PL209169B1 - Sposób otrzymywania terapeutycznych ilości radionuklidu 177Lu - Google Patents
Sposób otrzymywania terapeutycznych ilości radionuklidu 177LuInfo
- Publication number
- PL209169B1 PL209169B1 PL379829A PL37982906A PL209169B1 PL 209169 B1 PL209169 B1 PL 209169B1 PL 379829 A PL379829 A PL 379829A PL 37982906 A PL37982906 A PL 37982906A PL 209169 B1 PL209169 B1 PL 209169B1
- Authority
- PL
- Poland
- Prior art keywords
- radionuclide
- solution
- ytterbium
- therapeutic amounts
- manner
- Prior art date
Links
Landscapes
- Medicines Containing Antibodies Or Antigens For Use As Internal Diagnostic Agents (AREA)
Description
Przedmiotem wynalazku jest sposób otrzymywania terapeutycznych ilości radionuklidu 177lutetu poprzez wydzielenie 176iterbu z napromienionej w reaktorze jądrowym tarczy iterbowej.
Aktualnie w medycynie nuklearnej istnieje ogromne zapotrzebowanie na radiofarmaceutyki wykazujące efekt terapeutyczny w stosunku do małych zmian nowotworowych rozsianych na dużej powierzchni tkanki, przerzutów nowotworowych lub nowotworów we wczesnym stadium rozwoju. Radiofarmaceutyki te wydają się być doskonałym uzupełnieniem dla istniejących już farmaceutyków na bazie wysokoenergetycznych β- emiterów (90Y, 188Re), wykorzystywanych do terapii dużych guzów nowotworowych. Liczne doniesienia literaturowe, w tym Scence Citation Indeks wskazują na wzrastające zainteresowanie radionuklidem 177Lu, który w medycynie nuklearnej wykorzystywany jest jako prekursor dla szeregu radiofarmaceutyków.
Znany jest stosunkowo łatwy sposób otrzymywania radionuklidu 177Lu o niewielkiej aktywności właściwej przez napromienienie neutronami termicznymi w reaktorze jądrowym tarczy wzbogaconej w izotop 176Lu. Jednak do syntezy radiofarmaceutyków o dział aniu terapeutycznym wymagane jest użycie radionuklidu 177Lu o znacznej aktywności właściwej, dlatego szeroko podejmowane są prace prowadzące do opracowania sposobów otrzymywania beznośnikowego radionuklidu 177Lu.
Radionuklid 177Lu można otrzymać również przez napromienienie neutronami termicznymi w reaktorze jądrowym tarczy iterbowej wzbogaconej w izotop 176Yb. Zachodzi wówczas reakcja:
176Yb (n, γ) 177Yb (T1/2 = 1,9 godz.) β~ > 177Lu
Najtrudniejszym etapem w otrzymywaniu beznośnikowego radionuklidu 177Lu jest jego wydzielenie z tarczy iterbowej. Oba pierwiastki są lantanowcami, a ich promienie jonowe różnią się jedynie o 0,7 pm. Ponadto, w wyniku tzw. efektu tetradowego (podwójnie-podwójnego) współczynnik rozdziału Lu3+/Yb3+ jest mniejszy niż wynika to z ich promieni jonowych. Ze względu na duże podobieństwo obu kationów, ich rozdzielenie w pojedynczym procesie chromatograficznym jest bardzo trudne i wymaga użycia dużych kolumn jonitowych oraz znacznych objętości eluenta, co powoduje, że otrzymany radionuklid 177Lu jest bardzo rozcieńczony i może być łatwo zanieczyszczony kationami metali.
Także z danych literaturowych (S. Lahiri i współpracownicy Appl. Radiat. Isot. 49, 911, 1998, Hasimoto J. Radioanal. Nucl. Chem. 255, 575, 2003) wynika, że chromatograficzne wydzielenie radionuklidu 177Lu z tarczy iterbowej możliwe jest jedynie, gdy zawartość Yb3+ w roztworze nie przekracza 1-2 mg.
Wiadomo, że aby otrzymać terapeutyczne ilości radionuklidu 177Lu masa tarczy iterbu musi wynosić co najmniej 50 mg, konieczne zatem jest wstępne wydzielenie Yb. (Yu. Lebedev i współpracownicy Appl. Radiat. Isotop. 53, 421, 2000) proponowali zastosowanie amalgamatu sodowego do wydzielania Yb3+. Wykorzystali oni własność Yb, który w odróżnieniu od Lu rozpuszcza się w rtęci, tworząc amalgamat. Po przeprowadzeniu ośmiu operacji amalgamowania Yb, stężenie Yb3+ spadło do 0,01 ± 0,02% masy początkowej, a w roztworze pozostawało 85% radionuklidu 177Lu. Był to jednak proces wieloetapowy wymagający doprowadzenia pH po każdym amalgamowaniu do wartości 6,5 oraz współstrącenia radionuklidu 177Lu z jonami La3+ po przeprowadzeniu czterech operacji.
Możliwość redukcji Yb3+ do Yb2+ sugeruje możliwość wykorzystania tych własności iterbu w procesie separacji Yb3+ od Lu3+.
Potencjał redukcji Yb3+ do Yb2+ jest stosunkowo duży i wynosi 1,05 V. Konieczne jest zatem zastosowanie reduktora, którym może być amalgamat sodowy, łatwy do otrzymania i zaliczany do najsilniejszych reduktorów. W środowisku obojętnym amalgamat sodowy redukuje Yb3+ do Yb metalicznego, jednak w środowisku kwaśnym redukcja następuje jedynie do Yb2+. Zauważono, że w środowisku kwasu H2SO4 po redukcji Yb3+ do Yb2+ tworzy się charakterystyczny, zielony osad YbSO4. Zjawisko to wykorzystano w sposobie otrzymywania radionuklidu 177Lu z napromienionej w reaktorze jądrowym neutronami termicznymi tarczy iterbowej.
Sposób otrzymywania terapeutycznej ilości radionuklidu 177Lu według wynalazku, polega na tym, że do 6 ml 0,5M roztworu H2SO4 i 50 mg tarczy iterbowej napromienionej w reaktorze jądrowym neutronami termicznymi zawierającej materiał tarczowy-iterb i radionuklid 177Lu, powoli wkrapla się 5 ml amalgamatu sodowego o stężeniu 3,2M sodu i następnie po 5 min, po samoczynnej redukcji Yb3+ do Yb2+ odprowadza się z roztworu Hg, a pozostały roztwór przepuszcza się przez sączek, na którym
PL 209 169 B1 zatrzymuje się YbSO4 w postaci zielonego osadu, natomiast radionuklid 177Lu w ilości terapeutycznej jako roztwór kationów Lu3+ odprowadza się na zewnątrz.
Wynalazek zilustrowany jest poniższym przykładem przeprowadzonym w układzie, którego schemat przedstawiono na rysunku.
P r z y k ł a d
W pojemniku 1 przygotowano 6 ml 0,5M roztworu H2SO4 z 50 mg tarczy iterbowej napromienionej neutronami termicznymi w reaktorze jądrowym, zawierającej materiał tarczowy-iterb i radionuklid 177Lu. Następnie, z pojemnika 2 do roztworu znajdującego się w pojemniku 1 jako reduktor, powoli wkroplono 5 ml amalgamatu sodowego o stężeniu 3,2M. Po 5 min samoczynnej redukcji Yb3+ do Yb2+ odprowadzono Hg z pojemnika 1 do pojemnika 3, natomiast pozostały roztwór w pojemniku 1 przepuszczono przez sączek 4, na którym zatrzymał się zielony osad YbSO4, a przefiltrowany do pojemnika 5 roztwór zawierał kationy Lu3+, których obecność i aktywność właściwą określono na podstawie widma promieniowania gamma. Badania wykazały, że po dodaniu 15 mM Na (co odpowiada 4,5 ml amalgamatu sodowego o stężeniu 3,2M) uzyskano maksymalne oczyszczenie końcowego roztworu, bowiem 97% Yb3+ przeszło do osadu i z 50 mg pozostało w roztworze w pojemniku 5 1,3 mg, co stanowi 2,6%.
Claims (1)
- Sposób otrzymywania terapeutycznych ilości radionuklidu 177Lu z zastosowaniem reduktora, znamienny tym, że do 6 ml 0,5M roztworu H2SO4 i 50 mg tarczy iterbowej napromienionej neutronami termicznymi w reaktorze jądrowym, zawierającej materiał tarczowy-iterb i radionuklid 177Lu, powoli wkrapla się 5 ml amalgamatu sodowego o stężeniu 3,2M i następnie po 5 min, po samoczynnej redukcji Yb3+ do Yb2+ odprowadza się z roztworu Hg, a pozostały roztwór przepuszcza się przez sączek, na którym zatrzymuje się YbSO4 w postaci zielonego osadu, natomiast radionuklid 177Lu w ilości terapeutycznej jako roztwór kationów Lu3+ odprowadza się na zewnątrz.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PL379829A PL209169B1 (pl) | 2006-06-02 | 2006-06-02 | Sposób otrzymywania terapeutycznych ilości radionuklidu 177Lu |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PL379829A PL209169B1 (pl) | 2006-06-02 | 2006-06-02 | Sposób otrzymywania terapeutycznych ilości radionuklidu 177Lu |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| PL379829A1 PL379829A1 (pl) | 2007-12-10 |
| PL209169B1 true PL209169B1 (pl) | 2011-07-29 |
Family
ID=43027919
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PL379829A PL209169B1 (pl) | 2006-06-02 | 2006-06-02 | Sposób otrzymywania terapeutycznych ilości radionuklidu 177Lu |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| PL (1) | PL209169B1 (pl) |
-
2006
- 2006-06-02 PL PL379829A patent/PL209169B1/pl not_active IP Right Cessation
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| PL379829A1 (pl) | 2007-12-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR101886883B1 (ko) | 동위원소 제조 방법 | |
| US7087206B2 (en) | Multicolumn selectivity inversion generator for production of high purity actinium for use in therapeutic nuclear medicine | |
| EP0541543B1 (en) | Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium | |
| US20210387861A1 (en) | Isotope preparation method | |
| US6716353B1 (en) | Method for preparing high specific activity 177Lu | |
| Crawford et al. | Development of a preclinical 211Rn/211At generator system for targeted alpha therapy research with 211At | |
| AU2011247362A1 (en) | Isotope production method | |
| CN1327926C (zh) | 制备基本不含杂质的所需子体放射性核素的溶液的方法 | |
| Dadachov et al. | Development of a titanium tungstate-based 188W/188Re gel generator using tungsten of natural isotopic abundance | |
| Żółtowska et al. | Two-step extraction chromatography separation of 161Tb from 160Gd-enriched irradiated target material and verification of the [161Tb] TbCl3 suitability for radiolabelling | |
| EP0494176A1 (en) | Improved radionuclide generator system and method for its preparation and use. | |
| Saha et al. | Feasibility studies for production of 89Sr in the Fast Breeder Test Reactor (FBTR) | |
| US7211231B2 (en) | Ion exchange materials for use in a 213Bi generator | |
| TW202308743A (zh) | 用於放射性同位素之生產、分離及純化的過程、器具及系統 | |
| Castillo et al. | Production of large quantities of 90Y by ion-exchange chromatography using an organic resin and a chelating agent | |
| Saraswathy et al. | 99mTc gel generators based on zirconium molybdate-99Mo: III: Influence of preparatory conditions of zirconium molybdate-99Mo gel on generator performance | |
| RU2498434C1 (ru) | Способ получения радионуклида висмут-212 | |
| Zona et al. | Wet-chemistry method for the separation of no-carrier-added 211 At/211g Po from 209 Bi target irradiated by alpha-beam in cyclotron | |
| Peikin et al. | Separation of terbium from proton-irradiated gadolinium oxide targets–development of an effective, scalable and automatable process | |
| Fonseca et al. | GMP-automated purification of copper-61 produced in cyclotron liquid targets: Methodological aspects | |
| Roy et al. | Application of tracer packet technique for multielemental uptake studies on the inorganic ion exchanger zirconium vanadate | |
| RU2803641C1 (ru) | Способ получения радиоизотопа тербий-161 | |
| US7329400B2 (en) | Generator for rhenium-188 | |
| RU2403641C1 (ru) | СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ХРОМАТОГРАФИЧЕСКОГО ГЕНЕРАТОРА ТЕХНЕЦИЯ-99m ИЗ ОБЛУЧЕННОГО НЕЙТРОНАМИ МОЛИБДЕНА-98 | |
| Nassar et al. | Synthesis of a 188 Re–DTPMP complex using carrier-free 188 Re and study of its stability |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Decisions on the lapse of the protection rights |
Effective date: 20120602 |