Способы получения радионуклидов для ядерной медицины (стр. 4 из 4)
-8-
Генератор Y-90 Высокой радионуклиднои частоты на основе колонки с катионитом .
Часто для разделения Y-90 и Sr-90 используют генераторные системы.Один изтипов генератора представляет собой колонку с катионитом, на котором сорбирован Sr-90. Y-90 вымывают 100 мл. 0.5 % раствора лимонной кислоты с рН=5.5. Выход Y-90 около 98%. Примесь Sr-90 возрастает вследствие радиационного разрушения смолы. В другом варианте генератора колонку заполняют катионитом дауэкс 50*4 и насыщают пиридин-итратным буферным раствором с рН=4. Sr-90 сорбируют на колонке и смывают накопившийся Y-90 мл. такого же буферного раствора. Выход Y-90 95%, примесь Sr-90 меньше 10-4 %. Для более глубокой очистки элюат пропускают через вторую колонку такого же типа. При этом примесь Sr-90 снижается до 10-5 %.
В работе [11] Sr-90 сорбировали на смоле дауэкс-50W и вымывали Y-90 раствором трилона Б с рН=6-9 и концентрацией 0.5 мг./мл. Выход Y-90 составлял (60-70)%, примесь Sr-90 в элюате »10-4 % . В этой работе в качестве сорбента использовали хроматографическую окись алюминия. В колонке было два слоя сорбента активный и защитный. Активный слой приготавливали взбалтыванием окиси алюминия с водно-спиртовым или водно- .етоновым раствором с рН=5-7, в котором находился Sr-90 без носителя. Сорб.ия стронция происходила количественно. В качестве элюента для Y-90 применяли трибутилфосфат, насыщенный 13 моль/л раствором азотной кислоты. Выход - Y 90 составлял 90%, радионуклидная чистота 99.9%.
В основу технологии разделения Sr-90 и Y-90 мы положили экстрак.ионно-хроматографический метод, обеспечивающий многократное экстрагирование с помощью растворителя, распределенного тонким слоем на поверхности зерен инертного наполнителя колонки. В качестве такого наполнителя использовали зерна фторопласта-4, а в качестве экстрагента - Д2ЭГФК. Разделение Y и Sr основано на большом различии коэффициентов распределения этих элементов между экстрагентом и слабым солянокислым водным раствором. При кислотности раствора »0.1 моль/л. коэффициент распределения между органической и водной фазами для Y достигает 10 4,а для Sr он составляет лишь около 10-2 .В результате Y концентрируется в тонком верхнем слое колонки, а Sr практически не экстрагируется, оставаясь в растворе. После промывания колонки 0.1 моль/л. раствором соляной кислоты для удаления следов Sr элюируют Y 90 6 моль/л. раствором соляной кислотой.
Одна колонка обеспечивает очистку Y в »103 раз. При повторении очистки на второй и третей колонках коэффициент очистки составит не менее 109 . Эффективность очистки Y-90 от Sr-90 мы проверяли вначале на отдельных колонках . исходный раствор Sr-90 + Y-90 в 0.1 моль/л. НСl пропускали со скоростью 60-70 капель/мин. Y-90 элюировали 60 мл. 6 моль/л. раствора НСl. Количество примеси Sr-90 определяли после распада Y -90 на 4pb-счетчике. Результаты представлены в таблице 6.
Таблица 6
Результаты экспериментов по разделению Y-90 Sr -90 на отдельных колонках (фторопласт-4 + Д2ЭГФК)
| Характеристика исходного раствора Sr-90 +Y-90 | Характеристика раствора Y-90 после разделения на колонке (на момент отделения от Sr-90) | Выход Y-90 ,% | Коэффициент очистки Y-90 от Sr-90 | ||
| Объем, мл | Объемная активность мКи/мл | Объем, мл | Объемная активность мКи/мл | ||
| 1 | 5,0 | 10 | 0,51 | 100,0 | 1,6*104 |
| 5 | 2,7 | 10 | 1,1 | 81,4 | 5,0*103 |
| 5 | 2,7 | 6 | 1,7 | 75,5 | 8,0*103 |
| 6 | 2,0 | 4 | 2,0 | 66,0 | 1,8*103 |
| 5 | 2,7 | 7 | 1,4 | 81,5 | 4,3*103 |
| 6 | 2,0 | 3 | 3,21 | 80,0 | 4,1*103 |
Выбор того или иного генератора можно делать исходя из того какие цели преследует потребитель.
Пять лет эксплуатации оборудования описано выше позволяет сделать вывод о надежности работы центрифужных экстракторов. В течении всего этого времени мы не имели каких либо отрицательных результатов при получении радиофармпрепаратов и их клиническом использовании. Принимая во внимание литературные данные о радиоционной стабильности Д2ЭГФК можно надеется, что имеется возможность использования этого метода для выделения гораздо больших количеств Y-90 .
Довольно короткое время переработки наряду с удовлетворительным качеством получаемого продукта можно считать главным преимуществом этого метода. Кроме того, этот процесс может быть полностью автоматизирован.
Описание технологического процесса получения Y-90 в ГЛ.
Исходным для выделения иттрия-90 является раствор стронция-90 в 0,1 М азотной кислоте, объем 135 мл., активность стронция-90 от5 до10 Ки выдержка между переработками от 10 до 12 дней. В ГК-117 хранисся 5 порций.
Предварительно сорбционным методом спектрометрическим анализа в растворе стронция-90 посторонние радионуклиды не обнаружены.
Иттрий-90 извлекают из исходного водного раствора стронция-90 экстракцией 0,25 М раствором Д"ЭГФК в додекане на центрифужном экстракторе. В этом же экстракторе на его второй ступени производят отмывку органического экстракта иттрия-90 от следовых количеств стронция-90, после чегоэкстракт иттрия-90 поступает во второй экстрактор. В этом экстракторе производят глубокую отмывку иттрия-90 от стронция-90 из азотной кислоты 0,
1 М раствором соляной кислоты изотермической чистоты.
Далее, на этом экстракторе иттрий-90 реэкстрагируют 6 М соляной кислотой также изотермической.
Объемы:
· Исходный-135 мл
· Промывной 0,1 М азотная кислота от 35 - 40 мл
· Экстрагент 50 мл
· Промывной растворт 0,1 М солянай кислота -100 мл
Реэкстрагент 6 М соляная кислота 50 мл
Реэкстракт иттрия-90 поступает на операцию отгонки соляной кислоты методом упарки, после чего раствор разбавляют от 0,05 до 0,1 М соляной кислоты.
Для доочистки иттрия-90 от химических примесей проводят сорбционную очистку иттрия-90 с использованием катионита КРС-6 спец.
очистки, а также 0,1 М и 6,0 М соляной кислоты изотермированной в кварце.
Десорбат иттрия-90 передают в БТ (бокс тяжелый) где производят отбор проб для проведения радиохимического анализа, упарку под разряжением для отгонки соляной кислоты, доведение кислотности до 0,05-0,1 М по соляной кислоте и расфасовку.
Технологическая инструкция
Иттрий-90 является b-излучателем Еmax = 2,27 МэВ, T1/2 = 64 ч., группа "В" радиационной опасности по НРБ-96.
Иттрий-90 является дочерним продуктом b-распада стронция-90 (T1/2 = 28,88 лет.) и выделяется из растворов стронция выдерженных от 10 до 12 сут.
Производительность
Разовая операция по переработке до 10 Ки стронция-90.
В год 52 переработки с поставкой заказчику от 2 до 10 Ки иттрия-90 ( 100-500 Ки/год)
Сырье
Стронций-90 выдержанный в течении 10-12 сут. Стронций-90 предварительно очищен сорбционным методом от посторонних радионуклидов.
Активность стронция-90 от5 до 10 Ки в объеме 135 мл в 0,1 М р-ре азотной кислоты.
Участок
ГК-117 вГЛ и ее операторская два бокса БТ и БЛ типа 1БП1-ОС
БТ - оснащен шпаговыми манипуляторами.
БЛ - оснащен резиновыми перчатками.
В ГК
- хранение
- Экстракционное выделение Y-90 на центрифужном полупротивоточном экстракторе.
- Отмывка Y-90 4 М соляной кислотой, на ЦППЭ2
- Сорбционная доочистка Y-90 на катионите КУ-2
- Упарка раствора Y-90 и передача в БТ.
В БТ
- Отбор проб и передача в БЛ
- Упаковка готового продукта к отправкеY-90 в первичную гермоемкость
В БЛ
- РХ анализ Y-90
- Упаковка
 |
-11-
Список литературы
1. Н.В. Куренков, Ю.Н. Шубин; Радионуклиды в ядерной медицине, (получение и использование),Обнинск;ФЭИ-1993г.
2. А.Б. Малинин, Л.Н. Курчатова. И.Н.Тронова и др. Генератор Y-90 высокой радионуклидной частоты,Радиохимия,N 4,1984г.
3. Mark L. Dietz and E. Philip Horwitz, Improved Chemistri for the Production of Y-90 for Medical Application, Appl. Radiat. Isotops. Vol.43,No.9. pp. 1093-1101.,1992.
4. Н.В.Куренков, Ю.Н. Шубин, Радионуклиды в ядерной медицине, реферат
5. G.E.Kodina,G.V.Korpusov,A.T.Filynin, Extractive Y-90-Generator, abstract.
6. В.А. Халкин, В.В. Цупко-Ситников,Н.Г.Зайцева, Радионуклиды для радиотерапии. Актиний-225; свойства,получение,применение.,Радиохимия,1997,т.39,N6.
7. J.S.Wike,C.E.Guyer,D.W.Ramey,B.P.Philips,Chemistri for Commercial Scale Production of Y-90 for Medical Research, Appl. Radiat. Isotops. Vol.41,No.9. pp. 861-865,1990.
8. Тарасов Н. Ф. Состояние и проблемы отечественной радиофармацевтики. Медрадиология, 1989, №6, стр. 3-8
9. Звонова И.А. и др. Лучевые нагрузки от радиофармацевтики.] Москва. ЦНИИатоминформ, 1984.
10. Ruth T. J., Pate B.D., Robertson r., Porter J.K.Radionuclide Production for Biosciencec. Review. Nucl.
11. Михеев Н.Б. Радиохимия 1969 т.11 N1 с. 126-127.
12. Med. Biol.,1989, v.16, №4, pp. 323-336.