Использование радионуклидов и радиофармпрепаратов в медицине.

ПОЛУЧЕНИЕ РАДИОИЗОТОПОВ

Получение РФП на ядерном реакторе НИИ ЯФ ТПУ.

Основное применение реакторные РН находят в радиотерапии поскольку большинство из них являются нейтронно-избыточными и распадаются с испусканием b^- - частиц.     

В таблице 4.6 приведён перечень основных медицинских радионуклидов, получаемых на ядерном реакторе для целей диагностики радиотерапии и диагностики.

 

                                                                                                                              Таблица 4.6

Реакторные РН для ядерной медицины

Изотоп	T1/2	Изотоп	T1/2
32P	14,3 сут	131I	8,0сут
35S	87,4 сут	132I	2,3 ч
45Ca	162,6 сут	133Xe	5,2 сут
47Sc	3,4 сут	145Sm	340 сут
51Cr	27,7 сут	153Sm	46,7 ч
55Fe	2,7 лет	153Gd	241,6 сут
59Fe	44,5 сут	165Dy	2,35 ч
60Co	5,3 лет	166Dy/166Ho	81,5 ч/26,2 ч
75Se	119,8 сут	170Tm	128,6 сут
86Rb	18,8 сут	175Yb	4,2 сут
85Sr	64,8 сут	177Lu	6,71 сут
99Mo/99mTc	66 ч/6 ч	186Re	90,6 ч
103Pd	16,7 сут	188W/188Re	69 сут/16,9 ч
109Pd	13,7 сут	191Os/191Ir	15,4 сут/4,9 с
103Ru	39,4 сут	192Ir	74 сут
115Cd	53,5 ч	195mPt	4 сут
117mSn	13,6 сут	198Au	2,6 сут
125I	60,1 сут	199Au	3,2 сут

 

    

Одним из самых распространённых и широко применяющихся в ядерной медицине для диагностики ряда заболеваний человека является радионуклид ^99mTс, который является дочерним продуктом b^- - распада материнского изотопа ⁹⁹Mo. К середине 90-х годов объём его мирового производства приблизился к 10 кКи в неделю (ядерные реакторы Канады, Бельгии, ЮАР, России и др.). Для его получения на ядерных реакторах используются две основные схемы:

       · реакция деления урана - ²³⁵U(n,f)⁹⁹Mo,

       · реакция радиационного захвата - ⁹⁸Mo(n,g) ⁹⁹Mo.

Сечения этих реакций, соответственно, равны 582,6 и 0,136 барн.

Недостаток первого метода заключается в образовании большого количества неиспользуемых радиоактивных отходов: 50 Ки отходов на 1 Ки ⁹⁹Mo.Необходимость в последующей переработке и утилизации отходов, наряду с операцией отделения от них урана для повторного использования, приводит к большим экологическим проблемам.

При использовании реакции радиационного захвата (n,g)отходы практически не образуются. Основная проблема здесь связана с получением высоких удельных активностей ⁹⁹Mo. Так, при облучении природного молибдена, содержащего 24,13% ⁹⁸Mo, в потоке тепловых нейтронов 1×10¹⁴ н/см²×с в течении 100 часов, выход ⁹⁹Mo не

превышает 0,35 Ки/г. В тех же условиях на обогащённом ⁹⁸Mo (степень обогащения     > 95 %) расчётная активность ⁹⁹Mo может быть повышена до (12-15) Ки/г за счёт увеличения резонансной составляющей в нейтронном спектре реактора При этом величина сечения может достигать 0,7 барн и более. На реакторах с потоком нейтронов 5×10¹⁵ н/см²×с возможна наработка ⁹⁹Mo с активностью порядка 200 Ки/г. Несмотря на то, что реакция (n,g)не обеспечивает высокой удельной активности ⁹⁹Mo, её можно достаточно эффективно использовать для последующей наработки из такого сырья высокоактивного технеция-99m:

 

              ⁹⁸ Mo (n, g)99 Mo ® 66,74ч ® ^{99 m} T с ® 6,05ч ® ⁹⁹ Tc.                                              (4.6)

 

Себестоимость  ^99mTс при этом снижается в 5-6 раз по сравнению с реакцией ²³⁵U(n,f)⁹⁹Mo.

Приведённая реакция характеризует генераторную схему накопления во времени изотопа ^99mTс. Для его выделения могут быть использованы различные методы: сорбционный, хроматографический и экстракционный. На основе первых двух методов разработаны мобильные переносные генераторы небольшой мощности, предназначенные для обеспечения препаратом 1-2 медицинских учреждений. Экстракционные генераторы представляют собой стационарные установки большой мощности способные удовлетворять в РФП потребность целого региона страны.

ПОЛУЧЕНИЕ РАДИОИЗОТОПОВ

Использование радионуклидов и радиофармпрепаратов в медицине.

 

Ускорители заряженных частиц наряду с ядерными реакторами являются основным источником искусственных радионуклидов. По данным МАГАТЭ в настоящее время более 200 ускорителей различных типов используется в мире для производства радионуклидов (РН). Ускоренные заряженные частицы вступают в ядерные реакции с веществом мишени. В результате образуются радиоактивные изотопы с определенным временем жизни. После радиохимического выделения этого элемента он может быть использован для изготовления р/а источника в виде ампулы или включён в состав радиофармпрепарата (РФП). Соответственно сферу применения РН можно разделить условно на техническую (активационный анализ, просвечивание швов и т.п.) и медицинскую (диагностика (I) и терапия (II). Ядерная медицина потребляет более 50% всей производимой изотопной продукции.

I. РН и меченные ими соединения широко используются для проведения диагностических исследований в кардиологии, онкологии, эндокринологии, пульманологии, урологии, неврологии и других областях медицины. Как известно, в состав живого организма, помимо 5 основных элементов (кислорода, водорода, углерода, азота и кальция) входят до 70 других элементов (йод, калий, железо, хлор, и др.). Поэтому введение РН, имеющего химические свойства того или иного элемента-органогена, или же введение его в виде подходящего химического соединения, позволяет получать информацию о физиологических процессах и патофизиологических изменениях, происходящих в тех или иных органах.

Первые попытки использования РН в медицинской диагностике относятся к середине 20-х годов прошлого века, когда Джордж Де Хевеши (Нобелевская премия 43 г.) провёл первые эксперименты на мышах по метаболизму с ²¹⁰Bi. В 1927 г. Блюмгарт и Вайсс применили газ радон для оценки геодинамики у больных с сердечной недостаточностью. В настоящее время радионуклидные методы диагностики и терапии вошли в повседневную медицинскую практику во всём мире. Как правило, при проведении исследований используют специально приготовленный радиофармпрепарат (РФП), представляющий собой химическое соединение, содержащее в молекуле необходимый РН. РФП, диагностического назначения содержат гамма- или позитрон-излучающий РН, являющийся информационным носителем, излучение которого проникает за пределы организма и регистрируется внешним измерительным комплексом (радиометрическим, радиографическим, гамма-сцинтиграфическим и т.п.). Далее может быть проведена графическая регистрация или визуализация процессов, происходящих в исследуемых органах или отдельных участках тела.     

II. В отличие от диагностических препаратов, радионуклиды (α-, β-,γ- излучатели), входящие в состав РФП терапевтического назначения, являются инструментом, позволяющим создать локальную дозу непосредственно в органе-мишени и, соответственно, обеспечить минимальное облучение здоровых органов и тканей. В большинстве случаев химические соединения, входящие в состав РФП, не обладают собственной фармакологической активностью и/или используются в количествах, не вызывающих фармакологического действия.

Диагностические радионуклиды, используемые для проведения исследований in vivo (внутривенное введение), должны обеспечивать минимальный уровень лучевой нагрузки на так называемые критические органы. Вторым обязательным условием является органотропность (специфическая избирательность) РН или РФП по отношению к исследуемым органам (костные ткани, сердце, почки, головной мозг, лёгкие и проч.). Величина радиотоксичности РН в значительной мере зависит от их ядерно-физических характеристик: периода полураспада и «жёсткости» спектра излучения. Исходя из этого, основная тенденция в современной радионуклидной диагностики состоит, прежде всего, в снижении доли долгоживущих РН в общем объёме используемых РФП и в соответствующей их замене на короткоживущие радиоизотопы (КЖР). Кроме того, применяемые для приготовления диагностических РФП радионуклиды должны отвечать следующим требованиям:

· удобная для регистрации величина энергии g-излучения (70-200) кэВ;

· небольшой период полураспада (десятки минут, часы), близкий по    

продолжительности ко длительности выполнения измерений;

· распад ядра происходит путём изомерного перехода (ИП) либо путём захвата

орбитального электрона (ЭЗ) с испусканием монохроматического излучения;

· отсутствие при распаде сопутствующих g, a, b -излучений.

Основным источником получения РН медицинского назначения являются ядерные реакторы и ускорители заряженных частиц, главным образом циклотроны всех уровней. Поэтому их условно можно разделить на реакторные и циклотронные. В последнее время преимущество отдаётся специализированным медицинским сильноточным циклотронам, что объясняется возможностью получения на них РН с оптимальными ядерно-физическими свойствами, наиболее близко отвечающими требованиям радиофармацевтики. На них ускоряют протоны, дейтоны и гелионы-3 и -4 до энергий (15 – 30), (8 – 20), (15 – 45) и (20 – 45) МэВ соответственно. Выбор этих интервалов энергии определяется, в первую очередь, компромиссом между увеличением выхода целевого радиоизотопа и увеличением стоимости производства с возрастанием энергии частиц. Для производства радиоизотопов также иногда используются линейные ускорители и микротроны.

Условно в этой области использования циклотронов различают 5 уровней в зависимости от максимальной энергии ускоряемых протонов. Возможности циклотронов I-IV уровней для производства радионуклидов показаны в таблице 4.1. Ускорители 5-го уровня – сильноточные ускорители с Ep > 200 МэВ (мезонные фабрики) - используются для производства отдельных радионуклидов. Как правило, производство этих радионуклидов на циклотронах меньшего уровня невозможно или неэффективно.

                                                                                                                                 

                                                                                                                              Таблица 4.1

Производство радионуклидов на циклотронах I-IV уровней   

Циклотрон	Энергия протонов, МэВ	Ядерные реакции	Основные производимые радионуклиды
Уровень I	≤ 10	(p,n), (p,α)	11C, 13N, 15O, 18F
Уровень II	≤ 20	(p,n), (p,α)	11C, 13N, 15O, 18F, 67Ga, 103Pd, 109Cd, 111In, 123I, 124I, 186Re
Уровень III	≤ 45	(p,pn), (p,2n), (p,3n) и др.	22Na, 38K, 57Co, 67Ga, 68Ge, 73Se, 75-77Br, 81Rb (81Kr),  111In, 123I, 201Tl, 225Ac
Уровень IV	≤ 200	(p,4n), (p,5n) и др.	22Na, 28Mg, 52Fe 67Cu, 72Se (72As), 81Rb (81Kr), 82Sr (82Rb), 103Pd, 109Cd, 117mSn, 123I, 149Tb, 201Tl

 

 Процесс производства радиоизотопов состоит из двух основных операций: облучения мишени и приготовления из нее конечного радиоактивного препарата. Мишень может помещаться внутрь вакуумной камеры ускорителя или находится вне ее.

 В первом случае можно облучать мишень при весьма высоких токах - сотни и тысячи микроампер. Недостатком внутренней мишени является ограниченность материалов, которые могли бы выдержать очень высокое удельное тепловыделение (до нескольких кВт/см² и больше). При этом возникают дополнительные проблемы, связанные с поддержанием вакуума. Однако для обеспечения высокой производительности на некоторых циклотронах используют только внутренние мишени. Например, на циклотроне Радиохимического центра в Эмершеме (Англия) мишень представляет собой тонкое покрытие, наносимое на медный диск-основу. Диск вращается. Охлаждение основы осуществляется циркулирующей через нее водой. Мишень работает при токах до 750 мкА. Высокая наведенная активность мишени заставляет пользоваться автоматическими устройствами для ввода и, главное, вывода мишени из камеры циклотрона с последующей транспортировкой мишени в горячую камеру для радиохимической обработки.

На одном из Российских циклотронов используются два вида основы внутренних мишеней: вращающаяся с полусферой и стационарная с плоской пластиной, а также внешняя мишень.

Для внешней мишени облучение производится отклоненным пучком, прошедшим через фольгу, при значительно меньших токах (не выше 100 мкА). Однако в этом случае круг веществ, служащих мишенью, значительно расширяется.

Мишенью могут служить металлы, соли, порошкообразные вещества, газы. На основу, выполняющую монтажную и теплоотводящую роль, мишень наносится различными способами. Для металлов это - механическое крепление или припаивание металлической пластины, гальваническое покрытие основы или наплавление на нее. Последний способ применяется и для солевой мишени. Порошкообразные вещества фиксируют в основе с помощью фольги, иногда применяют напыление в вакууме. Газы облучают в тонкостенных стеклянных или металлических трубках.

После облучения мишень отделяют от основы в условиях обеспечения радиационной защиты и подвергают радиохимической обработке для выделения целевого нуклида. Наиболее распространенными операциями по выделению являются соосаждения, возгонка, ионообменное разделение, экстракция и электроосаждение. Особенно высокой культуры операций требует получение нуклидов без носителя, а также весьма короткоживущих нуклидов. Дополнительные сложности возникают при необходимости включения радионуклида в данную химическую структуру, например в органические молекулы.

Важнейшими характеристиками радиоактивного препарата, т. е. изделия на основе целевого радионуклида, являются:

● физическое состояние и химический состав препарата, в том числе сведения о 

  химических примесях к целевому веществу;

● общая активность целевого радионуклида в кюри (Ки);

● удельная активность целевого нуклида, выраженная как отношение общей

  активности к массе элемента, изотопом которого и является целевой радионуклид;

● радиохимическая чистота, т. е. сведения о других радионуклидах, присутствующих

  в препарате.

Сопоставление ядерного реактора и циклотрона показывает, что при производстве радиоизотопов они как бы дополняют друг друга. Типичная Для реактора типична реакция, вызываемая тепловыми нейтронами – (n,g). Образующийся при этом радионуклид является изотопом материнского элемента, а последний, соответственно, - стабильным носителем своего радиоизотопа. При нормальных условиях радиоизотоп и его стабильный носитель находятся в конечном препарате в одинаковом химическом состоянии. Такие препараты особенно целесообразно использовать при изучении действия или поведения макроколичеств вещества, меченного для удобства исследований. Высокие потоки, достигаемые в реакторах (плотность потока нейтронов может быть до 10¹⁴ нейтр./(см²∙с) и даже выше), в целом, значительно более высокие сечения активации тепловыми нейтронами по сравнению с заряженными частицами, быстрыми нейтронами или фотонами, а также большие объемы для облучения с относительно равномерным распределением плотности потока тепловых нейтронов позволяют обеспечивать на реакторе высокую производительность получения радионуклидов, в том числе требующих для достаточного накопления долговременного облучения (недели, месяцы и более). Стоимость изотопов, получаемых на реакторе, в общем, ниже, чем на ускорителях.

При облучении тяжелыми частицами часто образуется нуклид, не являющийся изотопом материнского элемента. При выделении нуклида из мишени у него не будет в качестве носителя стабильных изотопов соответствующего элемента, если не считать примесей. Например, при облучении воды ионами ³Не по реакции ¹⁶О (³Не, р) ¹⁸F образуется радиофтор. Если в облучаемой воде не было примеси стабильного фторида, то в воде будут находиться лишь радиоактивные атомы фтора.

Связь между массой радионуклида g [г] и его активностью С [Ки] выражается формулой:

 

                              g = 0,884∙10 ^-13 САТ ½,                                                          (4.1)

 

где А - атомная масса радионуклида в относительных единицах; Т½ - период его полураспада в секундах. Отсюда, например, 1 мКи ¹⁸F (Т½ = 112 мин) имеет массу всего 1∙10^-11 г. Этот пример показывает, что отсутствие носителя позволяет сконцентрировать большую активность в ничтожном объеме, например, и очень тонком слое. Отсутствие носителя при радиодиагностических процедурах позволяет не только избавить пациента от риска токсического действия стабильного носителя, но и получить более дифференцированную картину распределения радионуклида.

Характерная черта реакций на тяжелых заряженных частицах - образование нейтронодефицитных изотопов, у которых отношение числа нейтронов к числу протонов в ядре меньше, чем у типичных стабильных изотопов того же элемента. Нейтронодефицитные изотопы, как правило, распадаются с испусканием позитрона или с захватом орбитального электрона атома. В первом случае после торможения в веществе позитрон аннигилирует с электроном, в результате чего получаются два фотона с энергией по 0,51 МэВ, разлетающиеся в противоположных направлениях. Это свойство используется в работе позитронно-эмиссионных томографов (ПЭТ) при определении локализации изотопа в исследуемом органе. Использование аппаратуры, регистрирующей сразу оба кванта, т. е. работающей по схеме совпадений, позволяет сильно снизить фон, создаваемый рассеянным излучением и естественными источниками излучения.   

Распад с захватом орбитального электрона приводит к испусканию характеристического рентгеновского излучения. Такие изотопы находят применение в рентгенофлюоресцентном анализе и изотопной радиографии.

Практическое преимущество циклотрона заключается в том, что его можно установить в любом учреждении, где используются изотопы, что резко расширяет работу с короткоживущими изотопами. Наглядным примером является использование в клинических целях столь короткоживущих изотопов, как ¹⁵О (Т½ = 2 мин) и ¹³N (Т½ = 10 мин).

Так как один и тот же радионуклид можно получить в результате нескольких ядерных реакций, возникает вопрос о выборе наиболее подходящей из них. Оптимальной реакцией является не всегда та, которая протекает с наибольшим теоретическим выходом. Важное значение имеют стоимость и доступность сырья (например, для обеспечения радиохимической чистоты может потребоваться обогащение элемента по одному из его стабильных изотопов, физические, химические и механические свойства мишени (в частности, в связи с интенсивным тепловыделением в мишени) и то, какие сопутствующие радионуклиды образуются в данной мишени, и как это сказывается на сложности и стоимости радиохимических операций с мишенью, на радиохимической чистоте препарата и на его химическом составе.

Радионуклиды, производимые на циклотронах для прикладных применений, приведены в табл. 4.2.

Выходы используемых реакций варьируют в широких пределах - от единиц до тысяч мкКи/ч на 50 мкА (гарантированный ток на внешнюю мишень для циклотронов промышленного назначения). Еще раз подчеркнем сильную зависимость выхода от энергии частиц. Например, повышение энергии α-частиц с 15 до 22 МэВ приводит к увеличению выхода реакции ⁴⁰Аr (α, р) ⁴³К с 0,9 до 4 мкКи/ч на 50 мкА. Выход реакции ¹⁰В (d, n) ¹¹С возрастает с 167 до 500 мкКи/ч с повышением энергии дейтонов с 7,5 до 11,5 MэВ.

Данные таблицы 4.2, показывают, что в преобладающем большинстве случаев циклотронные радионуклиды находят применение в медицинской диагностике, где в наибольшей степени имеют значение отсутствие носителя и специфические свойства нуклидов, такие, как химическая природа соответствующего элемента, период полураспада, энергия частиц и γ-квантов. Другие применения, упомянутые в таблице, также связаны со специфическими требованиями. Все это иллюстрирует общее правило, что циклотроны целесообразно использовать для получения не просто излучателей, а радиопрепаратов с определенными характеристиками.                                                                                                                                

                                                                                                                            Таблица 4.2

Сфера применения радиоизотопов, производимых на циклотронах. Характеристическое рентгеновское излучение при электронном захвате (ЭЗ), аннигиляционное излучение при β-распаде в таблице не указываются

Реакция получения	Нуклид	Период полураспада	Тип распада; испускаемые излучения и их энергия, МэВ	Область применения
7Li (p. n) 7Li (d, 2n) 6Li (d, n) 10B (d, α)	7Be	53 сут	ЭЗ; γ (0,478)	Промышленность (метка); стандартный γ-источник
10B (d, n) 11B (d, 2 n) 9Bе (3Не, n) 14N (p, α) 12C (3Не, α) 12C (p, pn)	11С	20 мин	β+(1,0)	Медицина (диагностика); сельское хозяйство (метка)
12C (d, n)	13N	10 мин	β+(1,2)	Медицина (диагностика)
14N (d, n)	16O	2 мин	β+(1,74)	Медицина (диагностика)
16O (3He, n) 16O (α, pn) 20Ne (d, α) 20Ne (3Не, α n)	18F	112 мин	β+(0,63)	Медицина (диагностика)
24Mg (d, α)	22Na	2,6 г	β+ (0,54; 1,83); ЭЗ; γ (1,27)	Стандартный γ-источник; сельское хозяйство (метка)
27Al (α, 3 p)	28Mg	21 ч	β- (0,42); γ (0,03; 0,40; 0,95; 1,35)	Медицина (диагностика)
27Al (p, d)	26Al	7,4 105 г	β+ (1,16); ЭЗ; γ (1,12; 1,83; 2,96)	Промышленность (метка)
40Аr (α, р)	43К	22 ч	β- (0,83); γ (0,37; 0,63)	Медицина (диагностика)
48Ti (p, n) 48Ti (d, 2n)	48V	16 сут	β+ (0,70); ЭЗ; γ (0,98; 1,31; 2,25)	Промышленность (метка)
51V (d, 2 n)	51Сr	27,8 сут	ЭЗ; γ (0,32)	Промышленность (метка); гидрология (гидрометрия); медицина (диагностика)
52Cr (d, 2n) 56Fe (d, α)	52Mn	5,7 сут	β+ (0,58); ЭЗ; γ (0,73; 0,94; 1,45)	Промышленность (метка); сельское хозяйство (метка)
54Cr (p, n) 56Fe (d, α)	54Мn	303 сут	ЭЗ; γ (0,84)	Промышленность (метка); сельское хозяйство (метка)
50Cr (3He, n) 52Cr (3He, 3 n) 50Cr (α, 2 n)	52Fe	8,3 ч	β+ (0,80); ЭЗ; γ (0,16)	Медицина (диагностика)
60Ni (p, α) 58Ni (p, pn) 57Ni 57Ni 57Co	57Со	267 сут	ЭЗ; γ (0,122; 0,136)	Медицина (диагностика); источник Мессбауэра, источник для рентгенофлюоресцентного анализа
64Ni (d, 2 n) 64Ni (d, n)	64Cu	12,7ч	β- (0,57);  β+ (0,66); ЭЗ;  γ (1,34)	Медицина (диагностика); сельское хозяйство (метка)
65Cu (d, 2n)	65Zn	250 сут	β+ (0,32); ЭЗ; γ (1,12)	Промышленность (метка); гидрология (метка); сельское хозяйство (метка); экология (метка)
66Zn (d, n) 65Cu (α, 2n)	67Ga	78ч	ЭЗ; γ (0,09; 0,18; 0,30)	Медицина (диагностика)
66Zn (α, 2n)	68Ge	288 сут	ЭЗ; γ (1,08)	Генератор для 68Ga (медицинская диагностика)
69Ga (α, n)	72As	26 ч	β+ (2,5; 3,34); ЭЗ; γ (0,63; 0,83)	Медицина (диагностика); сельское хозяйство (метка)
74Ge (d, 2 n) 73Ge (d, n) 71Ga (α, n)	74As	17,5 ч	β- (0,72; 1,36);  β+ (0,91); ЭЗ;  γ (0,60)	Медицина (диагностика); сельское хозяйство (метка)
75As (d, n)	75Se	127 сут	ЭЗ; γ (0,14; 0,27; 0,40)	Медицина (диагностика); сельское хозяйство (метка)
75As(α, 2n)	77Br	57 ч	γ (0,24; 0,52)	Медицина (диагностика)
79Br (α, 2n)	81Rb	4,6 ч	β+ (1,05); ЭЗ; γ (0,45; 1,1)	Генератор 81Кr (медицинская диагностика)
84Kr (d, 2n) 81Br (α, n)	84Rb	33 сут	β- (0,9); β+ (0,8; 1,7);ЭЗ; γ (0,88)	Медицина (диагностика)
85Rb (p, n) 85Rb (d, 2 n)	85Sr	65 сут	ЭЗ; γ (0,51)	Медицина (диагностика); сельское хозяйство (метка)
86Kr(3He, 2n)	87mSr	2,8 ч	ЭЗ; γ (0,39)	Медицина (диагностика)
85Rb (α, 2 n)	87Y	80 ч	β+ (0,47);ЭЗ; γ (0,48)	Генератор 87mSr (медицинская диагностика)
110Pd (d, 2n)	110Ag	253 сут	β- (0,09; 1,5); γ (0,66; 0,94)	Промышленность (метка); гидрология (метка)
109Ag (d, 2n)	109Cd	470 сут	ЭЗ; γ (0,088)	Стандартный γ-источник; источник для рентгенофлюоресцентного анализа
110Cd (d, n) 111Cd (p, n) 112Cd (p, 2 n) 109Ag (3He, n)	111In	67 ч	γ (0,17; 0,25)	Медицина (диагностика)
114Cd (α, n)	117mSn	14 сут	γ (0,16)	Медицина (диагностика)
115In (α, 2 n)	117Sb	2,8 ч	β+ (0,57);ЭЗ; γ (0,16)	Медицина (диагностика)
121Sb(α, 2n) 123Sb(3He, 3n) 122Te (3He, 2n) 123Xe 123Xe → 123I 123Te (p, n)	123I	13 ч	ЭЗ; γ (0,16)	Медицина (диагностика)
127I (α, 2n)	129Cs	32 ч	ЭЗ; γ (0,38)	Медицина (диагностика)
131Хе (р, n) 131Хе (d, 2n)	131Cs	9,7 сут	ЭЗ	Медицина (диагностика)
131Хе (d, n) 132Хе (р, n) 132Хе (d, 2 n)	132Cs	6,6   сут	β+ (0,41);ЭЗ; γ (0,67)	Медицина (диагностика)
139Lа (d, 2n)	139Ce	140 сут	ЭЗ; γ (0,166)	Стандартный γ-источник
155Gd (α, 2n) 159Tb (p, 3n)	157Dy	8,1 сут	ЭЗ; γ (0,33)	Медицина (диагностика)
200Hg (d, n) 201Hg (d, 2 n) 203Тl(р, 3 n) 201Pb 201Pb → 201Tl	201Tl	73 ч	ЭЗ; γ (0,14; 0,17)	Медицина (диагностика)
203Тl (d, 2n) 203Тl (р, n)	203Pb	52 ч	ЭЗ; γ (0,28; 0,40)	Медицина (диагностика)
206Pb (d, 2n) 207Pb (d, 3n)	206Bi	6,2 сут	β+ (0,98);ЭЗ; γ (0,18-1,72)	Медицина (диагностика, терапия)

 

Иногда целесообразность использования циклотрона определяется чисто практическими обстоятельствами. Так, (d, р)-реакции, протекающие обычно с высоким выходом, эквивалентны по результату (n, g)-реакциям, характерным для тепловых нейтронов реактора. Однако получение весьма короткоживущих радиоизотопов может оказаться предпочтительным на циклотроне ввиду большего удобства доставки продукта потребителю.

Массовое производство радиоизотопов на циклотроне с использованием быстрых или замедленных нейтронов в общем нецелесообразно по экономическим соображениям, хотя в отдельных случаях реакции на нейтронах с успехом применяют.  В последние годы резко выросло число циклотронов для промышленного производства изотопов.

Производство изотопов на других ускорителях носит ограниченный характер. В тех учреждениях, где имеются сильноточные линейные ускорители электронов, возможно получение нейтронодефицитных радиоизотопов с носителем по (g, n)-реакции, особенно если тормозное излучение получается так или иначе в качестве «побочного продукта». В работе сообщается, например, о получении ¹³²Cs на линейном ускорителе электронов с платиновым конвертором. После облучения в течение 10 ч при токе 40 мкА и энергии электронов 20 МэВ удельная активность продукта составляла 10 мКи/г.

В другой работе сообщается об использовании тритонного пучка электростатического ускорителя на энергию 20 МэВ для получения ²⁸Mg пo ²⁶Mg (t, р)-реакции с удельной активностью до 100 мКи/г с хорошей радиохимической чистотой.

Ускорители на сверхвысокие энергии использовались для получения новых тяжелых элементов. Однако использование их для широкого производства изотопов вряд ли целесообразно из-за низких токов и сечений реакций, а также из-за многообразия образующихся радионуклидов, что усложняет радиохимические операции. Тем не менее, заслуживают внимания такие начинания, как использование линейного ускорителя, служащего инжектором для протонного синхротрона, для производства изотопов. Условия облучения эквивалентны таковым при постоянном токе 180 мкА с начальной энергией протонов 200 МэВ. Составная мишень позволяет получать одновременно ряд изотопов, каждый из которых образуется при достаточно оптимальных условиях на соответствующем участке трека протона. Авторы продемонстрировали практическую целесообразность получения таких изотопов, как ¹²³I, ¹²⁷Хе и ⁵²Fe, а также изотопов, которые пока практически не использовались, но обладают интересными свойствами: ⁹⁷Ru, ⁸²Sr и ¹⁷⁹Та.