Разработка фотоядерной технологии производства медицинских радионуклидов

С 50-х годов прошлого столетия было известно, что фотоядерные реакции могут приводить к генерации большей части известных изотопов. Для этого необходимо создать мощный источник фотонов с энергией 15-25 MэВ. В то время (как и сейчас) фотоны обычно производились как тормозное излучение высокоэнергетичных электронов. Эффективность превращения енергии электронов в такие фотоны высокой энергии обычно низкая и не превышает 15%. Кроме того, сечения фотоядерных реакций также небольшие. Поэтому, генерация полезных радиоизотопов для практического использования могла бы быть реализована только на базе мощных сильноточных линейных ускорителей электронов (I>100mkA) [1], которые не были созданы на тот момент, в то время как более мощный источник получения изотопов - ядерные реакторы имели существенно большую эффективность в получении новых ядер как продуктов деления и радиационного захвата. Кроме того, развитие ускорителей заряженых частиц дало новый источник для производства радиоизотопов. Эти два метода, основанных на ядерных реакциях (ядерные методы), являются в настоящее время основными при производстве радионуклидов, а практическое использование фотоядерных реакций в течении долгого времени было ограничено преимущественно активационным анализом.

Возникновение в последнее время повышенного интереса к фотоядерным реакциям обусловлено реализацией целого ряда различных новых применений. В качестве примеров практического применения можно привести следующие: переработка ядерных отходов, создание интенсивных нейтронных иточников, производство пучков радиоактивных ядер, активационный анализ и инспекционная технология, радиоционная защита, астрофизический синтез ядер, и т.п.

Детальный анализ фотоядерных методов, с учетом перспектив и проблем развития ядерной технологии, показал, что в некоторых случаях фотоядерные методы, принимая во внимание экономический, технический и экологический факторы, могут конкурировать с ядерными методами получения радиоизотопов медицинского назначения [2, 3]. Вопросы использования этих методов для производства медицинских изотопов привлекли внимание исследователей и в других странах. Так,например,в США в середине 90-х годов под руководством проф. L.M.Lidsky были проведены исследования по возможности коммерческого производства медицинских изотопов, в частности 99mТс, с использованием линейного ускорителя электронов. На основании полученных оценок был сделан вывод, что в условиях США производство 99mТс фотоядерным методом не может конкурировать с реакторным способом. Хотя производство других радионуклидов может быть привлекательным. Более поздние детальные расчеты [4] показали, что при значительных объемах производства и оптимизации параметров ускорителей и в условиях США получение 99mТс может быть коммерчески выгодным. Вместе с этим, она , является болем привлекательной с точки зрения экологической чистоты, так как, сопровождается наработкой меньшего количества радиоактивных отходов. Кроме того, фотоядерные технологии, в отличие от ядерных, реализуются на оборудовании, которое не может использоваться для производства оружия.

Багатый опыт сотрудников НИК "Ускоритель" и создание сильноточной ускорительной техники позволили в середине 90-х годов прошлого века начать в подразделении исследования в области использования фотоядерных методов для производства медицинских изотопов . Главной задачей этих исследований было изучение условий фотоядерного производства медицинских радиоизотопов, с тем чтобы определить номенклатуру изотопов, производство которых данным методом может быть экономически еффективным. Такое изучение включало в себя не только определение условий максимального увеличения выхода изотопа, но и оценку этапов извлечения и использования.

Первоначально основное внимание было сконцентрировано на исследовании возможности фотоядерного производства  по реакции , который является материнским изотопом для получения 99mТс. Эта проблема является наиболее актуальной для Украины, которая не имеет собственного производства этого важного изотопа. Проведенные исследования показали, что в наших условиях с использованием существующей (или модернизированной) ускорительной техники можно нарабатывать до 3 Ku 99mТс в виде натрия пертехнетата за один недельный цикл [5]. Кроме того, проводились исследования возможности наработки 57Co [6], 186Re [7] и других изотопов.

Учитывая результаты проведенных нами исследований, а также опыт российских технологов [8], нами была разработана технология получения натрия пертехнетата на основе двойного экстрагирования 99mТс метилэтилкетоном из раствора металлического молибдена.

Для практической реализации этой технологи в НИК "Ускоритель" был создан научно-исследовательский радиохимический участок для работы с облученными на ускорителе электронов образцами материалов, проведения исследований по технологиям наработки и выделения радиоизотопов, в том числе и медицинского назначения, с отработкой технологии изготовления радиофармпрепаратов.. Участок представляет собой комплекс помещений и радиозащитного оборудования, который дает возможность выполнять работы с открытыми источниками ионизирующего излучения по I классу.

В настоящее время в НИК "Ускоритель" проводятся исследования с целью получения необходимых ядерно-физических данных, на базе которых разрабатывается оборудование для проведения полномасштабных экспериментов [9]. В качестве первоочередных для исследований выбраны радионуклиды 99mТс и 67Cu [10, 11]. Разрабатывается технология выделения их из облученных на ускорителе мишеней. В качестве основного ускорителя для производства радионуклидов планируется использовать ускоритель КУТ-30.

Исследования и разработки в области фотоядерних методов получения медицинских изотопов проводились при финансовой поддержке Департамента Энергетики США и в тесном контакте с группой американских ученых из Аргонской национальной лаборатории во главе с Дейвом Истом.



[1] М.П. Зыков, Г.Е. Кодина. Методы получения Мо-99 // Радиохимия, 1999,т.41, 3, с.193-204.

[2] В.И. Никифоров, В.Л. Уваров. Оценка фотоядерного выхода изотопов в технологических мишенях // Радиохимия, 2010, т.52, 3, с.268-273.

[3] V.L. Uvarov, N.P. Dikiy, A.N. Dovbnya, Ye.P. Medvedyeva, G.D. Pugachov, Yu.D. Tur. // Proceedings of PAC97. –1997, p.3840-3841.

[4] R.G. Bennett, J.D. Christian, D.A. Petti, W.K. Terry, S.B. Grover. // Nucl. Technol. -1999, v.126, N.1, p.102-121.

[5] N.P. Dikiy, A.N. Dovbnya, V.L. Uvarov. Fundamentals of Technological Cycle Technetium-99m Production at Electron Accelerator // Problems of Atomic Science and Technology - 2004, N1, p.168-171.

[6] N.P. Dikiy, N.A. Dovbnya, O.A. Repikhov, I.N. Shlyakhov, V.L. Uvarov, Ja.N. Kravchenko. Electron Linac Production of Co-57 for Gamma-chamber Calibration // Problems of Atomic Science and Technology - 2001, N5, p.200-2002.

[7] A.N. Dovbnya, N.P. Dikiy, A.S. Zadvornyi, G.P. Kotin, A.V. Torgovkin, B.I. Shramenko. Production of Isotops 184Re, 186Re and 188Re at Linear Electron Accelerators of NSC KIPT // Problems of Atomic Science and Technology - 2001, N5, p.203-205.

[8] М.П. Зыков, В.Н. Романовский, Д.В. Вестер и др. Применение экстракционного генератора для получения радиофармпрепарата на основе 99mТс // Радиохимия. – 2001, т. 43, вып. 3, с. 264-266.

[9] A.N. Dovbnya, G.P. Kovtun, A.V. Torgovkin, V.L. Uvarov, B.I. Shramenko. Estimation of Os, Ir, Sc, In Isotope Production at Electron Linear Accelerators // Problems of Atomic Science and Technology - 2006, N3, (47), p.168-170.

[10] М.І. Айзацький, Є.З. Біллер, В.М. Борискін та інші. Розробка в ННЦ ХФТІ фотоядерної технології виробництва медичних радіонуклідів // Український Радіологічний Журнал - 2007, N2, с.221

[11] М.І. Айзацький, М.П. Дикий, А.М. Довбня, Ю.В. Ляшко, О.М. Медведєва, В.І. Нікіфоров, А.Е. Тенішев, О.В. Торговкін, В.Л. Уваров, В.А. Шевченко, Б.І. Шраменко. Одержання Cu-67 без носія на прискорювачі електронів // Український Радіологічний Журнал - 2007, N2, с.223.