Объективный информационный канал
для профессионалов отрасли

«Фармацевтическая отрасль», 2020, № 1 (78) Февраль

Оптимізація проведення контролю якості радіофармацевтичних препаратів у лікувальних закладах

Ю.О. Бороденко1, В.В. Качанюк2, В. М. Шевель3

1Інститут сцинтиляційних матеріалів НАН України, Харків

2Українська військово-медична академія, Київ

3Інститут ядерних досліджень НАН України, Київ

Контроль якості у виробництві радіофармацевтичних препаратів (РФП) займає чільне місце у забезпеченні випуску високоякісних лікарських засобів для діагностики та лікування пацієнтів з онкологічними захворюваннями. Дозвіл на застосування РФП безпосередньо залежить від результатів аналітичного контролю [1].

Беручи до уваги, що більшість РФП мають короткий термін придатності, необхідно вирішити складне завдання – оптимізувати процес контролю якості.

Скорочення часу на проведення контролю якості дозволяє збільшити як радіохімічний вихід продукту, так і його питому активність – важливий параметр при проведенні діагностичних або лікувальних процедур.

Для оптимізації процесу контролю якості РФП нами запропоновано замінити лабораторне обладнання: гамма-спектрометр Moleculer Mol за допомогою якого контролюють радіонуклідну чистоту РФП (вимірювання енергії гамма-фотонів) та дозкалібратор BIODEX ATOMLAB 500 (вимірювання загальної радіоактивності препарату) на радіонуклідний калібратор для ядерної медицини, розроблений вітчизняними науковцями інституту сцинтиляційних матеріалів, виготовлений на заводі рентгенівського обладнання «Квант» м. Харків [2].

Даний пристрій працює наступним чином: ємність (шприц або флакон) з радіоактивним фізіологічним розчином встановлюють в стакан для кріплення проби, поміщений як і детектуючий пристрій в свинцевий екран. Гамма-кванти, що випромінюються радіоактивним фізіологічним розчином, потрапляють на детектуючий пристрій, поглинаються сцинтиляційним кристалом CSI (Tl), внаслідок чого виникає спалах світла, який реєструється кремнієвим фотодіодом. Імпульс струму, що виник у фотодіоді, перетворюється в напругу у зарядочутливому підсилювачі, формується формувачем і передається в блок контролю та індикації для подальшої обробки. У блоці електричні імпульси обробляються і результати виміру відображуються на дисплеї блоку контролю та індикації. Екран дисплея відображає величину активності радіоактивного фізіологічного розчину і типу ізотопу, що знаходиться в ньому, по енергії випромінювання.

Відомі на світовому ринку радіонуклідні калібратори для ядерної медицини (фірма-виробник «PTW Freiburg GmbH», Німеччина; фірма-виробник «НТЦ Амплітуда», Росія; фірма-виробник «ІВА Dosimetry», Німеччина) містять блок контролю й індикації, поміщений у свинцевий екран, детектуючий пристрій, усередині якого розміщений стакан для кріплення проби. Детектор пов'язаний з блоком контролю та індикації або кабелем, або безпровідним зв'язком. У всіх відомих радіонуклідних калібраторах детектором є іонізаційна камера, заповнена, як правило, інертним газом під тиском (лічильник Гейгера). По осі камери (камера колодязного типа) виконаний отвір під стакан для установки проби, яку поміщають в шприц або флакон.

Робота подібних радіонуклідних калібраторів заснована на поглинанні гамма-квантів інертним газом, що знаходяться всередині іонізаційної камери, внаслідок чого відбувається іонізація газу, що призводить до виникнення короткого імпульсу струму іонної провідності, який реєструється блоком контролю та індикації. Оскільки атомне число інертного газу невелике, то ефективність реєстрації гамма-квантів досить низька і складає не більше 15 % для енергій - 0,1 МеВ. Із збільшенням енергії гамма-випромінювання ефективність реєстрації знижується, тому для підвищення ефективності реєстрації гамма-квантів газовими лічильниками, доводиться збільшувати їх об'єм і відповідно - загальні розміри вимірювальної камери й свинцевого захисту. Це приводить до істотного збільшення ваги і вартості радіонуклідних калібраторів з газовими лічильниками.

Виконання блока сцинтилятору РІN-фотодіоду на основі кристалу Сs (ТІ) (тобто спектро­метричного детектора гамма-випромінювання) дає можливість вимірювати спектр гамма-випромінювання радіонуклідів у пробі, визначати активність радіонуклідів та домішки вимірювальної проби. Крім цього є можливість зменшити габарити пристрою, що, у свою чергу, приводить до зменшення ваги і вартості калібратора.

Оскільки щільність кристала Сs (ТІ) набагато вища за щільність інертного газу (атомний номер аргону - 39,948, а цезію -132,905) то, при товщині кристала – 5 мм, ефективність реєстрації гамма-квантів з енергією випромінювання, наприклад — 0,14 МеВ (радіонуклід тех­нецію – 99m) досягає - 90 %.

На відміну від газового середовища, в сцинтиляційному кристалі гамма-квант певної енергії іонізує визначену кількість атомів з випромінюванням квантів світла (фотонів). Оскільки фотони перетворюються фотодіодом у фотоелектрони, то природно, що чим більша енергія гамма-кванта, тим більше іонізованих атомів і, як наслідок, фотонів і фотоелектронів, тобто амплітуда фотоструму, по величині якої визначається енергія радіонукліду, а по числу зареєстрованих гамма-квантів є його актив­ність.

Запропонований нами радіонуклідний калібратор для ядерної медицини, в порівнянні з аналогами, має менші габарити і вагу, і визначає радіонуклід, величину загальної радіоактивності радіонукліду і радіонуклідну чистоту.

Радіонуклідний калібратор має програмне забезпечення, за допомогою якого є можливість отримання спектрів, візуалізації активностей радіонуклідів в пробі та інформації про домішки. Крім цього, є функція друку інформації на паперові носії.

На даному обладнанні були проведені дослідження в умовах реальних вимірювань величин радіоактивності і радіонуклідної чистоти елюату пертехнетата 99m (99Tc), отриманого з централізованого екстракційного генератора на дослідному ядерному реакторі інституту ядерних досліджень НАН України рисунки 1, 2 [3].

 

Рис. 1. Гамма-спектр зразка 99Mo + 99Tc

 

Рис. 2. Гамма-спектр зразка 99Tc

За допомогою даного приладу одночасно було виконано дві задачі: шляхом використання гамма-спектрометра здійснили контроль радіонуклідної чистоти та визначили загальну радіоактивність РФП.

Калібрування спектрометра радіонуклідного калібратора для ядерної медицини було проведено за допомогою стандартного джерела іонізуючого випромінювання 137Cs (енергія гамма-квантів 662 кеВ). Час експозиції – 30 хв. Отриманий спектр наведено на рис.3.

 

Рис. 3. Спектр, отриманий за допомогою стандартного джерела іонізуючого випромінювання 137Cs

Дослідження проводили на трьох серіях «Фтордезоксиглюкоза, 18F, розчин для ін’єкцій». Період напіврозпаду – 109 хв., ймовірність розпаду по EC каналу – 96%. Для визначення радіоактивності РФП використовували дані геометрій вимірювання, ефективність реєстрації та площу фотопіку (511кеВ). З цих даних розрахунок радіоактивності виконували за формулою:

A – активність (Бк)

S0 – площа під піком

ε – ефективність реєстрації гамма-квантів з енергією 511 кеВ

Ω – тілесний кут (визначається геометрією вимірювання)

w – квантовий вихід (враховує, що на 1 акт розпаду з’являється 2 гамма-кванти)

k – коефіцієнт, що враховує імовірність розпаду по необхідному каналу (ЕС – 0.96)

c – коефіцієнт, який враховує послаблення за рахунок захисту

t – час вимірювання (для всіх серій – 300 сек.)

Гамма-спектри та результати визначення активності показано на рис.4

 

Рис. 4. Гама-спектри трьох серій «Фтордезоксиглюкоза, 18F, розчин для ін’єкцій»

Даний прилад є першим вітчизняним калібратором для ядерної медицини і рекомендований нами для одночасного виконання двох задач: визначення радіонуклідної чистоти та визначення рівня загальної радіоактивності РФП.

 

Література:

  1. Настанова СТ-Н МОЗУ 42-3.5:2016. Лікарські засоби. Належна виробнича практика. [чинний від 2016-07-29]. Вид. офіц. Київ: Міністерство охорони здоров'я України, 2016. 120 с.
  2. Радіонуклідний калібратор для ядерної медицини: пат. 60782 Україна: МПК (2011.01), G01T 1/00; заявл. 25.06.2011.
  3. Спосіб промислового виробництва екстракційного технецію 99М: пат. 86967_2 Україна; заявл. 10.01.2014.