СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА УРАН-230 ДЛЯ ТЕРАПИИ ОНКОЛОГИЧЕСКИХ ЗАБОЛЕВАНИЙ
WAY OF RECEPTION OF URANIUM-230 RADIONUCLIDE FOR THERAPY OF ONCOLOGIC DISEASES

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.
230
Настоящее изобретение может быть использовано для получения α-излучателя уран-230 (U), 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.
212
213
225
1/2
1/2
1/2
Среди перспективных α-излучателей рассматривают радионуклиды Bi (T=60 мин), Bi (T=45,6 мин), Ас (Т=10,0 сут) (В.А.Халкин и др. Радионуклиды для радиотерапии. Радиохимия, 1997, т.39, №6, стр.481-490).
230
1/2
При радиоиммунотералии, особенно на начальной стадии появления злокачественных клеток, эффективно использование радионуклида U - α-излучателя с высокой ЛПЭ (~80 кэВ/мкм) и коротким пробегом частиц в биологической ткани (50-90 мкм) с периодом полураспада T=20,8 суток. Вместе с дочерними продуктами распада в общей сложности испускается 5 α-частиц с суммарной энергией 33,5 МэВ.
230
232
230
230
За прототип выбран способ получения U на ускорителе протонов за счет реакции Тh(p,3n)→U (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:
232
- сечение реакции Th(p,3n) имеет высокий порог, поэтому реализация процесса требует использования высокоэнергетических ускорителей протонов;
232
230
- при облучении Th 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 U.
РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ
230
Задачей изобретения является упрощение технологического процесса получения U, 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.
230
230
230
230
230
230
Поставленная задача решена тем, что в способе получения радионуклида U для терапии онкологических заболеваний, включающем облучение на ускорителе заряженных частиц мишени, в качестве материала мишени используют природный изотоп тория - Th, мишень облучают в пучке протонов ускорителя, и в результате пороговой ядерной реакции Th(p,n)Pa→U накапливают в мишени целевой радионуклид U.
230
230
230
4
2
В качестве материала мишени могут быть использованы соединения тория - 230 ThF, или ThO или металлический Тh.
230
На чертеже показана схема распада радионуклида U.
230
230
238
238
234
230
226
4
3
В предлагаемом способе производства радионуклида U использовано существование природного радионуклида Th - продукта естественного распада U. Известно, что при радиоактивном распаде U в цепочке дочерних продуктов кроме изотопа U образуются долгоживущие α-излучатели: изотоп Th, а также изотоп Ra с периодами полураспада соответственно 7,5·10 и 1,59·10 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.).
6
6
232
236
230
При обогащении гексафторида урана UF торий-230 отделяется и остается в «огарках» при фторировании (Матвеев Л.В. и др. Проблема накопления U и Pu в ядерном реакторе. Атомная техника за рубежом. 1980, №4, стр.10-17). Однако основным источником Th, доступным для использования в настоящее время, являются отходы отвального UF 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).
230
230
230
230
При облучении мишени, содержащей торий-230, на ускорителе протонов в результате ядерной реакции Тh(p,n)Pa→U накапливают целевой радионуклид U.
230
230
230
230
Полученный в результате ядерной реакции Th(р,n) радионуклид уран-230 выделяют из облученной мишени традиционным радиохимическим способом, широко используемым в атомной промышленности. Разделение радионуклидов Th, Pa и U 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:
230
- целевой радионуклид U 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;
230
230
- целевой радионуклид U получают, используя в качестве исходного материала побочный продукт при переработке урановой руды - Th.
ПРИМЕР ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ
230
230
230
230
230
Мишень, содержащую Th, размещают на пучке протонов ускорителя-циклотрона типа Cyclone 18/9. В процессе облучения мишени в результате пороговой ядерной реакции Тh(p,n)→U накапливают радионуклид U, являющийся целевым радионуклидом и используемый для приготовления медицинского терапевтического препарата.
230
230
230
230
230
230
После облучения мишень с накопленным в ней радионуклидом U извлекают из ускорителя и выдерживают в течение месяца. За время выдержки в мишени в результате β-распада промежуточного радионуклида Ра накапливается U. В процессе радиохимической переработки материала мишени в сильно кислых растворах стартовый радионуклид Th сорбируют на анионите. При сорбции радионуклиды Pа и U отделяют в виде раствора рафината.
230
230
230
Рафинат, содержащий большое количество Ра и U, используют для накопления и выделения U.
230
Для получения U высокой радионуклидной чистоты проводят последовательно два цикла сорбционного разделения рафината с использованием ионообменных колонок различной геометрии.
230
230
Предложенный способ получения U позволяет по сравнению со способом, выбранным за прототип, уменьшить трудоемкость процесса, использовать в качестве исходного материала побочный продукт уранового производства Th, снизить содержание примесных радионуклидов.