Приборы и техника эксперимента, 2022, № 6, стр. 33-37

ВВЕДЕНИЕ

В настоящее время в ряде публикаций обсуждается новый подход к терапии онкологических заболеваний. Этот подход основан на применении модульных нанотранспортеров (МНТ) [1], синтезируемых на основе полипептидной платформы и способных доставлять в ядро раковой клетки терапевтические радионуклиды “ближнего действия”. Нагружая МНТ радионуклидами “ближнего действия”, можно эффективно уничтожать как отдельные раковые клетки, так и микрометастазы, не выявляемые современными диагностическими методами, при этом практически не оказывая негативного цитотоксического действия на здоровые клетки и ткани. Указанная технология может применяться как после хирургического вмешательства, так и после химиотерапии в качестве финишной терапевтической процедуры, направленной на исключение рецидива появления рака.

В качестве терапевтических радионуклидов “ближнего действия” в тандеме с МНТ предлагается использовать эмиттеры оже-электронов [2]. Оже-электроны имеют малый пробег и высокую удельную линейную потерю энергии. Они способны повреждать клетки в пределах нескольких десятков нанометров, не оказывая цитотоксического действия на больших расстояниях. Одним из наиболее перспективных эмиттеров оже-электронов для иммунотерапии считается ^103mRh [3]. Он имеет наименьшее отношение количества испускаемых γ-квантов к количеству электронов и может быть получен генераторным способом. Предшественником ^103mRh (T_1/2 = 56.1 мин) в генераторе является радионуклид ¹⁰³Ru (T_1/2 = 39.274 сут). Одним из способов получения ¹⁰³Ru на циклотроне У-150 НИЦ “Курчатовский институт” может быть реакция ¹⁰⁰Mo(⁴He, n + p)¹⁰³Ru. Экспериментальные данные о кумулятивном выходе ¹⁰³Ru в реакции ¹⁰⁰Mo(⁴He, n + p)¹⁰³Ru в литературе отсутствуют. С целью уточнения эффективности получения ¹⁰³Ru по этой реакции в работе измерен кумулятивный выход ¹⁰³Ru при облучении мишени из ¹⁰⁰MoO₃ ядрами ⁴He с энергией 60.3 МэВ.

Извлечение ¹⁰³Ru из облученной ¹⁰⁰MoO₃ мишени проводили с помощью разработанной газотермической методики. Для реализации методики была изготовлена экспериментальная установка. В установке применены конструктивные элементы и подобраны температурные режимы, обеспечивающие газификацию мишени и практически полное отделение ¹⁰³Ru от ¹⁰⁰MoO₃-матрицы.

ИЗМЕРЕНИЕ КУМУЛЯТИВНОГО ВЫХОДА ¹⁰³Ru В РЕАКЦИИ ¹⁰⁰Mo(⁴He, n + p)¹⁰³Ru

Выход радиоизотопа ¹⁰³Ru определяли с использованием активационной методики. Мишень в форме диска диаметром 8 мм и толщиной 3 мм из порошка MoO₃ с молибденом, обогащенным по изотопу ¹⁰⁰Mo до 99.7%, упаковывали в мишенное устройство, имеющее на входе пучка окно из алюминиевой фольги толщиной 100 мкм. Мишенное устройство устанавливали в камеру циклотрона У-150 НИЦ “Курчатовский институт” и облучали ядрами ⁴He током ≈0.15 мкА до достижения суммарного заряда ≈0.3 мкА ⋅ ч. Мишень имела насыпную плотность 2.0 г/см³, определяемую взвешиванием. Энергия ядер ⁴He на входе в ¹⁰⁰MoO₃-мишень составляла 60.3 МэВ. Пробег ядер ⁴He, рассчитанный по программе SRIM [4], укладывался в толщину мишени. Во время облучения с помощью специального интегрирующего прибора регистрировали суммарный заряд ядер, падающих на облучаемую мишень. Энергия ускоренных ядер задавалась параметрами циклотрона.

После облучения и примерно трех суток выдержки определяли активность радионуклида ¹⁰³Ru по пику полного поглощения γ-квантов по линии E_γ = 497.085 кэВ (К_γ = 91%) [5]. Измерения проводили с помощью γ-спектрометра фирмы ORTEC GEM 35P4 (США) с детектором из сверхчистого германия объемом ~100 см³. Мишени во время измерений устанавливали на расстоянии 40 см от торцевой поверхности детектора. При измерениях активности мертвое время спектрометра не превышало 5%. Энергетическую зависимость эффективности регистрации γ-квантов детектором определяли экспериментально с помощью образцовых спектрометрических γ-источников из комплекта ОСГИ. Время измерения аппаратурных γ-спектров составляло 1 ч. Активность мишени измеряли несколько раз в течение периода полураспада ¹⁰³Ru.

Выход радиоизотопа ¹⁰³Ru определяли по формуле

где V, Бк/(мкА ⋅ ч) – выход радиоизотопа ¹⁰³Ru; A, Бк – активность радиоизотопа ¹⁰³Ru в мишени, приведенная к концу облучения; Z₁, отн. ед. – показание интегратора тока, соответствующее заряду 1 мкА ⋅ ч; λ, с^–1 – постоянная распада ¹⁰³Ru; Т₁, с – время облучения, равное 1 ч; Z₂, отн. ед. – показание интегратора тока за время облучения; T₂, с – фактическое время облучения мишени.

Полученная в эксперименте величина кумулятивного выхода радиоизотопа ¹⁰³Ru составила (4.93 ± 0.84) ⋅ 10⁴ Бк/(мкА ⋅ ч). Погрешность измеренного выхода равнялась 17% при доверительной вероятности 68%. Учтенными составляющими погрешности являлись: погрешность определения эффективности детектора, погрешность определения площади пика полного поглощения γ-квантов в аппаратурном спектре и погрешность квантового выхода.

ТЕХНИКА ГАЗОТЕРМИЧЕСКОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ ¹⁰³Ru ИЗ ¹⁰⁰MoO₃-МИШЕНИ

Разработанная методика газотермического извлечения ¹⁰³Ru из облученной на циклотроне ¹⁰⁰MoO₃-мишени основана на значительном различии летучести MoO₃ и окислов Ru. На рис. 1 представлены сравнительные данные зависимости давления паров MoO₃ [6] и парциальных давлений RuO₃, RuO₄ [7, 8] над RuO₂ в атмосфере кислорода от температуры. Согласно рис. 1, парциальные давления паров MoO₃ и окислов рутения в сопоставимых температурных диапазонах различаются на несколько порядков.

Для реализации методики разделения ¹⁰⁰MoO₃ и окислов рутения была создана установка, схема которой представлена на рис. 2. Вакуумирование установки осуществляли с помощью форвакуумного насоса 10, а заполнение кислородом – из баллона 1 с помощью редуктора 16. Центральными элементами установки являются две коаксиальные кварцевые ампулы 4 и 5, подключаемые к газовому стенду, и тигель 7 с облученным порошком ¹⁰⁰MoO₃. Подсоединение внешней кварцевой ампулы 4 к газовому стенду осуществляли с использованием вакуумного уплотнения через переходник из алюминиевого сплава Д16. Один конец переходника был приклеен к ампуле эпоксидной смолой ЭД-6, а другой – подсоединен к фланцам стенда с использованием прокладок. Такое устройство упрощает процесс герметизации, поскольку допускает менее жесткие требования к качеству кварцевой ампулы (к степени ее эллипсности, шероховатости поверхности) и снижает опасность раскалывания ампулы в процессе уплотнения. Вакуум или необходимое давление O₂ в ампуле 4 поддерживали при различных температурных режимах, обеспечиваемых термостатом-нагревателем 6.

В процессе отработки методики было замечено, что после вакуумной возгонки ¹⁰⁰MoO₃ при 700°С на стенках тигля появлялся черный налет ¹⁰⁰MoO₂, по весу составляющий ≈1% от исходного веса ¹⁰⁰MoO₃.

Согласно [9, 10], причиной появления MoO₂ является содержание в MoO₃ некоторой доли низших оксидов: Mo₂O₅, Mo₄O₁₁, Mo₅O₁₄, которые при возгонке MoO₃ в вакууме диспропорционируют по схеме Mo₂O₅(тв.) ↔ MoO₃(газ) + MoO₂(тв.), Mo₄O₁₁(тв.) ↔ (MoO₃)₃(газ) + MoO₂(тв.), оставляя в этих условиях MoO₂ в твердом (тв.) состоянии.

Поэтому после удаления основной массы ¹⁰⁰MoO₃ нам понадобилась дополнительная технологическая операция для газификации остаточного ¹⁰⁰MoO₂.

Принимая во внимание вышесказанное, разработанная методика извлечения ¹⁰³Ru состояла из последовательности трех технологических операций, реализуемых в три этапа. Рис. 3 иллюстрирует полученные результаты на каждом из трех этапов.

На первом этапе проводилась отгонка ¹⁰⁰МоО₃ в вакууме при температуре 700°С. Для этого в тигель 7 загружали облученный порошок ¹⁰⁰МоО₃ массой 113 мг. После этого тигель опускали во внутреннюю ампулу 5, которую в свою очередь помещали во внешнюю ампулу 4. После герметизации ампулу 4 подсоединяли к вакуумному стенду, погрузив в термостат-нагреватель 6 на глубину 10 см. Вакуумирование проводили с помощью форвакуумного насоса 10  до давления ≈2 ‧ 10^–2 мм рт. ст. Затем на термостат-нагреватель подавали напряжение и в течение 45 мин поднимали температуру до 700°С, поддерживая это значение в течение 20 мин. ¹⁰⁰МоО₃ сублимировался и осаждался на стенках ампулы 5. По окончании процесса сублимации снимали термостат-нагреватель, охлаждали систему и извлекали внутреннюю ампулу и тигель. Взвешивали тигель и ампулу 5 для подведения баланса масс. Контроль активности ¹⁰³Ru в тигле до и после технологической операции проводили по относительной интенсивности γ-линии ¹⁰³Ru 497.08 кэВ. Установлено, что на первом этапе было удалено из тигля не менее 99% массы ¹⁰⁰MoO₃, но при этом активность ¹⁰³Ru в тигле не изменилась. Однако на стенках тигля остался дымчатый черный налет ¹⁰⁰MoO₂ (см. рис. 3, этап 1).

На втором этапе проводили окисление оставшегося в тигле ¹⁰⁰MoO₂ до ¹⁰⁰MoO₃. Для этого тигель помещали в чистую внутреннюю ампулу и проводили описанные выше подготовительные операции, после чего всю систему (при открытых вентилях 12–15) вакуумировали до давления ≈2 ⋅ 10^–2 мм рт. ст. Затем закрывали вентиль 15 и из баллона 1 заполняли всю систему кислородом с помощью редуктора 16  до давления 75 кПа, контролируемого с помощью датчика давления 2. Далее, перекрывали вентиль 12, подавали напряжение на термостат-нагреватель и поднимали температуру до 475°С, поддерживая это значение в течение 20 мин. После охлаждения ампулы 4 тигель извлекали, измеряли по площади пика полного поглощения интенсивность γ-линии 497.08 кэВ ¹⁰³Ru, взвешивали и определяли массу находящихся в нем окислов молибдена. В результате окисления (см. рис. 3, этап 2) дымчатый черный налет ¹⁰⁰MoO₂ на стенках тигля приобретал светло-серый цвет, характерный для ¹⁰⁰MoO₃. (Изменение веса при этой операции лежало в пределах погрешности измерений.) Было установлено, что относительное уменьшение активности ¹⁰³Ru в тигле после процедуры окисления, определяемое по интенсивности γ-линии ¹⁰³Ru 497.08 кэВ, не превышало 3%.

На третьем этапе, аналогичном этапу 1, в вакууме при температуре 700°С из тигля возгоняли остатки ¹⁰⁰MoO₃ (т.е. уже окисленного ¹⁰⁰MoO₂). Активность ¹⁰³Ru в тигле не изменялась, а стенки кварцевого тигля становились прозрачными (см. рис. 3, этап 3).

Для замыкания цикла обращения сырьевого изотопа ¹⁰⁰Mo осажденный на стенках ампулы 5 ¹⁰⁰MoO₃ смывали 10%-ным раствором гидроксида аммония NH₄OH. В результате взаимодействия ¹⁰⁰MoO₃ с гидроксидом аммония в растворе образовывался парамолибдат аммония (NH₄)₆¹⁰⁰Mo₇O₂₄. Упаривая раствор и прокаливая осадок парамолибдата аммония, получали ¹⁰⁰MoO₃ по реакции (NH₄)₆¹⁰⁰Mo₇O₂₄ = 6NH₃↑ + 7¹⁰⁰MoO₃ + 3H₂O↑, согласно методике [11, 12]. Потери ¹⁰⁰MoO₃ при прокаливании парамолибдата аммония не превышали 4%.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Активационным методом впервые измерен кумулятивный выход радиоизотопа ¹⁰³Ru при облучении мишени из ¹⁰⁰MoO₃ ядрами ⁴He с энергией 60.3 МэВ. Величина измеренного выхода ¹⁰³Ru составила (4.93 ± 0.84) ⋅ 10⁴ Бк/(мкА · ч). Разработана экспериментальная методика для экспрессного газотермического извлечения радиоизотопа ¹⁰³Ru из облученной циклотронной мишени из ¹⁰⁰MoO₃. Методика обеспечила извлечение из материала мишени не менее 97% ¹⁰³Ru и возврат для повторного использования не менее 96% ¹⁰⁰MoO₃.