Speaker
Description
В современной ядерной медицине стремительно развиваются технологии получения РФП на основе позитрон-излучающих радионуклидов. Некоторые позитрон-излучающие радионуклиды (рубидий-82, медь-62, галлий-68, марганец-52m) могут быть получены из генераторов, транспортируемых на значитель-ные расстояния от мест их производства. Использование таких генераторов создает возможность для орга-низации мобильных ПЭТ-центров (не «привязанных» к циклотрону). Весьма перспективным представляется применение галлия-68 (Т1/2 = 68,1 мин), являющегося дочерним нуклидом германия-68 (Т1/2 = 270, 95 сут). Радионуклид 68Ga является, практически, чистым позитронным излучателем (β+ – 90 %, Еβ+ = 1190 КэВ). Он легко образует различные комплексы без присутствия восстанавливающего агента и поэтому является удобной меткой для изготовления РФП, которые применяются для сцинтиграфии мозга, диагностики эндо-кринных опухолей (DOTATATE, 68Ga; DOTATOC, 68Ga и др.), визуализации скелета (хелатные комплексы), исследования функции печени, почек и других органов.
Анализ данных литературы показывает, что для промышленной наработки радионуклида 68Ge зна-чительный интерес представляет ядерная реакция 69Ga (p,2n) 68Ge. Так при облучении галлиевой мишени протонами с начальной энергией 35 МэВ и током пучка 100 мкА в течении 100 часов теоретически можно наработать около 440 мКи 68Ge. Однако на практике за один цикл облучения на циклотроне по этой ядер-ной реакции нарабатывают около 20-30 мКи 68Ge при облучении галлиевой мишени в виде оксида галлия. Ядерная реакция 66Zn (α, 2n) 68Ge также может быть использована для исследования и разработки техноло-гии получения радионуклида 68Ge вследствие простоты изготовления мишени. По этому способу можно по-лучить около 20 мКи 68Ge, если цинковая мишень будет облучаться α-частицами с энергией 36 МэВ и током пучка 100 мкА в течении 200 часов.
Наиболее оптимальной мишенью для наработки германия-68 на средних циклотронах являются ми-шени на основе сплава Ga–Ni на медной подложке. Сплав (65% Ga и 35% Ni) наносится на плоскую медную подложку (оребренную с внутренней стороны) методом горячего прессования. Толщина покрытия состав-ляла 0,35 мм). Облучение проводят протонами интенсивностью несколько сотен микроампер при Еmах = 23 МэВ. Получаемый германий-68 обладает высокой удельной активностью (> 74 ГБк/мг (> 2 Ки/мг)) и радио-нуклидной чистотой 99,8 %. Химическая и механическая конструкция мишени является важным фактором вследствие высокой тепловой мощности, подводимой и рассеиваемой в мишенях, которая достигает значе-ний от 1–6 КВт и более. Обеспечение достаточного охлаждения обязательно для термической стабильности мишени. Выход 68Ge для толстой мишени составлял 10 мкКи/мкА‧ч.
В настоящее время для выделения 68Ge без носителя широко применяют метод экстракции четырех-хлористым углеродом. Также многие исследователи для выделения 68Ge применяли метод ионообменной хроматографии, дистилляцию четыреххлористого германия и комбинацию различных физико-химических процедур. Основная стратегия и выбор радиохимической переработки ядерных мишеней несомненно зави-сит от типа и химического состава исходной ядерной мишени, применяемой для наработки радионуклида 68Ge.
Поэтому нами предлагается применение метода экстракционной хроматографии, который одновре-менно сочетает в себе достоинства экстракции и хроматографии и позволит упростить технологию полу-чения радионуклида 68Ge. Таким образом нами разработан способ выделения радионуклида 68Ge из про-мышленных цинковой мишеней или галлиевой мишени на основе интерметаллида Ga-Ni с использованием в качестве неподвижной фазы смеси ССl4 + о-ксилол на фторопласте. Радиохимический выход радионуклида 68Ge составляет более 90%.
| Section | 4th International Conference “Nuclear and Radiation Technologies in Medicine, Industry and Agriculture” (Section 4) |
|---|
