Способ получения радионуклида уран-230 для терапии онкологических заболеваний



Владельцы патента RU 2362588:

ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР "КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ" (RU)

Изобретение относится к получению радионуклида 230U для терапии онкологических заболеваний. Изобретение позволяет упростить процесс производства радиофармпрепарата на основе короткоживущих α-нуклидов благодаря использованию природного радионуклида 230Th. Способ включает облучение в пучке протонов циклотрона мишени, содержащей природный изотоп тория - 230Th. Целевой радиоизотоп 230Th накапливают в мишени в процессе пороговой ядерной реакции 230Th(p,n)230Pa→230U. В качестве материала мишени используют соединения 230ThF4 или 230ThO2 или металлический 230Th. Облученную мишень извлекают из ускорителя, выдерживают и подвергают радиохимической очистке для получения радиоизотопа 230U кондиционного качества. Цепочка естественного распада изотопа 230U приводит к выходу α-частиц, используемых в ядерной медицине для терапии онкологических заболеваний. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины на ускорителях заряженных частиц.

При диагностике и лечении онкологических заболеваний все более широкое применение находят α-излучающие радионуклиды. Это объясняется, прежде всего, ядерно-физическими свойствами этих нуклидов - большой начальной энергией α-частиц (5-8 МэВ), коротким пробегом этих частиц в биологических тканях (десятки микрон) и высоким уровнем энерговыделения в области локализации распадающихся нуклидов. Носители α-излучающих радионуклидов (моноклональные антитела, пептиды) с высокой специфичностью позволяют доставлять их точно в опухолевый узел или метастатический очаг. Возможно селективное облучение патологических объектов с минимальной лучевой нагрузкой на окружающие доброкачественные ткани.

Настоящее изобретение может быть использовано для получения α-излучателя уран-230 (230U), используемого для радиоиммунотерапии онкологических заболеваний.

ПРЕДШЕСТВУЮЩИЙ УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

В последнее время для терапии злокачественных новообразований интенсивно разрабатываются радиофармацевтические препараты, основными элементами которых являются α-излучающие радионуклиды, фиксированные в конструкции «хелатирующий (прикрепляющий) компонент» + «адресный компонент» (антитела или их фрагменты, специфичные к антигенам опухолевых клеток, и лиганды рецепторов, расположенные на их поверхности).

Такая молекулярная конструкция (биоконъюгат с радионуклидом) вводится пациенту. Так как эти молекулярные конструкции обладают специфической способностью связываться только с поверхностью раковой клетки, то происходит процесс направленной доставки α-излучающего радионуклида к злокачественной клетке. Облучение злокачественных клеток α-частицами приводит к их разрушению и гибели.

α-Излучатели наиболее подходят для лечения микрометастаз и показали высокую эффективность в лечении такой разновидности рака крови, как миелоидная лейкемия. Было также продемонстрировано их потенциальное применение в лечении других злокачественных образований - меланомы, рака груди, простаты и легких.

После гибели опухолевых клеток радиофармацевтический препарат должен быть безопасен для нормальных клеток, не вызывать побочных эффектов (в частности, иммунологических реакций) и активно выводиться из организма.

Среди перспективных α-излучателей рассматривают радионуклиды 212Bi (T1/2=60 мин), 213Bi (T1/2=45,6 мин), 225Ас (Т1/2=10,0 сут) (В.А.Халкин и др. Радионуклиды для радиотерапии. Радиохимия, 1997, т.39, №6, стр.481-490).

При радиоиммунотералии, особенно на начальной стадии появления злокачественных клеток, эффективно использование радионуклида 230U - α-излучателя с высокой ЛПЭ (~80 кэВ/мкм) и коротким пробегом частиц в биологической ткани (50-90 мкм) с периодом полураспада T1/2=20,8 суток. Вместе с дочерними продуктами распада в общей сложности испускается 5 α-частиц с суммарной энергией 33,5 МэВ.

За прототип выбран способ получения 230U на ускорителе протонов за счет реакции 232Тh(p,3n)230230U (A.Morgenstem, C.Apoistolidis, F.Bruchertseifer et al. «Cross-sections of the 232Th (p,3n)230Pa for production of 230U for targeted alpha therapy». Applied Radiation and Isotopes, vol.66, 2008, Articles in press, заявка тех же авторов WO №2006003123, оп.12.01.2006).

Однако этот способ имеет существенные недостатки:

- сечение реакции 232Th(p,3n) имеет высокий порог, поэтому реализация процесса требует использования высокоэнергетических ускорителей протонов;

- при облучении 232Th протонами с начальной энергией 30-40 МэВ в мишени в основном протекает реакция деления, в результате которой образуется большое количество продуктов деления, значительно осложняющих радиохимическую стадию приготовления медицинского препарата на основе 230U.

РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Задачей изобретения является упрощение технологического процесса получения 230U, снижение выхода примесных радионуклидов и возможность использования для производства целевого радионуклида низкоэнергетических ускорителей протонов с энергией 10-15 МэВ, широко доступных, простых в эксплуатации и нашедших массовое применение для производства радионуклидов медицинского назначения непосредственно в лечебных учреждениях.

Поставленная задача решена тем, что в способе получения радионуклида 230U для терапии онкологических заболеваний, включающем облучение на ускорителе заряженных частиц мишени, в качестве материала мишени используют природный изотоп тория - 230Th, мишень облучают в пучке протонов ускорителя, и в результате пороговой ядерной реакции 230Th(p,n)230Pa→230U накапливают в мишени целевой радионуклид 230U.

В качестве материала мишени могут быть использованы соединения тория - 230 230ThF4, или 230ThO2 или металлический 230Тh.

На чертеже показана схема распада радионуклида 230U.

В предлагаемом способе производства радионуклида 230U 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 7,5·104 и 1,59·103 лет. Содержание этих изотопов в природном уране оценивается следующими цифрами: радия-226 - 352 мг/т урана и тория-230 - 17,9 г/т урана. При переработке урановых руд, описанных выше, α-радиоактивные изотопы выделяют как побочные продукты в производстве урана (В.Б.Шевченко, Б.Н.Судариков. Технология урана. - М.: Госатомиздат, 1961 г.).

При обогащении гексафторида урана UF6 торий-230 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 горно-металлургического производства. Атомная техника за рубежом. 1981, №3, стр.15-20).

При облучении мишени, содержащей торий-230, на ускорителе протонов в результате ядерной реакции 230Тh(p,n)230Pa→230U накапливают целевой радионуклид 230U.

Полученный в результате ядерной реакции 230Th(р,n) радионуклид уран-230 выделяют из облученной мишени традиционным радиохимическим способом, широко используемым в атомной промышленности. Разделение радионуклидов 230Th, 230Pa и 230U производят с использованием ионообменных смол.

Полученный радионуклид уран-230 используют для приготовления медицинских препаратов, применяемых при терапии онкологических заболеваний.

Предлагаемый способ получения α-излучающего радионуклида уран-230 обладает существенными преимуществами по сравнению с описанными прототипом:

- целевой радионуклид 230U получают в результате реакции (р,n), имеющей низкий энергетический порог и позволяющей использовать ускорители с энергией протонов 10-15 МэВ, широко используемые для производства радионуклидов медицинского назначения;

- благодаря низкой начальной энергии протонов примесь сопутствующих радионуклидов сведена к минимуму;

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

ПРИМЕР ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Мишень, содержащую 230Th, размещают на пучке протонов ускорителя-циклотрона типа Cyclone 18/9. В процессе облучения мишени в результате пороговой ядерной реакции 230Тh(p,n)230230U накапливают радионуклид 230U, являющийся целевым радионуклидом и используемый для приготовления медицинского терапевтического препарата.

После облучения мишень с накопленным в ней радионуклидом 230U извлекают из ускорителя и выдерживают в течение месяца. За время выдержки в мишени в результате β-распада промежуточного радионуклида 230Ра накапливается 230U. В процессе радиохимической переработки материала мишени в сильно кислых растворах стартовый радионуклид 230Th сорбируют на анионите. При сорбции радионуклиды 230Pа и 230U отделяют в виде раствора рафината.

Рафинат, содержащий большое количество 230Ра и 230U, используют для накопления и выделения 230U.

Для получения 230U высокой радионуклидной чистоты проводят последовательно два цикла сорбционного разделения рафината с использованием ионообменных колонок различной геометрии.

Предложенный способ получения 230U позволяет по сравнению со способом, выбранным за прототип, уменьшить трудоемкость процесса, использовать в качестве исходного материала побочный продукт уранового производства 230Th, снизить содержание примесных радионуклидов.

1. Способ получения радионуклида уран-230 для терапии онкологических заболеваний, включающий облучение мишени на пучке протонов ускорителя, отличающийся тем, что в качестве материала мишени берут природный изотоп тория - торий-230, мишень размещают на пучке протонов ускорителя, облучают протонами, и в процессе пороговой ядерной реакции 230Th(p,n)230230U накапливают в ней целевой радиоизотоп уран-230.

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



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной технологии и радиохимии, а именно получения и выделения радиоактивных изотопов для медицинских целей. .

Изобретение относится к области радиохимии. .
Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов, а именно к получению радионуклида палладий-103 на циклотроне с использованием пучка заряженных частиц.

Изобретение относится к области атомной техники. .

Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов на ускорителях заряженных частиц, в частности кобальта-57 и кадмия-109, на циклотроне с использованием внутреннего пучка протонов.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. .

Изобретение относится к радиационным методам обработки минералов с целью повышения их ювелирной ценности. .

Изобретение относится к способу переработки концентратов природного урана и может быть использовано в технологии их переработки до оксидов урана или гексафторида урана энергетического назначения.
Изобретение относится к способам экстракционной переработки регенерированного урана и может быть использовано в технологических процессах переработки ядерного топлива.
Изобретение относится к области получения ТВЭЛ для атомных электростанций и может быть использовано в технологии изготовления ядерного керамического топлива. .

Изобретение относится к производству радионуклидов для промышленности, науки, ядерной медицины, особенно радиоиммунотерапии, в частности к способу получения актиния-227 и тория-228 из облученного нейтронами в реакторе радия-226.
Изобретение относится к способам извлечения америция в виде диоксида америция из растворов. .

Изобретение относится к области извлечения и концентрирования тория из отходов процесса переработки лопаритовых концентратов - отработанного расплава солевого оросительного фильтра (СОФ) процесса хлорирования лопаритовых концентратов.
Изобретение относится к технологии редких и радиоактивных элементов; решает техническую задачу разложения монацита. .

Изобретение относится к гидрометаллургическим способам переработки рудного сырья и может быть использовано для серно-кислотного агитационного, кучного и подземного выщелачивания урана при извлечении урана из руд.

Изобретение относится к технологии переработки уранфторсодержащих отходов уранового производства. .

Изобретение относится к получению радионуклида 230U для терапии онкологических заболеваний

Наверх