PL209169B1 - Sposób otrzymywania terapeutycznych ilości radionuklidu 177Lu - Google Patents

Sposób otrzymywania terapeutycznych ilości radionuklidu 177Lu

Info

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
Application number
PL379829A
Other languages
English (en)
Other versions
PL379829A1 (pl
Inventor
Aleksander Bilewicz
Edward Iller
Original Assignee
Inst Chemii I Techniki Jądrowej
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Inst Chemii I Techniki Jądrowej filed Critical Inst Chemii I Techniki Jądrowej
Priority to PL379829A priority Critical patent/PL209169B1/pl
Publication of PL379829A1 publication Critical patent/PL379829A1/pl
Publication of PL209169B1 publication Critical patent/PL209169B1/pl

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)

  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.
PL379829A 2006-06-02 2006-06-02 Sposób otrzymywania terapeutycznych ilości radionuklidu 177Lu PL209169B1 (pl)

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)

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