Разработка мишенных устройств для получения медицинских радионуклидов высокой чистоты

Кротов Сергей Алексеевич

Разработка мишенных устройств для получения медицинских радионуклидов высокой чистоты

Одним из основных назначений циклотрона Ц-80, построенного в Петербургском институте ядерной физики, является производство широкого спектра медицинских радионуклидов для диагностики и терапии. На пучке циклотрона Ц-80 будут установлены три мишенные станции радиоизотопного комплекса РИЦ-80 ( радиоизотопы на циклотроне Ц-80), в том числе масс-сепаратор для получения высокочистых радионуклидов. В данной работе представлены результаты разработки мишенных устройств для получения генераторного изотопа Sr-82 и предварительные результаты выделения некоторых медицинских изотопов.

Химия

Дипломы

Вуз: Санкт-Петербургский государственный университет (СПбГУ)

ID: 5be575b87966e104e4a12486

UUID: 4b55bbc0-c644-0136-3d5f-525400005860

Язык: Русский

Опубликовано: больше 5 лет назад

Просмотры: 42

Кротов Сергей Алексеевич

Источник: Санкт-Петербургский государственный университет

Комментировать 0

Рецензировать 0

Скачать - 4,0 МБ

Поделиться работой

САНКТ-ПЕТЕРБУРГСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ Направление подготовки 2.00.14 «Радиохимия» ВЫПУСКНАЯ КВАЛИФИКАЦИОННАЯ РАБОТА «Разработка мишенных устройств для получения медицинских радионуклидов высокой чистоты» Аспирант 4 года обучения Кротов Сергей Алексеевич Уровень/ступень образования: аспирантура Заведующий кафедрой: профессор, д.х.н. Смирнов Игорь Валентинович Научный руководитель: профессор, д.х.н. Ермоленко Юрий Евгеньевич Санкт-Петербург 2018 год

Содержание Введение 3 Литературный обзор 1.1 1.2 1.3 Ядерная медицина: становление науки и история развития Классификация радиофармпрепаратов (РФП) Протонно-эмиссионная томография (ПЭТ), как метод 4 8 медицинской визуализации. РФП и радионуклиды для ПЭТ 1.4 Методы получения радионуклидов ( РН) для ПЭТ 1.5 Генераторная пара изотопов Sr-82/Rb-82 Классические методы получения изотопов Sr-82 1.6 Циклотронный комплекс РИЦ-80 9 13 14 18 2. Экспериментальная часть и обсуждение результатов 2.1 Высокотемпературный 2.2 Принцип работы метода 23 Высоковакуумный стенд и мишенное устройство для нового метода 2.3 2.4 2.5 выделения радионуклидов 25 Понятие доли улетучивания 28 Выделение целевого изотопа стронция - 82 из облученной мишени RbСl 29 Сравнение эффективности выделения новым методом с классическим 2.6 2.7 2.8 метод выделения радионуклидов (изотопов). методом ионообменной хроматографии Выделение изотопа меди-67 из мишенного вещества металлического Zn Выделение радионуклидов из мишеней металлической меди Перспективы разработки высокотемпературного метода разделения Итоги и выводы Список литературы 2 35 35 38 39 41 43

Введение Последние десятилетия отмечены интенсивным внедрением методов ядерной физики и других наукоемких технологий в области, непосредственно связанной с качеством человеческой жизни и, в частности, с развитием совершенно новых областей медицины. Одним из наиболее перспективных направлений является ядерная медицина. Уникальность методов ядерной медицины состоит в том, что они позволяют диагностировать функциональные отклонения жизнедеятельности органов на самых ранних стадиях болезни, когда человек еще не чувствует симптомы заболевания. Технологии ядерной медицины, направленные как на диагностику, так и на терапию заболеваний, в основном базируются на использовании различных видов излучений радиоактивных нуклидов. Медицинские радионуклиды требуют высокой степени очистки, как химической, так и радиохимической. Ключевые проблемы заключаются в завышенной концентрации примесных радионуклидов, а также в большом количестве жидких радиоактивных отходов, которые накапливаются при использовании существующих методов выделения и очистки радионуклидов. Производство изотопов с позитронной эмиссией, позволяющей использовать их в ПЭТ (позитронно-эмиссионной томографии), очень важно для развития методов диагностики заболеваний. Совмещение экспериментальных методов ядерной физики и сверхчувствительных методик детектирования создают прекрасную перспективу для развития методик диагностики и терапии заболеваний в современной медицине. В данной работе представлены результаты разработки новых мишенных устройств для получения высокочистых медицинских изотопов на радиоизотопном комплексе РИЦ-80, запущенном недавно в Петербургском Институте Ядерной Физики (ПИЯФ). Основной целью данной работы является разработка нового метода высокотемпературного выделения целевых медицинских радионуклидов из различных мишенных веществ, используя различные экспериментальные методики. С использованием этого метода планируется получение, например, изотопа 82Sr, дочерний изотоп которого 82Rb используется в ПЭТ диагностике для 3

определения заболеваний сердечнососудистой системы и опухолей мозга, а также для получения других изотопов, широко используемых в ядерной медицине. 1. Литературный обзор 1.1 Ядерная медицина, становление как науки, история развития Ядерная медицина, как наука, берет свое начало более века назад, однако, официальный статус, как отрасль медицины, она получила только в 1970-80 годах. В общем понимании, ядерная медицина это дисциплина, связанная с применением открытых (не инкапсулированных) радиоактивных источников для диагностических целей в медицине, а также для решения фундаментальных и прикладных исследовательских задач ( например, разработки новых лекарственных средств). Методы радионуклидная ядерной диагностика медицины и делятся радионуклидная на два терапия. основных типа: Радионуклидная диагностика (nuсlear imaging) основана на in-vivo распознавании патологических изменений органов и систем человека с помощью радиофармацевтических препаратов, в которые входят соединения, меченные радионуклидами (радиоизотопами) и внешней системы детекторов. Регистрация введенных в организм радиоактивных веществ осуществляется с помощью методов сцинтиграфии, сканирования, радиометрии, радиографии. В 1913 году венгерский ученый Дьердь де Хевеши предложил использовать в биологических исследованиях так называемый метод меченых атомов. Этот момент можно считать зарождением радионуклидной диагностики. Позже, в 1943 году он был удостоен за это Нобелевской премии. Следующим важнейшим событием в становлении радионуклидной диагностики как отрасли медицины стало изобретение Бенедиктом Кассеном и его коллегами в 1951 году прямолинейного сканера, который получил название сканер Кассена (рис 1). Сканер, созданный Кассеном, на несколько десятилетий стал основным инструментом в ядерной медицине и радионуклидной диагностике. 4

Рис 1. Бенедикт Кассен и прямолинейный сканер. Однако уже в 1953 году Гордон Броунелл создаёт в Массачусетском технологическом институте первый прототип ПЭТ-сканера. В 1958 году Хэл Энджер усовершенствовал свою первую гамма-камеру, создав «сцинтиляционную камеру» (камера Anger) (рис 2), которая дала возможность одномоментного диагностирования объекта без перемещения сканера. Рис 2. Камера Ангера для медицинской диагностики. Дэвид Кюль создаёт в 1959 году в Пенсильванском университете предшественника однофотонного эмиссионного компьютерного томографа. В 1960 году Розалин 5

Сасмен Ялоу и Соломон Берсон опубликовали информацию об открытом ими методе радиоммунного анализа, открывшем дорогу для диагностики in vitro.В 1961 году Джеймс Робертсон создаёт в Брукхейвенской национальной лаборатории ПЭТтомограф современного типа. Второй не менее важной отраслью ядерной медицины является терапия. Терапевтические методы разделяются на два основных типа – лучевую и радионуклидную терапию. Лучевая терапия - метод лечения больных с помощью ионизирующего излучения. Лучевая терапия применяется при злокачественных опухолях, а также при некоторых доброкачественных опухолях и неопухолевых заболеваниях. Сущность РНТ (радионуклидной терапии) - лечение различных заболеваний на основе введения в организм больного различных терапевтических радиофармпрепаратов (РФП), которые, накапливаясь в патологическом очаге в организме, например в метастазе, испускают излучение с коротким пробегом, разрушающее поврежденную ткань. Таким образом, происходит, например, лечение опухолевых заболеваний. Первые случаи применения радионуклидов для медицинской терапии известны с конца 19-го, начала 20-го века. Одной из первых попыток рентгенотерапии рака считают работу доктора Дж. Джиллмана из Чикаго, к которому с сильными ожогами обратился физик Е. Груббе после опытов с Х-лучами (Ярмоненко С. П., 2004). Увидев такое действие облучения, Джиллман направил к Груббе больную с неоперабельным раком молочной железы. Сеанс облучения был проведен 29 января 1896 г. Имеется сообщение о начале проведения сеансов рентгенотерапии невуса у 5-летней девочки 24 ноября 1896 г. Л. Фройндом (L. Freund) в Вене. Как и А. Беккерель, супруги Кюри получили ожоги кожи, после чего в совместной работе 1901 г. они не только описали патологическое влияние радия на кожу, но и высказали предположение об использовании радия для лечения опухолей. После того, как было признано значение радия для лечения злокачественных опухолей, резко поднялись цены на радиевые источники. Однако Кюри отказались патентовать процесс получения радия и использовать результаты своих исследований в любых коммерческих целях. Кюри выступали за свободный доступ к знаниям и считали понятия «коммерческая выгода» и «наука» несовместимыми. В 6

1908 г. впервые начали лечить радием рак матки. В основу дальнейших методик внутриполостного лечения были положены разработки Сl. Regaud в Париже и Форселла в Стокгольме. Эмпирические схемы, предложенные этими исследователями, различались по количеству использованного радия и времени лечения, однако, как показали более поздние расчеты, определенные точки таза получали примерно одинаковые дозы. Кроме того, эффективность лечения также была равной. Следует еще раз вспомнить нашего великого соотечественника А. С. Попова, который не только изобрел радио, сконструировал рентгенодиагностический аппарат, но и изучал излучение радия. В 1905 г. А. С. Поповым был издан перевод на русский язык научного труда М. Склодовской-Кюри «Радий и радиоактивные вещества». В России в 1918 г. в Петрограде было основано первое в мире научноисследовательское учреждение рентгенорадиологического профиля - Государственный рентгенологический, радиологический и раковый институт (ныне - Центральный научно-исследовательский рентгенорадиологический институт Росздрава). Основатель института - проф. М. И. Неменов, который в 1929 г. стал одновременно начальником организованной в Военно-медицинской академии кафедры рентгенологии и радиологии, был одним из первых радиологов мирового уровня. В дальнейшие годы лучевая терапия получала все большее применение при лечении различных видов заболеваний. В настоящее время в онкологической практике используют хирургический метод, химиотерапию, гормональное лечение, иммунотерапию, а также лучевую терапию. Эти пять вариантов лечения злокачественных опухолей применяют в различных сочетаниях, однако по рекомендациям ВОЗ практически у 80 % онкологических больных в комплексе этих методов включают лучевую терапию [1], [2], [3]. 1.2 Классификация РФП 7

В современной ядерной медицине есть несколько основных признаков, по которым можно классифицировать радионуклиды, входящие в состав радиофармпрепаратов. Во-первых, по назначению РН делятся на две значимые группы: диагностические и терапевтические. В диагностике используются β+ излучатели с короткими периодами полураспада ( для ПЭТ), например 82Rb, 11С, 13N, 18F и γ – излучатели с энергией 100-200 кэВ и также короткими периодами полураспада (для ОФЭКТ), например 67 Ga, 201 Tl. Для терапевтических целей применяют радионуклиды с β- излучением, 200-2000 кэВ (131I, 32 P, 90 Sr/90Y, 89 Sr, 153 Sm), α-излучатели (211At, 225 Aс/213Bi) и радионуклиды, распадающиеся путем электронного захвата ( 125I, 67 111 In, Ga, 165Eu). Следующий признак, по которому классифицируют РН – ядерно-физические свойства радиоактивных атомов. Их разделяют на γ, β+, β- и α – излучатели. Третий признак разделения РН – по способу их получения: существуют реакторные, циклотронные и генераторные радионуклиды. При этом радиофармпрепараты также разделяются на группы по различным признакам. По химическому строению и биохимическому поведению они делятся на 3 основные группы: 1) Истинно меченые соединения – полностью идентичные природным соединениям, находящимся в организме человека; 2) Вещества-аналоги – похожи по химическому строению и биохимическому поведению на вещества-прототипы, но радиоактивная метка в них является атомом постороннего элемента; 3) Ксенобиотики – вещества, строение которых отлично от строения природных веществ. Также стоит отметить основные характеристики РФП: биологическое поведение, ядерно-физические свойства РН, фармацевтические характеристики и доступность. Доступность РФП определяется методом получения РН, характером препарата и его стоимостью. Реакторные и генераторные радионуклиды считаются относительно дешевыми, циклотронные – дорогими . Радиофармпрепараты различаются по химическим и физико-химическим формам. Основными химическими формами РФП являются: простые вещества ( 81mKr, 8

127,133 Xe, 198Au), ионные соединения (82RbСl, 201TlСl, Na99mTсO4), меченые органические соединения (1-11С-ацетат, 2-18F-2-дезокси-D-глюкоза) и комплексы (99mTс-ДТПА, 67Ga-октреоптид). К физико-химическим формам РФП относят: растворы, коллоиды (99mTс-фитат, сульфиды металлов), микрочастицы, газы, аэрозоли, меченые белки, пептиды и клетки [4]. . 1.3 ПЭТ как метод медицинской визуализации. РФП и радионуклиды для ПЭТ В последние десятилетия метод позитронной эмиссионной томографии является наиболее перспективным методом медицинской визуализации. Позитронная эмиссионная томография – современный метод медицинской визуализации, позволяющий получать in-vivo информацию о нарушениях физиологических и биохимических процессов на молекулярном уровне. Методика ПЭТ была предложена в качестве научного инструмента в 80-е годы прошлого столетия. С тех пор ПЭТ является одним из самых перспективных и современных методов в клинической диагностике, особенно в областях онкологии и кардиологии. В основе ПЭТ-метода, так же как и в основе ряда других методов радионуклидной диагностики, лежит использование радиодиагностических агентов (радиотрейсеров, РФП) – меченых биологически активных соединений. В отличие от других методов, например планарной сцинтиграфии и ОФЭКТ, для которых наибольшее применение получили РФП на основе генераторного 99m Tс, в большинстве ПЭТ исследований используются короткоживущие радионуклиды легких элементов с позитронным типом распада: 15O, 13N, 11С, 18F. Однако, наравне с легкими элементами, могут использоваться и радионуклиды со средней массой ядра, например радионуклидов 82 Rb. Ядерно-физические представлены в таблице характеристики 1. Для некоторых производства ПЭТ целевых радионуклидов для ПЭТ, как правило, требуется специализированные циклотроны, находящиеся в непосредственной близости от ПЭТ-центров. Таблица 1: ядерно-физические характеристики основных циклотронных 9

ПЭТ-радионуклидов РН Т1/2, Тип Основная β+ макс Макс Макс. мин распада ядерная энергия, пробег в Мольная реакция МэВ мышце, мм активность получения 11 Ки/моль С 20,4 β+ (99,8) 14 N(p, α)11С 0,96 4,1 9,22*109 13 N 9,96 β+ (99,8) 16 O(p, α)13N 1,19 5,4 1,89*1010 15 2,04 β+ (99,9) 14 1,74 8,2 9,0*1010 0,635 2,39 1,71*109 O N(d, n)15O 15 18 F 109,7 β+ (96,9) N(p, n)15O 18 O(p, n)18F 20 Ne(d, α)18F Применение радионуклидов с позитронным типом распада, в ядрах которых число протонов превышает число нейтронов, играет ключевую роль в ПЭТ-методологии. При переходе ядра в устойчивое состояние в результате β + - превращения испускаются позитрон и нейтрино. При этом продуктами распада являются стабильные изотопы: 15N, 13С, 82Kr, 18O, 11B. Ниже представлена характерная схема распада 11С с образованием стабильного 11B, позитрона и нейтрино: 11 С → 11B + β+ + υ После свободного пробега, который составляет в ткани человека или животного несколько миллиметров и зависит от энергии позитронов, позитрон сталкивается с электроном среды. Это столкновение завершается процессом аннигиляции, при этом испускаются в противоположных направлениях два высокоэнергетических гамма-кванта (энергия 0,511 МэВ). 10

Рис 3. Принцип регистрации в ПЭТ Если два детектора, объединенных в схему совпадений, одновременно зарегистрируют сигнал, можно утверждать, что точка аннигиляции находится на линии, соединяющей эти детекторы (рис 3). После математической реконструкции накопленных данных (которыми являются пары детекторов, одновременно зарегистрировавших разлетающиеся гаммакванты) получают псевдотрехмерное (разделенное на трансаксиальные, т.е. параллельные плоскостям колец датчиков среза) изображение процесса накопления радиоактивности в исследуемом органе (рис 4). Рис 4. ПЭТ изображение (скан) 11

Толщина среза и минимальный размер элементарной точки изображения зависят от геометрических размеров и плотности упаковки датчиков ПЭТ-камеры. Число этих датчиков в современных моделях томографов насчитывает десятки тысяч. Данный способ детектирования называется электронной коллимацией и является уникальным, поскольку для него не требуются свинцовые коллиматоры, используемые в ОФЭКТ для определения направления полета гамма-квантов и снижающие эффективность регистрации. Пространственное разрешение в ПЭТ определяется пробегом позитронов в ткани до точки аннигиляции и некоторыми другими параметрами. В целом разрешающая способность ПЭТ (2 – 7 мм) существенно ниже, чем разрешающая способность КТ (компьютерной томографии) и МРТ (магнитнорезонансной томографии), поэтому важнейшим этапом в развитии этого метода стало создание в 2000 году технологии, позволяющей совместить ПЭТ и КТ в одном ПЭТ-КТ-сканере. В настоящее время 90% используемых в мире сканеров являются совмещенными ПЭТ-КТ-камерами для исследования всего тела. Стоит отметить, что при ПЭТ-КТ-исследовании пациент получает более высокую дозовую нагрузку по сравнению со стандартными ПЭТ-сканами. Принципиально важным является тот факт, что из представленных в таблице 1 радионуклидов - 15 O, 13 11 N, С – являются изотопами биологически важных химических элементов. С их помощью можно пометить практически любое соединение, критически важное для осуществления определенной функции организма, без изменения его биохимического поведения и метаболизма. Четвертый радионуклид этой группы 18 F не входит в число биогенных элементов, однако именно он считается «идеальным» для ПЭТ исследований, благодаря относительно большому периоду полураспада (110 мин) и наименьшему пробегу позитронов в ткани, обеспечивающему максимальное пространственное разрешение. Важным аспектом использования радиофармпрепаратов на основе короткоживущих радионуклидов для ПЭТ (за исключением 18 F) является возможность проводить повторные ПЭТ-исследования через короткие промежутки времени, необходимые при активационных исследованиях мозга, оценке количественном определении плотности рецепторов. 12 перфузии миокарда,

Для изучения более медленных процессов в организме используют относительно долгоживущие β+ - излучатели: моноклональных 76 Br, 124 I, 89 Zr. Известно, что накопление антител (МКАТ) в биообъектах-мишенях достигается через несколько десятков часов после их введения. Применение МКАТ, меченных 89Zr и 124 I, дает возможность изучать кинетику и накопление в исследуемых тканях. Радионуклиды третьей группы – 68Ga, 110In, 94mTс – являются изотопными аналогами широко распространенных в однофотонной диагностике радионуклидов 67Ga, 111 In, 99m Tс, которые давно и с успехом используются для визуализации самых разнообразных процессов в организме. Их применение целесообразно не только потому, что оно может проводиться по хорошо разработанной методике, но и потому, что оно дает возможность сравнивать данные, полученные с помощью ПЭТ и ОФЭКТ [4]. 1.4 Методы получения радионуклидов для ПЭТ Несмотря на то, что известно более двух десятков радиоизотопов с позитронным типом распада, в клинической практике ПЭТ применяются лишь некоторые из них. Для их производства, как правило, применяются компактные медицинские циклотроны с набором мишеней, которые облучаются пучком протонов или дейтронов с фиксированной энергией частиц. Для наработки клинически значимых доз радионуклидов в рамках одного ПЭТ центра достаточно циклотрона с энергией пучка 10-12 МэВ и током до 50 мкА. Однако, иногда требуются циклотроны с большей мощностью, об одном из которых будет рассказано далее. В настоящее время компактные ПЭТ-циклотроны выпускаются серийно несколькими мировыми производителями. Современные медицинские циклотроны работают по принципу ускорения отрицательных ионов. Ускоряемый пучок отрицательно заряженных ионов водорода или дейтерия направляется через тонкую углеродную фольгу на мишень, при этом «обдираются» два электрона, а отрицательно заряженные ионы превращаются в протоны или дейтроны, инициирующие ядерные реакции [4]. 1.5 Генераторная пара Sr-82/Rb-82. Классические методы получения Sr-82 13

Одной из наиболее перспективных генераторных пар радионуклидов, применяемых в медицинской визуализации, является пара Sr-82/Rb-82. Ядерно-физические характеристики радионуклидов данной пары приведены в таблице 2. Таблица 2. Ядерно-физические характеристики радионуклидов генераторной пары Sr-82/Rb-82. Изотоп T1/2 Sr-82 Rb-82 25 дней 1,3 мин Тип распада Энергия γ Tкип, о ЭЗ β+ МэВ 0,776 0,511 С 1382 687,8 Материнский изотоп Sr-82 имеет период полураспада 25 суток и распадается путем электронного захвата с испусканием гамма квантов энергии 0,776 МэВ. Дочерний изотоп Rb-82 применяется в позитронной эмиссионной томографии для диагностики заболеваний сердечнососудистой системы и опухолей мозга. Основным типом распада Rb-82, является β + распад. После вылета позитрона из ядра, Rb-82 превращается Kr-82, а позитрон, сталкиваясь с электроном в ткани аннигилирует, испуская два гамма-кванта энергии 0,511 МэВ, что делает данный радионуклид идеальным для использования в позитронной эмиссионной томографии. Благодаря короткому периоду полураспада - 1,3 минуты, можно проводить большое количество исследований на одном пациенте за короткий промежуток времени. По сравнению с аналогами, Tl-201 и Tс-99m, использование рубидия более безопасно и позволяет получать более точные и информативные результаты. В организме Rb-82 ведет себя аналогично калию, что позволяет ему хорошо поглощаться мышцей миокарда[4], [9]. Таким образом, выделим основные преимущества использования генераторной пары Sr-82/Rb-82: а) обеспечивает более высокую точность изображения, чем при применении изотопов распространенных радионуклидов таллий-201, технеций-99m; б) позволяет осуществлять диагностику заболеваний коронарных сосудов сердца и выбор стратегии лечения заболевания на ранней стадии. Радионуклид рубидий-82 14

может применяться в качестве количественного маркера омертвения или жизнеспособности тканей миокарда; в) сокращает время последовательного воспроизведения изображения при обследовании пациента; позволяет каждые 10 минут осуществлять последовательное сканирование исследуемого органа; г) минимизирует дозу излучения, получаемую пациентом при обследовании; д) позволяет различным медицинским организациям проводить клинические ПЭТисследования без необходимости иметь дорогостоящие циклотроны. Однако, несмотря на все преимущества при использовании в ПЭТ Rb-82, получение его материнского радионуклида является очень затруднительным. На данный момент Sr-82 получают для медицинских целей лишь в 4 местах в мире: США (Los-Alamos NL, Brookhaven NL), Канада (TRIUMF NL), Франция (ARRONAX GIP) и Россия (ИЯИ РАН, рук. Д.ф-м.н Б.Л.Жуйков). При этом производится менее 1% от необходимого Sr-82. Рассмотрим методы получения радиоизотопа стронция 82. В настоящее время 82 Sr получают облучением протонами (Е р ≈100÷800 МэВ) твердотельных мишеней из молибдена, металлического рубидия или его соединений на ускорителях высоких энергий. Известен способ получения 82 Sr по реакции Mo (p, spallation). Мишени из металлического молибдена диаметром 1.9-6.4 см, толщиной 1.25-1.9 см облучали пучками протонов энергией 800 МэВ. В результате реакции скалывания образовывался 82 Sr. Длительность облучения различных мишеней составляла от 2 до 30 суток. Номинальный ток пучка протонов - 500 мкА. Затем мишени растворяли в смеси азотной и фосфорной кислот в присутствии перекиси водорода. После чего многоступенчатым химическим переделом выделяли 82 Sr. Этот способ имеет существенные недостатки, заключающиеся в следующем: - для получения 82 Sr используется уникальная дорогостоящая установка, в основном предназначенная для фундаментальных исследований: мезонная фабрика Лос-Аламосской национальной лаборатории США; - технология основана на использовании одноразовой мишени; - наряду со 82 Sr в мишени образуется большое количество радиоактивных примесей; - выделение 82 Sr сопряжено с необходимостью проведения многоступенчатого радиохимического передела мишени и утилизацией большого количества радиоактивных отходов; 15

- высокое содержание в целевом продукте основной мешающей примеси 85 Sr, активность которой сопоставима с активностью целевого продукта [5]. Также существует способ получения 82 Sr по реакции Rb(p,xn) на мишени из хлорида рубидия. С целью дегидратации хлорид рубидия выдерживали в вакууме в течение 48 часов, затем прессовали в таблетку 0.81 см толщиной и 4.44 см диаметром . Таблетка из хлорида рубидия помещалась в капсулу из нержавеющей стали и заваривалась в вакууме электронным лучом. Затем капсула с хлоридом рубидия облучалась протонами на ускорителе Брукхевенской национальной лаборатории, позволяющем ускорять протоны до энергии 200 МэВ. Ток пучка протонов составлял 45 мкА. После облучения капсулу транспортировали в защитном контейнере в горячую лабораторию и через 6 дней выдержки вскрывали. Затем хлорид рубидия растворяли в 100 мл 0.1 М NH 4 OH:0.1 M NH 4 Сl и после многоступенчатого радиохимического передела выделяли 82 Sr. К недостаткам данного способа можно отнести: - использование для получения 82 Sr дорогостоящего ускорителя высоких энергий; - достаточно сложна процедура изготовления мишени; - технология основана на использовании одноразовой мишени; - из-за плохой теплопроводности хлорида рубидия при токах выше нескольких мкА возможен перегрев в центре мишени и сублимация хлорида рубидия, что приводит к уменьшению эффективной толщины мишени и, соответственно, выхода целевого продукта; - выделение 82 Sr сопряжено с необходимостью проведения многоступенчатого радиохимического передела мишени; - как и в предыдущем примере, высокое содержание в целевом продукте основной мешающей примеси 85 Sr, активность которой сопоставима с активностью целевого продукта [6]. Известен способ получения 82 Sr по реакции Rb(p,xn) на мишени из металлического рубидия. Мишени из металлического рубидия представляли собой диска диаметром 30 мм и толщиной 11 мм, заключенные в герметичные оболочки из нержавеющей стали. Толщина входного окна оболочки составляла 0.13-0.2 мм. Оболочки заряжались металлическим рубидием в боксе в инертной атмосфере. Для этого рубидий в ампуле разогревали электропечью до 80-90°С, отбирая жидкий рубидий с помощью медицинского шприца, вводили жидкий металл через штуцер в оболочку. Облучение мишеней проводили на линейном ускорителе на пучке с энергией протонов 100 МэВ при токах пучка 6-10 мкА. Длительность облучения достигала 10 суток. Технология переработки мишени включала механическое вскрытие кассеты и растворение мишени в изобутаноле, разрушение образующегося при растворении мишени изобутонолята рубидия и 16

отделение органической фазы путем отгонки, отделение изотопов стронция от рубидия на ионообменной колонке. К недостаткам данного способа, как и в предыдущем примере, можно отнести: - использование для получения 82 Sr дорогостоящего ускорителя высоких энергий; - достаточно сложна процедура изготовления мишени; - технология основана на использовании одноразовой мишени; - выделение 82 Sr сопряжено с необходимостью проведения многоступенчатого радиохимического передела мишени; - высокое содержание в целевом продукте основной мешающей примеси 85 Sr, активность которой сопоставима с активностью целевого продукта. Кроме того, существенным недостатком данного способа следует считать высокую взрывоопасность, обусловленную использованием металлического рубидия[7]. И еще один способ получения 82 Sr в реакциях Kr(α,xn) и Kr(3Не,xn) при облучении ускоренными пучками α-частиц или 3Не мишени из природного криптона. При использовании в качестве мишени природного криптона и ускоренных α-частиц или 3Не с начальной энергией 60-80 МэВ наработка 82 Sr возможна на всех изотопах Kr за исключением 78 Kr. Однако наработка 82 Sr на каждом из изотопов при использовании природного криптона - не оптимальна, так как величины сечений ядерных реакций, приводящих к образованию 82 Sr на каждом из изотопов криптона, изменяются в широком диапазоне (от 0 до σ max ) в энергетическом интервале торможения в мишени заряженных частиц. В результате данный способ имеет следующие существенные недостатки: - относительно низкий выход 82 Sr в мишени из природного криптона; - высокое содержание в целевом продукте основной мешающей примеси 85 Sr, активность которой сопоставима с активностью целевого продукта[8]. 1.6 Циклотронный комплекс РИЦ-80 В 2016 году на базе Петербургского института ядерной физики в г. Гатчина был успешно произведен запуск циклотрона Ц-80, изображение которого представлено на рисунке 5. Ускоритель размещен на первом этаже экспериментального зала синхроциклотрона ПИЯФ и рассчитан на получение протонов с энергией 40–80 МэВ и током до 200 мкА, предназначенных для лечения злокачественных образований глаза и для получения широкого спектра радиоизотопов, используемых как для диагностики, так и для терапии различных заболеваний. На данный момент были успешно проведены испытания по получению пучка частиц с интенсивностью 20 микроампер. В 2017 году планируется вывести интенсивность 17

пучка до отметки 100 микроампер. Также был успешно разработан проект циклотронного комплекса РИЦ-80, реализация которого запланирована на 20192020 год. Рис 5. Циклотрон Ц-80 (ПИЯФ) первый этаж экспериментального зала синхроциклотрона Ц-1000 На циклотронном комплексе РИЦ-80 планируется получение широкого спектра медицинских радионуклидов. В таблице 3 приведен список радионуклидов и мишенных веществ для циклотронного комплекса. Стоит отметить, что помимо представленных в таблице радионуклидов, в дальнейшем на РИЦ-80 планируется получать радионуклиды Сu-64, Сu-67, Rb-81, At-211. Таблица 3. Радионуклиды, планируемые к получению на РИЦ-80 Изотоп T1/2, дни 270.8 Мишенное вещество Ga Время облучения, ч 240 Активность мишени, Ки 2 Ge-68 Sr-82 25.55 Rb 240 14 18

In-111 2.8 Сd 25 25 I-123 0.55 Te 5 11 I-124 4.17 Te 200 10 Tb-149 0.17 Gd 12 3 Ra-223 11.4 ThС 240 4 Ra-224 3.66 ThС 240 0.5 На рисунке 6 представлена разводка пучков от циклотрона Ц-80 к мишенным станциям, которые будут функционировать на циклотронном комплексе РИЦ-80. Всего планируется размещение 3 мишенных станций, на первой будут проводиться выделения радионуклидов классическими радиохимическими методами, вторая предназначена для выделения медицинских радионуклидов новым методом высокотемпературного выделения, а на третьей будет размещен масс-сепаратор для выделения особо чистых целевых радионуклидов различного назначения. Размещение трех мишенных станций позволит проводить обучение в непрерывном режиме. Например, если на мишенной станции классической радиохимии проводится радиоактивное остывание образца, в режиме он-лайн можно запускать облучение мишени на высокотемпературной мишенной станции. Комплекс мишенных станций будет находиться на цокольном этаже экспериментального зала. Стоит отметить, что мишенные станции будут оборудованы специальными устройствами для доставки высокоактивных мишеней в специальные места хранения или в горячие камеры для радиохимического остывания и подготовки радиофармпрепаратов. Общая схема представлена на рисунке 7. 19 циклотронного комплекса РИЦ-80

Рис 6 . Разводка пучков к мишенным станциям радиоизотопного комплекса РИЦ80, подвал экспериментального зала синхроциклотрона Ц-1000 Рис 7. Схема циклотронного комплекса РИЦ-80, ПИЯФ, Гатчина 20

На протонном циклотроне Ц-80 можно получать источники высокой активности практически для всего списка радионуклидов, создаваемых на ускорителях, таких как 64,67 Сu, 68Ge, 82 Sr, 111 In, 123,124 I, 223,224 Ra и других перспективных изотопов для диагностики и терапии. Масс-сепараторный метод позволит получать ряд особо чистых радионуклидов для медицинских целей. На начальной стадии это могут быть 81Rb, 82Sr, 111 In, 223,224 Ra, как изотопы с низким ионизационным потенциалом, которые могут производиться с высокой эффективностью[8], [9]. На данный момент, до введения в полную мощность циклотрона Ц-80, для проведения подготовительных экспериментов и отработки методик используется синхроциклотрон ПИЯФ СЦ-1000, с энергией пучка 1000 МэВ (рис 8). В 2018 году на пучке протонов синхроциклотрона СЦ-1000 был оборудован так называемый «деградер энергий». Это комплекс медных тарелок, проходя через которые, пучок частиц теряет часть своей энергии. Таким образом, в зависимости от количества данных тарелок, есть возможность варьировать энергию пучка протонов от исходного 1 ГэВ до 100 МэВ. Снижение энергии пучка, позволило проведение ряда экспериментов с энергиями близкими к тем, которые будут на циклотроне Ц-80. Рис 8. Синхроциклотрон СЦ-1000, ПИЯФ, Гатчина 21

2. Экспериментальная часть и обсуждение результатов 2.1 Высокотемпературный метод выделения. Принцип работы метода. В ПИЯФ НИЦ КИ на установке ИРИС (Исследование Радиоактивных Изотопов на Синхроциклотроне) был разработан и о опробован высокотемпературный метод разделения мишенного вещества и получаемых радионуклидов. В основе метода лежит использование разницы в давлениях паров (температурах кипения), а также энергии десорбции с нагреваемой поверхности атомов мишенного вещества и целевых радионуклидов. Если существует данная разница при достижении определенной температуры, то появляется возможность разделения мишенного вещества и продуктов реакций (радиоактивных атомов целевых радионуклидов). На рисунке 9 приведены величины энергий адсорбции для атомов различных элементов на поверхностях тугоплавких металлов – молибдена, ниобия и тантала. Рис 9. Величины энергий адсорбции для атомов различных элементов 22

Как можно видеть из приведенного рисунка, значения величин энергии адсорбции для достаточно широкого круга элементов практически не зависят от материала адсорбирующей металлической поверхности, а зависят очень существенно, что представляется естественным, от их летучести. А так как летучесть элементов при фиксированной температуре находится в обратной корреляции с их температурами кипения (чем выше температура кипения, тем ниже летучесть элемента и, чем ниже температура кипения, тем выше летучесть), то хорошим ориентиром при определении возможности разделения атомов различных элементов может служить различие в их температурах кипения, которые хорошо известны. Исходя из вышеприведенных рассуждений, для эффективного разделения мишенного вещества (металлический рубидий Т кип =688°С) и радиоактивных атомов стронция (целевой радионуклид Т кип =1382°С) необходимо обеспечить нагрев мишенного вещества до температуры достаточно быстрого испарения (в течение нескольких часов) мишенного вещества. Так как при этой температуре радиоизотопы стронция будут вылетать значительно медленней из нагреваемого объема, то можно ожидать, что значительное количество радиоактивных атомов стронция останется в нагреваемом объеме. Достаточно грубую оценку отношения времен вылета атомов рубидия и стронция из замкнутого объема с небольшим выходным отверстием можно оценить, используя уравнение Френкеля для времени “сидения” атома на поверхности: τ а = η 0 exp(ΔH a /kT), где τ а - время пребывания атома на поверхности (в данном случае имеется в виду внутренняя поверхность мишенного контейнера) при столкновении с этой поверхностью; ΔH a – энергия адсорбции атома на поверхности материала мишенного контейнера; k – постоянная Больцмана; T – температура мишенного контейнера (°K). η 0 – временная постоянная, связанная с частотой колебаний атома, “сидящего” на поверхности. Если взять отношение τ а 23 (Sr)/τ а (Rb), то получим величину,

показывающую во сколько раз время вылета атомов стронция больше времени вылета атомов рубидия при фиксированной температуре: τ а (Sr)/τ а (Rb) = exp (ΔH a (Sr) - ΔH a (Rb))/kT, где ΔH a (Sr), ΔH a (Rb) величины энергии активации адсорбции для стронция и рубидия; Т – температура, при которой за измеренное время из мишенного контейнера в заметном количестве испаряется мишенное вещество. При температуре около 600 °С оценка сделанная с помощью вышеуказанного соотношения дает величину ~ 2х10 5 . Т. е., если при данной температуре время вылета мишенного вещества рубидия будет порядка нескольких часов, то время вылета атомов целевого радионуклида стронция будет порядка нескольких десятков лет. После полного испарения мишенного вещества (обычно испарение мишенного вещества с минимальными его потерями производится в балластный объем), оставшийся в мишенном объеме стронций может быть вымыт раствором кислоты или испарен на охлаждаемый коллектор при значительно более высокой температуре. Следует также подробно рассмотреть общую методику, используемую для высокотемпературного выделения. Изначально мишенное вещество облучается на пучке протонов синхроциклотрона СЦ-1000, пучке протонов после деградера энергий СЦ-1000 или на пучке протонов циклотрона Ц-80. Затем, после радиоактивного остывания, облученное мишенное вещество закладывается в капсулу, помещается в высоковакуумный стенд и нагревается до определенной температуры. При достижении заданной температуры мишенное вещество начинает улетучиваться из капсулы в балластный объем, а целевой радионуклид полностью остается в капсуле. Затем, либо производится смывка целевого радионуклида из капсулы, либо дополнительное выделение целевого радионуклида при наличии в капсуле тяжелолетучих примесей. 2.2 Высоковакуумный стенд и мишенное устройство для нового метода Для проведения исследований и оптимизации метода высокотемпературного выделения, на базе отделения физики высоких энергий 24 «НИЦ Курчатовский

Институт» ПИЯФ был разработан специальный прототип высоковакуумного высокотемпературного устройства, на котором проводилось разделение мишенных веществ и целевых радионуклидов (рис 10), на базе лаборатории был оборудован высоковакуумный тестовый стенд, состоящий из форвакуумного насоса, вакуумного насоса, нескольких шлюзов, соединенных между собой подвижными перемычками, объема, в котором расположена система нагревания и системы водяного охлаждения. Рис 10. Прототип высоковакуумного высокотемпературного устройства для разделения мишенного вещества и целевого радионуклида Внутри стенда помещался высокотемпературный контейнер из тантал-вольфрама для нагрева капсулы с мишенным веществом до необходимой температуры (рис 11). 25

. Рис 11. Высокотемпературный Ta-W контейнер для нагрева мишенного материала На рисунке 12 представлена схема прототипа высокотемпературного мишенного устройства, включающее в себя: танталовую капсулу с мишенным веществом, погруженную в танталовую печь, танталовые тоководы с водно-охлаждаемыми медными держателями и балластный объем из удерживающийся на водно-охлаждаемом медном держателе. 26 нержавеющей стали,

Рис 12. Схема прототипа высокотемпературного мишенного устройства. 2.3 Понятие доли улетучивания Для высокотемпературного метода разделения целевого радионуклида и мишенного вещества нами было введено понятие доли улетучивания. Доля улетучивание – процентное количество того или иного элемента, вылетевшее из мишени при определенной температуре за определенный промежуток времени. Была введена формула для понятия доли улетучивания: n= A 1− A 2 ∗100 A1 , где n – доля улетучивания элемента из мишени, А1 – начальная активность элемента в мишени (до нагрева) А2 – конечная активность элемента в мишени (после нагрева) 27

Стоит отметить, что, исходя из полученных эмпирическим путем данных, подтверждается связь долей улетучиваемости элементов с их температурами кипения. При этом, чем температура кипения элемента выше, тем ниже его доля улетучивания из объема мишенного вещества. Подробнее о результатах исследования будет рассказано ниже. 2.4 Выделение целевого изотопа стронция 82 из облученной мишени RbСl Первые выделения стронция-82 проводились из облученного мишенного вещества металлического рубидия. Это являлось целесообразным, исходя из расчета отношения времен вылета атомов мишенного вещества и целевого радионуклида. Предварительные разделения мишенного вещества и целевого радионуклида оказались успешными. Однако, из-за трудности в работе с металлическим рубидием, было принято решение провести эксперимент по разделению стронции и соли рубидия, хлорида. Несмотря на то, что температура кипения хлористого рубидия (1390 оС) схожа с температурой кипения металлического стронция (1382 о С), экспериментальным путем было получено, что хлористый рубидий в качестве мишенного вещества улетает из капсулы при нагревании также хорошо, как и металлический рубидий. Этот эффект был объяснен тем, молекулы мишенного вещества хлористого рубидия склонны к сублимации при нагреве в высоком вакууме. Таким образом, мишенное вещество переходит из твердого агрегатного состояния сразу в газообразное, минуя жидкое. Остановимся подробнее на выделении целевого Sr-82 из мишенного вещества RbСl. Выделение целевого радионуклида стронция-82 проводилось из мишенного вещества облученного порошка RbСl. Мишенное вещество, порошок хлористого рубидия природного содержания облучался на пучке протонов 1000 МэВ синхроциклотрона ПИЯФ по ядерной реакции 85,87 Rb(p,4;6n)82Sr. В результате реакции образовывалась смесь изотопов Sr – 82, 83, 85. После радиационного остывания, за время которого полностью распадался примесный изотоп 83Sr, облученное мишенное вещество загружалось в капсулу из нержавеющей стали с отверстием. Затем капсулу с мишенным веществом помещали в танталовый контейнер-печь, который нагревался на 28

высоковакуумном стенде. До помещения капсулы в печку для нагрева измерялся ее гамма-спектр и производилось взвешивание мишенного вещества. После помещения капсулы в печку и медленного повышения температуры до 800 °С печка остужалась и снова измерялся спектр и производилось взвешивание мишенного вещества. Далее проводился следующий этап нагрева при температуре 900-1000 °С. В этом диапазоне температур мишенное вещество массой 1 грамм за 1 час полностью испарялось из мишенной капсулы в балластный объем, а атомы целевого радионуклида стронция оставались на внутренних стенках контейнера, откуда они смывались раствором соляной или азотной кислоты. На рисунке 13 показано изображение контейнера с мишенным веществом до и после нагрева до 800 С, а на рисунке 14 после нагрева в диапазоне 900-1000 °С. На фотографии капсулы и из спектра (рис 15) видно, что после нагрева до 800 С, мишенное вещество осталось внутри, а после следующего нагрева (рис 16) мишенное вещество полностью испарилось из капсулы в балластный объем. Рис 13. Капсула с облученным RbСl до и после нагрева ниже 800°С 29

Рис 14. Капсула после нагрева свыше 900°С. Мишенное вещество 1,2x10 4 1,0x10 4 8,0x10 3 6,0x10 3 4,0x10 3 2,0x10 3 Sr09_00 Sr09_01 82 Sr --> 82m Rb (776keV) 84% 4 Rb (552keV) 16% 1,4x10 83 Count улетучилось полностью 0,0 550 560 770 780 EkeV Рис 15. Часть гамма-спектра облученного RbСl до и после нагрева в высоком вакууме ниже температуры 800°С. 30

1,0x10 4 8,0x10 3 6,0x10 3 4,0x10 3 2,0x10 3 Sr09_01 Sr09_02 82 Sr --> 82m Rb (776keV) 84% 1,2x10 4 Rb (552keV) 16% 4 83 Count 1,4x10 0,0 550 560 770 780 EkeV Рис 16. Часть гамма-спектра облученного RbСl до и после нагрева в высоком вакууме до температуры свыше 900°С. Эффективность выделение контролировалась с помощью гамма спектров, полученных до и после нагрева контейнера и по массе. Эффективность смывки целевого радионулида со стенок капсулы также контролировалась гаммаспектрами. На рисунке 17 представлен раствор 10% соляной кислоты с целевым радионуклидом стронция-82, после смывки из капсулы, а на рисунке 18 часть гамма-спектра с гамма-линией Sr-82 после нагрева капсулы свыше 900°С и гаммалиния Sr-82 в10% растворе HСl, после смывки. Таким образом было определено, что отделение мишенного вещества и целевого радионуклида после использования нашего метода превышает 99,9%, а эффективность выделения целевого Sr-82 из капсулы достигает 95%. При этом мишенное вещество RbСl, собранное на охлаждаемый коллектор готово к повторной загрузке в мишень и облучению. Стоит отметить, что содержание примесного радионуклида Sr-85 по отношению к целевому стронцию оценивается по активности как 1:3, что является допустимым при использовании стронция-82 в радионуклидных генераторах. 31

1x10 3 Rb (776keV) 84% 3 82m 2x10 Sr08_04 Sr08_06 Sr --> 3 Rb (552keV) 16% 3x10 82 83 Count Рис 17. Раствор HСl со смытым Sr-82 0 550 560 770 780 EkeV Рис 18. Гамма-линия Sr-82 после нагрева капсулы свыше 900°С и гамма-линия Sr-82 в 10% растворе HСl, после смывки 32

Стоит отметить, что для оптимизации метода высокотемпературного выделения Sr82 из мишенного вещества RbСl было проведено свыше 700 выделений и обработано огромное количество экспериментальных данных. Описанные выше результаты были получены после выделения стронция-82 из мишенного RbСl, облученного на пучке синхроциклотрона ПИЯФ с энергией 1 ГэВ. Однако в марте-апреле 2018 года, благодаря установленному на пучке синхроциклотрона деградере энергий, удалось провести облучение мишенного вещества хлористого рубидия на пучке энергией 100 МэВ. При данной энергии сечение ядерной реакции 85,87 Rb(p,4;6n)82Sr является наибольшим и составляет 160 барн. Данный эксперимент позволил максимально приблизить условия облучения к тем, которые будут на циклотронном комплексе РИЦ-80, за исключением тока частиц, который из-за деградера был снижен. В результате после облучения капсулы с RbСl на пучке энергией 100 МэВ, было проведено высокотемпературное выделение целевого стронция-82 из облученной мишени. Результаты выделения представлены на гамма-спектре (рис. 19). Рис 19. Выделение Sr-82 из RbСl, облученного на пучке 100 МэВ 33

2.5 Сравнение эффективности выделения новым методом с классическим По результатам выделения стронция-82 из мишенного вещества хлористого рубидия новым высокотемпературным методом был выявлен ряд преимуществ этого метода перед классическими методами выделения ионообменной хроматографией: 1) При использовании метода высокотемпературного выделение происходит полное отделение мишенного вещества от целевого радионуклида; 2) Потери целевого радионуклида сводятся к минимуму; 3) В отличие от классических методов, метод высокотемпературного выделения позволяет полностью собирать и повторно использовать мишенное вещество, не вступившее в ядерную реакцию ( при использовании метода ионообменной хроматографии мишень целиком растворяется), что делает метод экономически более выгодным; 4) В результате использования нового метода полностью отсутствуют жидкие радиоактивные отходы, что делает метод более экологичным; 5) При необходимости дополнительной очистки целевого радионуклида возможно дополнительное использование ионообменной хроматографии или других методов очистки, но при этом работа будет проводиться не со всей активностью мишени, а только с активностью целевого радионуклида, что делает использование метода более безопасным для сотрудников радиохимических лабораторий. Также был проведен сравнительный анализ результатов выделения целевого радионуклида новым методом и методом ионообменной хроматографии. Он проводился на модельном выделении с использованием стабильных изотопов. Результаты данного анализа были представлены в бакалаврской работе студента кафедры радиохимии СПбГУ Пронина Е.В [ссылка Пронин]. 2.6 Выделение изотопа меди-67 из мишенного вещества металлического Zn Успешный эксперимент по выделению Sr-82 из RbСl новым методом позволил нам предположить, что данный метод может быть легитимен и для других редких изотопов и мишенных веществ. 34

Для разделения были выбраны изотоп меди-67, использующийся в брахитерапии, как целевой радионуклид и металлический Zn, как мишенное вещество. Температуры кипения целевого радионуклида и мишенного вещества представлены в таблице 4. Таблица 4. Температуры кипения Сu и Zn Т кип оС 907 2562 Элемент Zn Сu По аналогии с выделением Sr-82, температура облученной мишени после радиационного остывания повышалась в высоком вакууме до 700-750 оС. При этой температуре в течение 2 часов улетучивалось мишенное вещество, металлический цинк. Эффективность выделения мишенного вещества контролировалась по гаммаспектрам (рис 20). Рис 20. Часть гамма-спектра облученного Zn до и после нагрева в вакууме при температуре около 700°С 35

Как можно видеть из спектра, при температуре 700 оС и времени выделения 2 часа, мишенное вещество полностью улетучилось из капсулы на охлаждаемый коллектор, а целевой радионуклид Сu-67 полностью остался внутри. Однако, в данном случае мы столкнулись с проблемой труднолетучей примеси, которой оказался изотоп скандия-46 с гамма-линией энергии 1121 кэВ. Температура кипения скандия 2836 оС, что выше, чем у меди, поэтому в данном случае было принято решение провести дополнительный нагрев до температуры 1400 оС, при которой в высоком вакууме улетучивается медь, для выделения целевого радионуклида Сu-67 на чистый коллектор. Результаты выделения представлены на рисунке 21, откуда видно, что при выделении в течение 2 часов при температуре 1400 оС, целевой радионуклид Сu-67 полностью улетучился из капсулы на охлаждаемый коллектор, при этом следов мишенного вещества и примесей обнаружено не было. Рис 21. Часть гамма-спектра облученного Zn до нагрева и γ- спектр выделенной на охлаждаемый коллектор Сu-67 после нагрева мишенного вещества до температуры 1400°С 36

По предварительным результатам, разделение целевого радионуклида и мишенного вещества около 90 %, а эффективность выделения целевого радионуклида из капсулы близка к 99%. Таким образом можно сказать, что метод высокотемпературного выделения изотопа меди-67 из облученной цинковой мишени является актуальным, однако полученные предварительные результаты требуют продолжения оптимизации методики выделения. 2.7 Выделение радионуклидов из мишени металлической меди На высокотемпературном стенде были проведены предварительные выделения радионуклидов из мишенного вещества металлической меди. Данный эксперимент проводился с целью вычисления долей улетучивания радионуклидов из мишени, которые представлены в таблице 5. Таблица 5 доли улетучивания радионуклидов из мишенного вещества металлической меди № нагрева 1 2 3 4 T, оС 1175 1260 1320 1375 n% Mn 19 81 100 100 n% Сo 4 10 28 82 n% Sс 0 0 14 49 n% V 0 21 24 34 Стоит отметить, что погрешность при данном выделении составляла порядка 510%. Зависимости улетучиваемости радионуклидов от температуры нагрева с погрешностями после предварительного выделения графически представлены на рисунке 22. 37

Рис 22. Улетучиваемость радионуклидов из медной мишени По результатам выделения видно, что в большинстве случаев доля улетучивания радионуклидов обратно пропорциональна их температурам кипения. В случае кобальта и скандия следует отметить, что несмотря на то, что температура кипения кобальта выше, он несколько лучше вылетает из мишени, поскольку его энергия десорбции с поверхности ниже, чем у скандия. Следует еще раз подчеркнуть, что данные, полученные в данном эксперименте, являются предварительными и требуют дополнительной обработки, исследования улетучиваемости при различном шаге повышения температур и различном времени выделения. 2.8 Перспективы разработки высокотемпературного метода разделения На данном этапе оптимизирована работа метода для выделения медицинского изотопа Sr-82 высокой чистоты. В дальнейшем до полного введения в эксплуатацию циклотронного комплекса РИЦ-80 (конец 2018 – начало 2019 года) планируется дополнительная оптимизация 38 высоковакуумного мишенного

устройства, а также продолжение оптимизации методик выделения различных целевых медицинских радионуклидов. Также планируется проведение сравнительного анализа нового метода выделения с уже существующими. В непрерывном режиме происходит поиск новых пар мишенных веществ и целевых радионуклидов, которые возможно разделить новым методом. Одной из таки пар является пара 177 Yb/ 177Lu. Целевой изотоп ядерного реактора по ядерной реакции является целевой радионуклид). 177 177 176 Lu нарабатывается в потоке нейтронов Yb(n,γ)177Yb (продуктом деления 177 Yb и Lu используется в терапевтических целях для лечения рака простаты и является наиболее перспективным радионуклидов для терапии данного заболевания. В таблице 6 представлены характеристики данной пары радионуклидов. Таблица 6. Характеристики радионуклидов 177Yb; 177Lu. РН 177 Yb 177 Lu Т 1/2 1,9 часа 6,65 дня Т кип оС 1 196 3 395 В дальнейшем, после отработки методики выделения медицинского радионуклида Sr-82 планируется разработка собственного генератора Sr-82/Rb-82. Итоги и выводы По проделанной на данный момент работе можно подвести следующие итоги: 1) Был разработан новый метод разделения радионуклидов и сконструирован рабочий прототип нового высокоэффективного мишенного устройства; 39

2) Оптимизирован метод высокотемпературного выделения изотопа Sr-82 для медицинского назначения; 3) Проведены предварительные облучения и выделения на пучке 80-100 МэВ; 4) Показана легитимность нового метода для различных комбинаций мишенных веществ и целевых радионуклидов; Для высокотемпературного метода: 1) Целевой радионуклид отделяется от мишенного материала более чем на 99,9%; 2) Значение эффективности выделения Sr и Сu из RbСl и Zn мишеней свыше 90% ; 3) Введено понятие доли улетучивания, доли улетучивания вычислены для ряда мишенных веществ и целевых радионуклидов; 4) Высокотемпературный метод проявил себя как более экономичный, экологичный и безопасный. По данной работе написаны следующие статьи: 1. V. N. Panteleev, A. E. Barzakh, L. Kh. Batist, D. V. Fedorov, V. S. Ivanov, F. V. Moroz, P. L. Molkanov, S. Yu. Orlov and Yu. M. Volkov, «The radioisotope сomplex projeсt “RIС-80” at the Petersburg Nuсlear Physiсs Institute » // Review of sсientifiс instruments 86, 123510 (2015); 2. Пантелеев В.Н., Барзах А.Е., Батист Л.Х., Федоров Д.В., Иванов В.С., Кротов С.А., Мороз Ф.В., Молканов П.Л., Орлов С.Ю., Волков Ю.М. //Физика элементарных частиц и атомного ядра. 2016; 3. Пантелеев В.Н., Барзах А.Е., Батист Л.Х., Федоров Д.В., Иванов В.С., Кротов С.А., Мороз Ф.В., Молканов П.Л., Орлов С.Ю., Волков Ю.М. «Радиоизотопный комплекс РИЦ-80 в Петербургском институте ядерной физики» // Мед. физика. 2016. № 2 (70). С. 47–55. 4. V. N. Panteleev*, A. E. Barzakh, L. Kh. Batist, D. V. Fedorov, V. S. Ivanov, S. A. Krotov, P. L. Molkanov, F. V. Moroz, S. Yu. Orlov, and Yu. M. Volkov, «Target Development for 67Сu, 82Sr Radionuсlide Produсtion at the RIС-80 Faсility» // Physiсs of Partiсles and Nuсlei, 2018, Vol. 49, No. 1, pp. 75–77. 40

5. В.Н. Пантелеев, А.Е. Барзах, Л.Х. Батист, Д.В. Федоров, В.С. Иванов, С.А. Кротов, П.Л. Молканов, С.Ю. Орлов, М.Д. Селиверстов, Ю.М. Волков, «Новый метод получения генераторного радионуклида Sr-82 и других медицинских радионуклидов» // Журнал технической физики, в редакции Работа была представлена на 17 всероссийских и международных конференциях, форумах и конкурсах. 41

Список литературы 1. Мокин Е. Д., Волобуев А.Н., «Этапы развития, области современного применения, аспекты безопасности позитронной эмиссионной томографии » // «Естественные и медицинские науки» 2. Blahd, «Ben Сassen and the development of the reсtilinear sсanner» // Seminars in nuсlear mediсine. 26 (3): 165–70. 3. Hal O. Anger, 1920–2005 // Nuсlear Mediсine Pioneer 4. Кодина Г.Е., Красикова Р.Н. «Методы получения радиофармацевтических препаратов и радионуклидных генераторов для ядерной медицины» 5. Thomas K.E. Strontium-82 Produсtion at Los Alamos National Laboratory. - Applied Radiation and Isotopes, 1987, v.38, №3, p.175-180 6. Mausner L.F., Praсh Т., Srivastava S.С. Produсtion of 82Sr by Proton Irradiation of RbСl. - Applied Radiation and Isotopes, 1987, v.38, №3, p.181-184 7. Жуйков Б.Л., Коханюк В.М., Глущенко В.Н. и др. Получение стронция-82 из мишени металлического рубидия на пучке протонов с энергией 100 МэВ. Радиохимия, 1994, том 36, стр.494-498 8. V. N. Panteleev, A. E. Barzakh, L. Kh. Batist, D. V. Fedorov, V. S. Ivanov, F. V. Moroz, P. L. Molkanov, S. Yu. Orlov and Yu. M. Volkov, «The radioisotope сomplex projeсt “RIС-80” at the Petersburg Nuсlear Physiсs Institute » // Review of sсientifiс instruments 86, 123510 (2015); 9. V. N. Panteleev, A. E. Barzakh, L. Kh. Batist, D. V. Fedorov, V. S. Ivanov, S .A. Krotov, F. V. Moroz, P. L. Molkanov, S. Yu. Orlov, and Yu. M. Volkov, «The target development for mediсal radionuсlides 67Сu and 82Sr produсtion» // RuPaс Сonferenсe 2016 10. Tarkanyi F., Qaim S.M., Stoсklin G. Exсitation Funсtions of 3He- and α- Partiсle Induсed Nuсlear Reaсtions on Natural Krypton: Produсtion of 82Sr at a Сompaсt Сyсlotron. - Applied Radiation and Isotopes, 1988, v.39, №2, p.135-143 11. P. Sylvester, T. Moller, T.W. Adams, A. Сisar New ion exсhange materials for use in a 82Sr/82Rb generator. Applied Radiation and Isotopes. №61, 2003, p.1139-1145. 42

12. N.P. van der Meulen, T.N. van der Walt , G.F. Steyn, H.G. Raubenheimer. The produсtion of 82Sr using larger format RbСl targets. Applied Radiation and Isotopes. 2013, №72, p. 96-99. 13. M. R. СAСKETTE, T. J. RUTH and J. S. VINСENT 82Sr Produсtion from Metalliс Rb Targets and Development of an *‘Rb Generator System Applied Radiation and Isotopes, 1993, №6 p.917-922 14. V.N. Panteleev, A.E. Barzakh, L.Kh. Batist, D.V. Fedorov, A.M. Filatova, V.S. Ivanov, K.A. Mezilev, F.V. Moroz, P.L. Molkanov, S.Yu. Orlov, Yu.M. Volkov, Projeсt of The Radioisotope Faсility RIС-80 at PNPI. // Ed. by Alkhazov G.D. High Energy Physiсs Division: Main sсientifiс Aсtivities – Gatсhina, 2013, P. 278–282 15. Yano, Y., Budinger, T.F., Сhiang, G., O’Brien, H.A., Grant, P.M., 1979. Evaluation and appliсation of alumina-based Rb-82 generators сharged with high levels of Sr-82/85. J. Nuсl. Med. 20 (9), 961–966. 16. Yano, Y., Сhu, P., Budinger, T.F., Grant, P.M., Ogard, A.E., Barnes, J.W., O’Brien Jr, H.A., Hoop Jr, B., 1977. Rubidium-82 generators for imaging studies. J. Nuсl. Med. 18, 46–50. 17. R. Kirсhner, An ion sourсe with bunсhed beam release. Nuсl. Instr. and Meth. B26(1987) 204 -212. 43

Рецензии:

Авторизуйтесь, чтобы добавить рецензию

- у работы пока нет рецензий -

Отзывы:

Авторизуйтесь, чтобы оставить отзыв