Изобретения

Изобретение относится к технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины на ускорителях заряженных частиц. Способ извлечения из мишени радионуклида 123I включает облучение протонами мишени с изотопом 124Хе, извлечение после облучения из мишени стартового 124Хе с наработанным 123Хе, выдержку 123Хе для распада его в 123I и извлечение после облучения из мишени накопленного за время облучения 123I. Причем для извлечения накопленного за время облучения 123I мишень после облучения заполняют органическим растворителем или смесью органических растворителей, растворяют в них накопленный за время облучения 123I и перемещают полученный раствор с 123I в приемное устройство. Затем проводят вакуумную отгонку растворителей из приемного устройства, а накопленный в приемном устройстве 123I смывают раствором гидроксида натрия. Техническим результатом является увеличение степени извлечения целевого радионуклида 123I из мишени и получение 123I в химической форме йодистого натрия (Na123I), пригодной для производства РФП на его основе. 1 ил.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к получению радионуклида 230U для терапии онкологических заболеваний. Изобретение позволяет упростить процесс производства радиофармпрепарата на основе короткоживущих ?-нуклидов благодаря использованию природного радионуклида 230Th. Способ включает облучение в пучке протонов циклотрона мишени, содержащей природный изотоп тория - 230Th. Целевой радиоизотоп 230Th накапливают в мишени в процессе пороговой ядерной реакции 230Th(p,n)230Pa?230U. В качестве материала мишени используют соединения 230ThF4 или 230ThO2 или металлический 230Th. Облученную мишень извлекают из ускорителя, выдерживают и подвергают радиохимической очистке для получения радиоизотопа 230U кондиционного качества. Цепочка естественного распада изотопа 230U приводит к выходу ?-частиц, используемых в ядерной медицине для терапии онкологических заболеваний. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов и может быть использовано для производства радионуклида 63Ni, являющегося основой для создания миниатюрных автономных источников электрической энергии с длительным сроком службы, работающих на бета-вольтаическом эффекте. Способ получения радионуклида 63Ni включает изготовление никелевой мишени, обогащенной по изотопу 62Ni, из композиционного материала, состоящего из наночастиц никеля или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, облучение мишени в нейтронном потоке ядерного реактора, разделение наночастиц мишени и буфера, направление буфера на радиохимическую переработку для выделения радионуклида 63Ni и возвращение наночастиц никеля в ядерный реактор в состав новой мишени. Изобретение обеспечивает повышение удельной активности радионуклида 63Ni, упрощение технологического процесса его получения и снижение количества радиоактивных отходов. 1. Способ получения радионуклида 63Ni, включающий изготовление никелевой мишени, обогащенной по изотопу 62Ni, облучение мишени в нейтронном потоке ядерного реактора и последующее обогащение облученного продукта по 63Ni, отличающийся тем, что никелевую мишень, обогащенную по 62Ni, изготавливают из композиционного материала, состоящего из наночастиц никеля или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, при этом d - характерный размер наночастиц выбирают из условия ?/d?1, где ? - длина пробега в веществе наночастицы атомов отдачи 63Ni, после облучения мишени наночастицы и буфер разделяют, после чего буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения радионуклида 63Ni, а наночастицы возвращают в ядерный реактор в составе новой мишени. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала наночастиц используют металлический никель природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 63Ni. 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала буфера используют хлористый натрий NaCl, а разделение буфера и наночастицы проводят в воде. 4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что облучение мишени проводят в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов. 5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала наночастиц используют соединения никеля NiCl2, или NiO, или NiF2.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ получения радионуклида 177Lu включает изготовление мишени, содержащей лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 176Lu, облучение нейтронами мишени, с последующим выделением целевого радионуклида 177Lu, полученного в результате реакции 176Lu(n, ?)177Lu . При этом мишень представляет собой композиционный материал, состоящий из наночастиц лютеция или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, при этом d - характерный размер наночастиц выбирают из условия ?/d>>1, где ? - длина пробега в веществе наночастицы атомов отдачи 177Lu. После облучения мишени наночастицы и буфер разделяют, буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения радионуклида 177Lu, а наночастицы возвращают в активную зону реактора в составе новой мишени. Изобретение обеспечивает эффективное получение радионуклида 177Lu с высокой удельной активностью. 1. Способ получения радионуклида 177Lu, включающий изготовление мишени, содержащей лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 176Lu, облучение нейтронами в ядерном реакторе мишени, с последующим выделением целевого радионуклида 177Lu, полученного в результате реакции 176Lu(n,?)177Lu, отличающийся тем, что мишень представляет собой композиционный материал, состоящий из наночастиц лютеция или его соединений, окруженных буфером в виде твердого вещества, растворимого в воде или других растворителях, при этом d - характерный размер наночастиц выбирают из условия ?/d>>1, где ? - длина пробега в веществе наночастицы атомов отдачи 177Lu, после облучения мишени наночастицы и буфер разделяют, после чего буфер направляют на радиохимическую переработку для выделения целевого радионуклида 177Lu, а наночастицы возвращают в ядерный реактор в составе новой мишени. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала наночастиц используют металлический лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу 176Lu. 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала буфера используют хлористый калий KCl, а разделение буфера и наночастиц проводят в воде. 4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что разделение буфера и наночастиц проводят методом центрифугирования, или фильтрации, или другим известным методом. 5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что облучение мишени проводят в активной зоне исследовательского или энергетического ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов. 6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала наночастиц используют соединения лютеция Lu2O3, или Lu(OH)3, или LuF3. 7. Способ по п. 1, отличающийся тем, что характерный размер наночастиц составляет ?20 нм.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний. Раствор, содержащий радионуклиды торий-229, торий-228 и дочерние продукты распада тория-229 и тория-228, барботируют газом, удаляя при этом один из дочерних радионуклидов тория-228 - газообразный радон-220. Направляют газ через аэрозольный фильтр на сорбционное устройство, а очищенный раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228, торий-229, а также дочерних продуктов распада этих радионуклидов направляют на радиохимический передел с помощью ионообменных смол для получения целевого радионуклида висмут-213. В качестве барботирующего газа используют воздух, и/или гелий, и/или аргон, и/или криптон, и/или ксенон. В качестве сорбционного устройства используют пустотелый объем, размеры которого обеспечивают время пребывания радона-220, достаточное для его полного распада в стабильный свинец-208, или ловушку с активированным углем. Технический результат - уменьшение мощности дозы излучения на месте проведения работ. 3 з.п. ф-лы.

Российская Федерация, от имени которой выступает Министерство образования и науки Российской Федерации (RU), Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний. В заявленном способе в раствор, содержащий радионуклид тория 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 тория-228 - газообразный радионуклид радон-220, и направляют газ через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство, где в результате радиоактивного распада накапливают радионуклид свинец-212, который после выхода активности свинца-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 висмут-212. Исходный раствор может быть смесью изотопов тория торий-228, торий-229, торий-232. В качестве газа для продувки системы используют воздух, и/или азот, и/или гелий, и/или аргон, и/или криптон, и/или ксенон. В качестве сорбционного устройства используют сосуд или сосуды, объем которых обеспечивает время пребывания радона-220, достаточное для его полного распада в радионуклид свинец-212. Техническим результатом является уменьшение трудоемкости процесса получения целевого радионуклида висмут-212. 1. Способ получения радионуклида висмут-212 из раствора, содержащего радионуклиды тория и дочерние продукты распада этих радионуклидов, включающий удаление одного из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразного радионуклида радон-220, транспортировку газа через аэрозольный фильтр в сорбционное устройство, где в результате радиоактивного распада по цепочке 220Rn?216Po?212Pb накапливают радионуклид свинец-212, который периодически десорбируют и полученный раствор направляют на колонку с ионообменной смолой, с которой периодически смывают его дочерний продукт распада радионуклид висмут-212, отличающийся тем, что предварительно в раствор, содержащий радионуклиды тория и дочерние продукты распада этих радионуклидов, добавляют ионообменную смолу, после чего раствор декантируют, а ионообменную смолу с сорбированными на ней изотопами тория высушивают и помещают в реактор, через который пропускают газ, удаляя при этом из реактора один из дочерних продуктов распада тория-228 - газообразный радионуклид радон-220. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что исходный раствор может содержать смесь радионуклидов торий-228, торий-229, торий-232 и дочерние продукты распада этих радионуклидов. 3. Способ по п.1, отличающийся тем, что реактор продувают воздухом, и/или азотом, и/или гелием, и/или аргоном, и/или криптоном, и/или ксеноном. 4. Способ по п.1, отличающийся тем, что сорбцию радионуклида свинец-212 производят раствором кислоты или раствором смеси кислоты со спиртом, через которые продувают газ из реактора. 5. Способ по п.1, отличающийся тем, что поток газа после сорбционного устройства возвращают в реактор. 6. Способ по п.1, отличающийся тем, что поток газа после сорбционного устройства направляют в систему утилизации.

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU), Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ получения радионуклида 212Pb включает эманирование 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. Раствор, содержащий смесь радионуклида 228Th и его дочерних продуктов распада, наносят на микрофильтрационную фторопластовую гидрофильную мембрану, проводят сушку мембраны, устанавливают ее в генератор и проводят обдув ламинарным потоком газа-носителя для выноса газообразного радионуклида 220Rn. Затем проводят смыв накопленного радионуклида 212Pb с внутренней поверхности накопителя. Устройство состоит из закрепленных болтовым соединением нижнего и верхнего фланцев, в проточки которых закреплен генератор, представляющий собой закрепленные в проточки верхний и нижний корпусы, в пространстве которых размещено отцентрованное с помощью вставки мембранное устройство. 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. Техническим результатом является достижение высокой степени эманирования ? 95% 220Rn из источника, приводящее к повышению радионуклидной чистоты целевого радионуклида 212Pb. 2 н.п. ф-лы, 2 ил.

Федеральное государственное бюджетное учреждение «Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт» (RU)

Изобретение относится к способу получения радионуклида 177Lu без носителя для использования в ядерной медицине. Способ включает в себя облучение мишени, содержащей 176Yb, потоком нейтронов в ядерном реакторе, в процессе облучения по реакции 176Yb(n,?) I77Yb (1,9 час) ?-?I77Lu в мишени нарабатывается целевой изотоп 177Lu, который затем отделяют от иттербия, сначала осаждая иттербий в виде сульфата иттербия путем контакта сернокислого раствора иттербия и 177Lu и амальгамы натрия, при перемешивании и капельной подаче амальгамы, с очисткой раствора от осадка, после чего, переводя 177Lu и оставшийся иттербий в уксуснокислый раствор и проводя последовательные операции контактного восстановления с капельной подачей амальгамы и перемешиванием, для уменьшения потерь лютеция, в ячейку вводят легкокипящий, несмешивающийся с рабочими растворами растворитель. Техническим результатом является получение изотопа 177Lu в практически значимых количествах (десятки кюри) при использовании ядерных реакторов со средним потоком нейтронов ~1014 н?см-2?с-1 1. Способ получения радионуклида 177Lu без носителя, включающий облучение нейтронами мишени с изотопом 176Yb, наработку по реакции 176Yb(n,?) 177Yb (1,9 час) ?-?177Lu целевого радиоизотопа 177Lu, растворение облученной мишени, разделение 177Lu и Yb путем многократного контактного восстановления иттербия из раствора в реакционной ячейке на амальгаме натрия, подаваемой в реакционную ячейку в капельном режиме, в присутствии кислот при перемешивании, при этом перед восстановлением иттербия в реакционную ячейку помещают не смешивающийся с раствором легкокипящий органический растворитель, отличающийся тем, что перед разделением 177Lu и иттербия путем контактного восстановления осаждают иттербий в виде сульфата иттербия (II) из сернокислого раствора в рабочей ячейке путем контактирования сернокислого раствора с амальгамой натрия, подаваемой в рабочую ячейку капельным путем, с перемешиванием амальгамы и сернокислого раствора, с удалением осадка сульфата иттербия из сернокислого раствора и добавлением в рабочую ячейку легкокипящего несмешивающегося с раствором органического растворителя, с последующим переводом иттербия и 177Lu в ацетатный раствор путем осаждения иттербия и 177Lu в виде гидроксидов и растворения гидроксидов в уксуснокислом растворе. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве легкокипящего органического растворителя, несмешивающегося с сернокислым раствором, используют гептан. 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что для удаления осадка сульфата иттербия из сернокислого раствора его постоянно прокачивают перистальтическим насосом через фильтр и возвращают в рабочую ячейку. 4. Способ по п. 2, отличающийся тем, что гептан удаляют из раствора нагреванием.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к медицине и представляет собой способ получения терапевтического радиоконъюгата специфически связывающегося вещества с короткоживущим радиоизотопом для доставки в патологические области. При осуществлении способа проводят мечение рекомбинантных гуманизированных мини-антител, специфичных к раковоассоциированному антигену HER2/neu, диагностическим гамма-излучающим радиоизотопом аквокарбонильным комплексом Tc-99m, проводят конъюгирование мини-антител с человеческим альбумином, очищают полученный конъюгат, вводят в состав конъюгата хелатирующий агент DOTA (1,4,7,10-тетраазициклододекан тетрауксусной кислоты) или DTPA (диэтилен триамин пентауксусной кислоты), проводят мечение полученного конъюгата терапевтическими короткоживущими альфа-излучающими радиоизотопами и очищают полученный препарат. Технический результат заключается в получении противоопухолевого препарата, обладающего сниженным риском возникновения конфликта с иммунной системой, упрощении технологии его получения и обеспечении потребностей в препаратах с направленной доставкой агентов. 1. Способ получения терапевтического радиоконъюгата, специфически связывающегося вещества с короткоживущим альфа-излучающим радиоизотопом для его доставки в патологические области, отличающийся тем, что осуществляют мечение рекомбинантных гуманизированных мини-антител, специфичных к раковоассоциированному антигену HER2/neu, диагностическим гамма-излучающим радиоизотопом, а именно аквокарбонильным комплексом Тс-99m, проводят конъюгирование мини-антител с человеческим сывороточным альбумином, очищают полученный конъюгат, вводят в состав конъюгата хелатирующий агент DOTA (1,4,7,10-тетраазициклододекан тетрауксусной кислоты) или DTPA (диэтилен триамин пентауксусной кислоты), проводят мечение полученного конъюгата терапевтическими радиоизотопами, а именно короткоживущими альфа-излучающими радиоизотопами и очищают полученный препарат. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве терапевтического радиоизотопа используют короткоживущие ?-излучающие радиоизотопы: Bi-212, и/или Bi-213, и/или Pb-212, и/или Ra-223, и/или Ac-225. 3. Способ по п.1, отличающийся тем, что связывание диагностического радиоизотопа в конъюгате осуществляется с помощью хелатора олигогистидина. 4. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве рекомбинантных гуманизированных антител, специфичных к раковоассоциированному антигену HER-2/new, используют гуманизированное мини-антитело scFv 4D5. 5. Способ по п.1, отличающийся тем, что связывание гуманизированного мини-антитела с человеческим сывороточным альбумином в конъюгате осуществляют с помощью хелатора олиголизина. 6. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве рекомбинантных гуманизированных мини-антител, специфичных к раковоассоциированному антигену HER-2/neu, используют гуманизированное мини-антитело с олиголизиновым и олигогистидиновым фрагментами в С-концевой части молекулы, которые предназначены для специфической конъюгации мини-антител с человеческим сывороточным альбумином и диагностическим изотопом соответственно.

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU), Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к способу получения радионуклида 149Tb, используемого в ядерной медицине. Способ включает облучение на ускорителе заряженных частиц легкими ядрами 3Не (или 4Не) мишени из металлического европия или его соединений и наработку в мишени в результате ядерных реакций 151Eu(3He,5n)149Tb и (или) 153Eu(3He,7n)149Tb (либо, соответственно, 151Eu(4He,6n)149Tb и(или) 153Eu(4He,8n)149Tb) радионуклида 149Tb, который после облучения извлекают из мишени либо методом твердотельной экстракции, либо методом электромагнитного разделения изотопов. Техническими результатами является возможность использования в качестве материала мишени металлического европия или его соединений природного изотопного состава, возможность использования для наработки 149Tb относительно ускорителей 4Не и 3Не средних энергий, возможность использовать для выделения 149Tb без носителя методы экстракционной хроматографии либо электромагнитного разделения изотопов, возможность обеспечить выход 149Tb, приемлемый как для проведения доклинических и клинических исследований, так и для дальнейшего использования. 1. Способ получения радионуклида тербий-149 (149Tb), включающий облучение мишени на ускорителе заряженных частиц ядрами 3Не или 4Не и выделение 149Tb из облученной мишени, отличающийся тем, что в качестве мишени используют металлический европий или его химические соединения и получают целевой изотоп 149Tb при облучении мишени в результате ядерных реакций 151Eu(3He,5n)149Tb и/или 153Eu(3He,7n)149Tb или 151Eu(4He,6n)149Tb и/или 153Eu(4He,8n)149Tb. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что выделяют 149Tb из облученной мишени методом электромагнитного разделения изотопов. 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что выделяют 149Tb из облученной мишени методом твердотельной экстракции (экстракционной хроматографии).

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)