Із 50-х років минулого століття було відомо, що фотоядерні реакції можуть призводити до генерації більшості відомих ізотопів. Для цього необхідно створити потужне джерело фотонів з енергією 15–25 МеВ. У той час (як і зараз) фотони зазвичай утворювалися як гальмівне випромінювання високоенергетичних електронів. Ефективність перетворення енергії електронів у такі фотони високої енергії зазвичай низька й не перевищує 15%. Крім того, перерізи фотоядерних реакцій також невеликі. Тому генерація корисних радіоізотопів для практичного використання могла б бути реалізована лише на базі потужних сильноточних лінійних прискорювачів електронів (I > 100 мкА) [1], які на той момент ще не були створені, тоді як більш потужне джерело ізотопів — ядерні реактори — мали значно вищу ефективність у добуванні нових ядер як продуктів поділу і радіаційного захоплення. Крім того, розвиток прискорювачів заряджених частинок дав нове джерело для виробництва радіоізотопів. Ці два методи, засновані на ядерних реакціях (ядерні методи), є на сьогодні основними для виробництва радіонуклідів, а практичне використання фотоядерних реакцій протягом тривалого часу було обмежене переважно активаційним аналізом.

Підвищений інтерес до фотоядерних реакцій останнім часом зумовлений реалізацією низки нових застосувань. Як приклади практичного використання можна навести: переробку ядерних відходів, створення інтенсивних джерел нейтронів, виробництво пучків радіоактивних ядер, активаційний аналіз та інспекційні технології, радіаційний захист, астрофізичний синтез ядер тощо.

Детальний аналіз фотоядерних методів з урахуванням перспектив і проблем розвитку ядерної технології показав, що в окремих випадках фотоядерні методи, враховуючи економічні, технічні та екологічні чинники, можуть конкурувати з ядерними методами добування радіоізотопів медичного призначення [2, 3]. Питання використання цих методів для виробництва медичних ізотопів привернули увагу дослідників і в інших країнах. Так, наприклад, у США в середині 90-х років під керівництвом проф. L.M.Lidsky були проведені дослідження щодо можливості комерційного виробництва медичних ізотопів, зокрема ^99mTc, з використанням лінійного прискорювача електронів. На підставі отриманих оцінок було зроблено висновок, що в умовах США виробництво ^99mTc фотоядерним методом не може конкурувати з реакторним способом. Хоча виробництво інших радіонуклідів може бути привабливим. Пізніші детальні розрахунки [4] показали, що за значних обсягів виробництва та оптимізації параметрів прискорювачів і в умовах США отримання ^99mTc може бути комерційно вигідним. Крім того, ця технологія є більш привабливою з точки зору екологічної безпеки, оскільки супроводжується утворенням меншої кількості радіоактивних відходів. До того ж фотоядерні технології, на відміну від ядерних, реалізуються на обладнанні, яке не може бути використане для виробництва зброї.

Багатий досвід співробітників НДК «Прискорювач» і створення сильноточної прискорювальної техніки дозволили в середині 90-х років минулого століття розпочати в підрозділі дослідження в галузі використання фотоядерних методів для виробництва медичних ізотопів. Головним завданням цих досліджень було вивчення умов фотоядерного виробництва медичних радіоізотопів з метою визначення номенклатури ізотопів, виробництво яких цим методом може бути економічно ефективним. Таке вивчення включало не лише визначення умов максимального виходу ізотопу, а й оцінку етапів вилучення та використання.

Спочатку основну увагу було зосереджено на дослідженні можливості фотоядерного виробництва за реакцією , що є материнським ізотопом для отримання ^99mTc. Це питання є особливо актуальним для України, яка не має власного виробництва цього важливого ізотопу. Проведені дослідження показали, що в наших умовах з використанням наявної (або модернізованої) прискорювальної техніки можна отримувати до 3 Ku ^99mTc у вигляді натрію пертехнетату за один тижневий цикл [5]. Крім того, проводилися дослідження можливості отримання ⁵⁷Co [6], ¹⁸⁶Re [7] та інших ізотопів.

З урахуванням результатів проведених досліджень, а також досвіду російських технологів [8], нами було розроблено технологію отримання натрію пертехнетату на основі подвійної екстракції ^99mTc метилетилкетоном із розчину металевого молібдену.

Для практичної реалізації цієї технології в НДК «Прискорювач» було створено науково-дослідну радіохімічну ділянку для роботи з опроміненими на прискорювачі електронів зразками матеріалів, проведення досліджень з технологій отримання та виділення радіоізотопів, зокрема медичного призначення, з відпрацюванням технології виготовлення радіофармпрепаратів. Ділянка являє собою комплекс приміщень і радіаційного захисту, що дає змогу виконувати роботи з відкритими джерелами іонізуючого випромінювання І класу.

Наразі в НДК «Прискорювач» проводяться дослідження з метою отримання необхідних ядерно-фізичних даних, на основі яких розробляється обладнання для проведення повномасштабних експериментів [9]. Як пріоритетні для досліджень обрано радіонукліди ^99mTc та ⁶⁷Cu [10, 11]. Розробляється технологія їх вилучення з опромінених на прискорювачі мішеней. Як основний прискорювач для виробництва радіонуклідів планується використовувати прискорювач КУТ-30.

Дослідження та розробки у сфері фотоядерних методів отримання медичних ізотопів проводилися за фінансової підтримки Департаменту енергетики США і в тісному контакті з групою американських учених із Аргонської національної лабораторії під керівництвом Дейва Іста.