RU2498434C1 - Method to produce radionuclide bismuth-212 - Google Patents
Method to produce radionuclide bismuth-212 Download PDFInfo
- Publication number
- RU2498434C1 RU2498434C1 RU2012135600/07A RU2012135600A RU2498434C1 RU 2498434 C1 RU2498434 C1 RU 2498434C1 RU 2012135600/07 A RU2012135600/07 A RU 2012135600/07A RU 2012135600 A RU2012135600 A RU 2012135600A RU 2498434 C1 RU2498434 C1 RU 2498434C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- thorium
- radionuclide
- solution
- radionuclides
- decay
- Prior art date
Links
- JCXGWMGPZLAOME-AKLPVKDBSA-N bismuth-212 Chemical compound [212Bi] JCXGWMGPZLAOME-AKLPVKDBSA-N 0.000 title claims abstract description 31
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 16
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims abstract description 23
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 claims abstract description 21
- ZSLUVFAKFWKJRC-AHCXROLUSA-N thorium-228 Chemical compound [228Th] ZSLUVFAKFWKJRC-AHCXROLUSA-N 0.000 claims abstract description 19
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 claims abstract description 16
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 16
- WABPQHHGFIMREM-BKFZFHPZSA-N lead-212 Chemical compound [212Pb] WABPQHHGFIMREM-BKFZFHPZSA-N 0.000 claims abstract description 15
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 12
- SYUHGPGVQRZVTB-YPZZEJLDSA-N radon-220 atom Chemical compound [220Rn] SYUHGPGVQRZVTB-YPZZEJLDSA-N 0.000 claims abstract description 12
- ZSLUVFAKFWKJRC-OIOBTWANSA-N thorium-229 Chemical compound [229Th] ZSLUVFAKFWKJRC-OIOBTWANSA-N 0.000 claims abstract description 12
- 239000003456 ion exchange resin Substances 0.000 claims abstract description 11
- 229920003303 ion-exchange polymer Polymers 0.000 claims abstract description 11
- NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 1,2-bis(ethenyl)benzene;1-ethenyl-2-ethylbenzene;styrene Chemical compound C=CC1=CC=CC=C1.CCC1=CC=CC=C1C=C.C=CC1=CC=CC=C1C=C NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 10
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 10
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 10
- 239000002253 acid Substances 0.000 claims abstract description 10
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 claims abstract description 7
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- 239000001307 helium Substances 0.000 claims abstract description 5
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 5
- 229910052743 krypton Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- DNNSSWSSYDEUBZ-UHFFFAOYSA-N krypton atom Chemical compound [Kr] DNNSSWSSYDEUBZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 5
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N thorium Chemical compound [Th] ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 5
- 229910052724 xenon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N xenon atom Chemical compound [Xe] FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 5
- 230000005258 radioactive decay Effects 0.000 claims abstract description 3
- 238000011010 flushing procedure Methods 0.000 claims 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 8
- 206010028980 Neoplasm Diseases 0.000 description 7
- 201000011510 cancer Diseases 0.000 description 6
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 5
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 5
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 5
- JFALSRSLKYAFGM-VENIDDJXSA-N uranium-232 Chemical compound [232U] JFALSRSLKYAFGM-VENIDDJXSA-N 0.000 description 4
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N Hydrochloric acid Chemical compound Cl VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 150000001768 cations Chemical class 0.000 description 3
- LFQSCWFLJHTTHZ-UHFFFAOYSA-N Ethanol Chemical compound CCO LFQSCWFLJHTTHZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 150000001450 anions Chemical class 0.000 description 2
- 239000000969 carrier Substances 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- -1 for example Substances 0.000 description 2
- 239000003517 fume Substances 0.000 description 2
- 125000000524 functional group Chemical group 0.000 description 2
- 238000005342 ion exchange Methods 0.000 description 2
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000009206 nuclear medicine Methods 0.000 description 2
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 2
- 238000011363 radioimmunotherapy Methods 0.000 description 2
- HCWPIIXVSYCSAN-YPZZEJLDSA-N radium-224 Chemical compound [224Ra] HCWPIIXVSYCSAN-YPZZEJLDSA-N 0.000 description 2
- 239000011347 resin Substances 0.000 description 2
- 229920005989 resin Polymers 0.000 description 2
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N uranium-233 Chemical compound [233U] JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000007513 acids Chemical class 0.000 description 1
- 239000003570 air Substances 0.000 description 1
- 230000005262 alpha decay Effects 0.000 description 1
- 238000005349 anion exchange Methods 0.000 description 1
- JCXGWMGPZLAOME-RNFDNDRNSA-N bismuth-213 Chemical compound [213Bi] JCXGWMGPZLAOME-RNFDNDRNSA-N 0.000 description 1
- 239000003729 cation exchange resin Substances 0.000 description 1
- 229940023913 cation exchange resins Drugs 0.000 description 1
- 210000004027 cell Anatomy 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- 229940079593 drug Drugs 0.000 description 1
- 239000003814 drug Substances 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 229910052500 inorganic mineral Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 1
- WABPQHHGFIMREM-OUBTZVSYSA-N lead-208 Chemical compound [208Pb] WABPQHHGFIMREM-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 1
- 231100000518 lethal Toxicity 0.000 description 1
- 230000001665 lethal effect Effects 0.000 description 1
- 230000004807 localization Effects 0.000 description 1
- 238000002483 medication Methods 0.000 description 1
- 230000001394 metastastic effect Effects 0.000 description 1
- 206010061289 metastatic neoplasm Diseases 0.000 description 1
- 239000011707 mineral Substances 0.000 description 1
- 230000003071 parasitic effect Effects 0.000 description 1
- 230000001575 pathological effect Effects 0.000 description 1
- 230000002572 peristaltic effect Effects 0.000 description 1
- HZEBHPIOVYHPMT-AKLPVKDBSA-N polonium-212 atom Chemical compound [212Po] HZEBHPIOVYHPMT-AKLPVKDBSA-N 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 102000004196 processed proteins & peptides Human genes 0.000 description 1
- 108090000765 processed proteins & peptides Proteins 0.000 description 1
- 230000000693 radiobiological effect Effects 0.000 description 1
- 229940121896 radiopharmaceutical Drugs 0.000 description 1
- 239000012217 radiopharmaceutical Substances 0.000 description 1
- 230000002799 radiopharmaceutical effect Effects 0.000 description 1
- 238000004064 recycling Methods 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- BKVIYDNLLOSFOA-RNFDNDRNSA-N thallium-208 Chemical compound [208Tl] BKVIYDNLLOSFOA-RNFDNDRNSA-N 0.000 description 1
- 210000004881 tumor cell Anatomy 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Landscapes
- Medicines Containing Antibodies Or Antigens For Use As Internal Diagnostic Agents (AREA)
- Medicines That Contain Protein Lipid Enzymes And Other Medicines (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности, для терапии онкологических заболеваний.The invention relates to a technology for producing radionuclides for nuclear medicine, in particular for the treatment of cancer.
При терапии онкологических заболеваний все более широкое применение находят α-излучающие радионуклиды. Это связано с большой начальной энергией (5-8 МэВ) и коротким пробегом (десятки микрон) α-частиц в биологических тканях, и следовательно высоким уровнем выделения энергии в области локализации распадающихся нуклидов. Носители α-излучающих радионуклидов (моноклональные антитела, пептиды) с высокой специфичностью позволяют доставлять их в опухолевый узел или метастатический очаг. Благодаря малым пробегам α-частиц возможно селективное воздействие излучения на патологические объекты с минимальной лучевой нагрузкой на окружающие здоровые ткани.In the treatment of cancer, α-emitting radionuclides are increasingly used. This is due to the large initial energy (5–8 MeV) and the short range (tens of microns) of α-particles in biological tissues, and hence the high level of energy release in the localization region of decaying nuclides. Carriers of α-emitting radionuclides (monoclonal antibodies, peptides) with high specificity allow them to be delivered to the tumor node or metastatic focus. Due to the small ranges of α-particles, a selective effect of radiation on pathological objects is possible with a minimum radiation load on surrounding healthy tissues.
Настоящее изобретение может быть использовано для создания генераторов α-излучателей торий-228/свинец-212 (228Th/212Pb) и свинец-212/висмут-212 (212Pb/212Bi), конечные элементы цепочки распадов которых - радионуклиды свинец-212 и висмут-212, могут использоваться в составе медицинских радиофармпрепаратов.The present invention can be used to create generators of α-emitters of thorium-228 / lead-212 ( 228 Th / 212 Pb) and lead-212 / bismuth-212 ( 212 Pb / 212 Bi), the final elements of the decay chain of which are lead radionuclides 212 and bismuth-212, can be used as part of medical radiopharmaceuticals.
Одним из перспективных направлений в ядерной медицине является радиоиммунотерапия с использованием α-излучателей. Применение короткоживущих α-излучающих радионуклидов для терапии онкологических заболеваний представляет интерес с радиобиологической точки зрения поскольку является наиболее эффективным способом летального поражения опухолевых клеток благодаря короткому пробегу α-частиц в ткани и высокой ионизирующей способности.One of the promising areas in nuclear medicine is radioimmunotherapy using α-emitters. The use of short-lived α-emitting radionuclides for the treatment of cancer is of interest from a radiobiological point of view since it is the most effective way of lethal damage to tumor cells due to the short range of α-particles in the tissue and high ionizing ability.
Радионуклид висмут-212, образующийся при распаде изотопа уран-232 считается одним из перспективных для использования в терапии онкологических заболеваний.The radionuclide bismuth-212 formed during the decay of the uranium-232 isotope is considered one of the most promising for use in the treatment of cancer.
Период полураспада висмута-212 составляет 60,6 мин, средняя энергия α-частиц 7,8 МэВ. При распаде висмута-212 образуются радионуклиды таллий-208 и полоний-212, которые ведут к стабильному нуклиду свинец-208. Пробег α-частиц в биологической ткани менее 100 мкм, что соответствует всего лишь нескольким диаметрам раковой клетки, а линейная передача энергии (ЛПЭ) достигает ~80 кэВ/мкм.The half-life of bismuth-212 is 60.6 min; the average energy of α particles is 7.8 MeV. During the decay of bismuth-212, thallium-208 and polonium-212 radionuclides are formed, which lead to the stable lead-208 nuclide. The range of α particles in biological tissue is less than 100 μm, which corresponds to only a few diameters of the cancer cell, and linear energy transfer (LET) reaches ~ 80 keV / μm.
Начальный элемент цепочки уран-232 - искусственный изотоп урана, образование которого происходит в ядерном реакторе при облучении природного тория (232Th, T1/2=1,5·1010 лет) в результате следующих реакций взаимодействия нейтронов и гамма-квантов с нуклидом торий-232:The initial element of the uranium-232 chain is an artificial isotope of uranium, the formation of which occurs in a nuclear reactor when natural thorium is irradiated ( 232 Th, T 1/2 = 1.5 · 10 10 years) as a result of the following reactions of the interaction of neutrons and gamma rays with a nuclide thorium-232:
232Th(n,γ)233Th→233Ра(γ,n)232Ра→232U 232 Th (n, γ) 233 Th → 233 Pa (γ, n) 232 Pa → 232 U
232Th(n,2n)231Th→231Pa(n,γ)232Pa→232U 232 Th (n, 2n) 231 Th → 231 Pa (n, γ) 232 Pa → 232 U
232Th(γ,n)231Th→231Pa(n,γ)232Pa→232U. 232 Th (γ, n) 231 Th → 231 Pa (n, γ) 232 Pa → 232 U.
В зависимости от условий облучения тория в реакторе равновесная концентрация урана-232 лежит в пределах 1000-6000 ppm [В.М. Мурогов, М.Ф. Троянов, А.Н. Шмелев «Использование тория в ядерных реакторах». Энергоатомиздат. М., 1983].Depending on the conditions of thorium irradiation in the reactor, the equilibrium concentration of uranium-232 lies in the range of 1000-6000 ppm [V.M. Murogov, M.F. Troyanov, A.N. Shmelev “Use of thorium in nuclear reactors”. Energoatomizdat. M., 1983].
При облучении тория в реакторе одновременно с ураном-232 происходит образование урана-233 по следующей реакции:When thorium is irradiated in the reactor simultaneously with uranium-232, the formation of uranium-233 occurs according to the following reaction:
232Th(n,γ)→233Th→233Ра→233U. 232 Th (n, γ) → 233 Th → 233 Ra → 233 U.
В результате α-распада урана-233 образуется торий-229, который в свою очередь после ряда распадов переходит в радионуклид висмут-213.As a result of the α decay of uranium-233, thorium-229 is formed, which in turn, after a series of decays, passes into the radionuclide bismuth-213.
Висмут-212 является типичным генераторным радионуклидом и находит применение в радиоиммунотерапии, главным образом, в виде меченных им моноклональных антител и других молекулярных носителей. Сегодня для получения висмута-212 используют две генераторные системы - 228Th/224Ra и 224Ra/212Bi. В первой из них, радий-224, отделяется от тория-228 за счет анионообменного разделения этих радионуклидов из раствора азотной кислоты. Во втором генераторе с использованием катионообменных смол и минеральных кислот из радия-224 выделяют висмут-212 [R.W. Atcher, A.M. Friedman, J.J. Hines «An improved generator for the production of 212Pb and 212Bi from 224Ra». International Journal of Radiation Applications and Instrumentation. Part A. Applied Radiation and Isotopes, Volume 39, Issue 4, 1988, Pages 283-286].Bismuth-212 is a typical radionuclide generator and is used in radioimmunotherapy, mainly in the form of monoclonal antibodies and other molecular carriers labeled with it. Today, two generator systems are used to produce bismuth-212 - 228 Th / 224 Ra and 224 Ra / 212 Bi. In the first of them, radium-224 is separated from thorium-228 due to the anion-exchange separation of these radionuclides from a solution of nitric acid. In a second generator using cation exchange resins and mineral acids, bismuth-212 is isolated from radium-224 [RW Atcher, AM Friedman, JJ Hines “An improved generator for the production of 212 Pb and 212 Bi from 224 Ra”. International Journal of Radiation Applications and Instrumentation. Part A. Applied Radiation and Isotopes, Volume 39, Issue 4, 1988, Pages 283-286].
За прототип выбран способ получения висмута-212, описанный в патенте №2430440 «Способ получения радионуклида висмут-212». Авторы: Чувилин Д.Ю., Загрядский В.А., Прошин М.А., Панченко В.Я.The prototype selected a method for producing bismuth-212, described in patent No. 2430440 "Method for producing a radionuclide bismuth-212." Authors: Chuvilin D.Yu., Zagryadsky V.A., Proshin M.A., Panchenko V.Ya.
В качестве исходного сырья для получения радионуклида висмут-212 авторы использовали раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228, торий-229 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов. Для получения висмута-212 выполняли следующие процедуры:The authors used a solution containing a mixture of thorium-228, thorium-229 radionuclides and decay daughter products of these radionuclides as feedstock for producing bismuth-212 radionuclide. To obtain bismuth-212, the following procedures were performed:
- раствор, содержащий смесь тория-228, тория-229 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов, помещали в колбу-барботер;- a solution containing a mixture of thorium-228, thorium-229 and daughter decay products of these radionuclides was placed in a bubbler flask;
- через раствор, находящийся в барботере пропускали газ (например, воздух), пузырьки которого захватывают газообразный продукт распада - радон-220 и уносят его через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство;- gas (for example, air) was passed through a solution located in the bubbler, the bubbles of which capture the gaseous decay product - radon-220 and carry it through an aerosol filter into a sorption device;
- в сорбционном устройстве (например, последовательно соединенные медицинские флаконы) радон-220 распадался в свинец-212 и оседал на внутренних стенках;- in a sorption device (for example, serially connected medical bottles), radon-220 decayed into lead-212 and settled on the inner walls;
- после сорбционного устройства поток газа возвращали в барботер;- after the sorption device, the gas flow was returned to the bubbler;
- свинец-212 смывали кислотным раствором с внутренних стенок сорбционного устройства и направляли на ионообменную колонку с катионитом Дауэкс-50;- lead-212 was washed with an acid solution from the inner walls of the sorption device and sent to an ion-exchange column with Dowex-50 cation exchanger;
- накопившийся в колонке висмут-212 элюировали раствором соляной кислоты и использовали по назначению.- the bismuth-212 accumulated in the column was eluted with a hydrochloric acid solution and used as intended.
Однако этот способ получения висмута-212 имеет ряд недостатков:However, this method of producing bismuth-212 has several disadvantages:
- при длительной эксплуатации барботера уменьшается объем раствора, содержащего смесь тория-228, тория-229 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов, в результате чего требуется периодическое пополнение барботера исходным раствором;- during long-term operation of the bubbler, the volume of the solution containing the mixture of thorium-228, thorium-229 and daughter products of the decay of these radionuclides decreases, which requires periodic replenishment of the bubbler with the initial solution;
- наличие кислых паров для получения химически чистого свинца-212 требует использования специальных материалов сорбционного устройства, стойких в агрессивных средах.- the presence of acid fumes to obtain chemically pure lead-212 requires the use of special materials sorption devices that are resistant to aggressive environments.
- образование водяных аэрозолей при барботировании раствора требует установки фильтров для их улавливания, которые необходимо периодически менять из-за ухудшения фильтрующих свойств.- the formation of water aerosols during sparging of the solution requires the installation of filters to trap them, which must be periodically changed due to deterioration of filtering properties.
РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯSUMMARY OF THE INVENTION
Задачей изобретения является устранение указанных выше недостатков прототипа, что приводит к упрощению технологического процесса получения радионуклида висмут-212.The objective of the invention is to remedy the above disadvantages of the prototype, which leads to a simplification of the process for producing a radionuclide bismuth-212.
Для решения этой задачи предложен способ получения радионуклида висмут-212 из раствора, содержащего радионуклиды тория и дочерние продукты распада этих радионуклидов, включающий удаление одного из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразного радионуклида радон-220, транспортировку газа через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство, где в результате радиоактивного распада по цепочке 220Rn→216Po→212Pb накапливают радионуклид свинец-212, который периодически десорбируют и полученный раствор направляют на колонку с ионообменной смолой, с которой периодически смывают его дочерний продукт распада радионуклид висмут-212, при этом, предварительно в раствор, содержащий радионуклиды тория и дочерние продукты распада этих радионуклидов, добавляют ионообменную смолу, после чего раствор декантируют, а ионообменную смолу с сорбированными на ней изотопами тория высушивают и помещают в реактор, через который пропускают газ, удаляя при этом из реактора один из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразный радионуклид радон-220.To solve this problem, a method is proposed for producing bismuth-212 radionuclide from a solution containing thorium radionuclides and daughter decay products of these radionuclides, including the removal of one of the thorium-228 daughter decay products - gaseous radonuclide radon-220, gas transportation through an aerosol filter to a sorption device, where, as a result of radioactive decay, a lead-212 radionuclide is accumulated along the 220 Rn → 216 Po → 212 Pb chain, which is periodically stripped and the resulting solution is sent to a column with ion-exchange resins oh, from which its daughter product of decay of bismuth-212 radionuclide is periodically washed off, at the same time, an ion-exchange resin is added to the solution containing thorium radionuclides and daughter decay products of these radionuclides, after which the solution is decanted, and the ion-exchange resin with thorium isotopes sorbed on it dried and placed in a reactor through which gas is passed, while removing from the reactor one of the daughter products of the decay of thorium-228 - gaseous radonuclide radon-220.
Также, исходный раствор может содержать смесь радионуклидов торий-228, торий-229, торий-232 и дочерние продукты распада этих радионуклидов.Also, the initial solution may contain a mixture of radionuclides of thorium-228, thorium-229, thorium-232 and daughter products of the decay of these radionuclides.
Кроме того, реактор продувают воздухом, и/или азотом, и/или гелием, и/или аргоном, и/или криптоном, и/или ксеноном.In addition, the reactor is purged with air and / or nitrogen and / or helium and / or argon and / or krypton and / or xenon.
Сорбцию радионуклида свинец-212 производят раствором кислоты или раствором смеси кислоты со спиртом, через которые продувают газ из реактора.Sorption of lead-212 radionuclide is carried out with an acid solution or a solution of a mixture of acid with alcohol, through which gas is blown from the reactor.
Поток газа после сорбционного устройства может быть возвращен в реактор.The gas stream after the sorption device can be returned to the reactor.
Поток газа после сорбционного устройства может быть направлен в систему утилизации.The gas flow after the sorption device can be directed to the disposal system.
В предлагаемом способе получения радионуклида висмут-212 использовано наличие среди дочерних продуктов распада тория-228 газообразного радионуклида радон-220, который в результате распада по цепочке 220Rn→216Po→212Pb→212Bi приводит к образованию целевого радионуклида висмут-212. Период полураспада радона-220 составляет 55,6 сек, что обеспечивает возможность его удаления от места образования потоком газа (воздух, гелий, азот, аргон, криптон, ксенон) [Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения. Публикация 38 МКРЗ. В двух частях. Часть вторая. Книга 2. М., Энергоатомиздат, 1987, стр.204-205].In the proposed method for producing bismuth-212 radionuclide, the presence of gaseous radon-220 radionuclide among daughter products of thorium-228 decay, which, as a result of decay along the chain 220 Rn → 216 Po → 212 Pb → 212 Bi, leads to the formation of the target radionuclide bismuth-212. The half-life of radon-220 is 55.6 seconds, which makes it possible to remove it from the point of formation by a gas stream (air, helium, nitrogen, argon, krypton, xenon) [Radionuclide decay schemes. Energy and radiation intensity. Publication 38 of the ICRP. In two parts. Part two. Book 2. M., Energoatomizdat, 1987, pp. 204-205].
Химические соединения радионуклида радон-220 не известны. Поэтому весь образовавшийся радон-220 окажется в сорбционном устройстве, кроме той части изотопов, которые распадутся за время транспортировки газа по коммуникациям.The chemical compounds of the radonuclide radon-220 are not known. Therefore, all radon-220 formed will be in a sorption device, except for that part of the isotopes that will decay during the transportation of gas through the communications.
После выделения висмут-212 используется по своему прямому назначению для приготовления медицинских препаратов, применяемых при терапии онкологических заболеваний.After isolation, bismuth-212 is used for its intended purpose for the preparation of medications used in the treatment of cancer.
Предлагаемый способ получения радионуклида висмут-212 обладает рядом преимуществ по сравнению с описанным прототипом:The proposed method for producing radionuclide bismuth-212 has several advantages compared with the described prototype:
- отказ от барботирования раствора, содержащего радионуклиды торий-228, торий-229 и дочерние продукты распада этих радионуклидов, исключает необходимость периодического пополнения барботера исходным раствором при его длительной эксплуатации, что упрощает технологический процесс получения целевого радионуклида висмут-212.- refusal to sparge a solution containing thorium-228, thorium-229 radionuclides and daughter decay products of these radionuclides, eliminates the need for periodic replenishment of the bubbler with the initial solution during its long-term operation, which simplifies the process of obtaining the target bismuth-212 radionuclide.
- отказ от использования раствора, содержащего радионуклиды торий-228, торий-229 и дочерние продукты распада этих радионуклидов, позволяет исключить из технологической цепочки фильтры, обеспечивающие удаление водяных аэрозолей, образующихся при барботировании раствора;- refusal to use a solution containing radionuclides of thorium-228, thorium-229 and daughter products of the decay of these radionuclides, allows you to exclude from the process chain filters that ensure the removal of water aerosols generated by sparging the solution;
- использование сухой ионообменной смолы, удерживающей радионуклиды торий-228, торий-229 и дочерние продукты распада этих радионуклидов, снимает проблему коррозионной стойкости материалов сорбционного устройства и коммуникаций в агрессивных средах, поскольку в потоке газа, проходящем через реактор, отсутствуют пары кислоты.- the use of a dry ion-exchange resin that holds thorium-228, thorium-229 radionuclides and daughter decay products of these radionuclides eliminates the problem of corrosion resistance of sorption device materials and communications in aggressive environments, since there are no acid fumes in the gas stream passing through the reactor.
ПРИМЕР ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯMODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
В качестве исходного сырья для получения радионуклида висмут-212 используют раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228, торий-229, торий-232 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов. Изотопный состав тория:As a feedstock for the production of bismuth-212 radionuclide, a solution containing a mixture of thorium-228, thorium-229, thorium-232 radionuclides and thorium-decay daughter products of these radionuclides is used. Isotopic composition of thorium:
Реализация предложенного способа получения висмута-212 начинается с удаления из исходного раствора изотопов тория путем добавления в раствор ионообменной смолы.The implementation of the proposed method for producing bismuth-212 begins with the removal of thorium isotopes from the initial solution by adding an ion-exchange resin to the solution.
Для этого 20 мл раствора смеси радионуклидов торий-228, торий-229 и продуктов распада этих радионуклидов в 8М HNO3, смешивают с 5-6 мл анионита Дауэкс-1, используя свойство тория прочно связываться с функциональной группой анионита.For this, 20 ml of a solution of a mixture of thorium-228 radionuclides, thorium-229 and the decay products of these radionuclides in 8M HNO 3 are mixed with 5-6 ml of Dowex-1 anion exchanger, using the property of thorium to bind strongly to the anion exchanger functional group.
После выдержки в течение 1 часа практически весь торий сорбируется на смоле. Затем раствор декантируется. Влажную смолу высушивают и помещают в реактор, объемом 6-7 мл, в котором имеется два канала - вход и выход.After exposure for 1 hour, almost all of thorium is sorbed on resin. Then the solution is decanted. The wet resin is dried and placed in a reactor with a volume of 6-7 ml, in which there are two channels - inlet and outlet.
С помощью перистальтического насоса реактор продувают газом, например, воздухом и/или азотом и/или гелием и/или аргоном и/или криптоном и/или ксеноном (для воздуха расход составлял 60-150 мл/мин). Выделившийся при распаде тория-228 радон-220 потоком газа переносится через аэрозольный фильтр и поступает в сорбционное устройство (например, медицинские флаконы объемом по 20 мл), где распадется в свинец-212, который осаждается на стенки сорбционного устройства. Газ может быть возвращен в реактор (замкнутая система) или удален в систему утилизации (открытая система). В качестве сорбционного устройства можно использовать сосуд с раствором кислоты, или сосуд с раствором смеси кислоты со спиртом, через которые продувается газ из реактора.Using a peristaltic pump, the reactor is purged with gas, for example, air and / or nitrogen and / or helium and / or argon and / or krypton and / or xenon (for air the flow rate was 60-150 ml / min). The radon-220 released during the decay of thorium-228 is transferred by a gas stream through an aerosol filter and enters a sorption device (for example, 20 ml medical bottles), where it disintegrates into lead-212, which is deposited on the walls of the sorption device. Gas can be returned to the reactor (closed system) or removed to the recycling system (open system). As a sorption device, you can use a vessel with an acid solution, or a vessel with a solution of a mixture of acid with alcohol, through which gas is blown from the reactor.
Максимальная наработка свинца-212 занимает около 50 часов. Для эффективного сбора свинца-212 оптимизируют геометрические параметры накопителя - сводят к минимуму «паразитные» объемы и коммуникации, объем реактора минимизируют (отношение объема накопителя к объему реактора должно быть не менее 10). Расход газа подбирают из расчета его пребывания в накопители не менее 10 минут. Накопившийся свинец-212 смывают со стенок азотной кислоты объемом 5-7 мл и полученный раствор пропускают через колонку с катионитом Дауэкс-50. Ионы свинца-212 связываются с функциональной группой катионита. По прошествии 3-5 часов содержание висмута-212 в ионообменной колонке достигает насыщения, после чего его смывают разбавленной соляной кислотой.The maximum operating time of lead-212 takes about 50 hours. For the efficient collection of lead-212, the geometric parameters of the storage ring are optimized - the “parasitic" volumes and communications are minimized, the reactor volume is minimized (the ratio of the storage volume to the reactor volume should be at least 10). The gas flow rate is selected based on its stay in the drives for at least 10 minutes. The accumulated lead-212 is washed off the walls of nitric acid with a volume of 5-7 ml and the resulting solution is passed through a column with Dowex-50 cation exchanger. Lead-212 ions bind to the functional group of cation exchanger. After 3-5 hours, the content of bismuth-212 in the ion exchange column reaches saturation, after which it is washed off with dilute hydrochloric acid.
По сравнению со способом, выбранным за прототип, предложенный способ получения висмута-212 позволяет, упростить технологический процесс, уменьшить его трудоемкость, снизить содержание примесных радионуклидов.Compared with the method selected for the prototype, the proposed method for producing bismuth-212 allows you to simplify the process, reduce its complexity, reduce the content of impurity radionuclides.
Claims (6)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012135600/07A RU2498434C1 (en) | 2012-08-21 | 2012-08-21 | Method to produce radionuclide bismuth-212 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012135600/07A RU2498434C1 (en) | 2012-08-21 | 2012-08-21 | Method to produce radionuclide bismuth-212 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2498434C1 true RU2498434C1 (en) | 2013-11-10 |
Family
ID=49683340
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012135600/07A RU2498434C1 (en) | 2012-08-21 | 2012-08-21 | Method to produce radionuclide bismuth-212 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2498434C1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2734429C1 (en) * | 2020-02-17 | 2020-10-16 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" (НИЦ "Курчатовский институт-ПИЯФ") | Method of generating pb-212 generator radionuclide for producing a therapeutic agent based on bi-212 radionuclide |
| RU2742138C1 (en) * | 2020-05-20 | 2021-02-02 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Method of obtaining 211pb/211bi for nuclear medicine |
| RU2784484C1 (en) * | 2022-03-23 | 2022-11-28 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | METHOD FOR PRODUCING RADIONUCLIDE Pb-212 AND DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2430440C1 (en) * | 2010-04-12 | 2011-09-27 | Российская Федерация, От Имени Которой Выступает Министерство Образования И Науки Российской Федерации | Bismuth-212 radionuclide obtaining method |
| RU2439727C1 (en) * | 2010-08-05 | 2012-01-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method to produce radionuclide bismuth-212 |
-
2012
- 2012-08-21 RU RU2012135600/07A patent/RU2498434C1/en active
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2430440C1 (en) * | 2010-04-12 | 2011-09-27 | Российская Федерация, От Имени Которой Выступает Министерство Образования И Науки Российской Федерации | Bismuth-212 radionuclide obtaining method |
| RU2439727C1 (en) * | 2010-08-05 | 2012-01-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method to produce radionuclide bismuth-212 |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2734429C1 (en) * | 2020-02-17 | 2020-10-16 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" (НИЦ "Курчатовский институт-ПИЯФ") | Method of generating pb-212 generator radionuclide for producing a therapeutic agent based on bi-212 radionuclide |
| RU2742138C1 (en) * | 2020-05-20 | 2021-02-02 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Method of obtaining 211pb/211bi for nuclear medicine |
| RU2784484C1 (en) * | 2022-03-23 | 2022-11-28 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | METHOD FOR PRODUCING RADIONUCLIDE Pb-212 AND DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US20210387861A1 (en) | Isotope preparation method | |
| CN102985980B (en) | isotope preparation method | |
| AU2011247361A1 (en) | Isotope preparation method | |
| RU2490737C1 (en) | Method for obtaining molybdenum-99 radioisotope | |
| Guseva | Radioisotope generators of short-lived α-emitting radionuclides promising for use in nuclear medicine | |
| EP3413318B1 (en) | Method for preparing radioactive substance through muon irradiation, and substance prepared using said method | |
| RU2430440C1 (en) | Bismuth-212 radionuclide obtaining method | |
| RU2498434C1 (en) | Method to produce radionuclide bismuth-212 | |
| RU2403640C2 (en) | METHOD OF MAKING CHROMATOGRAPHIC GENERATOR OF TECHNETIUM-99m FROM NEUTRON-IRRADIATED MOLYBDENUM-98 | |
| RU2768732C2 (en) | Method of producing isotope | |
| Chuvilin et al. | Production of 89Sr in solution reactor | |
| Dadakhanov et al. | 172 Hf→ 172 Lu Radionuclide Generator Based on a Reverse-Tandem Separation Scheme | |
| RU2439727C1 (en) | Method to produce radionuclide bismuth-212 | |
| ES2994347T3 (en) | A method for the generation of scandium-44 | |
| US20240203615A1 (en) | Process, apparatus and system for the production, separation and purification of radioisotopes | |
| Zona et al. | Wet-chemistry method for the separation of no-carrier-added 211 At/211g Po from 209 Bi target irradiated by alpha-beam in cyclotron | |
| Boldyrev et al. | 212 Pb/212 Bi Generator for nuclear medicine | |
| RU2199165C1 (en) | Method for producing thorium (starting material) radionuclide for making therapeutic preparation based on bismuth radionuclide | |
| RU2430441C1 (en) | Bismuth-213 radionuclide obtaining method | |
| RU2554653C1 (en) | Method of obtaining radioisotope molybdenum-99 | |
| RU2210125C2 (en) | Method of preparing radionuclide thorium-229 - starting material for preparation of therapeutic agent based on radionuclide bismuth-213 | |
| RU2210124C2 (en) | Method of preparing radionuclide thorium-229 - starting material for preparation of therapeutic agent based on radionuclide bismuth-213 | |
| Samsahl | Accuracy and precision studies of a radiochemical multielement method for activation analysis in the field of life sciences | |
| Injarean et al. | Process for Separation of Y-90 from Sr-90 in HNO3 Using Combined Solvent Impregnated Resins of D2EHPA/Dodecane and CMPO/TBP | |
| JP2001074891A (en) | Radioisotope manufacturing apparatus and method |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PC41 | Official registration of the transfer of exclusive right |
Effective date: 20160729 |