэффициент распределения (Д) составляет около 10⁴ в 0,1 М НCl для более полного удаления следов Sr. Реэкстракция ⁹⁰Y из колонки осуществляется 6 М НСl. Скорости подачи растворов составляют 1-5 мл/мин. Этот метод разделения не менее 10 ³. Коэффициент разделения может достигать (10³)³=10⁹. Когда разделение повторяется еще раз. Из нашего опыта многолетнего использования этого метода мы можем заключить, что коэффициент разделения может быть не менее чем 2,5*10¹¹ , когда очистка повторяется 3 раза, так что содержание ⁹⁰Sr в конечном продукте не превышает 4*10¹⁰ %. Количество примеси ⁹⁰Sr в этих экспериментах определялось (после каждой колонки) как прямыми измерениями ⁹⁰Sr после выдержки образцов до полного распада ⁹⁰Y в течении 2-3 месяцев, так и путем добавления ⁸⁵Sr как g-индикатора на каждой стадии очистки. Метод получения ⁹⁰Y, описанный выше, был очень простым в работе. Но выход продукта на каждой стадии очистки был равен 60-80%. Поэтому конечный выход как правило составлял 35-40%. Кроме того, общее время выделения составляло 18-20 часов, что приводило к значительным потерям ⁹⁰Y вследствии распвда.

Мы решили использовать полупротивоточный центрифужный экстрактор для улучшения разделения. Вышеупомянутая методика обеспечивает наиболее эффективное обеспечение всех рутинных экстракционных операций, таких как выделение, концентрирование и разделение с наименьшим количеством экстрвкционных стадий.