Радиоактивные нуклиды и источники в ядерной спектроскопии тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, доктор наук Философов Дмитрий Владимирович

• Философов Дмитрий Владимирович
• доктор наук
• 2025

Оглавление диссертации доктор наук Философов Дмитрий Владимирович

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. Проблематика радионуклидных источников и низкофоновых материалов для решения ядерно-физических, ядерно-медицинских и астрофизических задач

1.1 Радионуклидные препараты и источники спектрометрического и радиофармацевтического назначения

1.2 Низкофоновые материалы для астрофизики и нейтринных исследований

1.3 Выводы к главе

ГЛАВА 2. Методы получения и анализа спектрометрических радиопрепаратов с

рядом уникальных характеристик

2.1 Хроматографическое разделение элементов и стандартная методика разделения

2.2 Получение и анализ препаратов 1111п и 111тСё

2.3 Получение и анализ препаратов 10Ве

2.4 Получение и анализ препаратов 227Ас

2.5 Получение и анализ препаратов 83 Бг (83ЯЬ) и 85Бг из иттриевой мишени

2.6 Получение и анализ препаратов радионуклидов из германиевой мишени

2.7 Получение и анализ препаратов из ториевой мишени

2.8 Получение и анализ препаратов радиоизотопов гафния и радиолантаноидов из танталовой мишени

2.9 Получение и анализ препаратов ряда радионуклидов

2.10 Выводы к главе

ГЛАВА 3. Методы получения и спектрометрия радионуклидных источников

электронов и альфа-частиц

3.1 Схема определения энергии излучений

3.2 Постраспадные процессы. «Быстрые» и «медленные» - «релаксационные» процессы, сопровождающие радиоактивный распад

3.3 Цели (задачи) и методы приготовления источников

3.4 Результаты спектрометрии источников

3.5 Источники для DANSS

3.6 Выводы к главе

ГЛАВА 4. Спектрометрия локального окружения радионуклидов методами ВУК и

радиоактивных индикаторов. Авторадиолиз и радиолиз металлокомплексов с медленной кинетикой

4.1 Метод Возмущенных Угловых Корреляций

4.2 Метод разделения нуклидов при локальном авторадиолизе

4.3 Метод Сцилларда - Чалмерса

4.4 Выводы к главе

ГЛАВА 5. Методы получения радиопрепаратов и синтеза радиофармпрепаратов

для ядерной медицины

5.1 Генераторный способ выделения радионуклидов

5.2 Синтез радиофармпрепаратов 68Ga на основе радиопрепаратов из коммерческого генератора 68Ge^68Ga

5.3 Генератор 44Т1^4^с на основе реверсно-тандемной схемы

5.4 Генератор 86Zr^86Y

5.5 Генератор 68Ge^68Ga

5.6 Методика получения 225Ac и изотопов радия

5.7 Выводы к главе

ГЛАВА 6. Методы получения и анализа низкофоновых материалов для астрофизики и нейтринных исследований

6.1 Очистка, кондиционирование и анализ обогащенного 82Se

6.2 Синтез и анализ ряда низкофоновых материалов

6.3 Выводы к главе

Заключение

Список литературы

Словарь терминов и сокращений

Список рисунков

Список таблиц

ВВЕДЕНИЕ

Ядерная спектроскопия - раздел физики, охватывающий исследования, обусловленные строением и свойствами материи на ядерном уровне. В данной тематике важнейшую роль играет дискретность состояний атомов и их ядер -спектр состояний (по энергии, моменту количества движения, спину и т.п.). Эта область длительное время и очень успешно рассматривается в исследованиях Лаборатории ядерных проблем имени В. П. Джелепова (ЛЯП) Объединенного института ядерных исследований (ОИЯИ) в целом, и Научно-экспериментального отдела ядерной спектроскопии и радиохимии (НЭОЯСиРХ) ЛЯП в частности. Начиная с 1949 года, подавляющее число исследований было связано с получением радионуклидов на Фазотроне ЛЯП и анализом их свойств с целью изучения структуры ядра. На современном этапе методы ядерной спектроскопии значимо востребованы в других областях: физика нейтрино, поиск частиц темной материи, ядерная медицина, радиобиология, радиохимия.

Двумя основными объектами исследований данной области являются ядерные реакции и радиоактивный распад. В НЭОЯСиРХ ЛЯП большее внимание уделяли изучению радионуклидов. Можно сказать, что в значительной мере двигались в фарватере, обозначенном классическим трудом «Альфа, бета и гамма спектроскопия» под редакцией К. Зигбана [1], где из 26 глав соотношение внимания к ядерным реакциям и ядерному распаду можно грубо описать соотношением 1 к 3 - 1 к 4. Также достойна внимания выдержка из книги Ц. Вылова и других соавторов «Спектры излучений радиоактивных нуклидов» [2]: «Распределение по энергии излучений, испускаемых радиоактивными нуклидами, называют истинным спектром, а распределение сигналов от детекторов по амплитудам - аппаратурным. Связь между аппаратурным и истинным спектрами описываются интегральным уравнением Фредгольма первого рода:

где Е - энергия регистрируемого излучения, Ф(Е) - функция истинного распределения излучения, 0(Е, V) - вероятность того, что излучение с энергией Е при попадании в детектор создаст сигнал V (аппаратурная функция, функция отклика). Задача измерения состоит в получении К^) с помощью спектрометра и нахождении истинного спектра (при известной 0(Е, V))». Задачами спектроскопии выводятся получение и аппаратурного, и истинного спектров. К сожалению, не очень строго дано определение истинного спектра, в преамбуле его относят к энергиям излучений радионуклида, а в подписи к уравнению (1) понятие «радионуклид» формально опущено. Это отражает ряд объективных проблем, связанных с различием спектров излучений радиоактивного нуклида и реального источника. При этом 0(Е, V) описывает вероятность образования сигнала после попадания излучения в детектор.

На практике проблематика соотнесения спектров излучений радиоактивного нуклида и реального источника может быть решена. Для современного уровня исследований в ядерной спектроскопии и смежных областей требуется решение ряда сложных научных задач: достижение наилучшей радионуклидной чистоты -снижение фона; приближение удельной активности к идеальной - повышение эффективности регистрации и/или разрешения; производство необходимого количества атомов целевого радионуклида в нужной форме в источнике -получение статистически значимого физического результата.

Нельзя не подчеркнуть и проблему множественности в ядерной спектроскопии. Известно более 3000 нуклидов. Экспериментальные результаты исследований существенно дополняют и уточняют вычисления, основанные на различных моделях. Под руководством и с участием автора данной диссертационной работы были разработаны методики получения десятков радионуклидных источников с уникальными характеристиками, с которыми получены новые физические и прикладные результаты, что привело к значительному дополнению наших знаний в данной области. Описание разработанных подходов и полученных результатов является основой данной диссертации.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Радиоактивные нуклиды и источники в ядерной спектроскопии»

Актуальность темы исследования.

Актуальность темы исследования обусловлена необходимостью использования и/либо анализа целевых радионуклидных препаратов и источников для передовых физических экспериментов и ядерной медицины. Наличие и качество используемых образцов в большинстве случаев определяет успешность проведения экспериментов. Наряду с аналогичными центрами РФ и мира (ИЯИ РАН - Радиоизотопный комплекс, АО «В/П Изотоп», CERN-ISOLDE, TRIUMF (Канада) и ряд других) ЛЯП обладает своим уникальным комплексом создания и спектрометрии радионуклидных источников для решения широкого круга ядерно-физических задач:

Во-первых, это наработка и спектрометрия статистически значимых количеств «труднодоступных» радионуклидов, например, радиолантаноидов. Речь не идет о новых элементах, но и получение доступного количества 10Be (ускоренные пучки нейтроноизбыточных ядер) или 225Ac (ядерная медицина), других радионуклидов, в своих областях жизненно необходимы. Также в ряде случаев критичным для передового эксперимента может оказаться создание необходимого, но уникального калибровочного источника (DANSS и др.).

Во-вторых, это создание радионуклидных источников в определенной физико-химической форме и/или анализ таких форм в источнике. Улучшение методик привело к повышению их чувствительности, при этом разброс физико-химических состояний нуклидов в источнике зачастую и определяет точность, а иногда и суть, спектроскопического метода. Например, радионуклидные источники для электронной спектрометрии из радионуклидного распада (ЭСРР) и метода возмущенных угловых корреляций (ВУК).

В-третьих, получение радиопрепаратов с особыми характеристиками для приготовления радиофармпрепаратов (РФП). Прежде всего это достаточная активность при максимально доступной удельной активности препарата. Использование опыта ядерной спектроскопии помогает развить методики для достижения необходимых критериев таких образцов. Более того ядерно-спектроскопические методы могут дать новую информацию о РФП.

В низкофоновой области исследований, особенно в нейтринной физике и поиске частиц темной материи, в настоящий момент активно происходит переход исследуемых образцов и материалов от уровня загрязнений мБк/кг к уровню мкБк/кг и ниже. Это относится к таким передовым экспериментам как EDELWEISS, SuperNEMO и другие. Приготовление и анализ низкофоновых образцов является одним из предметов данной работы. При этом анализ подобных уровней загрязнений находится на пределе существующих методов, что требует не только их качественного применения, но и новых разработок.

Цели и задачи диссертационной работы:

С целью достижения заявленных передовых результатов ряда экспериментов в областях нейтринной физики и поиске частиц темной материи, ядерной спектроскопии и ядерной медицины было необходимо решить следующие задачи:

1) Разработать методики получения широкого круга препаратов радионуклидов (111m€d, 227Ac, 149Eu, mIn, 225Ac, 175Hf, 149Eu, 67Ga, 68Ga, 67Cu, 73As, 65Zn, 44S^ 10Be и др.) с характеристиками, подходящими для приготовления соответствующих спектрометрических источников, мишеней и РФП; для большинства радионуклидов провести наработку на «домашних» ускорителях ОИЯИ, привлекать и развивать генераторные способы получения радионуклидов;

2) Разработать методики получения источников широкого круга радионуклидов (111тС^ 227Ac, 149Eu,111In, 225Ac, 175Hf, 149Eu, 67Ga, 68Ga, 67Cu, 73 As, 65Zn, 44S^ и др.) с характеристиками, позволяющими проводить спектрометрические исследования (методами ЭСРР и ВУК, а также для экспериментов DANSS, KATRIN и др.) либо синтез РФП; провести анализ физико-химической организации радионуклидов (материнских и дочерних нуклидов) в данных источниках и в РФП, а также в радиационных полях (постраспадных, от излучений из распада соседних радионуклидов в источнике, в ядерном реакторе), разработать ряд способов быстрого синтеза РФП короткоживущих радионуклидов;

3) Разработать методики получения килограммовых количеств высокодисперсной формы 82Se с предельно низким содержанием радиоактивных

примесей (Th, Ra, U, Ac, K) для поиска безнейтринной моды распада в эксперименте SuperNEMO. Использовать и развивать методы анализа низкофоновых материалов, в том числе нейтронной защиты EDELWEISS, позволяющих оценить ультранизкое содержанием радиоактивных примесей. Построить «чистое помещение» для «химической очистки и кондиционирования низкофоновых материалов».

При реализации диссертационной работы все задачи были выполнены.

Основная научная проблема, на решение которой направлена диссертация: разработка совокупности методов получения и анализа радиопрепаратов и радиоактивных источников с предельно высокими параметрами по радионуклидной, изотопной и химической чистотам, а также материалов с ультранизким содержанием радиоактивных примесей для реализации современных экспериментов по поиску темной материи, изучению свойств нейтрино, структуры ядра и производства современных радиофармпрепаратов.

На защиту выносятся следующие положения:

1. Разработка методик и получение радионуклидно чистых препаратов и источников c уникально высокой удельной активностью 65Zn, 67Ga, 67Cu, 73 As, 83 Sr, 88Y, 111 In, 111mCd, 149Eu, 169Yb, 175Hf, 227Ac и др. для гамма- и электронной спектроскопии из радиоактивного распада, для спектрометрических калибровок нейтринного детектора DANSS и для изучения ВУК.

2. Разработка методик получения уникального радиопрепарата 10Be (3 мг) из карбида бора облученных стержней реактора для осуществления и изучения ядерных реакций.

3. Созданный метод изготовления радионуклидных источников для электронной и альфа-спектроскопии с энергетическим разрешением 0,03-0,1 % на основе сорбции малорастворимых форм (МРФ).

4. Проработка концептуального подхода в изучении и использовании металлокомплексов радионуклидов и мишенных нуклидов с медленной кинетикой.

5. Многостадийный подход получения килограммовых количеств высокодисперсных образцов для изучения двойного Р-распада, методики анализа низкофоновых материалов на уникальном уровне обнаружения радионуклидных примесей.

6. Разработка методик получения препаратов ряда радионуклидов и их кондиционирования для ядерной медицины, методики и системы работы генераторов с прямоточным, реверсным, тандемным и реверсно-тандемным способами разделения пар радионуклидов.

Научная новизна и практическая значимость работы:

1. Уточнена вероятность заселения уровня 111mСd из распада 1111п ХсаШт=(6,01±0,14стат.±0,18сист.)'10-5, ранее известная с ошибкой близкой к 100 процентам. Продемонстрирована возможность прецизионного определения данной величины в случае долгоживущих изомеров с помощью разделения элементов, разработанные методики позволили создать генератор ш1п^111тСё.

2. Разработаны методы приготовления спектроскопических источников электронов из радиоактивного распада 657п, 67Оа, 67Си, 73 Аб, 83Бг, 88У, 1111п, 149Еи, 169УЬ, 175НГ, 227Ас и др. с предельно высокой удельной активностью (более 10% от идеальной) и радионуклидной чистотой более 90%, которые послужили основой получения массива новых ядерно-спектрометрических данных для электронов низкой энергии с разрешением несколько электронвольт.

3. Новым ядерно-физическим способом получены и очищены большие количества радиопрепарата 10Ве (3 мг) с изотопной чистотой > 75%. Полученный материал по количеству в 6 раз превосходит прежние мировые запасы и может быть использован для мишеней с целью определения границы нуклонной стабильности и уточнения параметров нуклон-нуклонного потенциала.

4. Разработан генератор 140Кё^140Рг, основанный на постэффектах радиоактивного распада в комплексах 140К6.^0ТАТ0С, с выходом 140Рг близким к 100%. Константа авторадиолиза по выходу 140№ из комплекса составила К*г = (4,9±0,9)10-6 МБк-1ч-1. Этот способ делает доступным ряд новых короткоживущих диагностических и в пределе терапевтических радионуклидов.

5. Проведена оценка первичного удержания дочерних нуклидов после электронного захвата в комплексах с медленной кинетикой на основе DOTA: <5% для 140Nd(EC)140Pr, >50% - 111In(EC)111Cd. Разработанные способы позволяют оценить локальное окружение дочерних нуклидов in vivo, in vitro и in situ.

6. Методом ВУК для 111In определены константы: термодинамические с DTPA, кинетическая с DOTA. Объяснен динамический характер ВУК в водно-органических смесях и в отвержденных растворах подвижностью протонов, дана оценка энергии активации этого движения в водных средах (Ea = 0,35±0,01 эВ).

7. Разработан метод оценки параметров сверхтонких взаимодействий (СТВ) при измерении ВУК на одном полупроводниковом детекторе из сверхчистого германия, который дает возможность проводить исследования конденсированных сред и биологических образцов на широкодоступном оборудовании. Полученные интегральные величины отличаются небольшой относительной ошибкой, что является принципиально ценным при изучении функциональных зависимостей параметров СТВ;

8. Впервые количественно описано взаимодействие металлокомплекса К\}65Ho—DOTA] с медленной кинетикой с полем излучения ядерного реактора Ф = 41012 н/см2с (TRIGA II г. Майнц), определена константа радиолиза по выходу 165Ho из комплекса кр = (7,5+1,5)-105 барн. При использовании данного комплекса в методе Сцилларда - Чалмерса на реакторе TRIGA II г. Майнц получен препарат 166Ho с удельной активностью 2 ТБк/г, что более чем на порядок превысило возможную при облучении на этом реакторе других соединений 165Ho;

9. За счет применения предложенного противоточного метода удаления примесей при хроматографическом способе разделения, а также восстановления газом при комнатной температуре, получены образцы с уникально низким содержанием радиоактивных примесей (Th и Ra на уровне десятков - сотен мкБк на кг) в высокодисперсном элементном 82Se для эксперимента SuperNEMO.

10. В целях получения РФП для ПЭТ, впервые предложен и разработан генератор 86Zr^86Y; разработан генератор 44Т^4^с с реверсной схемой организации разделения; а также предложен метод очистки 68Ga и радиомечения.

11. Найдена и предложена комплексообразующая среда для растворения тория, что позволит кратно увеличить размер доступной мишени при получении терапевтического 225Ac, что пропорционально увеличит его наработку.

Степень достоверности и апробация результатов.

Результаты работы докладывались на многочисленных конференциях: международное совещание по ядерной спектроскопии и структуре атомного ядра (г. Дубна, Россия, 1999);; рабочее совещание COST D18 "Lanthanide chemistry for diagnosis and therapy" (г. Гейдельберг, Германия, 2002); The sixth International Conference on Nuclear and Radiochemistry NRC-6 (г. Аахен, Германия, 2004); рабочее совещание COST D18 "Lanthanide chemistry for diagnosis and therapy" (г. Кельн, Германия, 2005); международное совещание по ядерной спектроскопии и структуре атомного ядра «Nucleus 2012» (г. Воронеж, Россия, 2012); международное совещание по ядерной спектроскопии и структуре атомного ядра «Nucleus 2015» (г. Санкт-Петербург, Россия, 2015); International scientific forum «Nuclear Science and Technologies» (Almaty, Kazakhstan, 2017); XI Всероссийский национальный конгресс лучевых диагностов и терапевтов «Радиология - 2017» (г. Москва, Россия, 2017); IX Российская конференция с международным участием «Радиохимия-2018» (Санкт-Петербург, Россия, 2018); международная конференция «Ядерная медицина» (г. Бухара, Узбекистан, 2023) и семинары по физике низких энергий ЛЯП ОИЯИ.

Результаты работы получены и применялись для передовых экотериментов: SuperNEMO, DANSS и EDELWEISS. Необходимо отметить высокий научный авторитет Института Ядерной Химии Университета г. Майнц и канадского научного центра TRIUMF, в сотрудничестве с которыми получены результаты в области ядерной медицины.

Автор является автором двух международных патентов в области ядерной медицины по теме диссертации [3,4]: Patent No.: US 2012/0325052 A1 "Method and device for producing a radionuclide"; Patent No.: US 8.147.804 B2 "Method and device for isolating a chemically and radiochemically cleaned 68Ga-radionuclide and for marking a marking precursor with the 68Ga-radionuclide".

Автор является соавтором ряда обзоров по теме диссертации [5-9]. Все результаты представлены в статьях рецензируемых журналов, ряд работ имеет высокий рейтинг цитируемости: [10] - 441 раз; [11] - 101 раз; [12] - 92 раза; [11] -47 раз.

Публикации. Диссертация основывается на 57 печатных работах [3-59], опубликованных в рецензируемых журналах.

Личный вклад автора.

Автору принадлежит определяющая роль в использовании метода ВУК для анализа жидкостей и прежде всего металлокомплексов с медленной кинетикой. Автор был ведущим разработчиком быстрого метода мечения РФП 68Ga, предложил ключевой прием - использование элюирующего ацетонового раствора для минимизации кислотности при мечении. Автором предложен и реализован реверсный метод работы радионуклидных генераторов с использованием хроматографических колонок, на основе которого реализован генератор 44Ti^44Sc. На основе противоточного прохождения элюентов через хроматографическую колонку под руководством автора разработана и реализована методика очистки и кондиционирования килограммовых количеств 82Se в высокодисперсной форме. Автор развил и внедрил более двух десятков методик получения препаратов радионуклидов.

В группе электронной спектроскопии автор отвечал за радионуклидные источники и вопросы их физико-химической организации, что отражено в диссертации. Автором предложен и разработан метод сорбции МРФ для приготовления источников ЭСРР.

Под руководством автора защищены две кандидатские диссертации: Рахимов Алимардон Восибович «Радиохимические аспекты получения высокодисперсного селена-82 с низким содержанием радиоактивных примесей и анализ материалов для низкофоновых исследований» [60] и Маринов Генко Маринов «Production, distribution and use of radioactive isotopes in the study of compounds of rare earth elements» [61]. Автор также был консультантом по

кандидатской диссертации Баймухановой Аягоз «Подбор пар радионуклидов III -IV валентных элементов для создания генераторов нового типа» [62].

Структура и объем диссертации.

Диссертация состоит из введения, 6 глав, заключения, словаря терминов и библиографии. Объем диссертации составляет 283 страницы, она включает 90 рисунков и 30 таблиц. Библиография содержит 256 наименований.

Во введении определена актуальность, проанализированы научные проблемы, на решение которых направлена диссертационная работа.

В первой главе рассмотрена роль радионуклидных препаратов и источников в ядерной спектроскопии и ядерной медицине. Обосновывается необходимость использования источников спектрометрического и радиофармацевтического качества для решения современных вызовов обозначенных направлений. Дается обзор подходов, позволяющих получать радионуклидные препараты, специализированные источники и РФП требуемого качества. Особое внимание уделяется низкофоновым материалам, подходам их получения и анализа, для конкретных нейтринных исследований и астрофизики. Подчеркивается, что современный момент в этих областях характеризуется переходом от исследования образцов с уровнем загрязнений от мБк/кг к мкБк/кг.

Во второй главе диссертации представлены разработанные и реализованные в рамках данной работы методы получения и анализа нескольких десятков препаратов радионуклидов для спектрометрических исследований. Делается акцент на хроматографическом методе как эффективном способе оперирования с целью отделения и разделения радионуклидов. Обосновываются стандартная схема разделения и многоколоночная (трехколоночная) схема разделения при «прямоточном» прохождении целевого продукта. Оригинальные методы опираются на наработку радионуклидов на эффективных ядерных установках (в большинстве случаев Фазотрон ЛЯП), использовании подобранных особо чистых мишеней. Практически все полученные радиоаппараты обладают уникальными характеристиками. На основе большинства этих препаратов приготовлены

специализированные источники, с использованием которых получены новые спектрометрические результаты в области ядерной физики.

Третья глава диссертации описывает разработанные методы приготовления специализированных радионуклидных источников для ЭСРР и их анализ. Было приготовлено более двух десятков уникальных источников для ЭСРР высокого разрешения (порядка несколько электронвольт) с опорой на уникальные радиопрепараты, описанные в Главе 2. Значительное число источников приготовлено методом сорбции МРФ, который разработал автор. Дается оценка методам приготовления источников в целом, включая методы испарения -возгонки и имплантации ионов с энергией порядка 20-40 кэВ. Показано, что сравнение данных ЭСРР и методов приготовления, с учетом специфики и варьирования, позволяет оценить физико-химическую организацию источников. Также подчеркивается, что толщина источников порядка 20-30 нм позволяет обеспечить измерения методом ЭСРР с высоким разрешением, с другой стороны, оптимальна для метода ввиду стабилизации физико-химической формы радионуклидов. Данная стабилизация позволяет вывести прецизионность исследований ЭСРР на новый уровень, что продемонстрировано на реперном источнике 83Rb для KATRIN. Также описываются оригинальные калибровочные источники для эксперимента DANS S.

В четвертой главе диссертации описаны исследования локального окружения радионуклидов методами ВУК и радиоактивных индикаторов. Обосновывается метод измерения ВУК на одном детекторе - ОВУК. Объяснен механизм динамического характера ВУК в водно-органических смесях и во льду. Методом ВУК подтверждена высокая удельная активность применяемого 111In, а таже продемонстрирован механизм сорбции МРФ с его препаратами. Акцент делается на изучении комплексов металлов с лигандами с медленной кинетикой (DOTA, DTPA). С использованием метода ВУК показано, что в случае 111In входящего в комплекс с DTPA более 50% атомов дочернего 111Cd за время порядка 100 нс не покидают окружение материнского нуклида. Значительная часть дочерних нуклидов в составе комплекса позволила с использованием

метода ВУК изучить кинетику комплексообразования 111In c DOTA. Описывается разработанный радионуклидный генератор 140Nd^140Pr, основанный на локальном авторадиолизе после электронного захвата в металлокомплексах с медленной кинетикой (DOTATOC). Определена константа авторадиолиза комплекса в генераторе K*r = 4,9(9)-10-6 МБк-1 ч-1. Протестирован эффект Сциларда - Чалмерса в ядерном реакторе TRIGA II (г. Майнц, Германия) за счет хелатора с «медленной» кинетикой (K[165Ho-DOTA]). Достигнутая ~ 2 ТБк/г при облучении K[165Ho-DOTA] удельная активность 166Ho выше, чем при облучении обычного материала 128 ГБк/г на TRIGA II. Отработана модель радиолиза металлокомплекса K[165Ho-DOTA] в полях TRIGA II, определена константа радиолиза данного комплекса в реакторе кр = 750000 барн. Это первое количественное описание взаимодействия металлокомплекса с полем излучения ядерного реактора.

Пятая глава диссертации посвящена разработанным методам получения радиопрепаратов и синтеза РФП для ядерной медицины. Описана методика синтеза РФП 68Ga (DOTATOC) для ПЭТ-диагностики на основе радиопрепарата из генератора Методика основана на использовании тандемной (для

генератора) катионообменной колонки и элюировании с нее 68Ga водно-ацетоновой смесью. К настоящему времени с РФП, синтезированными на основе данной методики, проведена ПЭТ-диагностика сотни тысяч пациентов.

На основе предложенной автором реверсной схемы разработан 44Т1^44Бс генератор с активностью 185 МБк. Полученные из генератора радиопрепараты 44Бс позволили впервые синтезировать РФП с данным изотопом для ПЭТ-диагностики. Впервые предложен и разработан генератор 86Zr (Т1/2 = 16,5 ч) ^ 86 Y (Т1/2 = 14,74 ч) для производства перспективного радионуклида для ПЭТ-диагностики - 86Y. Протестирована система анионит - смесь щавелевой и соляной кислот для генератора.

Разработан метод выделения 225Ac и изотопов радия из облученной протонами средних энергий ториевой мишени. Предложенный способ с

использованием трихлоруксусной кислоты для растворения тория и его элюирования на первом этапе с катионита, позволит обрабатывать мишени тория массой до 300 г. Это может на порядок при том же времени облучения увеличить наработку дефицитных а-излучающих препаратов для терапии.

В шестой главе диссертации представлены разработанные методы получения и анализа низкофоновых материалов для астрофизики и нейтринных исследований. Для поиска безнейтринной моды двойного Р-распада 82Se в эксперименте SuperNEMO с использованием метода хроматографического отделения на катионобменной колонке с противоточным удалением примесей очищено 2,5 кг обогащенного изотопа. Методика включает восстановление SO2, промывку и сушку Se в одном сосуде. Пленки на его основе показали меньший уровень загрязнений 82Se эксперимента NEMO-3 (Улучшение: 232Th - от 7 до 50 раз, 238U - более чем в 7 раз, 226Ra - более чем в 2,5 раза, 40K - более чем в 6 раз).

Определено содержание Th и U в полиэтилене (ПЭ) защиты установки EDELWEISS. Результаты на уровне мБк/кг показали, что новый ПЭ, используемый для защиты EDELWEISS-III, подходит для низкофонового эксперимента, эти результаты послужили основанием для разработки модели нейтронного фона. Проведен анализ различных низкофоновых материалов с использованием методов инструментального нейтронно-активационного анализа (ИНАА) и масс-спектрометрии с индуктивно-связанной плазмой (МС-ИСП).

Заключение содержит подведение итогов проделанной работы.

ГЛАВА 1. Проблематика радионуклидных источников и низкофоновых материалов для решения ядерно-физических, ядерно-медицинских и астрофизических задач

1.1 Радионуклидные препараты и источники спектрометрического и радиофармацевтического назначения

1.1.1 Радионуклиды и радиоактивное вещество

Явление радиоактивности было открыто Анри Беккерелем в 1896 году [63,64]. Затем последовало бурное развитие физики и химии, которое привело к созданию современных теорий вначале атома, а затем и ядра. Ядро «закреплено» в атоме и поэтому баланс «ядерных» превращений должен учитывать перестройку атомных оболочек, что ядерная спектрометрия великолепно наблюдает в экспериментах. Более того правильный учет этих эффектов играет важнейшую роль, как и в получении новых результатов (например, для свойств нейтрино из Р-распада) так и в достижении прикладных результатов. Если понятие атома как неделимого ушло на стадии создания его модели, что уже говорить о случаях превращения ядер и соответственно перестройки атомов. Становление терминов радиоактивность, изотоп, изобар, нуклид и т.п. не проходило одномоментно, менялось их наполнение, а в результате и содержание. Более того за определение ряда этих терминов и величин «отвечает» Международный союз теоретической и прикладной химии (ШРАС), а за часть Международный союз теоретической и прикладной физики (ШРАР). И надо признать, однозначной на 100% терминологии в области ядерно-атомных превращений, к огромному сожалению, нет. Поэтому я попытаюсь представить терминологию, которая позволит излагать содержание данной работы в едином ключе, в более компактном и ясном виде.

Важнейшее понятие для исследуемой области - нуклид, который определяется как вид (или сорт) атомов, у которых ядра имеют определенное массовое число А (сумма нейтронов N и протонов 7) и зарядовое число 7.

Ядерным изомером называют ядро в возбужденном состоянии, с относительно большим временем жизни (обычно больше микросекунды), и присвоенным ему в базе данных Брукхейвенской Национальной лаборатории (США) [65] индексом изомера (т, т2 и т.д.). При наличии изомера основное состояние ядра нуклида во избежание путаницы принципиально обозначают индексом g. Изомерный переход - самопроизвольный переход между состояниями нуклида, отвечающий за процесс девозбужения ядерного изомера, с испусканием у-квантов либо конверсионных электронов.

Под радиоактивным распадом мы будем понимать самопроизвольное изменение зарядового и/либо массового чисел ядра с испусканием различных частиц: протонный, нейтронный и кластерный распады, а-, в-- и р+-распады, электронный захват, мультипликационные в-превращения (двойной бета распад и т.п.), деление ядра; а также изомерный переход. Можно перефразировать так, что радиоактивным распадом являются самопроизвольные переходы между нуклидами, а также изомерный переход с испусканием различных частиц. Радионуклиды - атомы, ядра которых могут претерпевать радиоактивный распад.

Ядерные радиоактивные превращения - более общее понятие, чем радиоактивный распад, объединяющее процесс радиоактивного распада и последующую перестройку ядра посредством самопроизвольного перехода с возбужденного состояния в состояние с меньшей энергией с испусканием различных частиц. К ядерным радиоактивным превращениям можно отнести и процессы перестройки ядер нуклидов после ядерных реакций с соответствующим испусканием излучений. Постраспадные процессы в атоме - достаточно быстрые (~10-15 с) релаксационные процессы электронной оболочки нуклидов с испусканием рентгеновского излучения и оже-электронов и т.п., которые происходят после ядерных радиоактивных превращений.

Таким образом Ф(Е) - функция истинного распределения излучения радионуклида складывается из:

Ф(Е) = гФ(Е) + 2Ф(Е) + 3Ф(Е), (1.1)

где ХФ(Е) - части Ф(Е), обусловленные: 1 - ядерными излучениями из радиоактивного распада; 2 - излучениями последующих процессов

" 3

радиоактивных ядерных превращений; 3 - излучениями постраспадных процессов в атоме.

Для обозначения состояний нуклида с разным энергетическим состоянием ядер мы будем использовать термин изонуклид. Изонуклид - вид (или сорт) атомов, у которых ядра имеют определенное массовое А и зарядовое Ъ числа, при этом они характеризуются временем жизни и энергетическим состоянием с точностью менее расщепления или смещения вызванных внеядерными полями. Для обозначения изонуклида к значку массового числа можно дописать величину возбуждения ядра, выраженную в кэВ с аббревиатурой /л1, например, (Рисунок 1.1).

Список литературы диссертационного исследования доктор наук Философов Дмитрий Владимирович, 2025 год

источника

Главной целью работ, описанных в данном подразделе, является необходимость параметризации физико-химических состояний радионуклидов в источнике. Решением стал предложенный подход:

1) Параметризировать радионуклидный источник в целом, основываясь на внутренней самосогласованности методик приготовления радиопрепарата и источника, условий проведения измерений с одной стороны и анализа полученных результатов ЭСРР с другой стороны;

2) При этом варьировать и учитывать при анализе методики (в том числе материалы и условия воздействия) приготовления источника. Также при анализе сравнивать результаты ЭСРР разных радионуклидов. Учитывать согласованность процессов излучений 1Ф*(Е), 2Ф*(Е) и 3Ф*(Е). Соответственно брать в расчет

физико-химические свойства нуклидов в цепочке превращений, а также возможные возбужденные (атомные) состояния нуклидов и изонуклидов цепочки.

Нужно соотнести сдвижки линий и релаксационные поправки известные из методов ЭСХА и других родственных методов ЭСРР. Тут следует упомянуть о двух исследованиях для данной области:

1. Ряд работ на спектрометре ESA12, проведенных в конце 80-х годов с использованием 99тТс [118] (Рисунок 3.10). Стоит отметить, что подобными исследованиями занимались и в группе В. Кулакова [116,117]. Как хорошо видно из рисунка, энергия конверсионной линии в технеции зависит от химического окружения, сдвижка приблизительно 1 эВ на одну степень окисления. В общем данные хорошо перекликаются с данными ЭСХА. Конечно же в случае конверсионных линий 99тТс мы имеем уникальный случай, позволяющий успешно применять ЭСРР с высоким разрешением: 1) низкая энергия изонуклидного перехода (2 кэВ) позволяет иметь высокий выход конверсии на М4, М5 подоболочках, с очень маленькой шириной, при этом и трансмиссия спектрометра в этой области энергий неплохая, 2) доступный радионуклидный генератор 99Мо^-99тТс позволяет иметь большие активности препаратов 99тТс, отличающиеся великолепной удельной активностью и другими параметрами «чистоты».

2. Ряд исследователей показали значительный сдвиг в рентгеновских линиях из-за способа образования дырки на внутренней оболочке. Авторы дали название эффекту «атомно-структурный» сдвиг [170]. Эффекты в случае рентгеновских линий обычно на порядок слабее сдвигов оже-электронов. «Атомно-структурный» сдвиг во многом похож на «химический» сдвиг за счет «лишнего электрона», который остается в системе после электронного захвата, в отличии от конверсии. Любопытно подчеркнуть, что Сумбаев отмечал очень большие химические сдвиги для рентгеновских линий (до 1,5 эВ) [191] именно в лантаноидах, объяснив это «особым местом» подоболочки ^электронов.

Рисунок 3.10. Конверсионный электронный спектр, полученный из образца Na299MoO4/NaOH, находящегося в радиоактивном равновесии 99Mo/99mTc. (а) cвежий образец (№99тТс04); (Ь) тот же образец после 24 ч хранения в вакууме (№99тТс04 + низко-валентное соединение 99mTc); (с) тот же образец после 5 минут выдержки на воздухе (№99тТс04). Вертикалями отмечено положение конверсионных линий М4 и М5 стандарта. NH499mTcO4 [118]

Первый этап исследований. 22Ыа. Использование полученного испарением в вакууме источника 22№а позволило изучить оже-спектр (ККЬ-серпю) неона методом ЭСРР. Наблюдался сильный сдвиг линий от газового состояния: КЬ^Х^) 822,4(19) эВ, в газовом - 804,5(1) эВ [192]. Измеренные (ЭСХА) данные для той же линии для неона, имплантированного в железо и углерод:

818,0 эВ и 818,7 эВ, соответственно. Великолепно просматривается сдвиг между твердым и газовым состояниями. Однозначно сказать о сдвижке данных ЭСРР и ЭСХА пока не представляется возможным. Вероятно, имеет место «атомно-структурный» сдвиг из-за способа образования вакансии, однако нельзя сбрасывать со счета и разные твердотельные матрицы.

149Еи. Было проведено сравнение спектров конверсионной электронов у-линии 22,5 кэВ 149Бш из источников 149Еи (Т1/2 = 93,1 д), приготовленных методом возгонки и сорбции МРФ с добавлением ИБ (Таблица 3.2). Данные наглядно показывают сдвиг линий и неплохо согласуются с данными ЭСХА по сдвигам линий между оксидами и фторидами. Однако непосредственно для самария данные ЭСХА составляют для М5 линии 1,3 эВ [193], с другой стороны, на 1,3 эВ отличались данные для М5 линии в оксиде и сульфате [194]. Сдвигов в интенсивностях конверсионных электронов от химической формы не найдено. Важным результатом явилось подтверждение создания целевой формы материнского радионуклида в источнике (ЕиР3).

Таблица 3.2. Разница кинетических энергий Е, изучаемых конверсионных электронных линий 22,5 кэВ М1+Е2 перехода в 149Бш между источниками "ЕщСэ" и "ЕиБ3" (в эВ) [32,33]

Е ("ЕщОэ") - Е ("Е^э")

Оболочка Подоболочка

Эт Р1/2 Р3/2

Ь 1,7(1) 1,7(1) 1,8(1)

М 2,8(2) 2,6(2) 2,7(2)

N 2,3(2) — 2,3(3)

С 3,9(2) 4,2(2)

Р 5,7(9) — —

54Mn. В случае 54Mn (EC, T1/2 = 312,2 д) 54Cr изучался оже-спектр (KLL-серия) хрома. Была отработана методика модификации источника отжигом на воздухе. Анализ структуры сильной линии KL2,3L2,3(1D) показал, что она имела сателлиты в области - 5 эВ и - 10 эВ от основной. Отжиг проводили при 100, 200, 300°С. Данные экспериментов после отжига подтвердили наличие смешанного типа оксидов марганца, так как доля сателлитов в спектре с отжигом изменялась. Например, известно, что в соединении Мп2О3 один атом имеет степень окисления +2, а другой +4 [182]. Причем при прогреве на воздухе наиболее устойчивой можно считать форму Мп3О4, в которой для марганца устойчива менее окисленная форма. Таким образом можно говорить, что основной степенью окисления на спектре является +2. Мы идентифицировали другие степени окисления как +3 и +4. Это было сделано на основании того, что природный минерал гаусманит Мп3О4 наиболее часто интерпретируется как соединение MnO(+2) и Мп2О3(+3). Главной чертой отжига марганца на воздухе является устойчивый характер степени окисления +2, доминирование в спектре ЭСРР этой формы и явилось основой интерпретации результатов. Одним из главных результатов исследования можно отметить то, что прогрев платиновой подложки источника до 300 °С оставляет возможность высокого разрешения ЭСРР с ним.

Второй этап исследований. По мере накопления данных методом ЭСРР все сильнее проявлялся интересен к первому направлению - изучению энергии и формы линии. Как показал опыт обеспечить стабилизацию и контроль которых возможно в случае, если у источника все же появляется некоторая «толщина». В одном из передовых экспериментов в области физики нейтрино по определению его массы покоя в эксперименте KATRIN [9] из распада трития появилась необходимость стабилизации напряжения на высоком уровне ± 60 мэВ. Очень хороший репер возможен на основе естественного источника эталонных конверсионных электронов 32 кэВ у-перехода в 83mKr от распада 83Rb. На практике с этой задачей удалось справиться на основе источника 83Rb имплантированного в Pt [9].

Подобный источник описан в подразделе 3.3.3, основные принципы достижения результата следующие: 1) платина — благородный материал стойкий к окислению поверхности и другим воздействиям, ее высокая температура плавления является характеристикой свидетельствующей о низкой скорости диффузии любых атомов и ионов при комнатной температуре; 2) имплантированный радионуклид, и соответственно дочерние продукты, защищены от воздействия внешней среды, радионуклид находится в контролируемом веществе подложки вне «контаминационного слоя», при этом глубина имплантации позволяет получить значительную долю нерассеянных электронов реперной линии; 3) так как радионуклид распределен по определенной толщине источника его концентрация в материале не велика, и в результате радиоактивный распад не приводит к сильному изменению концентрации веществ в активном слое источника; 4) конверсия в криптоне — удачный вариант, несмотря на то, что он встроен в матрицу, но вариации по степеням окисления практически исключены.

Эти эксперименты стимулировали исследования ЭСРР с «толстыми» имплантированными источниками. Они наглядно показали ценность таких источников для ЭСРР низких энергий с высоким разрешением.

149Еи. Исследовались конверсионные линии перехода 22,5 кэВ (Рисунок 3.11). Был приготовлен ряд источников 149Еи методами имплантации и вакуумной возгонки с пользованием различных подложек (Рисунок 3.12). Из измеренных данных уточнены мультипольности перехода.

Расчеты при имплантации в различные подложки показали проникновение радионуклидов на глубины порядка 10—30 нм в зависимости от материала. Плазмонные пики поглощения для испаренных и имплантированных источников принципиально не отличаются (Рисунок 3.13). Изучалась конверсия у-линии 22,5 кэВ на различных Ь и М^) подоболочках, и на всех этих подоболочках для источников, имплантированных в алюминий и углерод, для линий наблюдается дублетная структура. Правый сателлит можно объяснить тем, что в данном случае Бш стабилизируется в двухвалентном состоянии, что согласуется с

восстановительными свойствами углерода и алюминия. К сожалению, толщину оксидного слоя на гадолиниевой подложке нам не удалось определить. Большая величина расщепления дублета 8,1(2) эВ объясняется различием в количестве электронов на 41-подооболочке, которая находится глубоко в атоме самария.

За счет тщательного определения энергии линии 25,5 кэВ из данных, измеренных на ППД, мы можем определить энергии связи Бш в веществе источников (Рисунок 3.13) [9].

Рисунок 3.11. Схема радиоактивного перехода 149Еи в 149Бш . Адаптирована из [65]

149с

Рисунок 3.12. Расчетные профили глубин имплантации ионов 149Еи при энергии 30 кэВ в Р^ Оё2С3, Gd, оксидный слой алюминия на алюминевой подложке и А1, а также в С, код SRIM [9]

а) б)

Рисунок 3.13. Конверсионная линия Ll ядерного перехода с энергией 22,5 кэВ в 149Бш (образующегося при электронном захвате 149Еи), измеренная для источников 149Еи, напыленных (а) и имплантированных (б) на поликристаллические фольги Р^ Gd, А1 и С [9]

1б9УЬ. Исследовались конверсионные линии переходов 20,7 кэВ и 8,4 кэВ (Рисунок 3.14). Был приготовлен ряд источников 169УЬ (Т1/2 = 30,018 д) методами имплантации (в платину и алюминий) и вакуумной возгонки (платина, алюминий, углерод) с пользованием различных подложек. Расчеты при имплантации в различные подложки показали проникновение УЬ приблизительно на те же глубины, что и Бш. Также пики плазменных потерь для испаренных и имплантированных источников принципиально не отличаются. Для всех подложек изучалась конверсия у-линии 20,74 кэВ на различных L, М, К, О, Р подоболочках. В случае источников, имплантированных в алюминий (как и в платину) для конверсионных линий, не наблюдается дуплетная структура. Это подтверждает зависимость дублетной формы линии 149Бш от «химии» дочернего радионуклида, так как валентное состояние присуще Еи, Бш и Yb, но не Тш.

Рисунок 3.14. Схема распада УЬ. Адаптирована из [65]

За счет хорошо известной энергии перехода 20,74 кэВ определили методом ЭСРР энергии связи электронов на L1, L2, L3, М1, М2, N1, N3, 01, 02, 03 и Р1 оболочках (относительно уровня Ферми) в тулии, при имплантации 169Yb с энергией 30 кэВ в платиновую и алюминиевую фольги и нанесении вакуумной возгонкой на поверхности платиновых, углеродных и алюминиевых фольг.

Сравнение кинетических энергий электронов, измеренных методом ЭСРР для различных методов приготовления источников. Интересно сравнить энергии электронов, измеренных методом ЭСРР для одинаковых подложек, но приготовленных различными методами: возгонки в вакууме и имплантации. Результаты сравнения приведены в Таблице 3.3.

Разница в кинетических энергиях конверсионных линий дает разницу в энергиях связи представленных атомов в соответствующих матрицах, но с обратным знаком. Четко видимую «разницу разниц» для самария и тулия достаточно сложно объяснить. В таблице приведены данные для трёхвалентного состояния самария. Величины сдвигов для разных матриц для одного и того же атома схожи, но для разных лантаноидов уже различны.

Таблица 3.3. Сравнение энергии электронов, измеренных методом ЭСРР для источников приготовленных методами возгонки в вакууме и имплантации

Тип излучения электронов Элемент (подоболочки) АЕкин. электронов из подложек

Св - Сим А1в -А1им Оёв- Оёим р1в - р1им

Конверсионная линия 149Еи(ЕС)1498ш(у 22,5 кэВ)

Бш (Ь1) -0,4(2) -0,1(1) -0,6(1) -0,6(1)

Бш (Ь2) -0,5(3) +1,3(2) -0,8(1) +0,1(2)

Бш (L3) -0,5(5) +1,2(2) -1,1(1) -0,4(2)

Бш (М1) 0,0(9) +0,4(5)

Бш (М2) -1,2(5)

Бш (М3) 0,0(7)

Бш (ср. взв.) -0,4(2) +0,3(3) -0,8(2) -0,4(2)

169УЬ(ЕС)169Тш (у 20,7 кэВ)

Тш (L1) -2,8(2) -1,5(2)

Тш (L2) -2,7(3) -1,9(2)

Тш (L3) -3,2(3) -1,6(3)

Тш (М1) -2,4(3) -2,0(2)

Тш (М2) -2,5(4) -2,0(2)

Тш (N1) -3,4(2) -2,4(2)

Тш (N3) -2,3(2) -1,7(2)

Тш (01) -2,7(2) -2,2(2)

Тш (02) -2,4(4) -1,7(4)

Тш (03) -3,0(4) -1,8(4)

Тш (Р1) -2,4(8) -4,2(5)

Тш (ср. взв.) -2,8(1) -1,9(1)

Оже-линия ^-серия 85Бг(ЕС)85ЯЬ

ЯЬ (KL2Lз(1A) +2,7(2)

ЯЬ (KLзLз(3P2)) +3,0(2)

ЯЬ (ср. взв.) +2,9(1)

Тем более интересно сравнить эти данные с оже-линиями 85ЯЬ из электронного захвата 85Бг (Т1/2 = 64,849 ч). С одной стороны, это другой вид излучений, да и рубидий уже щелочной металл. С другой стороны, окисление атома в матрице сдвигает в одну сторону конверсионную линию (увеличение

энергии связи) и оже-линию. Это обусловлено тем, что в оже-процессе участвует три подоболочки. Для одной подоболочки энергия связи увеличивается, но уменьшается для двух других. В результате энергия конверсионных (фото-) линий и оже-линий уменьшается.

А в нашем случае, с учетом обратного знака для приводимых зависимостей, энергия связи рубидия в имплантированном источнике достаточно сильно уменьшается, в отличии от лантаноидов. При этом, рубидий одновалентный металл, а два других трехвалентные, при этом все они очень активные металлы с близкими значениями как электроотрицательности (Rb - 0,9; Sm, Tm - 1,1), так и

потенциалами восстановления (Rb--2,98; Sm--2,30; Tm--2,31). Можно с

большой долей уверенности сказать, что совокупность данных, представленных в Таблице 3.3 будет сложно объяснить только набором «медленных и быстрых» релаксационных поправок, которые мы обсуждали в начале данной главы.

Атомно-структурный сдвиг.

В большом количестве спектров оже-электронов, измеренных методом ЭСРР для электронных захватчиков, наблюдался значительный сдвиг в положительную сторону по энергиям как от экспериментальных данных ЭСХА, так и от теоретических расчетов [70]. Встал вопрос об экспериментальном подтверждении и исследовании «атомно-структурного» сдвига между источниками ЭСРР. Это можно сделать и из источника одного радионуклида - электронного захватчика, например, 57Co (T1/2 = 271,74 д) или 139Се (T1/2 = 137,63 д), когда при его распаде заселяются возбуждённые состояния с весомой конверсией. Однако на практике спектры достаточно сложно интерпретировать из-за различных возможных расщеплений за счет химических форм, конфигурационного взаимодействия и т.п. Но самое главное: в области около 15 эВ слева от любого основного пика появляются плазмонные сателлиты за счет поглощения в веществе. Нужны разные источники радионуклидов разных типов распада: электронный захват с одной стороны и ß-распад с последующей конверсией либо изомерный переход, с

другой стороны. Мы подобрали соответствующие пары (Рисунок 3.15) и реализовали изготовление источников.

а)

б)

в)

г)

д) е)

Рисунок 3.15. Схемы распадов: а) 672п, б) 155Оё, в) 156Оё, г) 153Еи, д) 152Бш, е) 154Бш [65]

Из результатов (Таблица 3.4) хорошо видно, что для оже-электронов Оё К- и Ь-серий проявляется «атомно-структурный» сдвиг. Величины сдвигов в районе 14-16 эВ скорее всего не могут вызываться другими причинами. В случае сдвиг такой величины может быть обусловлен как «атомно-структурным»

сдвигом, так и разницей в твердотельных матрицах изучаемых атомов. В случае Оё, скорее всего, большую роль играет «лишний» электрон на 1-подоболочке при электронном захвате. Однако не до конца ясно, обусловлена ли разница в энергиях сдвига для Оё и разницей в скорости протекания «медленных релаксационных» процессов для этих случаев, или отличием стационарных форм ионов.

Все источники приготавливались методом вакуумной возгонки, все материнские нуклиды находились в виде окисных форм «погруженными» в контаминационный слой. Для прояснения более полной картины «атомно-структурного» сдвига будет необходимо исследовать большее число пар радионуклидов, при этом очень интересно исследовать спектр источников одного и того же радионуклида, приготовленных различными способами.

Таблица 3.4. Абсолютная энергетическая разница ExYv (ЕС) - ExYv (Р-) для оже-перехода ХУУ в З^п и Оё (в эВ) при электронном захвате и р--распаде

Переход EXYV (ЭЗ) - EXYV (Р-)

Цгп оа

КЬ2Ь3(1Э2) 2,1(2)а 13,9(9^

КЬ3М2,3(3Рс,2) 2,4(2) -

Ь3М4М5(1О4) 1,6(2) 16,3(3)

а 2.1(2) значит 2.1±0.2

б 13.9(9) значит 13.9±0.9

3.5 Источники для

Проект DANSS - компактный нейтринный спектрометр с чувствительным объемом 1 м3, располагающийся близко к активной зоне реактора мощностью 3 ГВт Калининской АЭС. Он используется не только для мониторинга реактора, но и для фундаментальных исследований. А именно поиска нейтринных осцилляций в стерильное состояние. Работы по его постройке и физическим экспериментам описаны в многочисленных публикациях [12,195,196]. Для выполнения

энергетических калибровок к некоторым модулям DANSS с помощью трубок можно подводить миниатюрные радиоактивный источники посредством тонкой нити. Соответственно была необходимость изготовить подходящие радиоактивные у-, р+- и нейтронные источники. Такие источники (137Сб (Т1/2 = 30,08 л), 60Со (Т1/2 = 1925,28 д), 22№ (Тш = 2,6018 л) и 248Сш (Т1/2 = 3,48105 л)) с активностью несколько Бк были нами произведены и герметично запаяны в ампулах. Во многом ключевым решением было нанесение исходных активностей на тонкую палладиевую фольгу (кроме 22Ыа, для него бралась облученная на реакторе алюминиевая проволока). Затем данную фольгу сворачивали и вносили в тонкую нержавеющую трубочку, которую и запаивали.

Главный вызов составлял нейтронный источник. Интенсивность нейтронов нужна маленькая, но ее нужно обеспечить и проконтролировать. Поэтому и был выбран 248Ст, который имеет высокий выход деления, порядка 8%, с учетом множественности нейтронов, порядка 0,2-0,3 нейтрона в среднем на распад.

Имеющуюся небольшую активность 248Ст подвергли многоступенчатым хроматографическим очисткам. На конечном этапе провели хроматографию на катионитной колонке (Аштех А6) в среде а-оксиизобутирата аммония (раздел 2.8). Каплю, содержащую 248Ст в растворе а-оксиизобутирата аммония, нанесли на палладиевую фольгу и затем добавили микрокаплю плавиковой кислоты. После сорбции (порядка часа) каплю удалили и фольгу промыли водой. Получился альфа-источник. С помощью альфа-спектрометрии на ППД он был охарактеризован по активности. Затем фольга была свернута и помещена в ампулу. Так как альфа-спектрометрия на ППД имеет при определении активности только «геометрическую» эффективность, которую можно определить с маленькой ошибкой, а также известны выходы а-линий и процент деления в 248Ст, то был создан спектрометрический источник нейтронов известной интенсивности. Очень важно подчеркнуть, что в целом активность всех источников для ВАКББ менее МЗА (минимально значимая активность).

3.6 Выводы к главе 3

В НЭОЯСиРХ ЛЯП развит метод ЭСРР в области низких энергий электронов высокого разрешения. Одним из важнейших составляющих метода ЭСРР высокого разрешения является создание и исследование радионуклидных источников спектрометрического качества. При ведущей роли автора разработан широкий спектр методик получения препаратов для более чем 20 радионуклидов. Одним из лидирующих методов приготовления специализированных источников ЭСРР стал метод вакуумного испарения - возгонки. Оригинальными методами явились метод имплантации ионов с энергией 20-40 кэВ и сорбции МРФ.

С использованием нескольких десятков полученных источников проведены исследования ЭСРР в областях: ядерной физики - исследования мод распада с определением энергий и мультипольностей переходов; атомной физики -многоплановое изучение оже-процессов из радиоактивного распада в широком диапазоне Z; атомной и ядерной физики - изучение значительного ряда тонких эффектов в электронных спектрах; физики частиц - исследования в интересах разработки реперного источника для эксперимента KATRIN. С помощью созданных пар источников 67Сф-) и 67Оа(ЕС), 155Eu(ß-) и 155ТЬ(ЕС) изучен атомно структурный сдвиг для оже-переходов в Zn и Gd.

Также анализ результатов ЭСРР показал, что модель физико-химической организации радионуклидного источника помимо вещественной и радионуклидной составляющих должна включать хорошее понимание «быстрых и медленных релаксационных» процессов, сопровождающих радиоактивный распад. С другой стороны, форма и положение спектрометрических линий ЭСРР зависят от физико-химического состояния радионуклидного источника. Решением стал предложенный подход:

1) Параметризировать радионуклидный источник в целом, основываясь на внутренней самосогласованности методик приготовления радиопрепаратов и источников с одной стороны, и полученных с их использованием спектров ЭСРР, с другой;

2) При этом варьировать и учитывать при анализе методики (в том числе материалы и условия воздействия) приготовления источника. Также при анализе сравнивать результаты ЭСРР разных радионуклидов. Кроме этого, учитывать согласованность процессов излучений 1Ф*(Е), 2Ф*(Е) и 3Ф*(Е).

Спектры ЭСРР показывают приблизительно то же спектрометрическое качество для имплантированных и полученных методом возгонки источников. С точки зрения положения и формы линии всегда есть хорошо измеримые сдвиги. В случае имплантации 149Еи в подложки из алюминия и углерода в спектрах ЭСРР обнаруживается дуплетный характер конверсионного пика, обусловленный соразмерными долями двух и трехвалентного дочернего самария. При этом сдвиг составляет 8,1(2) эВ. Такое «гигантское» значение сдвига на одну валентность для ЭСРР обусловлено разницей в количестве 1-электронов, подоболочка которых глубоко «проникает» в остов атома. В платиновой и гадолиниевой подложках обнаруживается только трехвалентное состояние самария. Совокупность сдвигов конверсионных и оже-линий из распадов 149Еи, 169УЬ и 85Бг для различных подложек и методов приготовления источников еще только предстоит объяснить. Реперный источник на основе имплантированного 83ЯЬ в платину показывает очень хорошую стабильность.

Во втором случае - Метод сорбции МРФ - разработан принципиально новый метод. Он существенно расширяет номенклатуру радионуклидов, прежде всего за счет труднолетучих элементов. С использованием данного метода приготовлено достаточно много новых источников 1111п, 88У, 90МЬ, 91ш№>, 227Ас и др. Он позволяет с вероятностью близкой к 100% характеризовать физико-химическую форму материнского радионуклида в источнике. Для той же пары 149Еи (ЕС)149Бш сравнение методов возгонки - окисное состояние Еи(Ш) и сорбции МРФ -фторидная форма Еи(Ш) позволяет обнаружить сдвиг конверсионных линий на разных подоболочках от 2 до 5 эВ. Метод сорбции МРФ дал также возможность создать уникальный источник нейтронов на основе 248Ст для ВАКББ.

Представленные в главе результаты отражены в работах [9,12,14-43,151].

ГЛАВА 4. Спектрометрия локального окружения радионуклидов методами ВУК и радиоактивных индикаторов. Авторадиолиз и радиолиз металлокомплексов с медленной кинетикой

Физико-химическая организация радионуклидов в системах, находящихся в большинстве случаев в микроколичествах, лучше всего мыслится в понятиях комплекса - координационного соединения либо молекулы. Например, и в случае органических соединений дочерний нуклид после радиоактивного распада может с легкостью поменять свою координацию относительно материнского. Другое дело, что как раз и важно иметь представление о локальном окружении как материнского, так и дочернего нуклидов, включая динамику изменений каждого, и соответствующую кинетику перестройки после радиоактивного распада. Перефразируя вышесказанное состояние радионуклидов в веществе, характеризует в основном ближний порядок, и даже в твердом теле.

Ввиду небольших концентраций, по крайне мере дочернего нуклида, система для изучения достаточно сложная. Как мы уже говорили в подразделе 1.1.3. подходящими способами изучения подобных систем являются методы СТВ и радиоактивных индикаторов. Здесь особняком стоит изучение комплексов металлов так называемых внутрикомплексных соединений. Интерес представляют хелаторы типа диэтилентриаминпентауксусной кислоты DTPA и особенно макроциклы типа 1,4,7,10-Тетраазациклододекан-1,4,7,10-тетрауксусной кислоты DOTA, а также их производные с пептидами, например, (DOTAO-Phel-Tyr3) октреотид DOTATOC (Рисунок 4.1). С металлами они образуют термодинамически устойчивые комплексы, при определенных условиях они отличаются очень медленной кинетикой химических превращений. В результате становится возможным удерживать металл в РФП длительное время (дни без единого обмена), изучать радиационно-химические процессы: авторадиолиза - от воздействия излучений источника, радиолиза - от воздействия внешних излучений, локальных авторадиолиза и радиолиза - от воздействия на химическое окружение дочернего нуклида после распада материнского или ядерных реакций.

но он он о

DOTATOC

Рисунок 4.1. Структурные формулы хелаторов DOTA, DTPA и коньюгата с пептидом DOTATOC

4.1. Метод Возмущенных Угловых Корреляций

Метод ВУК относится к физике СТВ, его теория хорошо разработана и представлена во многих публикациях [1,83,197]. Угловая корреляция ядерных излучений может изменяться благодаря взаимодействию ядра с полями внеядерного окружения. 111In и 111mCd (Рисунок 2.4) одни из самых популярных радионуклидов данного метода. Угловую зависимость вероятности регистрации каскадных у-квантов W(0) можно представить уравнением:

W(0) = 1+A22G2Q2P2(cos(0)) + A44G4Q4P4(cos(0)) ..., (4.1)

где: Akk - коэффициенты при четных полиномах Лежандра (Pk); Qk -геометрический фактор неидеальности детекторов и источников; Gk-интегральный фактор возмущения ИФВ.

Измерения ВУК можно проводить на установке, показанной на рисунке 4.2.

а)

б)

Рисунок 4.2. Установка уу-ВУК: а) 1 - источник; 2,3 - детекторы; 4 - схема совпадений; б)

блок-схема 4х-детекторного спектрометра

Для ш1п и 111шСё А44<<А22 соответственно учитывают только А22. На Рисунке 4.3 представлены вероятности совпадения двух у-квантов W(©) в схеме измерения, представленной на Рисунке 4.2а.

Рисунок 4.3. Угловая зависимость вероятности совпадения каскадных у-квантов [46]

На практике в эксперименте значение G2 = 1 (невозмущенная угловая корреляция) соответствует раствору этих радионуклидов в кислоте, а G2 = 0,2 -осадку. За анизотропию (ЯУ1У2) углового распределения каскадных излучений в

зависимости от метода измерения и радионуклида можно использовать различные величины. Из рисунков 4.3 и 4.2 видно, что для 1111п и 111mCd хорошей оценкой анизотропии будет выражение:

_ N(90°) - N(180°) (4.2)

ЯАУ2 — N(90°) '

где N(90°), N(180°) - счет совпадений каскадных у-квантов под углами 90° и 180°, соответственно.

В настоящее время строят спектрометры, состоящие из п детекторов, и изучающие дифференциальный характер возмущенной угловой корреляции (ДВУК), когда измеряют анизотропию в зависимости от времени между у1 (старт) и у2 (стоп). Функция угловой корреляции W(0,t), зависящая от времени СТВ, включает уже ДФВ (дифференциальный фактор возмущения) - ОкО)

Ш(0Д) - 1 + Л22С2(Г)а2Р2(СО5(0)) + - (4.3)

В таком случае удобной является следующая функция анизотропии [5]:

с(9°°д) -с(180°,г) = Л с(.)о (4.4)

К^2(1:)-2 С(180°Д) + 2С(90°Д) = Л22 ^2(Г)02'

где С(90°, t), С(180°, t) - дифференциальный счет совпадений каскадных у-квантов под углами 90° и 180°, соответственно.

Метод ДВУК в твердом теле позволяет определять частоты СТВ (Рисунок 4.4). Квадрупольная частота СТВ:

(4.5)

Шп —

Q 41 [21 - 1]Ъ'

где е - заряд электрона, Q - квадрупольный момент ядра в промежуточном состоянии, У22 - основная компонента градиента электрического поля (ГЭП), I -спин ядра в промежуточном состоянии, Ь - постоянная планка. ДФВ в твердом теле:

Ск(0 — ^ Якп СО5( П^), (4 6)

п

где Бкп - геометрические постоянные, ю0 - «фундаментальная» частота. При этом «фундаментальная» угловая частота ©0 (наименьшая):

Г 3®п для целых I (4.7)

©о —

(б®п для полуцелых I'

В жидкостях, да и при повышении температуры во многих твердых телах, ГЭП сильно флуктуирует по направлению, в результате возмущение приобретает динамический характер (ДинХВ):

Ок (t) — е-Ч (4.8)

где Ак = К^Птс, при этом К - константа, определяемая ядерными свойствами. Корреляционное время тс в жидкости можно оценить следующим образом:

4 3 п (4.9)

тс — -па3—, с 3 кТ'

где а - радиус молекулярной частицы, п - вязкость среды, к - постоянная Больцмана, Т - температура.

ш01/к

гэп = о гэп / о

а) б)

Рисунок 4.4. а) Расщепление ядерного уровня при СТВ аксиально-симметричного ГЭП и квадрупольного момента ядра для спина 1=5/2; б) соотвествующий ДФВ ВУК [198]

Как показали и наши исследования [45] такая формулировка тс носит оценочный характер и определяется вращательной подвижностью молекулы ядра зонда. В веществе флуктуация ГЭП может быть обусловлена подвижностью внешних заряженных частиц. В таком случае:

Еакт

тс = константа • е кт ,

(4.10)

где Еакт - энергия активации какого-либо движения зарядов или диполей.

Уравнение 4.8 - случай, когда шд-тс<<1. Аналитическое выражения ДФВ при разных соотношениях тс и 1/шд Блюм получил для газов в форме изображения Лапласа [199]. Численные решения получили название «стохастической модели формы линии». Разработан подход, когда гамильтониан СТВ представляется суперпозицией возможных форм состояний системы [199-208] для описания спектров ВУК, ЯГР, ЯМР и др. В работе [209] спектр ДФВ очень успешно фитировали ХУ7+7 моделью, в которой есть постоянный ГЭП по оси 7, и флуктуирующая составляющая по осям XYZ (Рисунок 4.5). В жидкостях реальная картина может быть еще сложнее. Значение интегрального фактора возмущения (ИФВ) будет падать с размером молекулы, в которую внедрен ядро-зонд, с

выходом на некоторую константу в твердом теле (Рисунок 4.6). Изучение зависимостей какого-либо параметра пропорционального ИФВ позволит принципиально различать окружение ядра зонда, что в общем достаточно для решения многих задач о локализации радионуклида. Для жидкостей метод интегральной ВУК (ИВУК) по эффективности мало уступает ДВУК. ВУК радионуклидов не так много, ряд из них представлены в Таблице 4.1.

I (П5) 1 (ПЭ)

Рисунок 4.5. Л202(1) ВУК спектры 111Сё (1111п) в тетрагональном Ъг02, допированном У 0,2 атомных % [209]. Фитирование проведено XYZ+0,01 Ъ моделью

Таблица 4.1. Ряд радионуклидов, используемых в исследованиях ВУК и их ядерно-физические характеристики [65]

Нуклиды и тип распада Т1/2 Время жизни промеж. уровня Квадру-польный момент б, барн Л22 УУ каскад (кэВ-кэВ)

1111п(БС)111Сё 2,8047 д 85 нс +0,84 -0,176 172-245

111тСё(ГТ)шСё 48,5 м 85 нс +0,84 +0,16 151-245

140Ьа(р-)140Се 1,67858 д 3,5 нс +0,386 -0,132 329-487

172Ьи(БС)172УЬ 6,7 д 8,1 нс +2,87 +0,33 91-1094

1,8 нс 2,16 -0,36 1094-79

Продолжение таблицы 4.1

172Тш(Р-)172УЬ 63,6 ч 1,8 нс 2,16 -0,36 1094-79

181ЩР-)181Та 42,39 д 10,8 нс +2,36 -0,289 133-482

18^(Р-)187Яе 23,8 ч 555 нс +3,04 -0,12 479-72

199шИв(1Т)199Ив 42,67 м 2,45 нс +0,95 +0,184 374-158

204тРЬ(1Т)204РЬ 66,93 м 265 нс +0,44 -0,22 912-375

Масса молекулы

Рисунок 4.6. Зависимость фактора возмущения угловой корреляции от размера молекулы [5]

4.1.1 Однодетекторный ВУК (ОВУК)

Как видно из Рисунка 4.3 при 0=0° есть разность в вероятности регистрации совпадений каскадных у-квантов для разных образцов. Если посмотреть на спектр на ППД (ИРОе) с бериллиевым окном, измеренным с близкого расстояния (Рисунок 4.7), то помимо одиночных пиков хорошо видно пики суммирования.

Рисунок 4.7. у-спектр 1111п. 1 - пик ^-излучения (ренгеновское излучение); 2, 4 - пики каскадных у-квантов (171,3 и 245,4 кэВ); 3, 5 - пики суммирования ^-излучения и каскадных у-квантов; 6, 9 - пики случайных совпадений (171,3+171,3 и 245,4+245,4); 7 - пик суммирования каскадных у-квантов (171,3+245,4); 8 - пик тройного суммирования (171,3+245,4+Kx) [46]

В работе [46] мы вывели и доказали следующую функцию в качестве ИФВ для оценки анизотропии:

• для 1111п:

В. + = N ^ (4Л1)

где

и

где

У!+У2 ^Ка,р+У! С С '

СУ!+Ка,Р

_ ЕСк + акку1 + аккУ2 (4.12)

N1

Ка'р+у1 ЕСк + аккУ2

В - IV ^2 ■ СКа,Р (4.13)

ВУ1+У2 = Ка,Р+У2 С . С „ , СУ1 СУ2+Ка,р

_ ЕСк + аккУ1 + аккУ2 (4.14)

^а,р+у2 = ЕСк + аккУ1 ,

где Буп - площади пиков излучений; SYn+YШ - площади пиков суммирования излучений; ЕСк - доля захвата электрона с К оболочки в электронном захвате; аКкуп - коэффициент внутренней конверсии уп-излучения на К-оболочке;

• для 111шС±

Ч+Ъ -Чр (4.15)

ш — М' ' 1 ' '2 ' а'

КУ'1+У2 - Ы Ка,р+У2 5 '

где:

N

Ка,р+У2

У' 1 °У2 + Ка,Р

аккУ' 1 + акку2 (4.16)

аКку 1

Далее мы провели измерения 1111п и 111шCd в водных растворах на HPGe-детекторе с бериллиевым окном, имеющим 53% эффективность регистрации по 60Со. Образцы (V = 500 мкл) измеряли на расстоянии 3,7 см от детектора, при ионной силе ц = 0,1 и концентрации добавленного носителя - 10-5 М для 1п и 10-3 М для Cd в образце. Активности образцов составляли « 40 кБк, при этом мертвое время измерений составляло «7%. Площадь пиков определяли с помощью метода моментов [46]. В расчетах были использованы данные о параметрах распада из [210,211], рассчитанные на их основе значения: Ык +у = 1,090, Ык +у = 1,052,

N' Ка р+у = 1,115. Результаты представлены в Таблице 4.2.

Таблица 4.2. Параметры жидких и твердых образцов 1111п и 111шСё, измеренных методом ОВУК [46]

Нуклид рИ (4.11)Яу1+у2 (4Л3)Ку1+у2 (4Л5)Я' у!+у2 Яу1+у2 ср. (4Л7)Яу1+у2 при 02 = 1 Агрегатн. состояние

1111п 1,0 0,869 0,863 - 0,866 0,824 Жидк.

11,9 0,982 0,971 - 0,977 0,965 Тверд.

111шСё 2,0 - - 1,095 1,095 1,16 Жидк.

12,0 - - 0,972 0,972 1,032 Тверд.

Предложенные значения анизотропии Яу1у2 хорошо отражают форму нахождения радионуклидов в образцах: рН 1-2 - раствор, а рН 12 - осадок. К тому же значения Яу1+у2, вычисленные по формулам 4.11 и 4.13, очень близки. Интересно заметить, что значения Яу1+у2 и К'у1+у2 слабо зависят от «геометрии» измерения, их значения близи функции угловой корреляции (Рисунок 4.3, Таблица 4.2):

Ч+ъ - № -0°) (417)

Определение распределения In по формам с использованием метода

ОВУК. Были проведены серии экспериментов по изучению гидролиза mIn и его комплексообразования с DTPA. Результаты представлены на Рисунке 4.8. При исследовании гидролиза без DTPA значения Ryi+Y2 хорошо отражают переход от растворимых аквакомплексов In к осадку гидроокиси в области pH 6 (Рисунок 4.8а).

Хорошо видимое на рисунке изменение Ryi+y2 с DTPA в области pH 0—4 отвечает образованию комплексов In-DTPA. Здесь очень важна точка при pH 1, так как известно из данных об электромиграции [5], что здесь не существует комплекса Cd-DTPA даже при более высоких концентрациях DTPA, таким образом мы имеем деле с первичным удержанием. Вывод: не менее 50 % нуклидов inц 1245cd за время порядка 100 нс не успели покинуть окружение материнского радионуклида.

а) б)

Рисунок 4.8. а) Зависимость Ry1+y2 от pH и концентрации DTPA для 111In, концентрация носителя In 10-5 М; б) Подвижность In и Cd в растворах DTPA (C(DTPA) = 3 10-5 M) [5]

Гидролиз 1п изучали при ионной силе ц = 1 и концентрации добавленного изотопного носителя 10-5 М. Результаты измерений представлены на Рисунке 4.9.

•Ф * i 1

У W *

f А

я.* }

Рн

Рисунок 4.9. Зависимость Яу1+у2 для 1111п от рН в водном растворе при комнатной температуре

(Сь = 10-5 М, ц = 1)

Эволюция значений Яу1+у2 отвечает переходам: 1п3+ — 1пОН2+ -о- 1п(ОН)2+ — 1п(ОН)з(тв.) — [1п(ОН)4]-. Используя последовательные константы устойчивости К;, можно выразить RY1+Y2 как функцию от [Н+]:

КУ1+У2

Ып3+ + п1пОН2+ К1 + п1п(ОН)2+ К1К2 + р1п(0Н)з(тЕ) С1п + р1п(ОН)- Сщ К4

КУ1+У2 [Н+^КУ1+У2 [Н+]2 ^ *У1+У2 [И+]3Кд КУ1+У2 [H+]4Ks (418)

1 | К1 | К1К2 + С1п + С1п К4 '

1 + [Н+] + [Н+]2 + [Н+]3Ks + [Н+]%

где Сш - общая концентрация индия, К8 - константа растворимости 1п(ОН)3.

Фитирование экспериментальных данных уравнением 4.18 (Рисунок 4.9) позволило определить ряд констант (Таблица 4.3).

Таблица 4.3. Константы гидроксообразования 1п

1оБК1 1о§К2 ^Кб 1о§К4 Ионная сила ц Данные

Фиксирован - 3,5(7) 7,7(5) - 12,9(9) 1 Наши исследования

- 4,00 - 3,82 5,07 - 9,67 0 [212]

- 5,02 - 4,33 6,60 - 10,0 1 [212]

Значение 1о§К1 = - 5,02 взяли из литературы [212]. Некоторое отличие К2, К8 и К4 от литературными данных является типичным для значений констант, определенных различными методами.

4.1.2 ВУК на 4-х детекторном спектрометре

Проведены исследования на 4-х детекторной установке (Рисунок 4.2б), в большинстве исследований в качестве детекторов использовались кристаллы БаБ2 (ё = 50 мм, 1 = 50 мм).

Исследование ДВУК водных растворов. В подразделе 2.2.1 было отмечено высокое качество радиопрепарата ш1п. Интересно отметить, что по данным Байеса [212] при общей концентрации ниже 10-8 М 1п(ОН)3 уже не может создать собственной твердой фазы. В нашем случае образец при активности порядка

100 кБк и объемом 100-500 мкл имел расчетную концентрацию 1111п порядка 10-10 М (Рисунок 4.10). Действительно, нам удалось добиться динамического характера возмущения (ДинХВ) со значением близким к нулю, но только на подложке из тефлона, при этом лунка выдавливалась шариком. В ампулах из полиэтилена спектр ДВУК показывал статический характер возмущения (СтХВ). Это было обусловлено сорбцией на ампуле. После удаления раствора 90% активности осталось в «пустой» ампуле. Важно, что эти результаты полностью соответствуют идеологии метода сорбции МРФ для бета-источников (3.3.2).

а)

б)

Рисунок 4.10. ДФВ, полученный для раствора 1111п п.с.а. в воде, находящегося на тефлоновой подложке (а) и в полиэтиленовой ампуле (б) [44]

Рисунок 4.11. Дифференциальный спектр ВУК для 111In в растворе DTPA. Обработка по модели ao+aiexp(-^2 t): ао = - 0,050, а1 = - 0,074, ^ = 0,010109 с-1

Также измерили спектр ДВУК для комплекса 111In с DTPA (Рисунок 4.11). Спектр носил ДинХВ, но плохо описывался одной экспонентой. Из обработки по модели а0+а1ехр(-^21) следует, что около 60 % (а1/(а0+а1)) нуклидов 111^l245Cd за время порядка 100 нс не покидают окружение материнского радионуклида.

Провели цикл экспериментов ДВУК 111In и 111mCd в замороженных растворах 0,01М HCl и 0,01 М HNO3. На Рисунке 4.12 представлен ряд спектров.

Рисунок 4.12. Зависимости ДФВ от температуры в замороженных водных растворах НЫОз

(рН 2) для 1111п п.с.а. и п.с.а.

Измерения с 111mCd опровергли гипотезу авторадиолиза для объяснения ДинХВ в замороженных растворах 1111п, так как в случае конверсии какого-либо из каскадных гамма-квантов изомера, данный нуклид выпадает из ансамбля измеряемых ядер. ДинХВ в замороженных растворах объяснили подвижностью протонов во льду [213]. Из данных ДВУК (Рисунок 4.13) определили энергию активации движения протонов во льду Еа = 0,35(1) эВ.

0.100 г

о

О)

о

^ о.ою ■ 0.001 ■

0.0040 0.0044 0.0048 0.0052

1П, [К"1]

Рисунок 4.13. Зависимость Х2 в замороженных водных растворах НЫ03 (рН 2) от температуры

для 1111п п.с.а.

Исследования ИВУК. С помощью изучения ИВУК водно-метанольных растворов 1111п удалось доказать, что в общем случае ИФВ не изменяется параллельно с макроскопической вязкостью (Рисунок 4.14). Данный ход зависимости можно попытаться объяснить в том общем ключе, что флуктуация ГЭП в жидкости объясняется не только вращательной подвижностью молекулы, но и подвижностью внешних зарядов и ионов. Но при большой концентрации органической фазы уменьшается специфичная подвижность протонов в системе.

Провели серию экспериментов по исследованию кинетики образования комплексов 1п-ООТЛ. Одна из зависимостей А202р2 от времени показана на Рисунке 4.15а. Сам факт зависимости G2 от времени уже показывает, что значительная доля 111^l245Cd за время порядка 100 нс не успевает покинуть окружение материнского радионуклида. Представленная зависимость ^кф,набл от

рН (Рисунок 4.15б) имеет линейный характер с коэффициентом пропорциональности 1,86. Это свидетельствует о том, что In3+ взаимодействует в таких растворах прежде всего с формой Н2ВОТЛ2' так как ее концентрация обратно пропорциональна квадрату концентрации ионов водорода. Это новые данные о кинетике взаимодействия In с DOTA.

Рисунок 4.14. Зависимость ИФВ 111In и макроскопической вязкости ц от состава смеси

а)

б)

Рисунок 4.15. Зависимость ИФВ 111In n.c.a. от времени в водном растворе при комнатной температуре (NaCl, ц=1, Cdota=10-5 М, рН 3,02) (а) и зависимость 1о§кф,набл от рН (кф,набл., [с-1]) (б), активность образцов около 100 кБк, 111In n.c.a., объем образцов 500 мкл, ионная сила р=1 (HCl, NaCl) и Cdota=10-5 М

4.2 Метод разделения нуклидов при локальном авторадиолизе

Для ядерных изомеров или близких по реакционной способности элементов (лантаноидов) организовать химическую схему генераторного разделения сложно. Однако «бурные» процессы в локации распада материнского радионуклида -локальный авторадиолиз - могут позволить организовать генератор. Есть несколько генераторных пар радиолантаноидов и ядерных изомеров [107]. При распаде 140Nd (EC 100%, T1/2 = 3,37 д) образуется короткоживущий позитронный излучатель 140Pr (EC 51%; ß+ 49%, Emax = 2,4МэВ, Тш = 3,39 мин). Пара 140Nd—140Pr может быть использована в качестве генератора радионуклидов или в качестве генераторной системы in vivo для ПЭТ [214,215]. Физико-химические процессы, происходящие после радиоактивного распада, могут позволить получить дочерний радионуклид в отделяемой форме. В прототипе, для генераторной пары 140Nd—140Pr [216] материнский радионуклид адсорбировался в виде комплекса DTPA на анионите (Dowex 1).

Мы изучали локальный аторадиолиз по выходу 140Pr(III), образующегося после электронного захвата 140Nd-DOTA. Также мы разработали эффективную систему генератора 140Nd—140Pr, на основе физико-химических переходов в комплексе подобного типа. DOTA обладает превосходной термодинамической стабильностью и кинетической инертностью для комплексов металлов особенно с трехвалентными лантаноидами [217]. 140Nd получали на ускорителях в Юлихе по двум реакциям: 140Ce(3He, 3n)140Nd облучением природной смеси изотопов (E = 35—20 МэВ) и 141Pr(p, 2n)140Nd облучением природного моноизотопного празеодима (E = 30—^15 MeV). Детали облучения и выделения описаны в нашей работе [47]. Для разделения использовалась катионообменная хроматография в среде а-оксиизобутирата аммония, в качестве мишеней использовались: 500 мг CeO2 (99,999%, Sigma Aldrich) и 200 мг Pr2O3 (99,999%, Sigma Aldrich).

Исследование локального авторадиолиза водных растворов комплексов DOTA-140Nd/140Pr. После очистки на катионите 140Nd был получен в объеме ~ 100

мкл 0,29-0,30 М а-оксиизобутирата аммония. В раствор разбавляли 300 мкл H2O и добавляли около 2 нмоль DOTA и проводили процедуру мечения при температуре близкой к температуре кипения воды. Для определения выхода 140Pr(III) из комплекса с DOTA, полученный раствор металлокомплексов с активностью около 1 МБк пропускали через катионитную колонку при комнатной температуре. Накопление 140Pr в элюированной фракции 140Nd исследовали на HPGe детекторе с использованием аннигиляционного пика 511 кэВ, связанного с распадом 140Pr. Измерения проводились сериями по 25 с. Результат одного из элюирований показан на Рисунке 4.16.

Рисунок 4.16. Накопление 140Рг в элюате 140Кё—ООТЛ после разделения 140Рг на микрохроматографической колонке. Сплошная линия показывает фитирование экспериментальных данных в соответствии с уравнением 4.19

Данные можно описать следующей формулой:

А(140Рг ) = Ç + (A(140Nd) - 0(1 - e-x(140pr»), (4.19)

где £ - проскок 140Pr в процентах, A(140Nd) - начальная активность 140Nd в системе, ^(140Pr) = 3,410-3 с-1.

£ отражает долю радионуклида 140Pr в комплексе с DOTA, нужно учитывать, что обмен Nd—Pr затруднен из-за «медленной» кинетики комплекса 140Nd-DOTA. Обработка данных (сплошная линия на Рисунке 4.16) с уравнением (6.20) приводит к £ = 0,2(2)%, (R2 = 0,9981). Так как ошибка составила 5%, можно сделать вывод, что более 95% дочерних атомов 140Pr после электронного распада выходит из комплекса материнского 140Nd с DOTA (водный раствор).

Радионуклидный генератор 140Nd^140Pr на основе локального аторадиолиза. Пептиды, конъюгированные с DOTA, например, DOTATOC (Рисунок 4.1) и их комплексы с металлами хорошо адсорбируются на гидрофобном сорбенте. При этом катионы можно периодически элюировать с подобной колонки. В нашем случае мы сорбировали пептидный комплекс на картридже С18 (30 мг сорбента) (Рисунок 4.17а). Генераторная колонка может работать со стандартными одноразовыми шприцами. Элюирование 1 мл раствора занимает порядка 10 секунд. Если пропускать раствор 10-3 М DTPA, то получали раствор, в котором активность (Рисунок 4.17б) падала по следующему закону:

А( 140Pr ) = ZA(140Nd) • e-x(140pr*), (4.20)

где Z - выход 140Pr в процентах.

Время, [с]

а) б)

Рисунок 4.17. а) Генераторная система 140Nd^-140Pr, основанная на С18 (30 мг). Материнский радионуклид 140Nd (2 МБк) нанесен на картридж в форме комплекса с DOTATOC; б) Распад 140Pr в элюированной фракции (1 мл 10-3 М раствора DTPA). Сплошной линией показано распад 140Pr, расчитанный с помощью уравнения 4.19

Фитирование экспериментальных данных показывает Z = 0,97(7) (R2 = 0,9997). Ошибка (время элюирования) составляла не более 3-5%. В общем выход элюирования зависел от вида и концентрации комплексона (Рисунок 4.18). Важно подчеркнуть еще одну деталь. Проскок материнского радионуклида был пропорционален его же активности (Рисунок 4.19) и «времени накопления проскока» (время между элюированиями мы фиксировали 30 мин.). В общем это можно объяснить процессами авторадиолиза вызванными излучениями радионуклидов в генераторе. Исходя из наших данных, мы оценили константу подобного авторадиолиза при нашей геометрии K*r= 4,9(9)10-6 МБк-1 ч-1. При активности 140Nd около 1 ГБк и, времени накопления 1 час, проскок материнского 140Nd составит около 5 МБк.

-log [L]

Рисунок 4.18. Выход 140Pr в растворах DTPA (круги); цитрата (треугольники); нитрилотриуксусной кислоты NTA (квадраты) в зависимости от концентрации лиганда L (обьем элюата V = 1 мл)

Это подчеркивает применимость подобных систем прежде всего для случаев, когда дочерний радионуклид короткоживущий. В противном случае нужно тщательно работать над устройством генератора с целью минимизации «плотности самооблучения» веществ в генераторе. Полученные данные подчеркивают необходимость представлений о модели физико-химической организации радионуклидного источника, и уже дают количественную оценку протекающих процессов.

Рисунок 4.19. Коэффициенты авторадиолиза Кг [ч в зависимости от времени (наблюдаемые с момента нанесения на генератор); сплошной линией показан распад

4.3 Метод Сцилларда - Чалмерса

Эффект Сцилларда - Чалмерса обсуждается во многих статьях [218-221]. Он рассматривается как способ повышения удельной активности радионуклидов, производящихся по (n, у) и (у, n,) ядерным реакциям. В простом рассмотрении мы имеем мишенный изотоп Х и целевой изотоп Y. При реализации методики эти изотопы будут находиться в исходной физико-химической форме материнского изотопа X'(Y'), либо в отделимой форме Y''(X''). Идеальный вариант метода если разделять Х и Y . Однако на практике облучение целевого изотопа обуславливает присутствие в системе всех форм: Х ' , X ' ', Y' и Y' '. Мы применили эффект Сциларда - Чалмерса для увеличения удельной активности 166Ho, образующегося в реакции (n, у). Эксперименты описаны в нашей работе [48]. В качестве мишени использовали 165Ho-DOTA. 166Ho отделяется в виде катионной формы Ho(III) на катионитной колонке после облучения на реакторе TRIGA II (Германия, г. Майнц).

Синтез комплекса Но-DOTA. Для у-контроля 165Ho предварительно облучали на реакторе. Для приготовления комплексов K[Ho-DOTA] 10 мл водного раствора 165/166Ho(NO3)3 (60 мг Ho) смешивали со 122 мг DOTA, обеспечивая молярное соотношение 6:5, соответственно. Около 1 ммоль КОН добавляли до достижения pH ~ 6. Смесь выдерживали при 980С в течение 30 мин. Отделение [Ho-DOTA]- от незакомплексованного Ho(III) проводили на хроматографической колонке размером 8^140 мм, заполненный катионитом AG 50W*8, 200-400 меш, в К-форме. Свободный 166/165Ho(III) количественно сорбировался смолой, а комплекс 166/165Ho-DOTA получали в элюате. Активность 166Ho (T1/2 = 26,824 ч) в полученных фракциях анализировали методом у-спектрометрии с использованием HPGe детектора. Перед облучением водный раствор K[165Ho-DOTA](1 мг Но) упаривали в полиэтиленовой капсуле при температуре менее 100 °С. Облучения проводились в центре TRIGA II при потоке

нейтронов 4 1012 н/см2с, температура ~ 21 °С, при разных периодах облучения 0,5-6 ч, в результате получали 10-120 МБк 166Ho.

Разделение 166H и 165Ho. Облученные образцы растворяли в 3 мл воды и разделяли на хроматографической колонке размером 4^50 мм, заполненной катионитом AG 50W*8, minus 400 меш, в МН4+-форме. Закомплексованный гольмий [165/166Ho-DOTA] проходил через колонку, катионные формы 166/165Ho(III) элюировании с колонки раствором 0,20 М а-оксиизобутирата аммония. Количественное распределение активности определяли методом у-спектрометрии с использованием HPGe детектора. Для определения количества стабильного 165Ho в катионной фракции 166/165Ho, полученной по методу Сциларда - Чалмерса, выпаривали аликвоты фракций 166/165Ho(III). Затем не менее чем через 10 периодов полураспада 166Ho их облучали в тех же условиях, что и исходный материал.

Модель процесса. Если пренебречь выгоранием ядер мишени, то скорость

накопления радионуклидов в ходе ядерной реакции можно записать

дифференциальным уравнением:

dN * (4.21)

-— = а • Ф • N - ^ 7

dt

где а - сечение реакции, Ф - плотность потока нейтронов, N - число ядер мишени, N - число радиоактивных ядер, X - константа распада радионуклида. При решении данного уравнения мы получаем аналог уравнения 1.23:

-k = N.(t)= . (1 - e-u). (4 22)

Удобно знать отношение радиоактивных ядер к стабильным, в нашем случае:

S(t)= = ^. (1 - e^. (4 23)

Значение при насыщении (^ю) равно:

_ _ °_Ф (4.24)

_ X ■

Скорость получения радиоактивных ядер, образующихся в отделяемой форме (166Ио(Ш)) можно описать дифференциальным уравнением:

(4.25)

_ о • Ф -N(1 - Я) - Щ ^ }

"от,

где - число ядер радионуклида (166Но), в отделяемой форме (Но(111)), Я (удержание) - доля радиоактивных ядер в форме комплекса [Ио-£>ОТА], либо остающихся в комплексе - «первичное удержание», либо возвращающихся в результате химических процессов после выхода - «вторичное удержание».

Радиолиз комплекса мишенного изотопа (К[165Ио-ООГА]), приводящий к образованию отделяемой формы (165Ио(Ш)), можно описать уравнением:

^от Л , м (4.26)

_ Ф • кр • N

где Кот - число ядер мишенного изотопа (165Но), образующегося в отделяемой форме (Но(111)), кр - константа радиолиза. Решения уравнений 4.23 и 4.24:

о • Ф -N(1 - Я), _ (4 27)

^т(t) _-X-1 (1 - е-^) ( )

Nот(t) _ N(1 - е-Ф'^) (4.28)

И отношение радиоактивных ядер к стабильным в отделимой форме равно:

с т = = а • Ф-(1 - Я 1 - е-^ (4.29)

Ьот (t) Noт(t) X -1 - e-ф•kрt

Какая-то доля мишенного изотопа (165Но) - в - находится в мишени в отделяемой форме (Но(111)) до облучения (тепловой выход во время хранения, неполное отделение при приготовления мишени и т.п.), в результате отношение радиоактивных ядер к стабильным в отделимой форме равно:

с ^ = N0^ = а • Ф -(1 - Я) 1 - е-^ (4.30)

Ь°т(д ^т(t) X - в + 1 - е-ф'^

На практике будет важен коэффициент обогащения - у, показывающий насколько удалось улучшить удельную активность в результате эффекта Сциларда - Чалмерса относительно того, если бы мы просто облучали изотоп:

Б'°т(0 1 - Я (4.31)

У =

в + 1 - е-ф-^

Из уравнений 4.21-4.31 следует, что процесс Сциларда - Чалмерса эффективен, если скорость радиолиза материала мишени ниже скорости радиоактивного распада радионуклида, т.е. (Фкр<Х). Из чего следует, что метод продуктивен для производства короткоживущих радионуклидов, и к сожалению, для ограниченных условий облучения - низкие нейтронные потоки и/или ограниченный период облучения (Рисунок 4.20). Измеренные нами значения у и (1-Я) приведены в Таблице 4.4. Эти данные можно построить на графике (Рисунок 4.21). Они хорошо фитируются уравнением 4.31, откуда найдены значения кр = 7,5(1,5)-10-19 см2 ив = 4(1)10-3. Видно, что экспериментальные данные неплохо следуют модели.

О 75 150 225 300

Время облучении, |ч|

Рисунок 4.20. S*sc отношение радиоактивных ядер после эффекта Сциларда-Чалмерса к стабильным ядрам мишени в отделяемой форме, рассчитанные для разных значений отношения (1-Я)Фкр/ X. Кривая (1) изображена с учетом уравнения 4.23; значения S*sc для кривых (2, 3, 2', 3') рассчитаны с помощью уравнения 4.29 - при R = 0 и Фкр = 2X кривой (2), и R = 0 Фкр = 0,33X для кривой (3); кривые (2') и (3') изображены с учетом 50 % удержания при R = 0.5 и Фкр = 2X и Фкр = 0,33X, соответвенно; кривая (3'') представлена с учетом фактора очистки от материала мишени равной у=20 и уравнения 4.30 при R = 0 Фкр = 0,33X. Ось Y линейна

Таблица 4.4 Экспериментально полученные коэффициенты обогащения у и удержания R 166Ho(III) при различных временах облучения комплекса 165Ho-DOTA (реактор TRIGA II в г. Майнц, поток тепловых нейтронов 4 -1012 н/см2с)

Время Флюенс, Фактор R, [%]

облучения, [ч] [нейтрон/см2] обогащения у

0,5 7,2-1015 90,0 13,2

1 1,41016 50,6 24,5

2 2,91016 31,1 11,3

4 5,81016 21,5 18,0

6 8,61016 7,3 10,3

o-l---------

0 2 4 6 8 10

Время облучения, |ч|

Рисунок 4.21. Экспериментально полученные значения у/(1-Я) для различных периодов облучения (Таблица 4.4); сплошной линией показано фитирование по уравнению 4.31

Экспериментально полученное сечение значения разложения kp ~ 750000 барн значительно превышает сумму сечений для всех (n, x) реакций на ядрах, входящих в состав лиганда, то есть комплекса Ho-DOTA (для DOTA = C16H24N4O8 Sa составляет 15,6 барн). Это отражает интенсивное взаимодействие комплекса со вторичным излучением. Гамма, рентгеновское, бета и др. облучение в активной зоне реактора могут привести к разложению органической составляющей целевого комплекса и, следовательно, к высвобождению формы 165Ho(III). Значение в = 0,4 % свидетельствует о хорошем качестве приготовления мишени, а значение R ~ 10-20 %, не скоррелированное со временем облучения, свидетельствует об удержании по первичному механизму.

4.4 Выводы к главе 4

Краеугольной проблематикой в данной главе является изучение физико-химической организации в окружении ядра зонда металлокомплексов с медленной кинетикой для случаев, когда центральным атомом является радионуклид.

Во-первых, метод ВУК показал себя уникальным инструментом для изучения металлокомплексов с медленной кинетикой с использованием ядер зондов 111In и

111mCd. Методами ДВУК и ИВУК доказано, что после электронного захвата в 111In, входящего в комплекс с DTPA, более 50 процентов атомов дочернего 111ц l245Cd за время порядка 100 нс не покидают окружение материнского радионуклида. Методом ИВУК определены кинетические константы взаимодействия 111In с DOTA, определен механизм взаимодействия с ее дважды депротонированной формой, показано, что после распада 111In, входящего в комплекс с DOTA, очень значительная доля 111^l245Cd за время порядка 100 нс находится в окружение материнского радионуклида. В обоих случаях мы говорим о первичном удержании дочернего радионуклида, а не о вторичном возвращении в комплекс.

Во-вторых, метод ВУК показал себя подходящим инструментом для изучения физико-химической организации водных растворов в целом, а также для изучения форм радионуклидов. Объяснен механизм ДинХВ в водно-органических смесях и во льде флуктуацией электрических полей за счет специфичной подвижности протонов, дана оценка энергии активации этого движения в водных средах (Ea = 0,35 эВ). Показано на примере радиопрепарата 111In с высочайшей удельной активностью, что при концентрациях ниже определенного предела (порядка 10- 8 М для индия) нейтральная форма комплекса металла может сорбироваться на подходящих поверхностях - полиэтилен, но может оставаться и в растворе - тефлоновая подложка. Вскрыт механизм сорбции, который используется при разработке метода приготовления источников для ЭСРР -сорбция МРФ.

В-третьих, разработан радионуклидный генератор 140Nd^140Pr, основанный на постэффектах радиоактивного распада (локальном авторадиолизе) в металлокомплексах с медленной кинетикой. В качестве основы послужил пептид, связанный с «медленным» хелатором - DOTATOC. При эксплуатации данного генератора, а также из отдельных опытов с DOTA показано, что более 95% дочернего 140Pr высвобождается из комплекса материнского радионуклида -140Nd-DOTATOC или 140Nd-DOTA. На основании разработанной модели показано, что использование подобного генератора несколько ограничивается радиолизом комплекса материнского радионуклида - 140Nd- DOTATOC - пропорционального

активности генератора. Константа авторадиолиза при нашей геометрии (50 мг сорбента) составила K*r = 4,9(9)10-6 МБк-1 ч-1. Успешное функционирование подобных генераторов, поэтому, требует возможной минимизации удельной активности препарата в расчете на вещество сорбента генератора.

В-четвертых, протестирован эффект Сцилларда - Чалмерса для повышения удельной активности радионуклидов, производящихся на ядерных реакторах, за счет использования макроциклических хелаторов с «медленной» кинетикой. Концепция успешно применена для получения 166Ho посредством (n, у)-ядерной реакции на реакторе TRIGA II в г. Майнц (Ф = 4 1012 н/см2с). Математическая модель успешно отработана с учетом радиолиза металлокомплекса K[165Ho-DOTA] в полях излучений ядерного реактора. Определена константа радиолиза кр = 750000 барн. Впервые количественно описано взаимодействие металлокомплекса с полем излучения ядерного реактора. Поскольку Фкр для облучения на реакторе TRIGA II оказалось меньше постоянной распада 166Ho, то достигнутая As 166Ho - 2 ТБк/г при облучении комплекса 165Ho с DOTA выше, чем теоретически достижимое значение при облучении обычного материала (0,9 ТБк/г), и значительно выше практически достижимого (128 ГБк/г), так как ограничение времени облучения на этом реакторе составляет 6 часов.

В-пятых, Z дочерних продуктов распада 111Cd (V период) равно 48, а 140Pr -59 (VI период), что в общем способствует более «интенсивному» протеканию оже-процессов в случае празеодима. Однако в случае электронного захвата в 111In (DTPA, DOTA) 50-70% дочерних атомов остается в окружении «матери», а в случае электронного захвата в 140Nd (DOTA, DOTANOC) практически все дочерние атомы покидают окружение материнского радионуклида. Представляется, что за такое положение дел хотя бы отчасти отвечают f-электроны, которые есть у празеодима, но нет у кадмия. Можно напомнить, что «атомно-структурный сдвиг» оже-электронов (3 глава) также кардинально разнится для атомов с f-подоболочкой.

Представленные в главе результаты отражены в работах [5,44-48].

ГЛАВА 5. Методы получения радиопрепаратов и синтеза радиофармпрепаратов для ядерной медицины

Данная глава посвящена получению радиопрепаратов с целью производства радиофармпрепаратов (РФП). Методики их синтеза должны носить рутинный характер: быть эффективными, но простыми, надежно воспроизводимыми обученным персоналом. Препарат должен обладать набором всех «чистот», описанным в подразделе 1.1.3 и активностью обычно существенно выше 100 МБк. Обобщающим фактором главы является применение получаемых радионуклидов для тераностики 3-х валентных элементов: 68Оа, 44Бс, 86У - для ПЭТ-диагностики, 225Ас - для а-терапии. Кроме этого, существенную роль в данной главе играет тот факт, что первые 3 радионуклида нарабатываются генераторным способом, особо эффективным для целей получения РФП.

5.1 Генераторный способ выделения радионуклидов

Если материнский радионуклид живет дольше дочернего - то становится возможным классический генераторный способ получения радионуклидов. Создается химическая система, когда дочерний нуклид периодически отделяется от материнского и используется для приготовления источников и РФП. Через время, в основном определяемое периодом полураспада дочернего нуклида (Тш(Д)) в генераторе, восстанавливается динамическое равновесие и дочерний радионуклид можно выделять вновь. «Время жизни» генератора определяется периодом полураспада материнского радионуклида (Т1/2(М)). Для оценки генераторов можно использовать отношение их периодов, назвав эту величину кратностью радионуклидного генератора Кген:

к ге" -ТМД) ■ (51)

Кген характеризует приблизительное число эффективных «элюирований» радиопрепарата дочернего радионуклида из генератора. Если нужно выдержать порядка 1000 однотипных разделений, то необходимы факторы разделений более 104. При такой постановке задачи динамический характер организации генератора в виде колонки на первый взгляд не эффективен. Пытаются подобрать системы с максимальными коэффициентами разделения в соответствии с Кген: К^/К^ > 10Кген, при К2 < 3. Возникающие при этом проблемы с химическим выходом дочернего радионуклида, проскоком материнского, формой и чистотой элюента, до сих пор актуальные темы оптимизации. В ряде случаев проводились комплексные разделения на колонках, с последующей сложной регенерацией материнского радионуклида [222,223]. Было бы интересно использовать для радионуклидных генераторов всю мощь хроматографических методов разделений, колонок со значимым числом теоретических тарелок N [154]. Но, при этом, чтобы соблюдалась локальная зона нахождения материнского радионуклида. Поставленную задачу может решить реверсная схема генератора (Рисунок 5.1).

2

Прямое направление

Смола

Реверсное направление

4

1

3

5

Рисунок 5.1. Реверсная схема работы генератора [5]. 1 - шприц, 2 - реверсно-накопительный резервуар, 3 - хроматографическая колонка со смолой, 4 - сосуд с раствором для элюирования, 5 - пробирка для препарата

Для удержания зоны материнского радионуклида элюирующий раствор вначале пропускают через колонку в обратном направлении и собирают в промежуточном объеме. После накопления дочернего радионуклида его можно проэлюировать из колонки тем же раствором из данного промежуточного объема. Операцию с пропусканием растворов подобным способом можно повторять. В такой конфигурации мы имеем главный выигрыш в том, что элюирущий раствор проходит через колонку одинаковое количество раз в прямом и обратном направлениях, что позволяет центру зоны нанесения материнского радионуклида оставаться на месте. Таким образом стало возможным резко увеличить «время жизни» химико-инструментальной схемы генератора. С такой схемой очень неплохо сочетается тандемная схема - для кондиционирования препарата дочернего радионуклида [5,56,224].

5.2 Синтез радиофармпрепаратов 68Ga на основе радиопрепаратов из коммерческого генератора 68Ge^68Ga

Подробно синтез радиофармпрепаратов на основе генераторного 68Ga (T1/2 = 67,71 мин) описан в нашей статье [10]. При разработке данной методики использовались: коммерческий генератор 68Ge^68Ga (АО «В/П Изотоп», г. Обнинск) с маркировкой «не для медицинского применения»; пептид DOTATOC (Рисунок 4.1), который в комплексе с 68Ga используется для диагностики раковых заболевания нейроэндокринной системы. Вопрос стоял о разработке эффективной рутинной методики для ядерной медицины. 68Ga достаточно короткоживущий радионуклид, из генератора он элюировался в 10 мл 0,1 М HCl. Для мечения хелатором с медленной кинетикой при количестве порядка 10 нмоль это был слишком большой объем, кислота блокирует комплексообразование с DOTA. Использование буфера для такого ее количества привносит много загрязнений конкурентов для мечения Ga(III) - многовалентных катионов. Кроме того, элюат содержал примеси близкого по свойствам галлию железа, дочернего цинка, примесь материнского 68Ge (T1/2 = 270,93 д) и другие

примеси. Поэтому использовать элюат 68Ga из коммерческого генератора непосредственно для мечения нецелесообразно. Необходимо дополнительно очистить 68Ga и приготовить его раствор удобный для мечения. Для этого эффективно использовать дополнительную катионообменную колонку.

Распределение ряда элементов на сорбционных материалах. Было проведено исследование распределения Ge(IV), Ga(III), Fe(III), Zn(II) и Ti(IV) на колонке для микрохроматографии со катинообменной смолой (50 мг, AG 50W*8, minus 400 меш) в среде ацетон / соляная кислота. Количество Ge и Ga оценивали по активности на кюриметре (вначале 68Ga, через двое суток 68Ge), количество Fe, Ti и Zn - с помощью метода МС-ИСП, при этом небольшие их количества добавляли в элюент перед элюированием генератора. Результаты приведены в Таблице 5.1.

Таблица 5.1. Относительное распределение Ga, Ge, Zn, Ti и Fe на колонке (50 мг, AG 50W*8, minus 400 меш) в среде ацетон / соляная кислота

Объём Этап Элюент Относительное распределение (%)

Ga (III) Ge (IV) Zn (II) Ti (IV) Fe (III)

Серия

7 мл Элюирование генератора 0,10 M HCl 0,19 98,14 0,61 5,34 0,45

5 мл Очистка 80% ацетон / 0,10 M HCl 0,58 1,83 99,39 2,68 53,75

0.4 мл Элюирование Ga(III) 97,6% ацетон / 0,05 M HCl 98,50 210-2 5 10-2 5 10-2 43,54

1 мл Промывка 4 M HCl 0,53 610-3 <10-3 90,92 2,01