RU2784484C1 - METHOD FOR PRODUCING RADIONUCLIDE Pb-212 AND DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION - Google Patents
METHOD FOR PRODUCING RADIONUCLIDE Pb-212 AND DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION Download PDFInfo
- Publication number
- RU2784484C1 RU2784484C1 RU2022107682A RU2022107682A RU2784484C1 RU 2784484 C1 RU2784484 C1 RU 2784484C1 RU 2022107682 A RU2022107682 A RU 2022107682A RU 2022107682 A RU2022107682 A RU 2022107682A RU 2784484 C1 RU2784484 C1 RU 2784484C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- radionuclide
- membrane
- generator
- gas flow
- accumulator
- Prior art date
Links
- WABPQHHGFIMREM-BKFZFHPZSA-N lead-212 Chemical compound [212Pb] WABPQHHGFIMREM-BKFZFHPZSA-N 0.000 title abstract description 29
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title abstract description 8
- 239000012528 membrane Substances 0.000 claims abstract description 72
- 239000012159 carrier gas Substances 0.000 claims abstract description 17
- 229920001296 polysiloxane Polymers 0.000 claims abstract description 14
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims abstract description 13
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 12
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 10
- 229920002313 fluoropolymer Polymers 0.000 claims abstract description 9
- 238000001471 micro-filtration Methods 0.000 claims abstract description 4
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims description 27
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 24
- 229910052745 lead Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 12
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 6
- 238000003860 storage Methods 0.000 abstract description 4
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 3
- 238000009206 nuclear medicine Methods 0.000 abstract description 3
- OFBQJSOFQDEBGM-UHFFFAOYSA-N Pentane Chemical compound CCCCC OFBQJSOFQDEBGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 16
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 13
- 238000010926 purge Methods 0.000 description 10
- 230000000875 corresponding effect Effects 0.000 description 5
- NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 1,2-bis(ethenyl)benzene;1-ethenyl-2-ethylbenzene;styrene Chemical compound C=CC1=CC=CC=C1.CCC1=CC=CC=C1C=C.C=CC1=CC=CC=C1C=C NWUYHJFMYQTDRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N Hydrochloric acid Chemical compound Cl VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- -1 barium thorium stearate Chemical compound 0.000 description 4
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 239000003456 ion exchange resin Substances 0.000 description 4
- 229920003303 ion-exchange polymer Polymers 0.000 description 4
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 4
- 206010028980 Neoplasm Diseases 0.000 description 3
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 3
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 3
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 3
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 3
- 229920000642 polymer Polymers 0.000 description 3
- 229940121896 radiopharmaceutical Drugs 0.000 description 3
- 239000012217 radiopharmaceutical Substances 0.000 description 3
- 230000002799 radiopharmaceutical effect Effects 0.000 description 3
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 3
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000002966 varnish Substances 0.000 description 3
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 2
- 238000007664 blowing Methods 0.000 description 2
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 2
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 2
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 2
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 2
- 201000010099 disease Diseases 0.000 description 2
- 208000037265 diseases, disorders, signs and symptoms Diseases 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 238000013467 fragmentation Methods 0.000 description 2
- 238000006062 fragmentation reaction Methods 0.000 description 2
- 239000003292 glue Substances 0.000 description 2
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 230000001394 metastastic effect Effects 0.000 description 2
- 206010061289 metastatic neoplasm Diseases 0.000 description 2
- 230000000771 oncological effect Effects 0.000 description 2
- 239000004810 polytetrafluoroethylene Substances 0.000 description 2
- 229920001343 polytetrafluoroethylene Polymers 0.000 description 2
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 2
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 2
- 239000007790 solid phase Substances 0.000 description 2
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 2
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 2
- VGBPIHVLVSGJGR-UHFFFAOYSA-N thorium(4+);tetranitrate Chemical compound [Th+4].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O VGBPIHVLVSGJGR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 2
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 1
- XQVKLMRIZCRVPO-UHFFFAOYSA-N 4-[(2-arsonophenyl)diazenyl]-3-hydroxynaphthalene-2,7-disulfonic acid Chemical compound C12=CC=C(S(O)(=O)=O)C=C2C=C(S(O)(=O)=O)C(O)=C1N=NC1=CC=CC=C1[As](O)(O)=O XQVKLMRIZCRVPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052684 Cerium Inorganic materials 0.000 description 1
- JOYRKODLDBILNP-UHFFFAOYSA-N Ethyl urethane Chemical compound CCOC(N)=O JOYRKODLDBILNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229920004936 Lavsan® Polymers 0.000 description 1
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004698 Polyethylene Substances 0.000 description 1
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 1
- 241000679125 Thoron Species 0.000 description 1
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 1
- 239000003929 acidic solution Substances 0.000 description 1
- 238000004026 adhesive bonding Methods 0.000 description 1
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 description 1
- 150000001335 aliphatic alkanes Chemical class 0.000 description 1
- 230000005262 alpha decay Effects 0.000 description 1
- LBDSXVIYZYSRII-IGMARMGPSA-N alpha-particle Chemical compound [4He+2] LBDSXVIYZYSRII-IGMARMGPSA-N 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003957 anion exchange resin Substances 0.000 description 1
- 229910052785 arsenic Inorganic materials 0.000 description 1
- 125000004429 atom Chemical group 0.000 description 1
- 229910052788 barium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 201000011510 cancer Diseases 0.000 description 1
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 description 1
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000969 carrier Substances 0.000 description 1
- 230000002596 correlated effect Effects 0.000 description 1
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 229940079593 drug Drugs 0.000 description 1
- 239000003814 drug Substances 0.000 description 1
- 239000011888 foil Substances 0.000 description 1
- 239000003517 fume Substances 0.000 description 1
- 239000007792 gaseous phase Substances 0.000 description 1
- 229910052732 germanium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 125000004435 hydrogen atom Chemical class [H]* 0.000 description 1
- 230000002209 hydrophobic effect Effects 0.000 description 1
- 238000001727 in vivo Methods 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 229910052740 iodine Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052746 lanthanum Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000004807 localization Effects 0.000 description 1
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000001575 pathological effect Effects 0.000 description 1
- 230000002572 peristaltic effect Effects 0.000 description 1
- 229920000573 polyethylene Polymers 0.000 description 1
- 239000005020 polyethylene terephthalate Substances 0.000 description 1
- 229920006254 polymer film Polymers 0.000 description 1
- 102000004196 processed proteins & peptides Human genes 0.000 description 1
- 108090000765 processed proteins & peptides Proteins 0.000 description 1
- 230000005258 radioactive decay Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 1
- 239000011347 resin Substances 0.000 description 1
- 229920005989 resin Polymers 0.000 description 1
- 239000004065 semiconductor Substances 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010703 silicon Substances 0.000 description 1
- 229910052712 strontium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000758 substrate Substances 0.000 description 1
- 239000013076 target substance Substances 0.000 description 1
- BFKJFAAPBSQJPD-UHFFFAOYSA-N tetrafluoroethene Chemical compound FC(F)=C(F)F BFKJFAAPBSQJPD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229940126585 therapeutic drug Drugs 0.000 description 1
- 230000001225 therapeutic effect Effects 0.000 description 1
- 238000002560 therapeutic procedure Methods 0.000 description 1
- ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N thorium Chemical compound [Th] ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
- 238000009423 ventilation Methods 0.000 description 1
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 1
- 229910052727 yttrium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
Images
Abstract
Description
Область техникиTechnical field
Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний и может быть использовано для создания генераторов α-излучателей Th-228/Pb-212, конечный элемент цепочки распада которой - радионуклид Pb-212, может использоваться в составе медицинских радиофармпрепаратов.The invention relates to a technology for producing radionuclides for nuclear medicine, in particular for the treatment of oncological diseases, and can be used to create generators of α-emitters Th-228/Pb-212, the final element of the decay chain of which is the radionuclide Pb-212, can be used as part of medical radiopharmaceuticals.
Уровень техникиState of the art
При терапии онкологических заболеваний все более широкое применение находят α-излучающие радионуклиды. Это связано с большой начальной энергией (5-8 МэВ) и коротким пробегом (десятки микрон) α-частиц в биологических тканях, и, следовательно, высоким уровнем энерговыделения в области локализации распадающихся нуклидов. Носители α-излучающих радионуклидов (моноклональные антитела, пептиды) с высокой специфичностью позволяют доставлять их точно в опухолевый узел или метастатический очаг. Благодаря малым пробегам α-частиц возможно селективное воздействие излучения на патологические объекты с минимальной лучевой нагрузкой на окружающие здоровые ткани.In the treatment of oncological diseases, α-emitting radionuclides are increasingly used. This is due to the high initial energy (5-8 MeV) and short range (tens of microns) of α-particles in biological tissues, and, consequently, a high level of energy release in the region of localization of decaying nuclides. Carriers of α-emitting radionuclides (monoclonal antibodies, peptides) with high specificity make it possible to deliver them precisely to the tumor node or metastatic focus. Due to the short ranges of α-particles, a selective effect of radiation on pathological objects is possible with minimal radiation exposure to surrounding healthy tissues.
Применение диагностических и терапевтических радионуклидов в ядерной медицине значительно возросло и выразилось в возросшем интересе к генераторам радионуклидов и их разработке. В настоящее время ведется поиск α-излучателей, обладающих приемлемыми ядерно-физическими свойствами. Pb-212 является перспективным радионуклидом с точки зрения таргетной α-терапии для лечения небольших раковых или метастатических форм. Pb-212 является β-эмиттером, но его дочерние нуклиды (Ро-212 и Tl-208) подвергаются α-распаду, благодаря чему Pb-212 рассматривается как in vivo генератор α-частиц. Pb-212 принадлежит радиоактивному ряду долгоживущего материнского изотопа 228Th (Т1/2=1,9 г) и может быть получен при помощи лабораторных генераторов.The use of diagnostic and therapeutic radionuclides in nuclear medicine has grown significantly and is reflected in an increased interest in radionuclide generators and their development. Currently, a search is underway for α-emitters with acceptable nuclear-physical properties. Pb-212 is a promising radionuclide in terms of targeted α-therapy for the treatment of small cancers or metastatic forms. Pb-212 is a β-emitter, but its daughter nuclides (Po-212 and Tl-208) undergo α-decay, due to which Pb-212 is considered as an α-particle generator in vivo. Pb-212 belongs to the radioactive series of the long-lived parent isotope 228 Th (T 1/2 = 1.9 g) and can be obtained using laboratory generators.
Период полураспада Pb-212 составляет 10,64 ч., средняя энергия α-частиц 7,8 МэВ. Пробег α-частиц в биологической ткани составляет менее 100 мкм, что соответствует нескольким диаметрам раковой клетки, а линейная передача энергии (ЛПЭ) достигает ~ 80 кэВ/мкм.The half-life of Pb-212 is 10.64 hours, the average energy of α-particles is 7.8 MeV. The range of α-particles in a biological tissue is less than 100 µm, which corresponds to several diameters of a cancer cell, and the linear energy transfer (LET) reaches ~80 keV/µm.
Известен способ получения генераторного радионуклида Pb-212 для производства терапевтических препаратов на основе радионуклида Bi-212 (Патент РФ 2734429), заключающийся в том, что исходное вещество - карбид Th-232 облучают пучком протонов энергии ≥80 МэВ, после облучения протонами исходное вещество карбид Th-232 нагревают в высоком вакууме до температуры 1300°С, при этом через отверстие в нагреваемом объеме, в который помещено облученное вещество, атомы Pb-212 селективно испаряют и высаживают Pb-212 на охлаждаемый коллектор, с которого его смывают минимальным количеством раствора соляной или азотной кислоты.A known method for producing a generator radionuclide Pb-212 for the production of therapeutic drugs based on the radionuclide Bi-212 (RF Patent 2734429), which consists in the fact that the starting substance - Th-232 carbide is irradiated with a proton beam of energy ≥80 MeV, after irradiation with protons, the starting substance carbide Th-232 is heated in a high vacuum to a temperature of 1300°C, while through the hole in the heated volume, in which the irradiated substance is placed, Pb-212 atoms are selectively evaporated and Pb-212 is deposited on a cooled collector, from which it is washed off with a minimum amount of hydrochloric acid solution. or nitric acid.
Недостатком заявленного способа получения Pb-212 является использование в качестве облучаемого вещества карбида Th-232. При облучении вещества мишени пучком протонов с энергией ≥80МэВ в ней будет накапливаться большое количество осколочных элементов -продуктов деления ядер Th-232. В работе О.Н. Либанова и др. «Экспериментальные сечения образования продуктов деления тория-232 при облучении протонами средних энергий» приведены данные по выходу при облучении Th-232 таких осколочных элементов, как Ge, As, Sr, Y, Zr, Nb, I, Xe, Cs, Ba, La, Се (Препринт ИЯИ PAH 1430/2016). В процессе нагревания мишени в высоком вакууме до температуры 1300°С легколетучие радионуклиды будут попадать на охлаждаемый коллектор, что неизбежно повлияет на чистоту целевого радионуклида Pb-212 и негативно скажется на радионуклидной чистоте лекарственного препарата на его основе.The disadvantage of the claimed method for obtaining Pb-212 is the use of Th-232 carbide as the irradiated substance. When the target substance is irradiated with a proton beam with an energy of ≥80 MeV, a large amount of fragmentation elements - fission products of Th-232 nuclei will accumulate in it. In the work of O.N. Libanova et al. “Experimental cross sections for the formation of fission products of thorium-232 upon irradiation with medium-energy protons” gives data on the yield during irradiation with Th-232 of such fragmentation elements as Ge, As, Sr, Y, Zr, Nb, I, Xe, Cs , Ba, La, Ce (Preprint INR PAH 1430/2016). In the process of heating the target in high vacuum to a temperature of 1300°C, volatile radionuclides will fall on the cooled collector, which will inevitably affect the purity of the target Pb-212 radionuclide and adversely affect the radionuclide purity of the drug based on it.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому способу является способ получения а-излучателей (Патент РФ 2498434 «Способ получения радионуклида Bi-212»), где описана возможность получения радионуклида Pb-212. В заявленном способе в раствор, содержащий радионуклид Th-228 и его дочерние продукты распада, добавляют ионообменную смолу, после чего раствор декантируют, а ионообменную смолу высушивают и помещают в реактор, через который пропускают газ, удаляя при этом из реактора один из дочерних продуктов распада Th-228 -газообразный радионуклид Rn-220, и направляют газ через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство, где в результате радиоактивного распада накапливают радионуклид Pb-212, который после выхода активности Pb-212 на насыщение десорбируют со стенок сорбционного устройства кислым раствором и полученный раствор направляют на колонку с ионообменной смолой, с которой периодически смывают дочерний продукт распада радионуклид Bi-212.The closest in technical essence to the claimed method is a method for obtaining a-emitters (RF Patent 2498434 "Method for obtaining the radionuclide Bi-212"), which describes the possibility of obtaining the radionuclide Pb-212. In the claimed method, an ion exchange resin is added to a solution containing the Th-228 radionuclide and its daughter decay products, after which the solution is decanted, and the ion exchange resin is dried and placed in a reactor through which gas is passed, while removing one of the daughter decay products from the reactor Th-228 is a gaseous radionuclide Rn-220, and the gas is directed through an aerosol filter into a sorption device, where, as a result of radioactive decay, the radionuclide Pb-212 is accumulated, which, after the Pb-212 activity reaches saturation, is desorbed from the walls of the sorption device with an acidic solution and the resulting solution sent to a column with an ion-exchange resin, from which the daughter decay product of the radionuclide Bi-212 is periodically washed off.
Твердофазный материал с Th-228 - ионообменная смола АВ-17-8, представляющая собой сферические зерна размером 0,315-1,25 мм, размещается в ториевом реакторе. С помощью мембранного насоса через систему непрерывно прокачивается воздух, который проходит через реактор и выносит эманирующий газообразный Rn-220 в спиралевидный объем-накопитель. В результате распада Rn-220 образуется Pb-212, который осаждается на поверхности накопителя и по окончании накопления вымывается раствором 0,1 М соляной кислоты. Благодаря такому разделению твердой фазы с материнским нуклидом и газообразной фазы исключается возможность попадания долгоживущих материнских радионуклидов в конечный препарат, что обеспечивает высокую радионуклидную чистоту препарата.Solid-phase material with Th-228 - AV-17-8 ion-exchange resin, which is a spherical grain with a size of 0.315-1.25 mm, is placed in a thorium reactor. With the help of a membrane pump, air is continuously pumped through the system, which passes through the reactor and carries out the emanating gaseous Rn-220 into a spiral storage volume. As a result of the decomposition of Rn-220, Pb-212 is formed, which is deposited on the surface of the accumulator and, upon completion of accumulation, is washed out with a solution of 0.1 M hydrochloric acid. Due to this separation of the solid phase with the parent nuclide and the gaseous phase, the possibility of getting long-lived parent radionuclides into the final preparation is excluded, which ensures high radionuclide purity of the preparation.
Недостатком способа получения Pb-212, выбранного в качестве прототипа, является низкий выход целевого радионуклида из сферических зерен анионообменной смолы ≈ 50%. При распаде материнского радионуклида Th-228 атомы отдачи, в том числе и Rn-220, будут попадать в объем зерен смолы и удерживаться там вплоть до распада в стабильный изотоп Pb-208, конечный элемент цепочки Th-228.The disadvantage of the method of obtaining Pb-212, selected as a prototype, is the low yield of the target radionuclide from the spherical grains of the anion-exchange resin ≈ 50%. During the decay of the parent radionuclide Th-228, recoil atoms, including Rn-220, will fall into the bulk of the resin grains and remain there until decay into the stable isotope Pb-208, the final element of the Th-228 chain.
Из уровня техники известно устройство, описанное в (S. Hassfjell / А 212Pb generator based on a 228Th source.// - Applied Radiation and Isotopes 55, p. 433 - 439, 2001), где в качестве носителя материнского радионуклида Th-228 использовался стеарат бария-тория. Основное достоинство этой композиции - возможность достижения высокой степени эманирования Rn-220 при условии использования тонкого слоя стеарата бария-тория. Вместе с тем, в предложенном способе имеются серьезные недостатки. В первую очередь они связаны с достаточно сложным процессом приготовления композиции стеарата бария-тория и дальнейшей работой с этим составом при сборке устройства эманирования Rn-220. Кроме того, сама конструкция генератора предполагает выполнение более сложных и дорогостоящих инструментальных работ для ее реализации. Все эти недостатки негативно сказываются на стоимости устройства, и что не менее важно, значительно увеличивают дозовую нагрузку на персонал.The device described in the prior art is known in (S. Hassfjell / A 212 Pb generator based on a 228 Th source.// - Applied Radiation and Isotopes 55, p. 433 - 439, 2001), where as a carrier of the parent radionuclide Th- 228 used barium thorium stearate. The main advantage of this composition is the possibility of achieving a high degree of Rn-220 emanation by using a thin layer of barium-thorium stearate. However, the proposed method has serious drawbacks. First of all, they are associated with a rather complicated process of preparing the barium-thorium stearate composition and further work with this composition when assembling the Rn-220 emanation device. In addition, the generator design itself involves more complex and costly instrumental work for its implementation. All these shortcomings negatively affect the cost of the device, and, no less important, significantly increase the dose load on personnel.
Технической проблемой, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является повышение степени эманирования Rn-220 (>50%) из источника с материнским радионуклидом Th-228, что, в свою очередь, значительно повышает выход целевого радионуклида Pb-212.The technical problem to be solved by the claimed invention is to increase the degree of emanation of Rn-220 (>50%) from the source with the parent radionuclide Th-228, which, in turn, significantly increases the yield of the target radionuclide Pb-212.
Раскрытие сущности изобретенияDisclosure of the essence of the invention
Техническим результатом заявленного изобретения является достижение высокой степени эманирования ≈ 95% 220Rn из источника, приводящее к повышению радионуклидной чистоты целевого радионуклида 212Pb для производства РФЛП на его основе.The technical result of the claimed invention is the achievement of a high degree of emanation of ≈ 95% 220 Rn from the source, leading to an increase in the radionuclide purity of the target radionuclide 212 Pb for the production of radiopharmaceuticals based on it.
Для достижения технического результата предложен способ получения радионуклида 212Pb заключающийся в том, что получение радионуклида 212Pb осуществляют за счет эманирования газообразного радионуклида 220Rn из материала, содержащего смесь радионуклида 228Th и его дочерних продуктов распада, с последующим удалением радионуклида 220Rn потоком газа-носителя в объем накопителя радионуклида 212Pb, при этом, раствор, содержащий смесь радионуклида 228Th и его дочерних продуктов распада наносят на микрофильтрационную фторопластовую гидрофильную мембрану, проводят сушку мембраны, после чего ее устанавливают в генератор и проводят обдув наружных поверхностей мембраны ламинарным потоком газа-носителя добиваясь выноса газообразного радионуклида 220Rn в накопитель радионуклида 212Pb, в котором происходит распад 220Rn и осаждение радионуклида 212Pb на его внутренней поверхности, проводят смыв накопленного радионуклида 212Pb с внутренней поверхности накопителя.To achieve a technical result, a method for obtaining a radionuclide 212 Pb is proposed, which consists in the fact that the production of a radionuclide 212 Pb is carried out by emanating a gaseous radionuclide 220 Rn from a material containing a mixture of a radionuclide 228 Th and its daughter decay products, followed by removal of the radionuclide 220 Rn by a gas flow - the carrier into the volume of the 212 Pb radionuclide accumulator, at the same time, a solution containing a mixture of the 228 Th radionuclide and its daughter decomposition products is applied to a microfiltration fluoroplastic hydrophilic membrane, the membrane is dried, after which it is installed in the generator and the outer surfaces of the membrane are blown with a laminar gas flow - carrier, in order to achieve the removal of the gaseous radionuclide 220 Rn into the accumulator of the radionuclide 212 Pb, in which decay of 220 Rn occurs and the radionuclide 212 Pb is deposited on its inner surface, the accumulated radionuclide 212 Pb is flushed from the inner surface of the accumulator.
Для достижения технического результата предложено устройство для получения радионуклида 212Pb состоящее из закрепленных болтовым соединением нижнего и верхнего фланцев, в проточки которых закреплен генератор, представляющий собой закрепленные в проточки верхний и нижний корпуса, в пространстве которых размещено отцентрованное с помощью вставки мембранное устройство, представляющее собой закрепленную двумя фиксирующими кольцами несущую мембрану, размещенную между верхним и нижним защитными корпусами, при этом к верхнему и нижнему корпусам сваркой в центральной части приварены выходные штуцера, соединенные силиконовыми трубками со спиралевидным накопителем, а к нижнему корпусу сбоку сваркой приварен входной штуцер, соединенный силиконовыми трубками с мембранным компрессором и регулятором расхода газа.To achieve a technical result, a device for producing a 212Pb radionuclide is proposed, consisting of a bolted lower and upper flanges, into the grooves of which a generator is fixed, which is an upper and lower housing fixed into the grooves, in the space of which a membrane device centered with an insert is placed, which is a carrier membrane fixed with two fixing rings, located between the upper and lower protective housings, while outlet fittings are welded to the upper and lower housings in the central part, connected by silicone tubes to a spiral accumulator, and an inlet fitting connected by silicone tubes is welded to the lower housing from the side with membrane compressor and gas flow regulator.
Краткое описание чертежейBrief description of the drawings
На фиг. 1 показана схема мембранного устройства, где:In FIG. 1 shows a diagram of a membrane device, where:
1 - несущая мембрана;1 - carrier membrane;
2 - нижний защитный корпус;2 - lower protective case;
3 - верхний защитный корпус;3 - upper protective case;
4 - фиксирующие кольца;4 - fixing rings;
5 - защитная мембрана.5 - protective membrane.
На фиг. 2 показана схема устройства, для получения радионуклида 212Pb где:In FIG. 2 shows a diagram of a device for obtaining the radionuclide 212 Pb where:
6 - верхний фланец;6 - top flange;
7 - нижний фланец;7 - bottom flange;
8 - верхний корпус генератора;8 - the upper case of the generator;
9 - входной штуцер;9 - inlet fitting;
10 - нижний корпус генератора;10 - the lower case of the generator;
11 - выходной штуцер верхнего корпуса;11 - outlet fitting of the upper body;
12 - выходной штуцер нижнего корпуса;12 - outlet fitting of the lower body;
13 - мембранное устройство;13 - membrane device;
14 - центровочная вставка с отверстиями;14 - centering insert with holes;
15 - селиконовые трубки (стрелкой показано движение радионуклидной смеси);15 - silicon tubes (the arrow shows the movement of the radionuclide mixture);
16 - спиралевидный накопитель;16 - spiral drive;
17 - мембранный компрессор;17 - membrane compressor;
18 - регулятор расхода газа.18 - gas flow regulator.
Осуществление изобретенияImplementation of the invention
Способ получения радионуклида 212Pb представляет собой последовательность следующих процессов:The method for obtaining the radionuclide 212 Pb is a sequence of the following processes:
1. Эманирование газообразного радионуклида 220Rn из мембраны, с материалом которой химически связан материнский радионуклид - 228Th.1. Emanation of the gaseous radionuclide 220 Rn from the membrane, with the material of which the parent radionuclide, 228 Th, is chemically bonded.
2. Выход газообразного радионуклида 220Rn из мембранного устройства за счет свободной диффузии в продуваемый объем генератора.2. Release of the gaseous radionuclide 220 Rn from the membrane device due to free diffusion into the purge volume of the generator.
3. Обдув наружных поверхностей мембранного устройства ламинарным потоком газа-носителя и вынос газообразного радионуклида 220Rn за пределы генератора в накопитель радионуклида 212Pb, где происходит распад 220Rn и осаждение радионуклида 212Pb на внутренней поверхности накопителя.3. Blowing the outer surfaces of the membrane device with a laminar carrier gas flow and carrying the gaseous radionuclide 220 Rn out of the generator into the 212 Pb radionuclide accumulator, where 220 Rn decays and the 212 Pb radionuclide is deposited on the inner surface of the accumulator.
4. Смыв накопленного радионуклида 212Pb с внутренней поверхности накопителя.4. Washing off the accumulated radionuclide 212 Pb from the inner surface of the storage tank.
В основе способа получения радионуклида 212Pb лежит процесс эманирования газообразного радионуклида 220Rn (торона) Т1/2=55,6 с, появляющегося в цепочке распада 228Th. Ввиду короткого периода полураспада 220Rn материал, на который наносится 228Th, должен быть тонкослойным и газопроницаемым, чтобы обеспечить высокую степень эманирования 220Rn. В представленном способе в качестве носителя 228Th используется микрофильтрационная фторопластовая гидрофильная мембрана МФФК-3Г, которая представляет собой пористую полимерную пленку, гидрофилизируемую олигомером уретана на подложке из лавсана и имеет следующие характеристики: толщина 140 мкм, размер пор 0,45 мкм, производительность по воде при давлении 0,05МПа 10400 дм3/(м2⋅ч), точка пузырька по воде 1,4 атм. (ТУ 225-009-43153636-2015).The method for obtaining the radionuclide 212 Pb is based on the process of emanation of the gaseous radionuclide 220 Rn (thoron) T 1/2 =55.6 s, which appears in the decay chain of 228 Th. Due to the short half-life of 220 Rn, the material to which 228 Th is deposited must be thin-layered and gas-permeable in order to provide a high degree of 220 Rn emanation. In the presented method, a microfiltration fluoroplastic hydrophilic membrane MFFC-3G is used as a 228 Th carrier, which is a porous polymer film hydrophilized by a urethane oligomer on a lavsan substrate and has the following characteristics: thickness 140 μm, pore size 0.45 μm, water capacity at a pressure of 0.05 MPa 10400 dm 3 / (m 2 ⋅ h), the bubble point in water is 1.4 atm. (TU 225-009-43153636-2015).
Раствор нитрата тория (14М HNO3, активность 228Th 120кБк, объем 500 мкл) с помощью дозатора равномерно (порциями по 20 мкл) распределяется по площади мембраны S=48см2, которая размещена в специальном держателе. В процессе нанесения раствора на мембрану происходит химическое взаимодействие компонентов раствора с материалами мембраны. При этом происходит химическая фиксация материнских радионуклидов (228Th, 224Ra) на мембране в процессе нанесения раствора. Затем производится сушка мембраны. После высушивания несущая мембрана устанавливается в разборную оправу между двумя защитными гидрофобными мембранами из фторопласта.A solution of thorium nitrate (14M HNO 3 , activity 228 Th 120 kBq, volume 500 µl) is evenly distributed using a dispenser (in portions of 20 µl) over the area of the membrane S=48 cm 2 , which is placed in a special holder. In the process of applying the solution to the membrane, the chemical interaction of the components of the solution with the membrane materials occurs. In this case, the parent radionuclides ( 228 Th, 224 Ra) are chemically fixed on the membrane during application of the solution. The membrane is then dried. After drying, the carrier membrane is installed in a collapsible frame between two protective hydrophobic membranes made of PTFE.
Устройство для получения радионуклида 212Pb представляет собой сборную конструкцию из нержавеющей стали 12Х18Н10Т, схема которой показана на фиг 2.The device for obtaining the radionuclide 212Pb is a prefabricated structure made of 12X18H10T stainless steel, the diagram of which is shown in Fig. 2.
Устройство для получения радионуклида Pb-212 схема которого показана на фиг 2 состоит из генератора Rn-220, который представляет собой сборную конструкцию из нержавеющей стали 12Х18Н10Т, и спиралевидного накопителя Pb-212, соединенного силиконовыми трубками с мембранным компрессором и регулятором расхода газа.The device for obtaining the Pb-212 radionuclide, the scheme of which is shown in Fig. 2, consists of an Rn-220 generator, which is a prefabricated structure made of 12X18H10T stainless steel, and a Pb-212 spiral accumulator connected by silicone tubes to a membrane compressor and a gas flow regulator.
Устройство состоит из закрепленных болтовым соединением нижнего 7 и верхнего 6 фланцев, в проточки которых закреплен генератор 220Rn. Он представляет собой закрепленные в проточки верхний 8 и нижний 10 корпуса, в пространстве которых размещено отцентрованное с помощью вставки 14 изготовленной из фторопласта мембранное устройство, схема которого показана на фиг. 1. В центрирующей вставке 14 имеются отверстия для свободного прохождения газа-носителя через них.The device consists of bolted lower 7 and upper 6 flanges, in the grooves of which the generator 220 Rn is fixed. It represents the upper 8 and lower 10 housings fixed in grooves, in the space of which a membrane device centered with the help of an
Мембранное устройство, схема которого показана на фиг. 1 представляет собой закрепленную двумя фиксирующими кольцами 4 несущую мембрану 1, размещенную между верхним 3 и нижним 2 защитными корпусами, выполненными из стали 12Х18Н10Т, при этом к верхнему и нижнему корпусам сваркой в центральной части приварены выходные штуцера 11 и 12, соединенные силиконовыми трубками 15 со спиралевидным накопителем 16, а к нижнему корпусу 10 сбоку сваркой приварен входной штуцер 9, соединенный силиконовыми трубками 15 с мембранным компрессором 17 и регулятором расхода газа 18.The membrane device, the scheme of which is shown in Fig. 1 is a carrier membrane 1 fixed by two fixing rings 4, placed between the upper 3 and lower 2 protective housings, made of steel 12X18H10T, while
Основные элементы устройства выполнены из коррозионностойкой стали 12Х18Н10Т, этот материал может быть заменен на аналог, кроме того возможно использование других коррозионностойких сталей и сплавов. Центрирующая вставка 14 может быть выполнена из термостойкого полимера (температура эксплуатации не менее 100°С), либо из коррозионностойкого сплава.The main elements of the device are made of corrosion-resistant steel 12X18H10T, this material can be replaced with an analogue, in addition, it is possible to use other corrosion-resistant steels and alloys. The centering
Несущая мембрана 1 изготавливается следующим образом: на диск или отрезок, изготовленный из мембраны МФФК-3Г, приклеивается кольцо-оправка, выполненная из кислотостойкого полимера. Размеры кольца-оправки соответствуют посадочному диаметру в нижнем защитном корпусе 10. Мембранный диск, либо отрезок из мембраны МФФК-3Г изготавливается с припуском по диаметру кольца-оправки. Припуск отрезается после приклеивания кольца-оправки и высыхания клея. В качестве клея может использоваться фторопластовый лак (ЛФ-32 лн, ЛФ-42 л). Затем мембрана 1 устанавливается в специальный держатель и на нее равномерно наносится раствор нитрата тория. Затем производится сушка несущей мембраны 1.The carrier membrane 1 is made as follows: a mandrel ring made of an acid-resistant polymer is glued onto a disk or segment made from the MFFC-3G membrane. The dimensions of the mandrel ring correspond to the fitting diameter in the lower
Нижний защитный корпус 10 собирается следующим образом: в металлическом кольце-оправе имеются две проточки с диаметрами, соответствующими для установки защитной 5 и несущей 1 мембран. В качестве защитной мембраны 5 используется фторопластовая (фторопласт-4) пленка МФ-ФМ-400 толщиной 0,3±0,03 мм, наибольший размер пор 0,5 мкм, производительностью по воздуху при 1 кПа 20 м3/м2⋅ч (ТУ 5131-004-10835289-2013). Защитные мембраны 5 служат для предотвращения выхода материнских радионуклидов (228Th,224Ra) за пределы мембранного устройства. Диск из фторопластовой мембраны МФ-ФМ-400 приклеивается с помощью фторопластового лака на соответствующую проточку в нижнем защитном корпусе 10. Сверху на мембрану 5 устанавливается металлическое фиксирующее кольцо 4, которое также проклеивается фторопластовым лаком.The lower
В верхнем защитном корпусе 8 имеется одна проточка для установки защитной мембраны 5. Защитная мембрана 5 верхнего защитного корпуса 8 устанавливается аналогично нижнему защитному корпусу 10.In the upper
После того как произведена сборка нижнего 10 и верхнего 8 защитных корпусов, в нижний корпус 10 в соответствующую проточку устанавливается несущая мембрана 1 в полимерном кольце-оправке. Затем на нижний защитный корпус 10 устанавливается верхний защитный корпус 8. Соединение верхнего 8 и нижнего 10 защитных корпусов происходит за счет обеспечения плотной посадки.After the assembly of the lower 10 and upper 8 protective housings, a carrier membrane 1 in a polymer ring-mandrel is installed in the
Мембранное устройство устанавливается между верхним 8 и нижним 10 корпусом с зазором 0,3 мм и центрируется вставкой 14, в которой имеются отверстия для свободного прохождения газа-носителя. Зазор между мембранным устройством и корпусами обеспечивается за счет приваривания отрезков калиброванной проволоки из нержавеющей стали длиной 20 мм и диаметром 0,3 мм методом лазерной сварки. Отрезки проволоки привариваются радиально симметрично в количестве 6 штук на каждый корпус генератора. Мембранное устройство устанавливается в центральной части генератора таким образом, чтобы происходил равномерный обдув поверхностей двух защитных мембран потоком газа-носителя от периферии к центру. Обеспечение малого зазора (0,2-0,4 мм) необходимо для уменьшения свободного пространства между защитной мембраной и корпусом, что приводит к увеличению кратности обмена при продувке газом-носителем. Газ-носитель подается через входной штуцер 9, который приваривается в отверстие в нижнем корпусе генератора 10. Выход газа-носителя осуществляется через выходные штуцеры 11 и 12, которые привариваются в отверстия, расположенные по центру верхнего 8 и нижнего 10 корпусов генератора. Подача и отвод газа-носителя осуществляется по силиконовым трубкам 15, которые герметично устанавливаются на соответствующие штуцеры 9, 11 и 12.The membrane device is installed between the upper 8 and lower 10 housings with a gap of 0.3 mm and is centered by
Для обеспечения герметичности в нижнем корпусе устанавливается уплотнительная прокладка из вакуумной резины КЩС толщиной 2,5 мм. Стягивание верхнего и нижнего корпуса происходит за счет фланцев 6 и 7 с болтовым соединением (6 болтов с резьбой М 10×1,5). Контроль герметичности осуществляется при закрытых силиконовых трубках на штуцерах с помощью дозиметра-радиометра ДКС-96 с блоком детектирования БДЗА-96.To ensure tightness, a sealing gasket made of KShchS vacuum rubber 2.5 mm thick is installed in the lower case. The tightening of the upper and lower body occurs due to
Степень эманирования 220Rn из генератора оценивается по активности его продукта распада 212Pb (Т1/2=10,64 ч). Измерения проводятся полупроводниковым Ge-детектором, соединенным с многоканальным анализатором (ORTEC). Активность радионуклида 212Pb измеряется по интегралу фотопика γ-линии 238,63 кэВ. Выход 220Rn из генератора определяется как процентное отношение активности 212Pb на всех элементах генератора (8, 10, 13, 14), контактирующих с 220Rn, после процесса к равновесной исходной активности герметично закрытого мембранного устройства. Для измерения равновесной исходной активности мембранного устройства оно помещается в герметичный конверт из алюминиевой фольги и выдерживается в таком состоянии ≈100 часов для достижения равновесия.The degree of emanation of 220 Rn from the generator is estimated by the activity of its decay product 212 Pb (T 1/2 =10.64 h). The measurements are carried out with a semiconductor Ge detector connected to a multichannel analyzer (ORTEC). The activity of the radionuclide 212 Pb is measured by the integral of the photopeak of the γ-line at 238.63 keV. The output of 220 Rn from the generator is defined as the percentage of the activity of 212 Pb on all elements of the generator (8, 10, 13, 14) in contact with 220 Rn after the process to the equilibrium initial activity of the hermetically sealed membrane device. To measure the equilibrium initial activity of the membrane device, it is placed in a sealed aluminum foil envelope and kept in this state for ≈100 hours to reach equilibrium.
Все работы с генератором проводятся в вытяжном шкафу, подключенном к спецвентиляции. Типичный процесс проводится следующим образом. В нижний корпус генератора 10 устанавливается центровочная вставка 14. Мембранное устройство 13 размещается по внутреннему диаметру центровочной вставки. Затем устанавливается верхний корпус 8 на уплотнительную прокладку, которая установлена в нижнем корпусе. Затем на генератор устанавливаются фланцы 6 и 7 по соответствующим проточкам в крышках, на фланцы устанавливаются стягивающие болты и затягиваются усилием 20 Н*м. На входной штуцер 9 и выходные штуцеры 11 и 12 устанавливаются силиконовые заглушки и проводится контроль герметичности генератора с помощью дозиметра-радиометра ДКС-96 с блоком детектирования БДЗА-96. При отсутствии утечек генератор устанавливается в термостат, заглушки снимаются и к штуцерам подсоединяются подводящий и отводящие шланги. При использовании в качестве газа-носителя воздуха для его подачи используется мембранный компрессор 17, расход воздуха контролируется регулятором расхода газа 18. Выходные шланги через тройник соединяются с одной отводящей трубкой, которая, в свою очередь подсоединяется к спиралевидному накопителю 16, в котором происходит распад Rn-220 и осаждение радионуклида Pb-212 на внутренних стенках накопителя. Когда все элементы установки собраны, включается мембранный компрессор и производится продувка генератора 220Rn. Регулятором 18 задается необходимый расход воздуха. Воздух подается в генератор через входной штуцер 9 и из свободного кольцевого пространства между верхним 8 и нижним 10 корпусами поступает в верхний и нижний зазор между мембранным устройством и корпусами. При этом происходит равномерный обдув поверхностей защитных мембран 5 и захват выделяющегося 220Rn, который потоком воздуха удаляется из генератора через верхний 11 и нижний 12 выходные штуцеры. Затем воздух с 220Rn проходит через силиконовые трубки 15 и попадает в спиралевидный накопитель 16, где происходит распад Rn-220 и осаждение радионуклида Pb-212.All work with the generator is carried out in a fume hood connected to special ventilation. A typical process is carried out as follows. A centering
Продувка генератора проводится в течение 36 часов. По истечении этого времени продувка останавливается, подводящая и отводящая силиконовые трубки 15 отсоединяются и производится разборка генератора. Откручиваются стягивающие болты, снимаются верхний 6 и нижний 7 фланцы. Затем снимается верхний защитный корпус 3 и помещается в полиэтиленовый zip-пакет, из нижнего защитного корпуса 2 извлекаются мембранное устройство и центровочная вставка 14, каждый из этих трех элементов также помещается в отдельный zip-пакет для проведения измерений активности 212Pb. Данные по измерениям активностей элементов суммируются, соотносятся со значением равновесной активности мембранного устройства и, в соответствии с кривой распада, производится расчет степени эманирования 220Rn из генератора. После проведения измерений активности элементы генератора выдерживаются в течение 48 часов, после этого производится сборка генератора согласно последовательности, описанной выше, и проводится очередной процесс.The generator is purged for 36 hours. After this time, the purge stops, the inlet and outlet silicone tubes 15 are disconnected, and the generator is disassembled. The tightening bolts are unscrewed, the upper 6 and lower 7 flanges are removed. Then the upper protective case 3 is removed and placed in a polyethylene zip bag, the membrane device and the centering
Основными условиями для осуществления способа являются:The main conditions for the implementation of the method are:
1. Расход газа-носителя. При данных размерах мембранного устройства и генератора с зазором между мембранным устройством и корпусами генератора 0,3 мм оптимальный расход газа-носителя находится в пределах 1000-1100 см3/мин.1. Carrier gas consumption. With the given dimensions of the membrane device and the generator with a gap between the membrane device and the generator housings of 0.3 mm, the optimal carrier gas flow rate is in the range of 1000-1100 cm 3 /min.
2. Температура термостатирования генератора. Заметный эффект появляется при достижении температуры 50°С. Повышение температуры способствует диффузии 220Rn через несущую мембрану и выход за пределы мембранного устройства. Верхний предел значения температуры обусловлен стойкостью материала несущей мембраны и находится на уровне 100°С.2. Thermostat temperature of the generator. A noticeable effect appears when the temperature reaches 50°C. An increase in temperature contributes to the diffusion of 220 Rn through the carrier membrane and out of the membrane device. The upper limit of the temperature value is due to the resistance of the material of the carrier membrane and is at the level of 100°C.
3. Тип газа-носителя. В качестве газов-носителей могут использоваться воздух, водяной пар, азот, водород, диоксид углерода, инертные газы, алканы и смеси на их основе. Использование определенного газа-носителя, либо смеси оказывает влияние на степень эманирования 220Rn из генератора и определяет способ и устройство накопления целевого радионуклида 212Pb. В примере 3 показано, что при продувке пентаном степень эманирования 220Rn из генератора достигает 95%.3. Type of carrier gas. Air, steam, nitrogen, hydrogen, carbon dioxide, inert gases, alkanes and mixtures based on them can be used as carrier gases. The use of a specific carrier gas or mixture affects the degree of 220 Rn emanation from the generator and determines the method and device for the accumulation of the target 212 Pb radionuclide. Example 3 shows that when purging with pentane, the degree of emanation of 220 Rn from the generator reaches 95%.
Пример 1. Продувка генератора атмосферным воздухом без осушки или увлажнения. Открытый контур. Расход воздуха 1080 см3/мин. Температура генератора 25°С. Продолжительность продувки генератора 24 часа. Степень эманирования 220Rn - 68%.Example 1. Generator purge with atmospheric air without drying or humidification. Open contour. Air consumption 1080 cm 3 /min. Generator temperature 25°C. The duration of the generator purge is 24 hours. The degree of emanation of 220 Rn is 68%.
Пример 2. Продувка генератора атмосферным воздухом без осушки или увлажнения. Открытый контур. Расход воздуха 1080 см3/мин. Температура генератора 50°С. Продолжительность продувки генератора 24 часа. Степень эманирования 220Rn - 85%.Example 2. Generator purge with atmospheric air without drying or humidification. Open contour. Air consumption 1080 cm 3 /min. Generator temperature 50°C. The duration of the generator purge is 24 hours. The degree of emanation of 220 Rn is 85%.
Пример 3. Продувка газообразным пентаном. Закрытый контур с конденсатором и испарителем. Газообразный пентан продувается через генератор с расходом 1080 см3/мин. Температура генератора и испарителя пентана 50°С. Температура конденсатора 8°С. Продолжительность продувки 24 часа. Степень эманирования 220Rn из генератора 95%. Из испарителя газообразный пентан продувается через генератор и попадает в конденсатор спирального типа, где происходит его ожижение. Длина конденсатора пентана подбирается таким образом, чтобы за время нахождения жидкого пентана в конденсаторе происходил практически полный распад 220Rn. Далее перистальтическим насосом жидкий пентан перекачивается в испаритель и оттуда снова проходит через генератор, таким образом цикл замыкается. В этих условиях накопление радионуклида 212Pb происходит на внутренних поверхностях конденсатора и испарителя.Example 3 Purge with pentane gas. Closed circuit with condenser and evaporator. Gaseous pentane is blown through the generator at a flow rate of 1080 cc/min. The temperature of the generator and pentane evaporator is 50°
Таким образом, заявленный способ и устройство позволяют достигать высокой степени эманирования (>90%) 220Rn из генератора и обеспечивать требуемую радионуклидную чистоту целевого радионуклида 212Pb для производства РФЛП на его основе.Thus, the claimed method and device make it possible to achieve a high degree of emanation (>90%) of 220 Rn from the generator and provide the required radionuclide purity of the target 212 Pb radionuclide for the production of radiopharmaceuticals based on it.
Сравнение заявленных технических решений с другими решениями в данной области техники показывает, что способ менее трудоемок, существенно сокращает время контакта с радиоактивными материалами и дозовую нагрузку на персонал, может быть автоматизирован, т.к. для его реализации применяются доступные материалы и стандартное оборудование.Comparison of the claimed technical solutions with other solutions in this field of technology shows that the method is less laborious, significantly reduces the time of contact with radioactive materials and the dose load on personnel, can be automated, because available materials and standard equipment are used for its implementation.
Claims (2)
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2784484C1 true RU2784484C1 (en) | 2022-11-28 |
Family
ID=
Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6787042B2 (en) * | 2001-06-22 | 2004-09-07 | Pg Research Foundation | Automated radionuclide separation system and method |
| US7087206B2 (en) * | 2002-04-12 | 2006-08-08 | Pg Research Foundation | Multicolumn selectivity inversion generator for production of high purity actinium for use in therapeutic nuclear medicine |
| RU2373590C2 (en) * | 2007-12-24 | 2009-11-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Завод "Медрадиопрепарат" Федерального медико-биологического агентства России" | Radionuclide generator |
| RU2430440C1 (en) * | 2010-04-12 | 2011-09-27 | Российская Федерация, От Имени Которой Выступает Министерство Образования И Науки Российской Федерации | Bismuth-212 radionuclide obtaining method |
| RU2439727C1 (en) * | 2010-08-05 | 2012-01-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method to produce radionuclide bismuth-212 |
| RU2498434C1 (en) * | 2012-08-21 | 2013-11-10 | Российская Федерация, От Имени Которой Выступает Министерство Образования И Науки Российской Федерации | Method to produce radionuclide bismuth-212 |
| RU2734429C1 (en) * | 2020-02-17 | 2020-10-16 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" (НИЦ "Курчатовский институт-ПИЯФ") | Method of generating pb-212 generator radionuclide for producing a therapeutic agent based on bi-212 radionuclide |
Patent Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6787042B2 (en) * | 2001-06-22 | 2004-09-07 | Pg Research Foundation | Automated radionuclide separation system and method |
| US7087206B2 (en) * | 2002-04-12 | 2006-08-08 | Pg Research Foundation | Multicolumn selectivity inversion generator for production of high purity actinium for use in therapeutic nuclear medicine |
| RU2373590C2 (en) * | 2007-12-24 | 2009-11-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Завод "Медрадиопрепарат" Федерального медико-биологического агентства России" | Radionuclide generator |
| RU2430440C1 (en) * | 2010-04-12 | 2011-09-27 | Российская Федерация, От Имени Которой Выступает Министерство Образования И Науки Российской Федерации | Bismuth-212 radionuclide obtaining method |
| RU2439727C1 (en) * | 2010-08-05 | 2012-01-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method to produce radionuclide bismuth-212 |
| RU2498434C1 (en) * | 2012-08-21 | 2013-11-10 | Российская Федерация, От Имени Которой Выступает Министерство Образования И Науки Российской Федерации | Method to produce radionuclide bismuth-212 |
| RU2734429C1 (en) * | 2020-02-17 | 2020-10-16 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" (НИЦ "Курчатовский институт-ПИЯФ") | Method of generating pb-212 generator radionuclide for producing a therapeutic agent based on bi-212 radionuclide |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3940318A (en) | Preparation of a primary target for the production of fission products in a nuclear reactor | |
| US9396826B2 (en) | Isotope production target | |
| US4664869A (en) | Method for the simultaneous preparation of Radon-211, Xenon-125, Xenon-123, Astatine-211, Iodine-125 and Iodine-123 | |
| US20060062342A1 (en) | Method and apparatus for the production of radioisotopes | |
| US20060126774A1 (en) | Internal circulating irradiation capsule for iodine-125 and method of producing iodine-125 using same | |
| RU2309473C2 (en) | Radioisotope producer | |
| US20110002431A1 (en) | METHOD FOR DIRECT PRODUCTION OF 99mTc - TECHNETIUM 99 METASTABLE FROM LOW ENERGY ACCELERATORS | |
| RU2630475C2 (en) | Radionuclide generator having first and second atoms of the first element | |
| RU2784484C1 (en) | METHOD FOR PRODUCING RADIONUCLIDE Pb-212 AND DEVICE FOR ITS IMPLEMENTATION | |
| Nickles et al. | An 18O2-target for the high yield production of 18F-fluoride | |
| US20170337998A1 (en) | High efficiency continuous-flow production of radioisotopes | |
| Austin et al. | A batch process for the production of 13N-labelled nitrogen gas | |
| Anderson et al. | 686. Radiolysis of carbon dioxide | |
| Boldyrev et al. | Physical and chemical processes on the 212Pb radionuclide production for nuclear medicine | |
| KR100293690B1 (en) | Radioisotope Liquid Target Inspection System | |
| Roeda et al. | Synthesis of 11C-urea for medical use | |
| RU2200997C2 (en) | Method for producing molybdenum radioisotope | |
| JPH01254900A (en) | Gas target apparatus and manufacture radio isotope using the same | |
| US3549492A (en) | Fluid supported capsule holder for homogeneously irradiating samples | |
| US4106982A (en) | Production of carrier-free H11 CN | |
| WO2011002323A2 (en) | Method for direct production of 99mtc - technetium 99 metastable from low energy accelerators | |
| Artyukhov et al. | Development of a Prototype of a 220Rn Gas Generator for Producing Radionuclide 212Pb | |
| US7556780B1 (en) | Device for 123I-ADAM and automatic manufacturing device thereof | |
| CN115171942A (en) | System and method for producing helium-3 from tritium-containing heavy water of heavy water reactor | |
| Wenzel et al. | The WUW ML bundle detector: A flow through detector for α-emitters |