Способ получения радиоизотопа актиния – 225 в ядерном реакторе по реакции (N, 2N)

(51) 21 1/06 (2006.01) КОМИТЕТ ПО ПРАВАМ ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ МИНИСТЕРСТВА ЮСТИЦИИ РЕСПУБЛИКИ КАЗАХСТАН(54) СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОИЗОТОПА АКТИНИЯ - 225 В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ ПО РЕАКЦИИ (, 2)(57) В данном изобретении предлагается способ получения актиния-225 по каналу реакции (, 2) в ядерном реакторе из радия-226. Данный способ относится к области атомной техники, в частности к способам получения радиоизотопов для ядерной медицины. Техническим результатом изобретения является радиоизотоп актиний-225,использующийся в качестве генератора для альфарадиоимунной терапии ряда онкологических заболеваний. Для реализации реакции (, 2) предлагается специальное устройство для облучения мишени с радием-226, которое позволяет отсечь тепловую область в спектре ядерного реактора, а также обеспечить охлаждение мишени и фильтра нейтронов, испытывающих интенсивный разогрев в процессе облучения в нейтронном потоке.(72) Уткелбаев Бекмухамед Джармухамедович Носов Сергей Юрьевич(73) Дочернее государственное предприятие на праве хозяйственного ведения Институт атомной энергии Республиканского государственного предприятия на праве хозяйственного ведения Национальный ядерный центр Республики Казахстан Министерства индустрии и новых технологий Республики Казахстан Акционерное общество Национальный инновационный фонд Изобретение относится к способам получения радиоизотопов, путем нейтронного облучения мишеней и естественного радиоактивного распада. В настоящем изобретении предлагается получение актиния-225 путем облучения радиоизотопа радия 226 в ядерном реакторе, дочерние элементы которого могут применяться для получения альфаизлучающих радиофармацевтических препаратов,используемых для радионуклидной терапии онкологических заболеваний. Общая тенденция онкологической ситуации в большинстве стран мира такова, что рак становится наиболее актуальной проблемой современной медицины. После сердечно-сосудистых заболеваний рак занимает второе место по причинам смертности в ведущих странах мира. Например, в Соединенных Штатах, она составляет одну пятую часть полной смертности населения. В Казахстане на 100 тысяч населения количество случаев злокачественных новообразований в 2002 году составило 197,3. Рак простаты у мужчин и рак груди у женщин являются основными онкологическими заболеваниями. Наиболее распространенным методом лечения рака остается хирургическое удаление раковой опухоли. Особые надежды на лечение рака возлагается на использование новых радиоактивных изотопов. В современной медицине развиваются различные радиотерапевтические методы уничтожения раковых клеток в опухолях, включая, например,фармацевтические препараты на основе бетаисточников таких, как Иод-131, Медь-67, Рений-186 и Иттрий-90. Радиотерапия бета-активными препаратами по сравнению с хирургией имеет преимущества в том, что является неразрушающим методом, но создает потенциальные неудобства в связи с низкой локальностью воздействия. Применение изотопов, излучающих альфа-частицы является более эффективным при лечении раковых заболеваний. При его использовании для лечения онкологических заболеваний значительно возрастает локальность воздействия по сравнению со случаем применения бета-источников, и ограничивается способность раковых клеток к восстановлению после радиационных повреждений. В последние годы растущий интерес в мире вызывают новые возможности эффективного лечения онкологических заболеваний с использованием альфа-излучателей. В качестве альфа-излучающих радионуклидов предлагаются актиний-225, висмут-212, фермий - 255, радий-223,висмут-213 и астат-211. Из всех этих радионуклидов наиболее эффективными являются актиний-225(альфа излучатель с энергией 5,8 МэВ и периодом полураспада 10 дней) и его дочерний элемент висмут-213 (период полураспада 46 минут). У висмута-213 период полураспада короче чем у актиния-225, но его физические и биохимические характеристики делают этот радионуклид вероятным кандидатом для лечения людей. Альфа излучающий радиоизотоп висмут-213 в соединении с нацеливающими молекулами показывают хорошие результаты в клинических испытаниях для альфарадиоиммунной терапии. 2 В настоящее время висмут-213 проходит клинические испытания для лечения острого миелоидного лейкоза и потенциально может использоваться для лечения ряда других заболеваний, в том числе Т-клеточного лейкоза,Неходжкинской лимфомы,микрометастазов,связанных с раком простаты и другими заболеваниями. Имеются методы подготовки составов с меченным висмутом-213, а также метод использования и применения помеченных составов, 6603127,5,2003). В настоящее время основным способом получения актиния-225 можно считать старение урана-233 (-233) -233(альфа-распад, 1,59105 лет)Т-229(альфа- распад, 7340 лет)225(бета-распад, 14,8 суток)Ас-225. В данном методе из урана - 233, состаренного в течение 2040 лет, выделяют -229 методом многоступенчатой экстракции трибутилфосфатом, который в свою очередь является генератором актиния-225. Подобные технологии получения Ас-225 имеются вСША, в ГНЦ РФ Физико-энергетический институт,г.Обнинск(Россия),Институт трансурановых элементов и Исследовательский центр, отдел циклотрона (Карлсруэ). Данные способы имеют патенты США и Российской Федерации ( ,. ,. .-225-21311, 1994 Способ получения радионуклида -225 без носителя (Патент РФ 2200581) Аннотация доклада - Раздел 2 Наработка и выделение Ас-225 для медицинских целей. Э.Я. Сметанин,В.И.Анисимов Д.О. Дубинкин, Н.А. Нерозин,В.Б.Павлович, В.В. Шаповалов ГНЦ РФ Физикоэнергетический институт,Обнинск.) Преимуществом данного способа является надежность получения полезных количеств с контролируемой изотопной чистотой конечного продукта. Основным недостатком данного способа является технологическое ограничение, связанное с образованием тория-229 в процессе распада урана 233. Существуют также и другие способы получения актиния-225 из радия-226 облучением радия-226 в потоке тепловых нейтронов ядерного реактора( ,. ,. .-225-213,535539411, 1994) облучением мишеней радия-226 на ускорителях высокоэнергетическими протонами и гаммаквантами (Маслов ОД, Сабельников ,ДмитриевС.Н. Получение 225 Ас в фотоядерной реакции 226(,) на ускорителе электронов микротроне МТ-25, Радиохимия, 2006, т.48,2,с.176-178). Способ получения полезных количеств Ас-225 и-213 с помощью высокого потока тепловых нейтронов в ядерном реакторе основывается на цепочке ядерных превращений Недостатком данного способа является тот факт,что для получения полезных количеств исходного тория-229 потребуются годы непрерывного облучения радия-226 в большом ядерном реакторе. Т.е. процесс производства очень медленный. Другим недостатком этого способа производства является то, что в процессе облучения будет нарабатываться большое количество неотделяемого тория-228, который плюс ко всему является мощным гамма-излучателем, что требует принятия дополнительных мер по обеспечению защиты персонала. Возможности описанных выше способов существенно ограничены. Сейчас актиний - 225 производится в США, России и Германии,выпускается чуть больше 250 мКи актиния - 225 в месяц, в то время когда потребности врачей в радионуклиде составляют 2 Ки в месяц. В связи с этим существует необходимость в разработке новых способов получения актиния - 225. В этой связи необходимо отметить два важных преимущества предлагаемого подхода в получении актиния-225. Во-первых, он связан с получением исходного сырья из отработавших источников ионизирующего излучения и,во-вторых,предполагается использование высокоэнергетичных нейтронов для облучения радия-226, что в значительной мере уменьшает продолжительность облучения и упрощает получение чистого в радиоизотопном отношении актиния-225. Предлагаемый способ позволяет получать актиний-225 в больших количествах. Радионуклиды получаемые с помощью данного изобретения, могут использоваться в альфа - радиоиммунной терапии и в клинических исследованиях других радиофармпрепаратов. Предлагается способ получения актиния-225 в количествах достаточных для продажи в виде исходного вещества. Отличительными признаками и преимуществами настоящего изобретения является осуществление канала ядерной реакции (, 2) на радии-226 в ядерном реакторе (Фиг.1). Сущность изобретения заключается в способе получения изотопа радий 225, который впоследствии распадается в актиний 225, по пороговой реакции (, 2) при облучении жидкой мишени с радием-226 в нейтронном потоке ядерного реактора. Облучение радиевой мишени осуществляется в специальном устройстве,позволяющем уменьшить тепловую компоненту в спектре нейтронов и воздействовать на мишень из 226 потоком быстрых нейтронов с пороговой энергией Е 6,42 МэВ. Данный способ позволяет производить наработку 225 Ас более дешевым и коротким путем по реакции Устройство для облучения радиевой мишени представляет собой алюминиевую ампулу, в состав которой входит кадмиевый экран, герметичная алюминиевая капсула и кварцевая капсула с облучаемым радием. Облучение радиевой мишени осуществляется потоком быстрых нейтронов с энергией от 6 до 14 МэВ. При взаимодействии радия-226 с нейтронами с энергиями выше порога реакции (6,4 МэВ) происходит реакция срыва двух нейтронов, в результате которой образуется радий 225, который распадается с образованием актиния 225. Другим объектом настоящего изобретения является мишень для облучения в потоке быстрых нейтронов, включающая кварцевую капсулу с раствором радиевой соли,очищенной от нежелательных примесей. Настоящее изобретение предусматривает также устройство для облучения радия, которое позволяет обеспечить оптимальные режимы облучения и охлаждения радиевой мишени. Фиг.1. Получение актиния-225 путем бетараспада радия-225 наработанного по реакции (, 2) из радия-226. Фиг.2. Получаемые активности радия-225 в зависимости от времени при облучении 1 г. радия 226 в потоке быстрых нейтронов 1011, 1012 1013(н/(см 2 с) ядерного реактора. Фиг.3 Изменение активности радия-225 и актиния-225 в зависимости от времени выдержки после облучения в ядерном реакторе. Фиг.4. Устройство для облучения радиевой мишени в ядерном реакторе Задачей предлагаемого изобретения является получение радиоактивных химических веществ, в частности актиния-225, с использованием радия-226 в качестве исходного вещества. Изобретение заключается в облучении радия-226 для получения радия-225, который затем, испытывая бета-распад,превращается в актиний-225. Актиний-225 может быть использован для получения его дочернего элемента, более короткоживущего изотопа висмута 213. Предлагаемое изобретение заключается в ядерном превращении радия-226, с помощью быстрых нейтронов, в радий-225. Эту реакцию можно охарактеризовать как реакцию срыва двух нейтронов, в результате которой образуется радий 225. В результате бета-распада радия-225 образуется актиний-225, который затем отделяется в процессе химического разделения. Преобразование радия-226 в радий-225 осуществляется в ядерном реакторе в пороговой реакции на быстрых нейтронах, при которой ядра радия-226 при взаимодействии с быстрыми нейтронами переходят из возбужденного состояния в основное путем испускания двух нейтронов. Для того, чтобы при столкновении ядра атома радия-226 с нейтроном была энергетически возможна ядерная реакция, налетающая частица должна превышать некоторое минимальное значение. Это минимальное 3 значение называется энергетическим порогом реакции. Для реакции 226(, 2)225 порог равен Е 6,42 МэВ. Т.е. чтобы реакция была энергетически возможной энергия налетающих нейтронов должна быть больше порога реакции. Вероятность протекания ядерной реакции выражают величиной сечения реакции . Среднее сечение реакции 226(, 2)225 для нейтронов с энергиями от 6,42 МэВ до 14 МэВ составляет 2,6 барн. Устройство с радиевой мишенью помещается в канал ядерного реактора, где происходит наработка радия-225. Скорость накопления радия-225 определяется следующим дифференциальным уравнением с начальными условиями -2250 и Решение этого уравнения имеет следующий вид где -226- число ядер 226 в мишени в начальный момент времени Ф - плотность потока быстрых нейтронов- сечение реакции- постоянная распада радиоизотопа- продолжительность облучения мишени в реакторе. Активность радиоизотопа радий-225 -225 (БК) на момент окончания облучения в реакторе определяется по формуле С-225-225-225,(3) Активность радиоизотопа актиния-225 определяется по формуле Время достижения максимума активности Результаты расчета теоретического выхода продукта радия-225 для потоков нейтронов 1011,1012,1013 н/(см 2 с) в зависимости от времени облучения приведены на фиг.2, где энергии нейтронов от 6,4 МэВ до 14 МэВ. Изменение активности радия-225 (1/214,8 сут) актиния-225(Т 1/210 сут) в зависимости от времени выдержки после облучения (фиг.3). Ядерный реактор является одним из мощных инструментов получения нейтронов. Энергетическое распределение нейтронов в реакторе устанавливается в результате процессов взаимодействия нейтронов с ядрами активной зоны 4 и отражателя. Форма спектра определяется конкретной компоновкой активной зоны и отражателя данного реактора. В спектре содержатся нейтроны с энергиями от нескольких сотых электронвольт до 20 мегаэлектронвольт. Поэтому чтобы выделить в спектре компоненту быстрых нейтронов и создать условия для протекания реакции срыва двух нейтронов в предлагаемом способе рассматривается специальное устройство для облучения радия-226 (фиг.4). Устройство для облучения радия-226 в реакторе представляет собой алюминиевую ампулу (3), в состав которой входит кадмиевый экран (4),герметичная алюминиевая капсула (5) и кварцевая ампула (6) с радием-226 (7). Алюминиевая ампула и герметичная капсула изготавливаются из сплава АМЦ,использование алюминиевого сплава позволяет снизить депрессию нейтронного потока и активацию устройства, что позволяет упростить процедуру обращения с устройством. Кварцевая капсула с радием-226 помещается в алюминиевую капсулу с притирающейся крышкой, которая запаивается аргонодуговой сваркой, тем самым достигается герметичность капсулы для исключения выхода альфа-радиоактивного нуклида в контур охлаждения реактора. Капсула с радием-226 помещается в кадмиевый фильтр, который позволяет отсечь тепловую и выделить быструю компоненту в спектре нейтронов ядерного реактора. Основное назначение алюминиевой ампулы заключается в организации принудительного охлаждения кадмиевого фильтра, которые будут испытывать сильный интенсивный разогрев в процессе облучения. Циркуляция теплоносителя(вода) в ампуле организуется при помощи трубок (1) и алюминиевой перегородки во внутренней части ампулы. С целью увеличения потока нейтронов в устройстве может использоваться урановая мишеньконвертор при условии увеличения расхода теплоносителя для охлаждения устройства. Для изготовления мишени используется соль бромида радия(аВ 2) растворяется в дистиллированной воде и доводится до необходимого объема. Раствор радия используется в виде ограниченного объема. Например, раствор радия-226 помещают в кварцевую капсулу. Затем капсула помещается в реактор, где и происходит реакция преобразования радия-226 в радий-225. Жидкая мишень обладает рядом преимуществ. В частности преимуществом является то, что конечный продукт получается уже в растворе, т.е. отпадает необходимость в дополнительной операции по отделению твердого продукта от твердых реагентов. Далее облученный радиевый раствор проходит хроматографическое разделение. ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ Способ получения радия - 225, включающий облучение в реакторе в потоке быстрых нейтронов по реакции (, 2) из радия-226, отличающийся тем, что для облучения используют нейтроны с энергиями от 6,4 МэВ до 14 МэВ, в процессе облучения используют устройство, позволяющее отсечь тепловую компоненту нейтронов в спектре ядерного реактора и создать условия для протекания канала реакции (, 2), а получение актиния-225 осуществляют в процессе последующего естественного бета-распада радия 225,полученного при облучении в реакторе.