РадиоФармПрепараты ИНФО

Актиний-225 — сложный и высокотехнологичный процесс производства, который сейчас активно развивается в России. Этот радиоизотоп используется в ядерной медицине для создания радиофармацевтических препаратов, способных целенаправленно уничтожать раковые клетки, минимально затрагивая здоровые ткани.

Основные способы производства

Существует несколько методов получения актиния-225, которые можно разделить на две группы:

Получение через радий-225 с использованием радиохимических генераторов. В этом случае мишень из тория-228 облучают в ядерном реакторе. В результате радиационного захвата на ядрах радия-224 образуется радий-225, который затем выделяют и с помощью специального генератора выделяют актиний-225.

Прямое облучение мишени из металлического тория. Мишень из металлического тория в герметичной оболочке (из ниобия, стали или молибдена) облучают пучком ускоренных заряженных частиц (протонов). После облучения оболочку растворяют, торий растворяют в кислоте, удаляют примеси (например, осаждая йодат тория йодата калия) и выделяют актиний-225 с помощью экстракционно-хроматографических колонок.

Производство в России

До недавнего времени в России актиний-225 производили два предприятия:

Физико-энергетический институт им. А. И. Лейпунского (ФЭИ) в Обнинске. Здесь была разработана технология выделения актиния-225 из долговыдержанного урана-233

Научно-исследовательский институт атомных реакторов (НИИАР) в Димитровграде. В конце 2023 года «Росатом» открыл здесь новую производственную площадку. На начальном этапе доля НИИАР на мировом рынке должна была составить около 10%.

Технологические вызовы

При производстве актиния-225 возникает ряд сложностей:

Образование примесей. При облучении тория-228 в реакторе в мишени образуется более 80 различных радиоизотопов, а доля актиния-225 в суммарной активности смеси составляет около 1%. Главная примесь — актиний-227, который более долгоживущ и нежелателен для медицинских применений.

Высокая чистота. Для медицинских целей требуется актиний-225 с высокой радиохимической чистотой.

Интенсивность пучка. Облучение протонами требует мощных ускорителей.

Министр здравоохранения Российской Федерации Михаил Мурашко и Министр здравоохранения Республики Узбекистан Элдор Адилов подписали Дорожную карту по сотрудничеству в сфере здравоохранения.
Среди перспективных направлений сотрудничества –
развитие взаимодействия в области онкологии, в том числе детской, онкогематологии,
радиологии, ядерной медицины

https://minzdrav.gov.ru/news/2026/10/22/33174-minzdrav-rossii-i-minzdrav-uzbekistana-podpisali-dorozhnuyu-kartu-po-prioritetnym-napravleniyam-v-sfere-zdravoohraneniya

Медь-61радиоактивный изотоп (61Cu), искусственно создают в специальных установках. Я коротко расскажу, как это делают.

Главная задача — запустить ядерную реакцию, в результате которой стабильное ядро превратится в радиоактивный изотоп. Для этого используют циклотрон — установку, которая разгоняет заряженные частицы (протоны, дейтроны) до высоких энергий, а затем направляют их на мишень. 
Есть два основных пути получения 61Cu:

Реакция с цинком. 

Облучают мишень из природного цинка или обогащённого цинка-64 пучком протонов. Ядерная реакция выглядит так: ⁶⁴Zn(p, α)⁶¹Cu.

Реакция с никелем. 

Мишень делают из природного никеля либо из обогащённого никеля-60 или никеля-61. Здесь используют дейтроны (ядра дейтерия): ⁶⁰Ni(d, n)⁶¹Cu. 
После облучения в мишени появляется 61Cu, но его нужно выделить и очистить от исходного материала и других примесей. Для этого применяют методы ионообменной хроматографии — например, используют катионитные и анионитные колонки.

Несколько нюансов процесса:

Выход изотопа зависит от того, обогащён ли исходный материал (никель или цинк), а также от параметров пучка (энергия частиц, ток, время облучения). 
Период полураспада 61Cu — около 3,33 часа. Это важно учитывать: производство нужно подстраивать под потребности клиник — слишком рано изготовленный препарат распадётся, слишком поздно — не успеет доставить дозу. 
Весь цикл — от облучения до получения готового препарата для мечения биомолекул (например, для ПЭТ-визуализации опухолей) — занимает примерно 1–3 часа работы циклотрона плюс около 30 минут на очистку.

Зачем это нужно?

61Cu ценят в ядерной медицине: он испускает позитроны, что позволяет проводить позитронно-эмиссионную томографию (ПЭТ). Его рассматривают как альтернативу другим радионуклидам (например, галлию-68) для визуализации определённых типов опухолей.

Аммоний-13 — это специализированная радиофармацевтическая технология.

Суть в том, что в основе лежит ядерный синтез: стабильный азот (N-14) в реакторе облучают протонами, и он превращается в радиоактивный азот-13. Этот изотоп — готовый радионуклид, который сразу включают в молекулу, образуя [13N]аммоний. Дальше раствор очищают, стерилизуют и готовят к введению пациенту.

Кто этим занимается? 

Ключевой игрок — Российский научный центр радиологии и хирургических технологий (РНЦ рентгенорадиологии). Именно там отработали технологию, наладили выпуск и проводят контроль качества.

Важные нюансы:

Процесс очень короткий и динамичный. Из-за относительно небольшого периода полураспада (около 10 минут) препарат нужно производить и вводить пациенту оперативно — буквально в течение часов после изготовления.

Требуется высокочистые условия и жёсткий контроль на всех этапах: от подготовки сырья до финальной упаковки. 

Готовый раствор — это стерильный препарат для внутривенного введения, который используют в позитронно-эмиссионной томографии (ПЭТ) для оценки кровоснабжения тканей, например, миокарда.

Самарий-153 (Sm-153) — сложный технологический процесс производства, который включает наработку изотопа в ядерном реакторе и его последующую радиохимическую очистку. В России единственным производителем этого радионуклида является АО «НИФХИ им. Л. Я. Карпова» (входит в Научный дивизион «Росатома»).

Технология производства
Наработка изотопа
Самарий-153 получают путём облучения нейтронами стабильного изотопа самария-152 (¹⁵²Sm) в ядерном реакторе по ядерной реакции: ¹⁵²Sm(n,γ)¹⁵³Sm. В качестве стартового вещества используют оксид самария (Sm₂O₃), обогащённый по основному изотопу ¹⁵²Sm (обычно около 90% обогащения).

Стартовое вещество помещают в герметичные титановые блок-контейнеры (БК), которые затем размещают в активной зоне реактора. Продолжительность облучения зависит от плотности потока нейтронов в конкретном месте реактора.

Радиохимическая переработка
После выдержки в реакторе блок-контейнеры извлекают и проводят радиохимическую переработку для выделения чистого Sm-153. Основная сложность — отделение целевого изотопа от примесей, главным образом от европия (¹⁵³Eu). Для этого применяют экстракционные системы с третичными аминами, например, с МДОА (метилдиэтиламином) и ТОА (триоктиламином).

Исторический аспект и современные мощности
Изначально самарий-153 нарабатывали в исследовательском реакторе ВВР-ц. С 2024 года стартовое вещество стали облучать в промышленных реакторах РБМК-1000 на Ленинградской АЭС. Специалисты станции подтвердили возможность стабильного промышленного производства.

Особенности и применение
Период полураспада самария-153 составляет около 46,7 часа. Из-за короткого срока годности (4 суток со дня изготовления) его необходимо оперативно перерабатывать и использовать.

Изотоп применяется для создания радиофармпрепарата «Самарий, ¹⁵³Sm оксабифор». Он накапливается в метастатических очагах в костной ткани, бета-излучение разрушает опухолевые клетки, купируя боль и тормозя рост метастазов. Препарат назначают при множественных костных метастазах (при раке молочной железы, простаты, лёгких и др.), а также при болевом синдроме на фоне хронических заболеваний опорно-двигательного аппарата (ревматоидный артрит, деформирующий артроз).

Важные нюансы
Герметичность. Блок-контейнеры обеспечивают герметичность при облучении и при транспортировке.

Контроль. На всех этапах ведётся строгий радиационный контроль.

Логистика. Облученные контейнеры с изотопом упаковывают в транспортные упаковочные комплекты (ТУК) и отправляют в специализированные организации для дальнейшего использования.

Таким образом, производство самария-153 — это высокотехнологичный процесс, требующий специализированного оборудования, строгого соблюдения норм радиационной безопасности и оперативной радиохимической переработки.

Радий-223 — сложный и высокотехнологичный процесс производства, требующий строгого соблюдения радиационной безопасности и использования специализированного оборудования. В России этот процесс разделён между несколькими ключевыми центрами.

Где и как нарабатывают радий-223

АО «Государственный научный центр — Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (АО «ГНЦ НИИАР»), который входит в Научный дивизион госкорпорации «Росатом», производит радий-223 по собственной технологии. Процесс включает облучение мишеней из радия-226 в ядерном реакторе, после чего на специальных участках происходит радиохимическая переработка для извлечения целевого изотопа.

Радиевый институт имени В.Г. Хлопина также участвует в наработке радия-223. Здесь изотопы нарабатывают на циклотроне, а затем извлекают из облученных мишеней, доводя до состояния готового препарата в чистых помещениях с использованием экстракционного, хроматографического и другого специализированного оборудования.

Как получают сам изотоп

Радий-223 получают искусственно, так как в природе он образуется лишь в следовых количествах при распаде урана-235. Один из способов — облучение природного радия-226 нейтронами, что приводит к образованию радия-227. Далее радий-227 распадается через актиний-227 (период полураспада 21,8 года) и торий-227 (период полураспада 18,7 дня) до радия-223. Этот путь распада позволяет получать радий-223 методом «доения» из генератора, содержащего актиний-227.

Производство радиофармацевтических препаратов

На основе полученного радия-223 изготавливают радиофармацевтические лекарственные препараты (РФЛП). Например, препарат «Ракурс, ²²³Ra» создан в Димитровграде на базе ФНКЦРиО ФМБА России при активном участии специалистов НИИАР. Препарат прошёл государственную регистрацию и применяется для лечения костных метастазов при раке предстательной железы.

Другой пример — препарат «Радия хлорид, ²²³Ra», который производится на площадке УрФУ в рамках контрактного производства с компанией «Простор Фарма». Это первая в России площадка, осуществляющая полный цикл производства РФЛП терапевтического профиля в соответствии с требованиями надлежащей производственной практики ЕАЭС.

Важные особенности

Радиационная безопасность. Все работы с радием-223 чрезвычайно опасны. Используются специальные защитные оболочки, дистанционное оборудование и строго регламентированные процедуры.

Безопасность и контроль. Технологии производства запатентованы, что обеспечивает защиту интеллектуальной собственности и контроль качества на всех этапах.

Медицинское применение. 

Радий-223 излучает альфа-частицы, которые имеют короткий пробег в ткани. Это позволяет точечно воздействовать на костные метастазы, минимизируя повреждение окружающих здоровых тканей.

Рений-188 — процесс производства сам по себе непростой: сам по себе этот радионуклид не получают напрямую, а используют в специальном устройстве — генераторе. Я подобрал главное, чтобы было понятно, как это устроено.
 
Генератор рения-188 (ГРЕН-1). Внутри стеклянная колонка, заполненная хроматографическим оксидом алюминия, на котором «закреплён» материнский радионуклид вольфрам-188. Пока вольфрам-188 распадается (его период полураспада — 69,4 суток), в колонке постепенно накапливается рений-188 (его период полураспада — около 17 часов). Чтобы получить готовый радиофармпрепарат, через колонку пропускают стерильный изотонический раствор натрия хлорида — так «вымывается» элюат (раствор перрената натрия с рением-188).
Как это работает

Наработка вольфрама-188. Исходным сырьём служит стабильный вольфрам (изотоп W-184). Его облучают в высокопоточном реакторе. Путь такой: W-184(n,γ)W-185, затем W-185(n,γ)W-188. Из-за относительно небольших сечений реакций процесс занимает много времени. Для заметной наработки нужны очень высокие потоки нейтронов (порядка 10¹⁴–10¹⁵ нейтронов/(см²·с)). В мире такие реакторы есть, например, в Ок-Риджской национальной лаборатории (США) и в НИИАР (Россия, реактор СМ-3). Удельная активность полученного вольфрама-188 обычно составляет 2–7 Ки/г.

Очистка. Важно получить вольфрам-188 высокой радионуклидной и химической чистоты — примеси могут испортить конечный продукт. Для этого применяют разные радиохимические методы, например, очистку на оксиде алюминия.

Сборка генератора. Очищенный вольфрам-188 сорбируют (закрепляют) на хроматографическом оксиде алюминия в колонке.

Эксплуатация. Генератор позволяет многократно получать элюат. При паспортизации для каждого экземпляра строят кривую элюирования, чтобы определить оптимальный режим работы. Срок службы генератора — от 40 до 200 суток в зависимости от номинальной активности.

Важные нюансы

Лицензия. В России производить и поставлять генераторы рения-188 может только АО «ГНЦ РФ — ФЭИ» (Обнинск). У института есть соответствующая лицензия Росздравнадзора.

Ограничения. Из-за короткого периода полураспада рения-188 генераторы размещают только в клиниках, у которых есть лицензия на работу с радиофармацевтическими препаратами.

Альтернатива. В России есть и другой подход — экстракционный метод. Его разрабатывает НИО ФГУП «ФЦ ПРОЯМ» ФМБА России (завод «Медрадиопрепарат»).

Полученные с помощью таких генераторов радиофармпрепараты применяют в терапии разных заболеваний: метастазов в костях, карциномы, поражений печени, медуллярного рака щитовидной железы, рака молочной и предстательной железы.

Канал принимает донаты

Нажмите на кнопку, чтобы отправить донат и помочь каналу

Йод-131 производят — в основном для медицины (диагностика и лечение заболеваний щитовидной железы). Я подобрал основные способы: у каждого свои нюансы, и выбор зависит от задач и инфраструктуры.
 
Два основных пути
Облучение теллура в ядерном реакторе. 

Это сейчас основной промышленный метод. В качестве мишени используют природный теллур. Ключевой момент: в природном теллуре есть изотоп теллур-130 (около 34% от общего состава). Он поглощает тепловой нейтрон в реакторе, превращаясь в теллур-131. А тот уже через бета-распад (период полураспада около 25 минут) даёт йод-131.
После облучения нужно отделить йод-131 от теллура и других примесей. Для этого применяют разные методы: сухую дистилляцию (у йода гораздо выше давление пара, чем у теллура, поэтому его можно отгонять) или комбинацию хроматографии с последующей сублимацией. В итоге получают, например, натрия йодид с йодом-131 — основу для радиофармпрепаратов

Извлечение из продуктов деления урана.

При делении ядер урана-235 (или плутония) йод-131 тоже образуется — примерно 2,8–2,9% от всех осколков деления. Однако у этого способа есть серьёзный минус: вместе с йодом-131 в облученном топливе появляется масса других высокоактивных осколков деления. Чтобы выделить чистый йод-131, требуется сложная и трудоёмкая радиохимическая переработка, а при работе с высокоактивным материалом нужны специальные «горячие камеры». Поэтому этот путь используют реже, чем метод с теллуровой мишенью.

Где производят

В России, например, йод-131 получают облучением на Ленинградской АЭС (в реакторах РБМК), а химическое выделение и очистку проводят в Обнинском филиале Научно-исследовательского физико-химического института им. Л. Я. Карпова. Объёмы позволяют обеспечивать около 2–3 тысяч медицинских процедур в неделю.

Кобальта-57 — процесс производства довольно специфичный, и я бы разделил его на два ключевых этапа: сначала получают сам радионуклид, а затем из него делают готовые источники для применения.

Как получают сам изотоп

Кобальт-57 создают искусственно. Для этого используют циклотрон (ускоритель частиц). В качестве мишени берут обогащённый никель-58. Мишень облучают протонами. Происходят ядерные реакции:

⁵⁸Ni (p, 2p) → ⁵⁷Co

⁵⁸Ni (p, 2n) → ⁵⁷Ni, а затем ⁵⁷Ni распадается с испусканием позитрона (β⁺) и электронным захватом (ЭЗ), превращаясь в ⁵⁷Co. 

После облучения мишень растворяют, а затем с помощью ионообменных методов выделяют из раствора полученный кобальт-57. 

Как делают готовые источники

Сам по себе радионуклид — это ещё не источник. Его нужно закрепить в какой-то матрице (основе), чтобы удобно было использовать в экспериментах, спектроскопии или калибровке аппаратуры.

Один из распространённых подходов — создать металлическую матрицу (часто из родия, иногда из хрома) на какой-либо подложке (например, из графита или окиси бериллия). Есть разные способы нанести слой металла: например, методом химического осаждения из газовой фазы (CVD). Затем на эту матрицу электролитически осаждают выделенный кобальт-57.

Следующий шаг — термодиффузия. Образец нагревают в вакууме, чтобы атомы кобальта проникли (диффундировали) в структуру металлической матрицы. От точности соблюдения температурного режима (скорость нагрева, конечная температура, время выдержки) зависит качество источника: насколько узкой будет резонансная линия в мессбауэровской спектроскопии. После этого активную часть помещают в защитный корпус (например, из титанового сплава) с бериллиевым окном и герметизируют.

Где производят

Такие технологии требуют серьёзной инфраструктуры. Среди организаций, которые занимаются производством кобальта-57 и готовых источников на его основе, можно назвать:

АО «Циклотрон» (Россия) — один из ведущих российских производителей циклотронных радиоактивных изотопов. 

АО «РИТВЕРЦ» (Россия) — специализируется на изготовлении мессбауэровских источников на основе ⁵⁷Co. 

РГП «Институт ядерной физики» (Казахстан) — здесь тоже налажен полный цикл: от работы на исследовательском реакторе и циклотроне до производства промышленных и медицинских изотопов, включая кобальт-57.

Для чего это нужно

Кобальт-57 ценят за мягкое гамма-излучение (спектральные линии 14, 122 и 136 кэВ) и период полураспада около 271,8 суток. Его применяют:

для калибровки радиометрической аппаратуры и медицинских гамма-камер;

в мессбауэровской спектроскопии (изучение структуры материалов);

в научных исследованиях как радиоактивный индикатор;

в медицине — например, в составе радиофармпрепарата цианокобаламина (витамина B12) для изучения метаболизма и диагностики связанных с ним заболеваний.