Просмтор этого файла доступен только зарегистрированным пользователям. Но у нас супер быстрая регистрация: достаточно только электронной почты!

Текст из файла (страница 2)

Позднее поиски подобных систем проводили в BNL, США, среди искусственных радионуклидов и первой в начале 50-х годов была пара ¹³²Te—¹³²I , которая послужила затем прототипом целой серии генераторных систем и, в частности, поистине золотой находки этой лаборатории была пара ⁹⁹Mo—^99mTc, на основе которой в конце 50-х был сконструирован генератор ^99mTc , играющий и сегодня ведущую роль в ядерной медицине . Теоретически таких пар существует очень много. Несколько факторов предопределяют выбор идеальной пары для использования в качестве генератора в медицинской практике. Они связаны с получением материнского радионуклида необходимого качества и количества по приемлемой цене, периодом полураспада, а также некоторыми техническими характеристиками самого генератора, а именно: воспроизводимостью высокого выхода дочернего радионуклида в течение периода эксплуатации, сохранением профиля кривой элюирования радионуклида, радиационной стойкостью сорбента и жизнеспособностью самого генератора. В своё время были опробованы и регулярно используются в клинической практике следующие пары:²⁸Mg—²⁸Al,⁶⁸Ge-⁶⁸Ga, ⁸⁷Y—^87mSr, ⁹⁰Sr—⁹⁰Y, ⁹⁹Mo—^99mTc, ¹¹³Sn—^113mIn, ¹³²Te—¹³²I, и др. Ядерный реактор является главным источником большинства радионуклидов, используемых в качестве материнских для приготовления генераторов. Стоимость производства здесь ниже, чем на циклотроне.

При работе с генераторами в клиниках используют специальные наборы нерадиоактивных реагентов, которые содержат химические вещества в стерильном виде. Методы приготовления РФП на основе наборов реагентов просты и в большинстве случаев сводятся к добавлению элюата из генератора, содержащего, например ^99mТс, во флакон со смесью реагентов, предназначенный для проведения определенного диагностического теста. После чего полученный раствор вводят пациенту и проводят сцинтиграфию скелета. Разработка новых наборов реагентов к генераторам короткоживущих нуклидов является одной из развивающихся областей радиофармацевтики.

-5-

Генераторы

Началом истории применения генераторных систем в медицине принято считать 20-е годы нашего века. Всего было предложено около 118 таких систем, но только немногие из них применяются в клинической практике.

Радиофармацевтическая промышленность практически всех промышленно развитых стран использует молибден-99 для изготовления радионуклидных генераторов ^99mTc, который применяется почти в 80% всех диагностических процедур ядерной медицины. В конце 80-х годов мировой объем выручки от продажи этого генератора составил 100 млн. $ /год. Технология производства генераторов ^99mTc развивается сразу по 3 направлениям : хроматография на колонке. Сублимация и жидкостная экстракция.

Приведем некоторые радионуклиды применяемые для генераторных систем.

Таблица 2

Радионуклиды для генераторных систем.

Материнский нуклид	Период полураспада.	Дочерний нуклид.	Период полураспада.	Энергия излучения, кэВ
Mg-28	20.9 ч.	Al-28	2,2 мин.	1780
S-38	2,8 ч.	Cl-38	37,2 мин.	2170
Ca-47	4,5 сут.	Sc-47	3,3 сут.	159
Fe-52	8,3 ч.	Mn-52m	21,1 мин.	511
Zn-62	9,3 ч.	Cu-62	9,7 мин.	511
Ge-68	271сут.	Ga-68	68,1 мин.	511
Se-72	8,4 сут.	As-72	26 ч.	511
Br-77	57 ч.	Se-77m	17,5 с.	162
Rb-81	4,6 ч.	Kr-81m	13 с.	190
Sr-82	83 сут.	Kr-83m	1,86 ч.	9
Y-87	26 сут.	Rb-82	1,25 мин.	511
Zr-89	3,3 сут.	Sr-87m	2,8 ч.	388
Mo-90	78,5 ч.	Y-89m	16,1 с.	909
Mo-99	5,7 ч.	Nb-90m	18,8 с.	122
Pd-103	2,75 сут.	Tc-99m	6,0 ч.	140
Cd-109	17 сут.	Rh-103m	56 мин.	40
In-111	462 сут.	Ag-109m	39,6 с.	88
Sn-113	2,83 сут.	Cd-111m	48,6 мин.	151
Cd-115	115 сут.	In-113m	1,66 ч.	392
Te-118	63,5 ч.	In-115m	4,49 ч.	336
Xe-122	6,0 сут.	Sb-118	3,6 мин.	511
Te-132	20,1 ч.	I-122	3,6 мин.	511
Ba-128	3,26 сут.	I-132	2,3 ч.	668
Cs-137	2,43 сут.	Cs-128	3,9 мин.	511
Ce-134	30 лет.	Ba-137m	2,55 мин.	662
Nd-140	73 ч.	La-134	6,5 мин.	511
Ce-144	3,4 сут.	Pr-140	3,4 мин.	511
Hf-172	285 сут.	Pr-144	17,3 мин.	696
W-178	1,87 года	Lu-172	6,7 сут.	901
Ta-183	21,7 сут.	Ta-178	9,3 мин.	93
Os-191	5,1 сут.	W-183m	55,2 с.	108
Hg-195m	15,4 сут.	Au-195m	4,9 с.	129
Hg-197m	41,6 ч.	Au-197m	30,6 с.	261
Rn-211	23,8 сут.	At-211	7,8 с.	130
Pb-212	14,6 ч.	Bi-212	7,2 ч.	569

Напомним, что лишь немногие из этих систем используются в медицинской практике.

-6-

Генератор Y- 90

ЭКСТРАКЦИОННЫЙ ГЕНЕРАТОР ⁹⁰Y

⁹⁰Y – был одним из первых радионуклидов, используемых для терапии открытыми источниками. В настоящее время более чем 30 радионуклидов используется для этой цели, но интерес к ⁹⁰Y по-прежнему не убывает. Это обусловлено его удобными ядерными физическими свойствами: период полураспада 64,2 часа и максимальная b- энергия 2,27 МэВ. ⁹⁰Y используется для различных терапевтических целей, включая радиоиммунотерапию с мечеными антителами, лечение опухолей печени и ревматоидного артрита.

В течение последних 12 лет Институт биофизики производит и поставляет по специальному заказу коллоидные радиофармпрепараты ⁹⁰Y для терапии неоперабельных и больных краниофарингитом.

Этот радионуклид получается в процессе распада продукта деления ⁹⁰Sr. Основной проблемой безопасного клинического использования ⁹⁰Y является его полное отделение от ⁹⁰Sr, ⁹⁰Sr может вызывать депрессию костного мозга накапливаясь в скелете. Кроме того, как и в других случаях получения радионуклидов для медицинских целей, имеются строгие требования к количеству химических примесей, которые могут подавлять процесс лечения. Невозможно получить конечный продукт с такими строгими требованиями в одну стадию. Поэтому технология отделения ⁹⁰Y от ⁹⁰Sr включает несколько стадий разделения и очистки. Wire and comp. (1990) кратко описывают применение различных многостадийных систем для производства ⁹⁰Y высокого качества для применения в медицине. Каждый из этих методов имеет собственные ограничения. Так использование органических ионообменников ограничивается низкой радиационной стабильностью сорбента. Применение метода соосаждения требует добавления носителя (нерадиоактивногоY). Авторы описывают технологию получения больших количеств ⁹⁰ Y (около 50 Ки за операцию), используя экстракцию ⁹⁰Y из ⁹⁰Sr c последующей дополнительной очисткой конечного продукта на ионообменных сорбентах. Экстракция ⁹⁰Y осуществляется 1,0 М раствором Д2ЭГФК в додекане из 0,1 М раствора соляной кислоты, содержащего ⁹⁰Sr. Затем экстракт трижды промывают равными объемами 0,1 М раствора соляной кислоты для удаления следов ⁹⁰Sr. ⁹⁰Y реэкстрагируется двумя порциями 6,0 М НСl при соотношении фаз 1:1. После реэкстракции водная фаза испаряется и осадок растворяется в 0,1 М НСl. Затем ⁹⁰Y снова экстрагируется 1,0 М раствором Д2ЭГФК в додекане и 4 раза промывается 0,1 М НСl. Две порции по 30мл. 9 М НСl используется для второй реэкстракции. Полученный водный раствор ⁹⁰Y пропускается через анионо-обменный сорбент для удаления примесей. Элюат испаряется, растворяется в 0,1 М НСl и пропускается через колонку с катионо-обменным сорбентом для удаления органических примесей и фосфатов. Элюат и промывные растворы (НСl) объеденяются вместе, испаряютися до суха и растворяются для получения конечного продукта в соответствии с требованиями потребителя. Выше описанный метод регулярно исплользуется с1987 г. в Окриджской Национальной Лаборатории. Обычно получают от 5 до15 Ки ⁹⁰Y в 10 мл. 0,1 М НСl. Примесь ⁹⁰Sr в конечном продукте не превышает 0,015 %, а общее количество примесей тяжелых металлов меньше чем 20 ppm.

Экстракция фосфороорганическими экстрагентами, особенно Д2ЭГФК считается наиболие эффективным методом выделения ⁹⁰Y. Коэффициент разделения может быть 10⁶

В 70-80 г. г. Малинин использовал экстракционно-хроматографический метод для разделения ⁹⁰Y - ⁹⁰Sr . Тефлон, пропитанный Д2ЭГФК, используется как сорбент. Вследствие различных коэффициентов распределения радиоактивный Y полностью отделяется от Sr с помощью маленьких обьемов экстрагентов и концентрируется в верхнем слое колонки. Коэффициент распределения (Д) составляет около 10⁴ в 0,1 М НCl для более полного удаления следов Sr . Реэкстракция ⁹⁰Y из колонки осуществляется 6 М НСl. Скорости подачи растворов составляют 1-5 мл/мин. Этот метод разделения не менее 10 ³. Коэффициент разделения может достигать (10³)³=10⁹ . Когда разделение повторяется еще раз. Из нашего опыта многолетнего использования этого метода мы можем заключить, что коэффициент разделения может быть не менее чем 2,5*10¹¹ , когда очистка повторяется 3 раза, так что содержание ⁹⁰Sr в конечном продукте не превышает 4*10¹⁰ % . Количество примеси ⁹⁰Sr в этих экспериментах определялось (после каждой колонки) как прямыми измерениями ⁹⁰Sr после выдержки образцов до полного распада ⁹⁰Y Y-90 в течении 2-3 месяцев, так и путем добавления ⁸⁵Sr как g- индикатора на каждой стадии очистки. Метод получения ⁹⁰Y, описанный выше, был очень простым в работе. Но выход продукта на каждой стадии очистки был равен 60-80%. Поэтому конечный выход как правило составлял 35-40%. Кроме того, общее время выделения составляло 18-20 часов, что приводило к значительным потерям ⁹⁰Y вследствии распвда.

Мы решили использовать полупротивоточный центрифужный экстрактор для улучшения разделения. Вышеупомянутая методика обеспечивает наиболее эффективное обеспечение всех рутинных экстракционных операций, таких как выделение, концентрирование и разделение с наименьшим количеством экстрвкционных стадий.

Характеристические особенности полупротивоточного метода экстракции.

Характеристики

Список файлов реферата