Радионуклиды для терапии

РН для терапии включают эмиттеры b-частиц, a-частиц и Оже–электронов

Закрытые источники (например, в виде игл) могут быть помещены в опухоль или рядом с ней - брахитерапия. Источники гамма-излучения для брахитерапии применяются в различных формах: в виде игл, нитей, рассасывающихся в организме.

Преимущества РН терапии перед другими видами лучевой терапии:

- полное поглощение энергии b-частиц на расстояниях не более нескольких миллиметров, а a-частиц – на расстояниях нескольких десятков микрон,

- возможность формирования в патологических очагах больших поглощенных доз (10 - 100 Гр) при относительно небольших дозах в здоровых тканях.

Для терапии используют b-излучающие радионуклиды с энергиями b-частиц 200 - 2000 кэВ, и a- излучающие радионуклиды с энергией a-частиц 4-5 МэВ. Для a-частиц характерна высокая линейная передача (ЛПЭ-100 кэВ/мкм).

Радионуклиды для терапии.

РН	Период полураспада	Тип распада, макс. энергия b-излучения (МэВ), выход (%)	Энергия основных g-квантов, кэВ выход (%),
^32P	14,3 дн.	b^+1,7
^60Co	5,27 лет	b^-0,314 (99)	1170(100),1330(100)
^64Cu	12,7 ч	b^+0,66 (18) ЭЗ (45) b^-0,57 (37)	511(38)
^67Cu	2,6 сут	b^-0,57(100)	92(23),186(40)
^67Ga	3,2 сут	ЭЗ(100)	93(88), 300(19) 185(24)
^75Se	119,8 сут	ЭЗ	136(57), 265(60)
^77Br	57 ч	ЭЗ(99)	240(30), 520(24), 580(7)
^86Y	14,74 ч	b^+3,2, ЭЗ(74),	1080(82), 1930(24)
^89Sr	50,5 сут	b^- 1,46(100)	-
^90Y	2,7 сут	b^- 2,27(100)	-
^97Ru	2,9 сут	ЭЗ(100)	216(91), 325(8)
^103Pd	17,0 сут	ЭЗ (100)	357 (<1)
^105Rh	4,4 ч	b^- 1,87(11), 1,15	306(5), 319(19)
^111Ag	7,5 сут	b^- 1,05(100)	247(1),342(6)
^111In	2,8 сут	ЭЗ(100)	172(88), 245(94)
^114^mIn	49,5 сут	ИП(97) ЭЗ(3)	190(17), 558(3,5),724(3,5)
^115Cd	53,5 ч	b^-1,11(100)	262(2),490(16) 530(26)
^117^mSn	13,8 сут	ИП	158(87)
^124I	4,2 сут	ЭЗ(74) b^+2,14 (26)	603(67), 644(12), 730(14),1690(14)
^125I	60,1 сут	ЭЗ(100)	35,5(7)
^131I	8,02 сут	b^-0,606(100)	284(5), 364(81), 637(7)
^125Xe	16,9 ч	ЭЗ, b^+	188(55), 243(29)
^131Te	25мин	b^-2,14(100)	150(68), 453(16)
^137Cs	30,0 лет	b- 1,18(7), 0,514	662(85)
^149Pm	2,12 сут	b^- 1,07(100)	286(2)
^153Sm	1,9 сут	b^- 0,80(100)	70(5),103(28)
^159Gd	18,6ч	b^- 0,95(100)	58(3), 363(9)
^166Dy	81,5ч	b^- 0,48(6), 040	82(13)
^166Ho	26,8 ч	b^- 1,84(100)	80(6)
^169Yb	32,0 сут	ЭЗ	63(45), 177(22), 198(35)
^175Yb	4,19 сут	b^- 0,466(100)	114(2), 283(4),396(6)
^177Lu	6,7 сут	b- 0,497(100)	113(3), 208(6)
^188W	69 сут	b^- 0,349(100)	291(0,4) 227(0,2),
^186Re	3,7 сут	b- 1,07 (92) ЭЗ(8)	137(9)
^188Re	17,0 ч	b^- 2,12(100)	155(1)
^192Ir	73,8 сут	b^- 0,67(95)	317(81), 468(54), 296(30),308(70)
^194Ir	19,2 ч	b- 2,24(100)	328(10)
^198Au	2,7 сут	b- 0,962(100)	412(95)
^201Tl	73,5 ч	ЭЗ(100)	160(10), 135(3)
^211At	7,2 ч	a 5,9, ЭЗ(58)
^212Bi	60,6 мин	a 6,0(36) b-2,25 (64)	727(7)
^213Bi	45,6 мин	a 8,4 (2) b- 1,39 (98)
^225Ac	10,0 сут	a5,8	99б 150б 187

Радионуклиды, используемые во внутренней терапии (эндотерапии), включают: ³²P (E_g = 1346 кэВ, I_g = 0,48%), ⁸⁹Sr (T_1/2 = 50,5 дней), ⁹⁰Y(T_1/2 = 2,7 дня), ¹³¹I (T_1/2 = 8,0 дней), ¹⁸⁸Re (T_1/2 = 17,0 часов) и др. Используются также несколько лантаноидов, таких как ¹⁵³Sm (T_1/2 = 1,9 дня), ¹⁵⁹Gd (T_1/2 = 18,5 час), ¹⁶⁶Ho (T_1/2 = 1,1 дня), ¹⁷⁷Lu (T_1/2 = 6,7 дня) и др. Все вышеперечисленные радионуклиды являются b^- - излучателями и производятся в ядерных реакторах. Радионуклид ¹²⁵I (T_1/2 = 60 дней) является почти чистым излучателем Оже-электронов и используется в течение нескольких десятилетий. В последние годы из всех предложенных радионуклидов обнаружен значительный интерес к ⁶⁷Cu (T_1/2 = 2,6 дня), ¹⁰³Pd (T_1/2 = 17 дней), ¹⁸⁶Re (T_1/2 = 3,8дня).

Наибольшее внимание привлекают радионуклиды ²²⁵Ac и дочерний продукт цепочки его распада ²¹³Bi(b^--97,9%, a-2,1%). Оптимальным способом применения ²¹³Bi является использование генератора ²²⁵Ac/²¹³Bi непосредственно в клиниках. Во всем мире проводятся исследования по разработке медицинских препаратов на основе этого изотопа. Родительский радионуклид ²²⁵Ac образуется при распаде урана -233.

В мире всего три производителя таких изотопов и один из них в России (ФЭИ). В связи с этим следует заметить, что в России имеются большие запасы альфа-излучающих радионуклидов, отрабатывается технология выделения тория-229 из урана-233. Ведутся работы по созданию технологии и конструкции промышленного генератора ²²⁹Th/²²⁵Ac и медицинского генератора ²²⁵Ac/²¹³Bi.

Рассмотрим несколько подробнее ядерно-физические свойства и применение радионуклидов ⁶⁷Cu, ¹⁰³Pd, ¹⁸⁶Re и ²²⁵Ac.

Радионуклид ⁶⁷Cu (T_1/2=61,9 час, Е(b-)=0,6 МэВ, I(b-)=100%) имеет хорошие характеристики для эндотерапии. Для получения этого радионуклида предложены четыре реакции: ⁶⁷Zn(n,p)⁶⁷Cu в высокопоточном реакторе, ⁶⁸Zn(p,2p)⁶⁷Cu при промежуточных энергиях, реакция скалывания при высоких энергиях на ⁷⁵As и реакция ⁷⁰Zn(p,a)⁶⁷Cu. Последняя реакция представляет интерес для получения ⁶⁷Cu на циклотроне средней энергии (30 МэВ).

Радионуклид ¹⁰³Pd (T_1/2=16,96 сут) распадается в ^103mRh (T_1/2 = 56,1 мин) путем электронов внутренней конверсии (100%). Распад сопровождается интенсивной эмиссией характеристического рентгеновского излучения (средняя энергия 21 кэВ) и Оже-электронов (3,0 кэВ), что является перспективным для внутритканевой брахитерапии, особенно для лечения рака простаты. Радионуклид можно производить на ускорителях и реакторах. Однако реакторный путь ведет к низкой удельной активности. Для циклотронного производства были предложены реакции ¹⁰³Rh(p,n)¹⁰³Pd, ¹⁰³Rh(d,2n)¹⁰³Pd, ^natAg(p,x)¹⁰³Pd. Первая из них наиболее используется для широкомасштабного производства ¹⁰³Pd, так как обеспечивает достаточно большой выход продукта на циклотронах низкой энергии. После облучения мишени из родия протонами с энергией около 18 МэВ производится химическое выделение ¹⁰³Pd. Увеличение энергии протонов выше 20 МэВ незначительно увеличивает выход продукта, но отравление изотопами родия становится значительным, поскольку сечение их образования быстро возрастает выше 20 МэВ. Хотя они легко отделяются, но возрастает опасность их накопления при рециклировании мишени из родия. Обычно используется диапазон энергий 7,5 – 18 МэВ при удельном выходе около 9 МБкмкА, исследования показывают возможность использования 9 - 20 МэВ при выходе около 20 МБк/мкА. Наиболее перспективной является реакция ¹⁰³Rh(d,2n)¹⁰³Rh.

Радионуклид ¹⁸⁶Re рассматривается как один из наилучших радионуклидов для радиотерапии и радиоиммунотерапии из-за нескольких привлекательных свойств: невысокой энергии бэта-лучей (1,07 МэВ), распада в стабильное состояние остаточного ядра, подходящего времени жизни (3,8 дня). Радионуклид может быть получен в реакции ¹⁸⁶W(d,2n)¹⁸⁶Re.

Радионуклид ²²⁵Ac является перспективным как сам по себе и как генератор ²¹³Bi. Обычно он производится из отработанного ядерного топлива путем химического извлечения. Интересен новый способ получения – это реакция ²²⁶Ra(p,2n) ²²⁵Ac. В настоящее время радионуклид ²²⁵Ac уже производится на циклотронах средней величины.

Дата добавления: 2013-12-12