JPH01501423A - レニウム発生器システム、その製法および使用法 - Google Patents
レニウム発生器システム、その製法および使用法Info
- Publication number
- JPH01501423A JPH01501423A JP63500149A JP50014987A JPH01501423A JP H01501423 A JPH01501423 A JP H01501423A JP 63500149 A JP63500149 A JP 63500149A JP 50014987 A JP50014987 A JP 50014987A JP H01501423 A JPH01501423 A JP H01501423A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- precipitate
- solution
- tungsten
- zirconyl
- generator
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
- G21G1/0005—Isotope delivery systems
-
- A—HUMAN NECESSITIES
- A61—MEDICAL OR VETERINARY SCIENCE; HYGIENE
- A61K—PREPARATIONS FOR MEDICAL, DENTAL OR TOILETRY PURPOSES
- A61K51/00—Preparations containing radioactive substances for use in therapy or testing in vivo
- A61K51/12—Preparations containing radioactive substances for use in therapy or testing in vivo characterised by a special physical form, e.g. emulsion, microcapsules, liposomes, characterized by a special physical form, e.g. emulsions, dispersions, microcapsules
- A61K51/1282—Devices used in vivo and carrying the radioactive therapeutic or diagnostic agent, therapeutic or in vivo diagnostic kits, stents
-
- A—HUMAN NECESSITIES
- A61—MEDICAL OR VETERINARY SCIENCE; HYGIENE
- A61K—PREPARATIONS FOR MEDICAL, DENTAL OR TOILETRY PURPOSES
- A61K2121/00—Preparations for use in therapy
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
- G21G1/001—Recovery of specific isotopes from irradiated targets
- G21G2001/0073—Rhenium
Landscapes
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Optics & Photonics (AREA)
- Public Health (AREA)
- Veterinary Medicine (AREA)
- Medicinal Chemistry (AREA)
- Pharmacology & Pharmacy (AREA)
- Epidemiology (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Animal Behavior & Ethology (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Heart & Thoracic Surgery (AREA)
- Dispersion Chemistry (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- General Chemical & Material Sciences (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Medicines Containing Antibodies Or Antigens For Use As Internal Diagnostic Agents (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
- Common Mechanisms (AREA)
- Electronic Switches (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるため要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
レニウム発生器システム、その製法および使用法本発明は治療的および詮所的医
学用途に有用な放射性核種の製造、特に放射性核種発生器システムに関するもの
であり、より詳細に言えばタングステン−188/レニウム−188発生器に関
するものである。
[発明の背景]
放射能を発する原子の種類を意味する放射性核種は、腫瘍イメージングおよび腫
瘍の放射線治療のような診断的および治療的方法に有用である。このような方法
は、テクネチウム−99m (T c−9911,半減期6.02時間)のよう
な、合理的半減期をもつ無担体の放射性核種の利用可能の供給に対する必要性を
増大させた。このような放射性核種を得る一つの方法は、長命の(“親”)放射
性核種の崩壊産物である“娘”放射性核種の抽出を経る。たとえばT C−99
11はモリブデン−99(Mo−99、半減期66、02時間)の娘放射性核種
である。
発生器として知られる装置は市販されており、これを用いて娘放射性核種をその
親放射性核種から分離し、比較的短命の娘同位元素が供給される。親および娘放
射性核種は、クロマトグラフィー、溶媒抽出或いは昇華発生器を用いて分離され
る。クロマトグラフィー発生器はその使用法が簡単でコンパクトなため、病院お
よび放射性核種を診断および治療に用いるその他の施設で使用するのにより便利
である。このような発生器に使用するためには親放射性核種は、抽出操作を開始
する前の運搬および貯蔵のための十分な時間を提供する十分長い半減期をもって
いなければならない。
M o−99からT c−99mを製造するために使用されるようなりロマトグ
ラフィー発生器は、一般には、娘放射性核種に比較的小さい親和性を示すたとえ
ば酸化アルミニウム(“アルミナ”)のような物質のベッドまたはカラムに吸収
された不溶性の親放射性核種を含む、親の崩壊により生ずる娘放射核種をその後
、たとえば生理的食塩水を用いて、定期的にカラムから溶出する。一般的には娘
放射性核種生成物は高い比放射能を有し、親放射性核種のβ崩壊によって生成し
たために“無担体(carrier free)″と言われている。そしてその
生成物には娘放射性核種の安定的同位元素は相対的に含よ・れていない。
最近まで、従来のクロマトグラフィー発生器は、娘放射性核種を得るために大量
のアルミナおよび溶出液の使用を必要としたため、低比放射能(n、r)親放射
性核種、たとえばM o−99からは、高比放射能生成物である放射性核種は比
較的低濃度でしか生成されなかった。その結果、T c−99iのような放射性
核種を製造するためには、核分裂により生成した親放射性核種が好ましかった。
残念なことに、核分裂により生成する放射性核種は複雑な設備および安全対策を
必要とし、それらは製造される娘放射性核種の量に比較して高いコストを必要と
する。
最近クロマトグラフィーM o−99/ T c−99m発生器が開発された。
これはM o−99を含むモリブデン酸ジルコニウムから成る母材(matri
x)を用いる(工ヴアンス等(Evans et at、 )米国特許第4.2
80.053号)、この母材はほとんど溶出されず、母材内で生成したT c−
99mを溶出中に母材から拡散させると言われている。
治療的および診断的用途のために有望なもう一つの放射性核種はレニウム−18
8(Re−188)である、これは天然に生成するタングステン(W−186)
から作られる低比放射能同位元素タングステン−188(W−188)の崩壊産
物である。
レニウムの化学的特性はテクネチウムのそれのようにはよく知られていないとは
いえ、その特性の幾つかは、それが放射治療的用途に、たとえば腫瘍を標的とす
るモノクローナル抗体に結合させる標識(ラベル)として、使用するのに適して
いることを示唆している。 Re−188(半減期16.98時間)はT c−
99i (6,02時間)より長い半減期をもち、強い粒子放出(β−エネルギ
ー2.12NeV)を示しく比較: Tc−9911は粒子放出を示さない)、
腫瘍像を映す最新のガンマカメラにとって理想的な、像形成可能のガンマ放出(
15%、155KeV)をもつ、W−188放射性核種は、天然タングステン(
W−186)からでも、より好ましくは、W−186に富むターゲットタングス
テン物質からでも、ハイ−フラックス反応炉を用いる二重中性子捕捉によって誘
導される。この同位元素系の核特性は次のようである。
W−186(n、λ) 14−187 (n、λ) W−188(安定) −(
23,9時間) → (69,4d)β−β−
Re−187Re−188
(安定)(1e、98時間)
β−
(安定)
これまでのタングステン/レニウム発生器は、比較的少量のタングステン−ター
ゲットを吸収した小さいアルミナカラム(複数)から成り、したがってレニウム
収量はマイクロキュリー(μCi)範囲と低い、このようなカラムから得られる
レニウム量を増やすために(すなわちミリキュリー(mci)範囲に)、ターゲ
ットタングステンをより多量含むようにより大きいカラム容量が必要である。こ
れらの大きいカラムは、今度は多量の溶出量を必要とする。
その上、アルミナカラムを用いるW −188/ Re−188発生器ではRe
−188の収量は低く、主としてターゲットタングステン(主にW−186とし
て)の多量(0,5−2,0g)をアルミナカラムに吸収しなければならないた
めに、W−188の放出または“漏出”レベルが容認できない程になる。多量の
ターゲットタングステンを挿入して、著しいW−188混入のない無担体Re−
188の高収量(ミリキュリー)を小さい容量(ミリリットル)で製造するW−
188/Re−188発生器システムは治療的および診断的用途のために役立つ
であろう。
[発明の概要]
生成する低比放射能W−188を含むタングステート発生器母材を用いるタング
ステン−188/レニウム−188発生器の製法を提供する。母材は、はとんど
担体を含まない高比放射能Re−188を得るための溶出可能容器、たとえばカ
ラムに入れられる。三酸化タングステンおよびジルコニウムから成る発生器母材
の製法は、照射した三酸化タングステンを加熱した塩基性溶液C溶かし、この溶
液を酸性ジルコニウム含有溶液に加えて酸性スラリーを形成することから成る。
このスラリー中でジルコニル タングステート沈澱が生成する0本発明の発生器
のもう一つの製法は、この沈澱のpHを約2.8〜約6.0、より好ましくは約
4.3に調節する付加的段階を含む、また、スラリーを塩基性溶液で中和しても
よい。照射によって生成するW−188放射性核種は、発生器母材を形成するた
めに用いられるこの沈澱物内に含まれる。レニウム−188は発生器母材を食塩
溶液で溶出することによって回収され、溶出液はその後アルミナまたは酸化ジル
コニウム支持体を用いて精製される。
[詳細な説明]
本発明は、Re−188を過レニウム酸イオン(Re 04″″)の形で透過し
拡散させる実質上不溶性のW−188含有母材の形の、W−188/R13−1
88発生器の製法を提供する。その母材はw−iaeタングステン含有物質、た
とえばタングステート化合物から成るのが好ましい、これは照射されると相対的
に低比活性のW−188を形成する。生成した親放射性核種物質をそれから加熱
塩基性溶液に溶かし、その後これを酸性ジルコニウム溶液と合一してジルコニル
タングステート母材を沈澱させる。親放射性核種W−188を含む母材をその後
容器中に置き、溶出によって所望の高比放射能娘放射性核種Re−188を収穫
する0発生器母材の製造およびその利用の詳細を以下に記す。
親放射性核種、w−iasを含む実質上不溶の沈澱物を製造し、親の崩壊産物と
して発生する娘放射性核種イオン(Re 04− )を速やかに拡散させる透過
性母材の形で使用する。この方法を用いると、簡単な溶出法により、大きいベッ
ドまたはカラムを必要とせず、したがうて先行方法のような大量の溶出液も必要
とせずに、比較的高い比放射能をもったR e−1ggが、高収量で生産される
。
タングステン−186二酸化物(WOs)またはタングステン金属から誘導され
るタングステート化合物の形のタングステン(W)は、金属カチオン、たとえば
ジルコニル(ZrO+2>の溶性塩と適当な結合をして沈澱を生成するときには
、クロマトグラフィー発生器を溶出するために一般に用いられる生理的食塩水の
ような溶液には非常に溶けにくい母材となる。
タングステンの出発原料はたとえば10メガワツトの核反応炉を用いて高い中性
子フラックスレベルで照射され、親放射性核種であるW−188を生成する。三
酸化タングステンは酸溶液中では不安定であるから、タングステート沈澱物を形
成するためには、照射した三酸化タングステンを先づ最初に、しドロキシル濃度
([OH−] )2〜10mole/ 1iterの塩基性溶液に溶かすのが好
ましい、塩基は水酸化ナトリウム、水酸化カリウム、水酸化アンモニウム或いは
このような類似のヒドロキシルイオン源である。塩基性溶液を50℃〜60℃の
温度範囲にまで加熱して二酸化タングステンを溶かすのが好ましい、より好まし
い加熱範囲は70℃〜90℃である。生成した溶液をその後室温にまで冷やし、
ジルコニルイオンを含み、水素イオン濃度([H” ] )が1〜6 mole
/ 1iter 、より好ましくは4〜5 mole/ 1iterの塩酸(H
Cg)、硝酸(HNO3)、または硫酸(H2SO4)のような酸性水溶液と合
一する。塩基性および酸性溶液を、それぞれの溶液の温度範囲的5℃〜80℃で
合一すると、ジルコニルタングステートの沈澱が生ずることがわかった。
放射性核種発生器の商業的製造の場合には多量のタンという点でタングステン金
属が好ましい出発原料である。
三酸化タングステンとは異なり、タングステン金属は酸性溶液、たとえば弗化水
素酸および硝酸に溶がすとタングステート(タングステン酸塩)に変る。たとえ
ばタングステン金属および48%弗化水素酸をテフロンビーカーに入れ、その混
合物に濃硝酸を加えると澄明溶液が生成する。その溶液をその後おだやかに加熱
して蒸発乾固し、過剰の弗化水素酸を除去する。生成した固体を再び塩基に溶か
すと、本発明に用いる塩基性タングステート溶液ができ上る。
酸性および塩基性溶液のpHは、生成した最終的スラリーまたはゲルが、塩基性
タングステン溶液を加えた後も酸性(pHo〜1)に保たれるように選択される
。ジルコニルタングステートの生成を促進するために、塩基性タングステン溶液
をゆっくりと酸性溶液に加えることが好ましく、酸性溶液を塩基性溶液に加える
ことのないようにする。ゆっくり添加するには、たとえば−滴づつ加えればよい
、この理由は、ジルコニルカチオンが水酸化ジルコニウムを形成する傾向があり
、この反応はジルコニルカチオンとタングステンとの反応と競合し、ジルコニル
タングステートの生成量を減らす可能性があるためである。その上、合一した溶
液のベースでは成る量の水酸化ジルコニウムが形成される傾向にあるから、ジル
コニウム:総タングステンの比が1:1になるジルコニルクンゲステート沈澱を
確実に生成するように、ジルコニウムのわずかの過剰(25%〜50%が好まし
い)を用い、若干のジルコニルが水酸化ジルコニウムになって失われる分を補う
ようにする。沈澱後、スラリーをDH5〜7、好゛虚しくは約2.8〜約6.0
、最も好ましくは約4.3に調節する。このようなl)H調節は、本発明の発生
器の溶出効率を高める0発明者は理論に縛られることを望んではいないが、最終
的沈澱物のI)H調節がゲル母材の格子構造を改善すると信する。ジルコニルタ
ングステートの再溶解を阻止する水酸化ナトリウム(NaOH)のような塩基が
沈澱物のl)Hの調節に用いられる。上記のように使用した過剰のジルコニルカ
チオンから形成される水酸化ジルコニウムは、スラリーのl)Hを塩基性に調節
した場合に沈澱する。この沈澱物は、なお母材と関連しており、母材から放出さ
れる溶性タングステン(吸収されなければ溶出液に混入する)を全部吸収する。
スラリーを遠心分離にかけ、沈澱物を脱イオン水または生理的食塩水で数回洗い
、始めに沈澱しなかった溶性タングステン(w−iseおよびw −1ss )
を−過により除去し、好ましくはその後沈澱物を室温でゆっくり空気乾燥して過
剰の液体を除去する。別法として沈澱物をオープンで、たとえば100℃で乾燥
する。生成した水和したままのガラス状物質を、たとえばスパチュラを用いるか
超音波処理により粉砕し、発生器マトリックス材料を形成する。
放射性核種発生器のための小容量、高効率の商業的方法は、発生器の包装および
溶出特性を高めるために粒子の大きさおよび形が一様であることを要求する。残
念ながら、沈澱物がガラス状であるため、粉砕し、すりつぶして、カラム製造の
ための一様な粒子にするのは非常に離しい。これは重要な実際的問題である。し
かしながら発明者は、塩基性タングステート溶液と反応させる前に不活性フィラ
ー、たとえば無機金属酸化物を酸性ジルコニル溶液に加えることによって一様な
粒子が比較的容易に得られることを発見した。フィラ一対ジルコニル溶液の重量
:容量比は約0.2%〜約5.0%の幅で、好ましくは約1.0%である。不活
性フィラーの例として、シリカ、石英、アルミナ、マグネシウムおよび珪藻土が
ある。
濾過よりもむしろ遠心分離と洗浄を用いる好ましい精製10トコールも、粒子サ
イズの均一性および溶出効率を改善する。好ましいプロトコールは、最低3回の
遠心分H/洗浄/傾瀉段階を水、水と混和可能の極性有機溶媒および極性有機溶
媒と混和可能の有機溶媒で次々に行う、十分な洗浄には、母液に対して十分量の
洗浄溶液、すなわち最低比、約1:5、たとえば母液2011gあたり洗浄液4
r′IQより好ましくは約1=1の比が必要である。
このプロトコールは、好ましくない粒子間結合を誘起するかも知れない可溶性塩
並びに水を沈澱物から取り除く。
また、空気または加熱乾燥と異なり、沈澱物がより容易に一様な粒子にすりつぶ
される。そのため不活性フィラーの添加は必要ないかも知れない、好ましい精製
10トコールに用いられる極性溶媒の例は、アセトン、アセトニトリル、エタノ
ール、メタノールおよびメチルエチルゲトンである。有機溶媒は低沸点をもち、
沈澱物の乾燥を促進するように選択されるのが好ましい、有機溶媒の例はジエチ
ルエーテル、石油エーテル、ヘキサン、ペンタン、塩化メチレン、クロロホルム
、テトラヒドロフラン、ジイソプロピルエーテル、ベンゼンである。
母材材料は空の容器に移され、溶出され、娘生成物Re188が得られる。適当
な容器はたとえば、標準クロマトグラフィーに用いられるようなガラスカラムか
ら成り、それは配管と連結した適当な銘シールディングと溶出液の貯蔵器とから
成る“シェル”の中にすっぽり入れられ、発生器アセンブリーを形成する。さも
なければ各溶出系列毎に別個の滅菌貯蔵器が供給される。母材を常時水和状態に
しておくことが、必要ではないが、所望である。
周期的に、娘Re−188は溶出液、たとえば水または塩、たとえば塩化ナトリ
ウム(NaCg)または硫酸ナトリウム(Na 2 $04 )を用いてカラム
から便利に溶出される。好ましい溶出溶液は、好ましくは0.15モル濃度の生
理的食塩水である。
本発明のレニウム発生器の性能は溶出効率としてあられされる。溶出効率は、溶
出液中のRe−188の放射能量を、溶出直前の発生器カラムに元々存在するR
e188の放射能量で割ることにより計算される。 Re−188の放射能は、
ガンマ線スペクトロフォトメーターを含む放射能測定用標準器機、たとえばゲル
マニウム検出器および、低レベル放射能を測定できる沃化ナトリウムシンチレー
ションスペクトロフォトメーター或いは高レベル放射能を測定できる放射線量キ
ャリブレータ−な用いて測定される0本発明では発生器は小さいカラムから成る
から、カラム全体を線量キャリブレータ−中に置いて溶出前のカラムにあるRe
−188の放射能を直接測定し、この値から溶出後のカラムのRe−188の放
射能量を引くことによって、溶出液中のRe−188の放射能量を算出する。こ
の方法は溶出液中にあるRe−188の近似値を提供する。なぜならば線量キャ
リブレータ−のセツティングを適切に行う場合、カラムで測定される放射能はR
e188に帰せられるからである。溶出効率は一般には約3〜IOR−188半
減期後に測定される0本発明の発生器を用いると、溶出直後および一般には3ま
たは4半減期後に測定して、55%〜65%もの高いRe−188溶出効率が得
られ、溶出液中のRe−188濃度は4tmcr7raeおよびそれ以上にもな
る。
Re−1saの放射化学的純度は、イオン交換体、逆相高速液体クロマトグラフ
ィー(HPLC)或いはシンチレータ−クロマトグラフィーにより、放射能をも
たない過レニウム酸塩を標準として用いて、評価される。
ジルコニルタングステート(Zr 0WO4)またはこれの水和物、Zr 0W
O4XH20は本発明によりRe−188を発生するために用いられる材料の生
成のために好ましい化合物であるが、その他の適した材料として、ハフニウム、
チタニウム、セリウム、鉄、錫およびバリウムを含むタングステン化合物、およ
びこれら化合物の混合物がある。
溶出プロセス中に、溶出液中に少量のW−188およびW−186が母材から、
たとえばジルコニルタングステート母材の微小粒子の形で放出され、Re−18
8に混入するかも知れない、多孔質ガラスまたはプラスチック構造、たとえばク
ロマトグラフィーカラムに用いるガラス戸板を用いて、これら粒子の若干を保留
し、溶出液へのタングステン流入を阻止する。しかし本発明の方法を用いた場合
カラムから放出されるw−iaa量は比較的低い(0,01%に過ぎない)、こ
れは、本発明では発生器母材の大部分がその中に含まれるw−iaaのかなりの
部分が放出される前に、溶解しなければならないからである0本発明の発生器を
用いると、Re−188は0.01%(カラムにある全W−188の)以下の漏
出W−188と共に溶出される。その上溶出液中のW−188の濃度は、W−1
88をも含むタングステンを吸収できる基質、たとえばアルミナカラムまたは水
酸化ジルコニウム床を用いて数桁も減らされ、ジルコニルタングステート母材か
ら溶出する溶液を精製する。こうして、本発明の発生器システムは、発生器母材
を入れた容器の他に、放出されたW−188を除去するための第二の溶出可能容
器、たとえばこのようなタングステン特異的母材を含む第二の母材を入れたクロ
マトグラフィーカラムを含む、別法として、タングステンを吸収できる基質を発
生器カラムに、たとえばジルコニルタングステート母材の下方に挿入して溶出液
が先づジルコニルタングステート母材を通過した後、その基質を通過するように
する。
タングステン吸収基質を使用するもう一つの利点は、母材の微小粒子の損失が最
小になり、それはそれで、処理しなければならないそのような混入粒子を含む溶
出液の量を減らすということである。
本発明によって作られるW −188/ Re−188発生器装置は、非常にコ
ンパクトで、少量の発生器母材を用いて作られる。 W−188は、中性子捕捉
により、約IJIr−Lリー(Ci)/g以上の比放射能をもって製造されるが
ら、容量がたった5 tillの小さい(キュリーサイズ)発生器カラムがこの
方法を用いて作られることは明らかである。
本発明の発生器は先行技術より明らかにすぐれているとはいえ、W/Re発生器
のコストは先行技術の大部分の放射性核種発生器、たとえばモリブデン/テクネ
チウム発生器よりもかなり高い、それは主としてW−186出発原料がより高価
であるためである。そこで、溶出によってすでに完全に使い果された発生器から
タングステン−186をリサイクルして抽出する方法の開発は経済的に重要な課
題である。使い尽くした発生器は、臨床的にはもはや役に立たないとはいえ、数
箇月後でもまだ大量の放射能、たとえば20OnCiものW−188を含んでい
ることがある、というのはW−188の半減期は約70日だからである。
こうして本発明は、使い尽くしたジルコニウムタングステートゲルからタングス
テンを抽出する方法にも向けられている0回収されたW−186は、照射されて
W−188を生成し、これが新しい発生器の製造のために用いられる。
基礎的リサイクリングプロセスは、ジルコニウムタングステートゲルまたは母材
を溶解し、ジルコニウムとタングステンとを分け、タングステンを単離する段階
を含む。
ゲルの溶解は強酸、たとえば濃塩酸と反応させることによって達せられる0分離
段階はたとえば強i基のゲル溶液への添加によって達せられる。これによりゲル
のタングステートフラクションは溶解し、ジルコニウムは酸化ジルコニウムとし
て沈澱する。単離は、たとえば生成溶液を濾過し、沈澱を洗い、タングステンを
含む戸液を回収することによって達せられる。タングステンはt液中に単離され
る。容量を減少させる。タングステンは三方法のどちらかで回収される。第一の
方法として、濃縮したタングステート溶液を加熱して水を蒸発し、三酸化タング
ステンを生成せしめる。それから高圧および高温下で水素還元段階を用いて三酸
化タングステンを金属タングステンに変える。濃縮(enr 1ched )ま
たは非放射性タングステンに容易に適用されるこの方法は、放射性サンプルにも
適用できる。第二の方法は電気めっき法の使用を含む0次の等式を用いて、あら
かじめ決めた強さの電流を濃タングステン溶液に通すと、陰極にタングステン金
属の沈着が生じる。
WO4”’ +4H20+6e + ”−W+80H−一−ン
E0=−1,05V
陰極はW−186濃縮ワイヤーまたはホイルで便利に形成される。その後その質
量は陰極に沈着したタングステン金属量によって増加する。たとえば直径0.2
5nm 、長さ20cmのワイヤーはタングステン金属200mgに相当する。
ワイヤーはその後W−188への新しい照射サイクルが準備される。
本発明の詳細な説明し、これを製造し使用する普通の技術者の役に立つように、
以下に実施例を示す、これら実施例は、それ以外ではこの特許証によって付与さ
れる開示または保護の範囲を制限することを絶対に意図しない。
塞l自辻上
!二組も1設立
タングステン二酸化物の形の同位元素濃縮W−186(オークリッジ ナショナ
ルラボラトリーズ、オークリッジ、T N ) 116ngを、ミズリー大学研
究所反応炉を用いて3X1014中性子/en2 /secで4〜5箇月間中性
子照射し、116Bのタングステン二酸化物中に約60IICiのW−188を
生成しな。
2A≦しL配二l−乙りん立−ヒLL10星ゑ総放射能約14nCiになるまで
4箇月間崩壊させた後上記のように照射した116119の二酸化タングステン
を非照射WOs 134mgに加え250mgg W Osにした、これを60
℃に加熱した5M水酸化ナトリウム(Na OH) 5 tsQに溶解した。生
成した塩基性三酸化タングステン溶液を室温まで放冷し、それをゆっくりと酸性
溶液的7.5m eの4MHCl! (最終溶液で酸が過剰になるように)そし
て硝酸ジルコニウム0.45g(沈澱を確実にするために約25%過剰のジルコ
ニウム)を含むものに加えた。最終的スラリーは、塩基性タングステン溶液の添
加後O〜1のpHを示した。撹拌すると直ちに白色のジルコニルタングステート
沈澱が生成し、これをNa OHを用いて約5〜7範囲のpHに中和し、沈潟物
の再溶解を阻止した。沈澱物をその後戸別し、生理的食塩水(0,9%NaCQ
)で洗い、それから25℃でゆっくり乾かした。生成したガラス状白色物質をス
パチュラを用いて破細し、ガラスP板(マリンクロット社、セントルイス、MO
)を含む空のガラスカラム(大孔の容量5〜7Ne>に移した。カラム内で母材
を再び生理的食塩水で洗い、母材から微小粒子を遊離し除去し、溶出液へタング
ステンが入るのを阻止した。すなわち漏出を減らしたカラムを洗うためには水も
用いられる。
W−188は、線量キャリブレータ−を用いて測定したW−188の放射能(m
ci)から計算して、発生器母材を0.003%以下含むことがわかった。
k二息人且ユI
上記の発生器母材カラムを、鉛遮蔽物から成り、溶出液貯蔵器および関連配管を
も含む一般的ハウジング内にぴったり合うように入れた。最初の溶出前にカラム
を再び約500111の生理的食塩水を用いて洗い、母材からの漏出をさらに減
らした。それから1〜2日間カラム内のW−188約7nCiからRe−188
を発生させ、その後そのRe−188を5〜io neの生理的食塩水で溶出し
た。上記の操作法を用いて、Re o4−の形のRe−1884mciが最初の
溶出液中に得られた。その後1日おきに1回溶出した。33℃1間に亘って各溶
出液から2〜4iCiのRe−188が得られた。
発生器から得られるR e−188の濃度プロフィル(lCi / 11g溶出
液)は、幾つかの溶液で一定量の溶出液中に得られるR e−188の放射能を
測定することにより決定される。これらの測定値をカラムに発生するRe−18
8の総放射能量と比較し、溶出のどの時点にRe−188の最高レベルの放射能
が得られるのかを決定する。その上、カラムから得られるR e−188の比放
射能はカラム溶出液に存在するRe−188の総放射能の測定によって決定され
る。
L番笠1
母材から放出されるw−iasの量を測定するために、上記のようにして得た溶
出液を多チャンネル分析器(ヌクレアーデータ社、シアウンプルグ、IL)を用
いて分析した。その結果Re−188溶液中のW−188含有量はカラムの総放
射能の0.008〜0.01%であることがわかった。
W−188の漏出量はアルミナカラムまたは水和酸化ジルコニウム吸収床を通過
させることによってさらに減少した。
その他の目立った放射性核種不純物は存在しなかった。
溶出液中に存在する金属のような非放射性化学的不純物は、溶出液の原子吸収を
用いて試験する。
Re−188
過レニウム酸塩は、上記のW−188/ Re−188発生器の溶出後HPLC
カラムで検出される唯一の物質であった。
1支且二豆孟
発生器の性能は、沃化ナトリウム スペクトロフォトメーターおよび線量キャリ
ブレータ−を用いて上記のように溶出効率として測定した0発生器効率は55%
〜65%であることが判明した。
ここに記載の発生器は、数百ミリグラムから1グラムまでのターゲット三酸化タ
ングステンを保持し、数百ミリキュリーの娘Re−188収量を与えるようにつ
くられる。
1支且二豆孟月
上記のように作った発生器を2〜3週間の間規則正しく1日おきに溶出し、平均
溶出収量59%を生産する。ここに記載の方法にしたがって作られるその他のW
−188/Re−188発生器は数量月間に亘って同様に首尾一貫する高収量を
挙げることがわかった。これは、ここに記載の発生器がRe−188生産のため
に役に立つ寿命をもっていることを示すものである。
本発明においては、核分裂により生ずる高比放射能親放射性核種を使用する必要
がない、 W−188は当面は無担体として手に入りそうもないから、W−18
6から生産されるw−issを用いる本発明は、遮蔽するのがむずかしい。
納得できる量の生成物を得るための大量の溶出液を必要とする大きいカラムを必
要とせずに無担保Re−188の有用量を得る好都合な手段を提供する。これま
での小さいRe−188発生器はW−188を十分に吸着して保持することはで
きなかった。そして発生器の活性を増加しようとするとRe−188の溶出収量
は減り、カラムからのW−188の放出(遊離)は増加した。
ここに記載の発生器装置により製造されるR e−188を抗体、たとえば放射
t!療法または診断的目的のために腫瘍関連抗原を識別する抗体に結合させる。
その上、W−188の比較的長い半減期(69,4日)およびカラムまたはその
他の容器考案物に入れた発生器母材の運搬し易さのために、本発明によって製造
される発生器母材の商業的供給および貯蔵は容易になる。
夏里且l
ンプル 告お
96%濃縮の三酸化タングステン<WO2) (1,07n+1ole)として
の同位元素的に濃縮しなW−186の25011!7試料の2個をそれぞれ別個
のT−21石英バイアルに入れた。
その石英バイアルを真空下でトーチで約1.5インチの長さに、封止した。各封
止は目で見て、そして探針でチェックした。各2501g試料にその後同時に次
の操作を行った。
サンプルをその後核反応炉で照射した。照射後、照射したバイアルをナンバーを
つけた鉛金属内に戻した。最低15日間崩壊後、石英バイアル中の放射能を、線
量キャリブレータ−を用い、217. 516. 522セツテイングで測定し
た。
501g入りの滅菌した第一のポリプロピレンカップ中で、約is ratの超
高純度のH(lと約5 rmQの超高純度の硝酸とを混ぜて、約2012の王水
を作った。18G針で最低10箇の孔をあけた501g滅菌、第二のポリプロピ
レンカップ中に石英バイアルを置いた。第一のポリプロピレンカップ(の内容物
)を第二のポリプロピレンカップ中に置き、24時間接触させた。注射用滅菌水
的20119を第三の50nffi滅菌ポリプロピレンカツプに入れ、第二のポ
リプロピレンカップを第三のカップにすすぎ入れた。
洗浄溶液がpHストリップ−インジケーターを用いてpH4以上を示すまで必要
な滅菌水を用いて石英バイアルを洗った0石英バイアルを滅菌ガーゼで拭いて乾
かし、それから95%エタノール約20me含む501t、滅菌、第四のポリプ
ロピレンカップに置いた0石英バイアルを滅菌ガーゼで拭いて乾かした。
−・・ の2・
石英バイアルを放射性同位元素グローブボックスに入れた。エタノールできれい
にしたスコアリングツールおよびバイアルブレーカ−を用いて石英バイアルをグ
ローブボックス中で開けた。照射された粉末と、開いたバイアルを、滅菌、無パ
イロジエンの撹拌棒を備えつけた滅菌、無パイロジエンの1001Qビーカーに
置いた。3cc滅菌、使い捨て注射器を用いて10M水酸化ナトリウム2.0r
Ueを引き出し、照射した粉末と開いたバイアルを含むビーカーに加えた。 1
0cc滅菌、使い捨て注射器を用いて注射用滅菌水a、o meを吸い上げ、照
射した粉末および開いたバイアルを含むビーカーに加えた。ビーカーをホットプ
レート撹拌器上に置き、ゆっくりとセツティング1.6(約85℃)に加熱した
。その間三酸化タングステンが溶解するまで最低15分間撹拌した。その後ビー
カーを別の撹拌器上に置き、撹拌した。針のついていない3CC滅菌、使い捨て
注射器を用いて、3.OraQ超高純度HC2を吸い上げ、5分間かけてゆっく
りとビーカーに加えた。灰色の沈澱が生成した。
滅菌プラスチック製ピペットを用いて、全部でI IQの過酸化水素を1時間か
けて加えた。そのためには0.4mtで始め、その後15分毎に0.2iffi
づつ3回加えた。3CC滅菌、使い捨て注射器を用いて10M水酸化ナトリウム
約1.4mtを1滴づつ、澄明溶液が得られるまで加えた。10CC滅菌、使い
捨て注射器を用いて、注射用滅菌水5.Oleを吸い上げた。ベーター遮蔽トン
グを用いて、放射性溶液を含むビーカー中の石英バイアルの断片および排水管を
除去した0石英断片を、上記の10cc注射器に含まれる水ですすいだ4石英断
片を、10M水酸化ナトリウム2.釦1と滅菌水2.5 me含む10mgバイ
アルに入れ、取っておく、ビーカーはホットプレート撹拌器から取り出し、5分
間室温に放冷する。 10cc滅菌、使い捨て注射器を用いて、8.0ng注射
用滅菌水を吸い上げ、ビーカーに加えた。ビーカーを撹拌器上に置き、完全に溶
解するまで撹拌した。
i腹i土ユニ止亙且凶旦I
570mQ硝酸ジルコニル<2.141iole )を、滅菌無パイロジエン撹
拌棒を備えつけた100ra Q滅菌、無バイロジエ〉・ビーカーに入れた。ビ
ーカーを放射性同位元素グローブボツクスに置いた。3cc滅菌、使い捨て注射
器を用いて、2.Zr1g超高純度HCgを吸い上げ、硝酸ジルコニルを含むビ
ーカーに加えた。 l0CC滅菌、使い捨て注射器を用いて4.4rafl注射
用滅菌水を吸い上げ、硝酸ジルコニルを含むビーカーに加えた。ビーカーをホッ
トプレート撹拌器上に置いた。セツティング1.0(約55℃)でおだやかに熱
し、その間、完全に溶解するまで撹拌する。ビーカーを別の室温撹拌器上に置き
、撹拌した。
Zr−Wル゛
沈澱のために滅菌、使い捨て10cc注射器の準備をした。
そのためには注射器の筒をとり外し、ルアー−ロック(Iuer 1ock )
に滅菌、使い捨ての三方弁を取りつけた。
撹拌器および硝酸ジルコニル溶液含有ビーカーから成るアセンブリー上にこの注
射器を保持するためにリングスタンドを用いた0組み合わせpH電極は、一点較
正(single point calibration)を用いてpH4,0
で較正した。
電極を注射用滅菌水ですすいだ、ターゲットの放射性溶液を、ベータ遮蔽、滅菌
、使い捨てピペットを用いて滅菌10cc注射器に移した。二方弁を回し、放射
性溶液が1滴づつ添加されるようにした。3cc滅菌、使い捨て注射器を用いて
、注射用滅菌水3 IIQを吸い上げ、1.5niを、放射性タングステン溶液
を含むビーカーに加えた。すすいだ水を10cc注射器に移し、沈澱したゲルに
加えた。二回目のすすぎは、同じ条件下で第二の1.5me量の水を用いて行わ
れた。pH電極を、ゲル溶液を含むビーカーに浸した。ゲル溶液のpHは、10
M水酸化ナトリウム約2゜8mtで4.0〜4.3に調節した。3cc滅菌、使
い捨て注射器を用いて、注射用滅菌水3 mGを吸い上げた。電極を取り出し、
1.5mg水で2回洗った。沈澱したゲルを1時間室温で撹拌した。濾過装置に
戸膜を置き、その−過装置を、滅菌、無パイロジエン500mff1?過フラス
コに置いた。滅菌、無パイロジエン、強化プラスチック製チューブを濾過フラス
コともう一つの滅菌フラスコとの間につなぎ、後者は滅菌、真空ハンドポンプに
つないだ、遮蔽、滅菌、使い捨てピペットを用いて、ゲル溶液を濾過装置に入れ
た。真空ハンドポンプを用いてゲルを濾過した。
ゲルを入れたビーカーを約201’1gの注射用滅菌水で2回すすぎ、濾過した
。ゲルを約1001E注射用滅菌水で2回洗った。その場合、それをフィルター
ホールダー側に注いで、沈澱が破壊されないようにした。を液と洗浄液とを集め
、その一部を取って、沈澱物収量の計算に用いた。
tと立見1
ゲルを3.0インチ(7,6cn)水±0.5インチ(1,3cn)の減圧下で
、グローブボックス中で室温で最低18時間乾燥した。
乾燥ゲルを、減面、無パイロジエン−漏斗上に置くことによって、10cc滅菌
、無パイロジエン−バイアル中に入れた。この段階は非常に注意深く行うことが
重要である。乾燥ゲルを含むバイアルの内側でベータ遮蔽スパチュラのまわりに
一枚のパラフィンフィルムを巻いた。ゲルを小さい粒子になるまですりつぶした
。較正した微量天秤を用いて250mg含水酸化ジルコニウムを2本の滅菌、無
パイロジエン発生器カラムに秤取した0発生器カラムAは、これまで用いた漏斗
で作成した。必要なゲルの約3分の2を漏斗に注ぎ、Zr −W発生器カラムA
に詰めた。それから漏斗を発生器カラムBの最上端に置き、ゲルの残り3分の1
を同じ方法で発生器カラムB上に注いだ、カラムの最上端を滅菌ゴム隔膜、アル
ミニウムシールおよびクリンパ−を用いて封止した。それからカラムを吸着紙で
拭き、カラムに付着している放射性粒子を除去する。それからカラムをプラスチ
ック製バッグに入れ、それから適当な大きさの鉛製容器に入れる。
本発明を好ましい実施例と関連づけて説明したが、普通の技術をもった人は、前
記の明細書を読んだ後、ここに示される方法および組成物に種々の変更、等価物
の置換および変形を行うことができる。したがって、この発明に付与される保護
は、添付の請求の範囲およびその等価物によってのみ制限されるものである。
国際調査報告
bne+jlllllJl^−1−ト自””””’PC”/US8710281
4
Claims (13)
- 1.Re−188の製造に有用な放射性核種発生器の製法であって、 (a)W−188を含む塩基性タングステート溶液をジルコニルイオンを含む酸 性溶液と反応させて、W−188含有ジルコニルタングステート沈澱物を形成し 、(b)ジルコニルタングステート沈澱物を溶出可能容器に入れる 段階から成る製法。
- 2.Re−188の製造に有用な放射性核種発生器の製法であって、 (a)W−188を含む塩基性タングステート溶液をジルコニルイオンを含む酸 性溶液と反応させ、W−188含有ジルコニルクンダズテート沈澱物を形成し、 (b)上記沈澱物のPHを約2.8から約6までに調節し、 (c)上記沈澱物を溶出可能容器に入れる諸段階から成る製法。
- 3.沈澱物のPHが約4.3に調節される請求項第2項に記載の製法。
- 4.塩基性タングステート溶液が酸性溶液に1滴づつ加えられる請求項第2項に 記載の製法。
- 5.沈澱物のpHが塩基の添加によって調節される請求項第2項に記載の製法。
- 6.段階(b)と(c)との間に、 順次に、水、水と混和する極性有機溶媒、そして、極性有機溶媒と混和する有機 溶媒で洗浄、遠心分離および傾瀉を行う付加的段階をさらに含む請求項第2項に 記載の製法。
- 7.極性溶媒が、アセトン、アセトニトリル、エタノール、メタノールおよびメ チルエナルケトンから成る群がら選択される請求項第6項に記載の製法。
- 8.有機溶媒が低沸点を有し、上記沈浸物の乾燥を促進する請求項第6項に記載 の製法。
- 9.有機溶媒が、ジエチルエーテル、石油エーテル、ヘキサン、ペンタン、塩化 メチレン、クロロホルム、テトラヒドロフラン、ジイソプロピルエーテルおよび ベンゼンから成る群から選択される請求項第6項に記載の製法。
- 10.酸性溶液がさらに不活性フィラーを含む請求項第1項または第2項に記載 の製法。
- 11.上記フィラーが無機金属酸化物である請求項第10項に記載の製法。
- 12.上記フィラーがシリカ、石英、アルミナ、酸化マグネシウムおよび珪藻土 から成る群から選択される請求項第10項に記載の製法。
- 13.請求項第1項または第2項の製法によって作られるジルコニルタングステ ートの実質上不溶性の母材を含んで成る、R−188製造のための放射性核種発 生器。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US92964486A | 1986-11-10 | 1986-11-10 | |
| US929,644 | 1986-11-10 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01501423A true JPH01501423A (ja) | 1989-05-18 |
Family
ID=25458217
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63500149A Pending JPH01501423A (ja) | 1986-11-10 | 1987-10-30 | レニウム発生器システム、その製法および使用法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0288556B1 (ja) |
| JP (1) | JPH01501423A (ja) |
| AU (1) | AU591372B2 (ja) |
| WO (1) | WO1988003697A1 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2021523863A (ja) * | 2018-05-11 | 2021-09-09 | エルジー エレクトロニクス インコーポレイティド | 遷移金属酸化物微粒子の製造方法 |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6066302A (en) * | 1999-04-28 | 2000-05-23 | Bray; Lane A. | Method of separation of Cesium-131 from Barium |
| RU2481660C1 (ru) * | 2011-12-29 | 2013-05-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Способ получения генераторного радионуклида рений-188 |
| CN117604249A (zh) * | 2023-11-22 | 2024-02-27 | 中国核动力研究设计院 | 一种188Re制备过程中186W靶料的回收方法 |
-
1987
- 1987-10-30 JP JP63500149A patent/JPH01501423A/ja active Pending
- 1987-10-30 EP EP87907875A patent/EP0288556B1/en not_active Expired
- 1987-10-30 WO PCT/US1987/002814 patent/WO1988003697A1/en not_active Ceased
- 1987-10-30 AU AU82792/87A patent/AU591372B2/en not_active Ceased
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2021523863A (ja) * | 2018-05-11 | 2021-09-09 | エルジー エレクトロニクス インコーポレイティド | 遷移金属酸化物微粒子の製造方法 |
| US11420258B2 (en) | 2018-05-11 | 2022-08-23 | Lg Electronics Inc. | Method for manufacture of transition metal oxide fine particles |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0288556B1 (en) | 1992-05-13 |
| EP0288556A1 (en) | 1988-11-02 |
| AU8279287A (en) | 1988-06-01 |
| WO1988003697A1 (en) | 1988-05-19 |
| AU591372B2 (en) | 1989-11-30 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP0541543B1 (en) | Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium | |
| Bailey et al. | Developing the 134Ce and 134La pair as companion positron emission tomography diagnostic isotopes for 225Ac and 227Th radiotherapeutics | |
| US5145636A (en) | Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium | |
| Kolsky et al. | Radiochemical purification of no-carrier-added scandium-47 for radioimmunotherapy | |
| US4859431A (en) | Rhenium generator system and its preparation and use | |
| US5409677A (en) | Process for separating a radionuclide from solution | |
| Z Soderquist et al. | Production of high-purity radium-223 from legacy actinium-beryllium neutron sources | |
| JP2024518098A (ja) | Ac-225生成のための過酸化トリウムに基づくジェネレータ | |
| KR100217973B1 (ko) | 레늄-188 및 테크네튬-99m 발생기의 제조방법 | |
| EP0494176B1 (en) | Improved radionuclide generator system and method for its preparation and use | |
| Cieszykowska et al. | Nuclear Reactor-Based Production of Medical Radionuclides | |
| Aziz | Physico-chemical characterization of the terbium-161 radioisotope through separation based on cartridge LN resin column from irradiated of enriched Gd2O3 target | |
| Poorbaygi et al. | Preparation of 90Y by a 90Sr-90Y chromatographic generator using combined columns containing Sr resin and DGA resin for radionuclide therapy | |
| AU591372B2 (en) | Rhenium generator system and method for its preparation and use | |
| Tomar et al. | Studies on production of high specific activity" Mo and" Y by Szilard Chalmers reaction | |
| Wang et al. | Production of medical isotope 68Ge based on a novel chromatography separation technique and assembling of 68Ge/68Ga generator | |
| JP7832937B2 (ja) | スカンジウム-44を発生させる方法 | |
| Taskaev et al. | Extraction generator for [99mTc] sodium pertechnetate production | |
| CA1323748C (en) | Rhenium generator system and method for its preparation and use | |
| Jia et al. | Production of no-carrier-added 105Rh from neutron irradiated ruthenium target | |
| JP2966521B2 (ja) | 可溶照射ターゲット及び放射性レニウムの製法 | |
| Huclier-Markai et al. | Improved titanium-44 purification process for establishing a high apparent molar activity titanium-44/scandium-44 generator | |
| Cimpeanu et al. | High specific activity 186 Re and 188 Re perrhenates to be used for biomolecule labeling | |
| Baluev et al. | Recovery of antimony-125 from tin-124 irradiated by neutrons | |
| Nurtdinov et al. | Synthesis of 177Lu-based bioconjugate for radioimmunotherapy and evaluation of its stability in physiological media |