КАРТОЧКА ПРОЕКТА ФУНДАМЕНТАЛЬНЫХ И ПОИСКОВЫХ НАУЧНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ,
ПОДДЕРЖАННОГО РОССИЙСКИМ НАУЧНЫМ ФОНДОМ
Информация подготовлена на основании данных из Информационно-аналитической системы РНФ, содержательная часть представлена в авторской редакции. Все права принадлежат авторам, использование или перепечатка материалов допустима только с предварительного согласия авторов.
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ
Номер проекта 24-63-00006
НазваниеРадиационно-безопасный двухконтурный генератор радионуклидов для ядерной медицины: новые методы, материалы, конструкции
Руководитель Смирнов Игорь Валентинович, Доктор химических наук
Организация финансирования, регион федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Санкт-Петербургский государственный университет" , г Санкт-Петербург
Конкурс №93 - Конкурс 2024 года «Проведение фундаментальных научных исследований и поисковых научных исследований по поручениям (указаниям) Президента Российской Федерации» (междисциплинарные проекты)
Область знания, основной код классификатора 03 - Химия и науки о материалах; 03-204 - Радиохимия
Ключевые слова радиофармпрепарат, ядерная медицина, Sr-90, Y-90, мембраны, природные неорганические сорбенты, карбонатные среды, электрохимическая очистка, генератор радионуклидов
Код ГРНТИ31.15.23
ИНФОРМАЦИЯ ИЗ ЗАЯВКИ
Аннотация
Онкологические заболевания стоят на втором месте по распространенности и ежегодно уносят жизнь каждого шестого жителя планеты. Для ранней диагностики и лечения злокачественных опухолей с успехом используются радиофармпрепараты (РФП), способные селективно воздействовать на очаг пролиферации с минимальным ущербом для окружающих тканей. Россия, обладая передовыми технологиями получения и очистки радионуклидов, до сих пор недостаточно использует возможности ядерной медицины. В последние годы достигнуты определенные успехи в области онкодиагностики методом позитронной эмиссионной томографии (ПЭТ), однако применение радионуклидов в радиотерапевтическом лечении крайне ограничено. Существенный прогресс, по нашему мнению, может быть достигнут за счет использования для радиотерапии РФП на основе иттрия-90 - единственного медицинского радионуклида, для получения которого не нужны ни реактор, ни циклотрон. Источник иттрия-90 – стронций-90 – образуется при переработке ОЯТ АЭС.
Высокий потенциал РФП на основе иттрия-90 обусловлен его уникальными свойствами: высокая энергия бета-частиц , делает его пригодным для облучения больших опухолей, а склонность к образованию комплексных соединений позволяет получать широкий спектр РФП. Комбинация иттрия-90 с ПЭТ изотопом иттрием-86 является идеальной парой радионуклидов для тераностики, позволяющей совместить диагностические и терапевтические процедуры.
Препятствием для масштабного применения этого эффективного и доступного радионуклида в ядерной медицине являются недостаточно эффективные и безопасные методы отделения иттрия-90 от материнского стронция-90 и отсутствие безопасного, простого и надежного в эксплуатации генератора иттрия-90.
Целью нашего проекта является создание радиационно-безопасного двухконтурного генератора для получения высокочистого трихлорида иттрия-90 без носителя, который используется при паллиативном лечении метастазов в костях и является исходной фармсубстанцией для получения РФП для радиотерапии онкологических заболеваний.
Научная идея проекта связана с использованием карбонатных сред для отделения медицинского радионуклида иттрия-90 от материнского стронция-90. Карбонатные среды, в отличие от традиционных азотнокислых, позволяют создать генератор, в котором материнский стронций-90 надежно зафиксирован в твердой матрице, что существенно повышает радиационную безопасность.
Для достижения цели проекта будут проведены научные исследования и созданы новые радиохимические методы выделения и очистки радионуклидов в карбонатных средах, разработаны новые материалы, обеспечивающие техническую реализуемость радиохимических методов, сконструировано и изготовлено оборудование, которое обеспечит безопасное, эффективное и экономичное производство медицинских радионуклидов.
В разрабатываемом генераторе стронций-90 будет надежно зафиксирован в неорганической матрице, из которой иттрий-90 вымывается карбонатным раствором, направляемым затем на мембранное выделение и концентрирование иттрия-90 с последующей его электрохимической очисткой. Использование неорганической матрицы для стронция-90 и его локализация в первом контуре генератора существенно повышает радиационную безопасность процесса.
В проекте планируется разработать научные основы комплекса радиохимических процессов, материалов и оборудования, необходимых для их осуществления:
- селективная десорбция иттрия-90 карбонатными растворами из неорганической матрицы, содержащей материнский радионуклид стронций-90;
- селективное выделение иттрия-90 из карбонатного раствора на мембране с переводом радионуклида в катионную форму;
- электрохимическое осаждение иттрия-90 на инертном электроде с последующим растворением осадка в водной среде, пригодной для синтеза РФП.
Объединение усилий ученых, технологов, материаловедов и инженеров-конструкторов гарантирует создание востребованного конечного продукта - в нашем случае генератора иттрия-90 для радиофармацевтики.
ОТЧЁТНЫЕ МАТЕРИАЛЫ
Аннотация результатов, полученных в 2024 году
Целью нашего проекта является создание радиационно-безопасного двухконтурного генератора для получения высокочистого трихлорида иттрия-90 без носителя, который используется для паллиативного лечения метастазов в костях и при синтезе РФП для радиотерапии широкого круга онкологических заболеваний. Научная идея проекта связана с использованием карбонатных сред для отделения медицинского иттрия-90 от материнского стронция-90. Карбонатные среды, в отличие от традиционно применяемых кислых, позволяют создать генератор, в котором стронций-90 надежно зафиксирован в твердой матрице, что существенно повышает радиационную безопасность процесса.
Анализ научной литературы и патентный поиск показал, что все известные генераторы иттрия-90 работают по двум вариантам: извлечение иттрия-90 из водного раствора стронция-90 или десорбция иттрия-90 раствором комплексона с катионита, содержащего материнский изотоп. В первом варианте используются экстракционные, сорбционные и электрохимические способы выделения иттрия-90 из раствора с последующей его доочисткой от стронция-90. Второй вариант требует удаления из иттрия-90 комплексона, т.к. он препятствует взаимодействию иттрия с био-молекулой – носителем радионуклида. Оба варианта далеки от идеала, и не позволяют создать простой, компактный и надежный генератор.
При радиотерапии онкологических заболеваний пациенту вводятся большие активности иттрия-90: 0,1 – 10 ГБк (0,003 – 0,4 Ки), для наработки которых требуется генератор, содержащий не менее 1 Ки стронция-90. Матрица, удерживающая такое количество стронция-90, будет работать при огромных радиационных нагрузках - поглощенная доза, по нашим расчетам, составит 20 МГр в год, что потребует использования радиационно-стойких материалов. Для защиты от тормозного γ-излучения иттрия-90 потребуется биологическая защита со свинцовым эквивалентом 8,6 см. Выход радиолитического водорода, по расчетам, менее 6 мл. Крайне низким будет и тепловыделение стронция-90 – менее 0,01 Вт.
Для удержания материнского стронция-90 мы планируем использовать карбонатные матрицы, и в первый год работ по проекту нами было изучено поведение стабильного и радиоактивного иттрия при выщелачивании из карбонатных осадков, при сорбции и при мембранной экстракции из карбонатных сред. Иттрий умеренно растворим в карбонатах калия и натрия. При 30 оС растворимость находится в интервале от 0,3 г/л иттрия в 0,5 моль/л Na2CO3 до 4,3 г/л в 2 моль/л K2CO3, что многократно превышает возможную концентрацию иттрия-90 в генераторе (меньше 1 мг/л). Скорость растворения карбоната иттрия достаточно высокая: в 2 моль/л карбонате натрия – 0,19 г/(м2*с), а калия – 0,24 г/(м2*с), что сопоставимо со скоростью растворения оксида иттрия – 0,43 и 0,46 г/(м2*с), соответственно.
Эксперименты по выщелачиванию иттрия из карбонатных матриц выявили влияние способа приготовления осадков и различия в поведение стабильного и радиоактивного иттрия. Было исследовано выщелачивание иттрия из двух типов смесей карбонатов стронция и иттрия (массовые соотношения карбонатов 10:1): полученных механическим смешиванием карбонатов или совместным осаждением из раствора. Из механической смеси извлечение иттрия было выше, чем из смеси, полученной осаждением: 62% и 35%, соответственно. Аналогичные эксперименты были проведены с карбонатом стронция с меткой стронция-90. Выщелачивание иттрия-90 в 2 моль/л карбонат натрия было еще меньше - 13%. Можно предположить, что степень выщелачивания иттрия определяется доступностью кристаллов карбоната иттрия для выщелачивающих растворов. Из смешанных карбонатов стронция-кальция иттрий-90 выщелачивается полностью, если содержание стронция в смешанном карбонате не превышает 20%. Неожиданно большим оказалось выщелачивание стронция-90 из осадка - до 3%. Исходя из растворимости карбоната стронция (ПР<10-10) мы ожидали хорошей очистки иттрия-90 от стронция-90 на операции карбонатного выщелачивания. Возможно, имеет место коллоидный унос карбоната стронция-90 из осадка. В следующем году будут проведены детальные исследования процесса выщелачивания иттрия-90 и поиск матриц, обеспечивающих полноту извлечения и высокую степень очистки иттрия-90 от стронция-90 на операции карбонатного выщелачивания.
В литературе отсутствуют данные по сорбции иттрия из карбонатных сред и нами была проверена возможность извлечения иттрия 14-ю коммерческими ионообменными смолами и сорбентами. Не сорбируют иттрий (Kd меньше 3) из раствора 1 моль/л карбоната натрия катиониты с сульфатными, фосфатными и карбоксильными группами и сильноосновный анионит. Слабые сорбционные свойства показали Amberlite IRC 748 – иминодиацетатный хелатный катионит (Kd = 21) и Axionit RCs – резорцинформальдегидный катионит (Kd = 15). Высокую эффективность сорбции иттрия (Kd = 220) продемонстрировал только Термоксид-50 – диоксид титана, активированный цирконием. Десорбция из него более 90% иттрия за один контакт возможна 0,5 моль/л соляной кислотой. Из минеральных сорбентов наиболее эффективным оказался SIV –синтетический аналог иванюкита (Kd = 590). Гидродинамические эксперименты показали, что сорбенты фракции 0,3 – 0,4 мм могут быть использованы в сорбционной колонке при скорости потока жидкости до 20 колоночных объемов в час (время контакта 3 минуты).
Для мембранного узла генератора была найдена устойчивая импрегнированная мембрана на основе смеси 2,3-дигидроксинафталина с карбонатом метилтриоктиламмония и бутилацетатом в микропористом политетарфторэтилене. Но при исследовании переноса иттрия через эту мембрану из карбонатной среды в кислую наблюдалась только нейтрализация кислоты в принимающей фазе без переноса иттрия. Для выяснения причин этих различий нами была исследована кинетика переноса иттрия из карбонатных сред в кислые через аналогичную жидкую мембрану. Значения константы скорости переноса иттрия в органическую фазу k1эк = 1,6∙10-2 см/мин, а переноса из органической фазы в водную k2рэ = 0,174. При таком соотношении констант лимитирующей стадией является экстракция. Время, необходимое для переноса через мембрану 90% иттрия, составляет около 140 минут, что неудобно для генераторных систем. Вероятно, это связано с медленными процессами пересольватации карбонатных комплексов иттрия на границе раздела органической и водной фаз. Полученные нами данные по мембранной экстракции иттрия органическими ионофорами выявили их серьезные недостатки: низкая скорость экстракции иттрия из карбонатных сред, встречный перенос протонов и нейтрализация кислоты в принимающей водной фазе. Учитывая высокую радиационную нагрузку на мембранный узел генератора, использовать можно только неорганические мембраны, поиск которых будет проведен в следующем году.
По материалам выполненных исследований подготовлены 4 статьи в реферируемых международных журналах Q2: «Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry» и «Mineralogical Magazine» и сделаны 5 докладов на конференциях.
Публикации
1.
Харб А.Х.А., Баланцев И.В., Караван М.Д., Смирнов И.В.
Yttrium‑90 recovery from carbonate media with binary extractants based on hydroxyaromatic compounds and methyltrioctylammonium carbonate
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry (год публикации - 2024)
10.1007/s10967-024-09910-y
2. Чен Р., Сиидра О.И., Шиловских В.В., Фирсова В.А., Угольков В.Л., Котова Е.Л. Metamict thorium orthosilicates from Vestfold og Telemark, Norway: phase transformations and thermal behavior. Mineralogical Magazine (год публикации - 2024)
3. Смирнов И.В., Караван М.Д., Александров Т.С., Бречалов А.А., Бабитова Е.С., Тимошенко В.В., Ермоленко Ю.Е. Kinetics study of fission products extraction with attenuated total internal reflection IR spectroscopy Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry (год публикации - 2024)
4. Чен Р., Зайцев А.Н., Сиидра О.И., Спратт Дж., Долгополова А.В. Zirconolite CaZrTi2O7 from the Kovdor phoscorites and carbonatites (Kola Alkaline Province): composition, recrystallization and thermal expansion Mineralogical Magazine (год публикации - 2024)