PL225264B1 - Sposób otrzymywania diagnostycznych ilości radionuklidu 99mTc - Google Patents
Sposób otrzymywania diagnostycznych ilości radionuklidu 99mTcInfo
- Publication number
- PL225264B1 PL225264B1 PL406594A PL40659413A PL225264B1 PL 225264 B1 PL225264 B1 PL 225264B1 PL 406594 A PL406594 A PL 406594A PL 40659413 A PL40659413 A PL 40659413A PL 225264 B1 PL225264 B1 PL 225264B1
- Authority
- PL
- Poland
- Prior art keywords
- solution
- radionuclide
- sup
- phosphoromolybdate
- ammonium
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 22
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 11
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 claims abstract description 10
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 claims abstract description 10
- YVBOZGOAVJZITM-UHFFFAOYSA-P ammonium phosphomolybdate Chemical compound [NH4+].[NH4+].[NH4+].[NH4+].[O-]P([O-])=O.[O-][Mo]([O-])(=O)=O YVBOZGOAVJZITM-UHFFFAOYSA-P 0.000 claims abstract description 9
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 6
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 6
- FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M Sodium chloride Chemical compound [Na+].[Cl-] FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims abstract description 5
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 claims abstract description 4
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 6
- PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N aluminium oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[O-2].[Al+3].[Al+3] PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 claims description 5
- PAWQVTBBRAZDMG-UHFFFAOYSA-N 2-(3-bromo-2-fluorophenyl)acetic acid Chemical compound OC(=O)CC1=CC=CC(Br)=C1F PAWQVTBBRAZDMG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000011780 sodium chloride Substances 0.000 claims 1
- 229910000148 ammonium phosphate Inorganic materials 0.000 abstract 1
- 235000019289 ammonium phosphates Nutrition 0.000 abstract 1
- TWNQGVIAIRXVLR-UHFFFAOYSA-N oxo(oxoalumanyloxy)alumane Chemical compound O=[Al]O[Al]=O TWNQGVIAIRXVLR-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 5
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 4
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M Sodium hydroxide Chemical compound [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 3
- GKLVYJBZJHMRIY-OUBTZVSYSA-N Technetium-99 Chemical compound [99Tc] GKLVYJBZJHMRIY-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 3
- 229940056501 technetium 99m Drugs 0.000 description 3
- MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N Hydrogen peroxide Chemical compound OO MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- ZOKXTWBITQBERF-AKLPVKDBSA-N Molybdenum Mo-99 Chemical compound [99Mo] ZOKXTWBITQBERF-AKLPVKDBSA-N 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- ZOKXTWBITQBERF-RNFDNDRNSA-N molybdenum-100 Chemical compound [100Mo] ZOKXTWBITQBERF-RNFDNDRNSA-N 0.000 description 2
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 2
- 238000011084 recovery Methods 0.000 description 2
- 239000013077 target material Substances 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910018072 Al 2 O 3 Inorganic materials 0.000 description 1
- -1 HDEHP compound Chemical class 0.000 description 1
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N Hydrochloric acid Chemical compound Cl VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003957 anion exchange resin Substances 0.000 description 1
- 230000000295 complement effect Effects 0.000 description 1
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 238000002372 labelling Methods 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 229950009740 molybdenum mo-99 Drugs 0.000 description 1
- 229910000476 molybdenum oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000009206 nuclear medicine Methods 0.000 description 1
- PQQKPALAQIIWST-UHFFFAOYSA-N oxomolybdenum Chemical compound [Mo]=O PQQKPALAQIIWST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229920001467 poly(styrenesulfonates) Polymers 0.000 description 1
- 239000000047 product Substances 0.000 description 1
- 230000002035 prolonged effect Effects 0.000 description 1
- 230000005258 radioactive decay Effects 0.000 description 1
- 239000012429 reaction media Substances 0.000 description 1
- 238000009418 renovation Methods 0.000 description 1
- 239000011347 resin Substances 0.000 description 1
- 229920005989 resin Polymers 0.000 description 1
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 1
- 229910052713 technetium Inorganic materials 0.000 description 1
- GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N technetium atom Chemical compound [Tc] GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000001225 therapeutic effect Effects 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
- 238000005303 weighing Methods 0.000 description 1
Landscapes
- Medicines Containing Antibodies Or Antigens For Use As Internal Diagnostic Agents (AREA)
Abstract
Przedmiotem wynalazku jest sposób otrzymywania diagnostycznej ilości radionuklidu 99mTc z tarczy molibdenowej napromienionej protonami w cyklotronie, poprzez rozpuszczenie jej w roztworze kwasu azotowego(V), i następnie po dodaniu do roztworu 3 M NH4NO3 i 0,44 M roztworu (NH4)3PO4 wytrąca się osad fosforomolibdenianu amonowego. Z kolei roztwór przepuszcza się przez kolumnę wypełnioną tlenkiem glinu o masie 100 mg. Radionuklid 99mTc eluuje się 0,9% roztworu soli fizjologicznej.
Description
Opis wynalazku
Przedmiotem wynalazku jest sposób otrzymywania terapeutycznych ilości technetu-99m poprzez wydzielenie radionuklidu z napromienionej w cyklotronie tarczy, którą jest metaliczny wzbogacony izotopowo molibden-100.
Radionuklid technet-99m [99mTc] o okresie półtrwania T% = 6,02 godzin, powstający w wyniku radioaktywnego rozpadu molibdenu 99Mo (T% = 65,94 godzin) jest najczęściej używanym radioizotopem w medycynie nuklearnej. Szacuje się, że w skali świata rocznie przeprowadza się około 25 milionów diagnoz medycznych przy jego użyciu, co stanowi około 80% badań w tej dziedzinie. Diagnostyka medyczna z wykorzystaniem 99mTc jest szeroko stosowana również w Polsce. 99Mo uzyskiwany jest z produktów rozszczepienia U po jego napromieniowaniu w reaktorze jądrowym. Na świecie tylko kilku producentów dostarcza 99Mo i od kilku lat rosnące zapotrzebowanie na ten izotop nie może być w pełni zaspokojone, co ogranicza liczbę badanych pacjentów.
Ostatnio zamknięcia wyeksploatowanych reaktorów badawczych oraz awarie i przedłużające się remonty reaktorów spowodowały światowy kryzys w dostawie 99Mo dla ośrodków produkujących generatory technetowe. Pojawiła się, więc potrzeba zbadania możliwości produkcji 99mTc metodami alternatywnymi.
Znanych jest kilka potencjalnych metod otrzymywania 99mTc w akceleratorach. Zostały one szczegółowo omówione w nowej publikacji „The Supply of Medical Radioisotopes: Review of Potential Molybdenum-99/Technetium-99m Production Technologies” wydanej przez Międzynarodową Agencję Energii Atomowej w 2010. W tej publikacji odnotowano, że bezpośrednia produkcja 99mTc w cyklotronie jest rekomendowanym krótkoterminowym rozwiązaniem. Bezpośrednia produkcja może być też długoterminowym rozwiązaniem i jest wystarczająca do wytworzenia 99mTc na miejscu, by uzupełniać zapotrzebowanie na 99mTc regionalnych placówek służby zdrowia (radiofarmacji szpitalnych), a w niektórych przypadkach nawet w pełni zastępować generatory wykorzystujące 99Mo. Radionuklid 99mTc metodą cyklotronową otrzymuje się w reakcji:
100Mo(p,2n)99mTc
Do naświetlań stosuje się wzbogaconą izotopowo tarczę 100Mo.
Najtrudniejszym etapem w otrzymywaniu radionuklidu 99mTc z naświetlonej protonami tarczy 100Mo jest jego wydzielenie z tarczy molibdenowej. W proponowanych do tej pory rozwiązaniach używa się metalicznego molibdenu, który jest rozpuszczany w mieszaninie wodorotlenku sodu i nadtlenku wodoru i następnie 99mTc oddziela się na żywicy anionowymiennej Dowex 1 i złożu AI2O3 [1] lub na żywicy ABEC firmy Eichrom [2]. W innym wariancie rozpuszczono tarcze metaliczną w stężonym kwasie azotowym i molibden usuwano ekstrakcyjnie związkiem HDEHP [3]. Procedura wydzielenia w tych wszystkich przypadkach nie jest doskonała. Procesy są wieloetapowe, powstają duże ilości ciekłych odpadów produkcyjnych oraz wydajność odzysku tarczy 100Mo nie jest duża.
W żadnym ze znanych sposobów otrzymywania radionuklidu 99mTc metodą cyklotronową nie stosowano wydzielania molibdenu w postaci nierozpuszczalnego fosforomolibdenianu amonowego.
Nieoczekiwanie, okazało się, że fosforomolibdenian amonowy charakteryzuje się bardzo niską rozpuszczalnością w wodzie i roztworach kwasu azotowego (V). Fosforomolibdenian amonowy powstaje w reakcji:
(NH4)3PO4*3H2O + 12MoO42- + 24H+--> (N^^P^O^t + 5H2O
Biorąc pod uwagę niską rozpuszczalność fosforomolibdenianu amonowego wykorzystano tę własność do oddzielania Mo od 99mTc.
Sposób otrzymywania diagnostycznej ilości radionuklidu 99mTc, według wynalazku polega na tym, że naświetloną w cyklotronie protonami, metaliczną tarczę molibdenu-100, zawierającą materiał tarczowy oraz radionuklid 99mTc poddaje się reakcji rozpuszczania w pojemniku zawierającym kwas azotowy (V), i następnie po dodaniu do roztworu NH4NO3 i roztworu (NH4)3PO4, wytrąca się osad fosforomolibdenianu amonowego, a pozostały roztwór przepuszcza się przez kolumnę wypełnioną tlenkiem glinu o masie 100 mg, po czym radionuklid 99mTc eluuje się 0,9% roztworem soli fizjologicznej.
W sposobie według wynalazku, korzystnie reakcję wytrącania prowadzi się w temperaturze od 80°C przez 30 minut a następnie przez kolejne 30 minut w temperaturze pokojowej, w środowisku 10% azotanu amonowego przy zastosowaniu 2-krotnego nadmiaru stechiometrycznego (NH4)3PO4*3H2O, po czym, w dalszym etapie 99mTc wydziela się na złożu tlenku glinu i eluuje solą
PL 225 264 B1 fizjologiczną, według znanej powszechnie procedury [4]. W sposobie według wynalazku, korzystnie stosuje się 3 M roztwór NH4NO3 i 0,44 M roztwór (NH4)3PO4, a proces wytrącania fosforomolibdenianu amonowego optymalizuje się pod kątem czasu wytrącania, temperatury, środowiska reakcji oraz ilości dodawanego odczynnika strącającego.
Najniższe stężenie molibdenu 0,373 mg/ml (wydzielenie >99%) uzyskano wówczas, gdy reakcję wytrącania prowadzono w temperaturze od 80°C przez 30 minut, a następnie przez kolejne 30 minut w temperaturze pokojowej, w środowisku 10% azotanu amonowego przy zastosowaniu 2-krotnego nadmiaru stechiometrycznego (NH4)3PO4*3H2O.
Zastosowanie proponowanego w patencie wstępnego wydzielania molibdenu w postaci fosforomolibdenianu powoduje, że metoda jest znacznie prostsza w stosunku do innych proponowanych rozwiązań i pozwoli na łatwy odzysk materiału tarczowego. Wytrącony osad fosforomolibdenianu amonowego będzie rozkładany termicznie do tlenku molibdenu i redukowany wodorem do metalicznego molibdenu.
P r z y k ł a d: W 10 ml kwasu azotowego (V) o stężeniu 3,5 M rozpuszczono 500 mg tarczy metalicznego 100Mo napromienionej protonami w cyklotronie, zawierającej materiał tarczowy i radionuklid 99mTc. Następnie po rozpuszczeniu tarczy do roztworu dodano 8 ml roztworu NH4NO3 o stężeniu 3 M oraz 2 ml roztworu (NH4)3PO4 o stężeniu 0,44 M. Wytrącony osad oddzielono się przez filtrację. Roztwór zawierający 99mTc oraz pozostałości molibdenu o stężeniu 0,373 mg/ml zostanie przepus zczony przez złoże tlenku glinu o masie 100 mg. Kolumna będzie przemyta rozcieńczonym kwasem solnym, wodą a następnie 1 ml 0,9% roztworu soli fizjologicznej otrzymując gotowy preparat do znakowania.
Literatura:
[1] S. Chattopadhyay, S. S. Das, M. K. Das, N. C. Goomer, Appl. Rad. Isot. 66 (2008) 1814-1817.
[2] M. Gula, J. Harvey, Final Report DE-AC21-97MC33137-47, Eichrom Industries, Inc. March 11, 1998.
[3] M. L. Bonardi, C. Birattari, F. Groppi, E. Sabbioni, Appl. Rad. Isotop. 57 (2002) 617-635.
[4] T. J. Morleya, M. Dodda, K. Gagnonc, V. Hanemaayera, J. Wilsond, A. McQuarried, Englisha T. J. Rutha, F. Benardb, P. Schaffera, Nuclear Medicine and Biology 39 (2012) 551-559.
Claims (3)
1. Sposób otrzymywania diagnostycznej ilości radionuklidu 99mTc z tarczy molibdenowej napromienionej protonami w cyklotronie, znamienny tym, że rozpuszcza się ją w roztworze kwasu azotowego (V), następnie po dodaniu do roztworu NH4NO3 i roztworu (NH4)3PO4, zwłaszcza 3 M NH4NO3 i 0,44 M roztworu (NH4)3PO4, wytrąca się osad fosforomolibdenianu amonowego, a pozostały roztwór przepuszcza sie przez kolumnę wypełnioną tlenkiem glinu o masie 100 mg, po czym radionuklid 99mTc eluuje się 0,9% roztworem soli fizjologicznej.
2. Sposób według zastrz. 1, znamienny tym, że reakcję wytrącania prowadzi się w temperaturze od 80°C przez 30 minut a następnie przez kolejne 30 minut w temperaturze pokojowej, w środowisku 10% azotanu amonowego przy zastosowaniu 2-krotnego nadmiaru stechiometrycznego (NH4)3PO4*3H2O, po czym, w dalszym etapie 99mTc wydziela się na złożu tlenku glinu i eluuje solą fizjologiczną, według znanej powszechnie procedury [4].
3. Sposób według zastrz. 1, znamienny tym, że stosuje się roztwór 3 M NH4NO3 i 0,44 M roztworu (NH4)3PO4.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PL406594A PL225264B1 (pl) | 2013-12-19 | 2013-12-19 | Sposób otrzymywania diagnostycznych ilości radionuklidu 99mTc |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PL406594A PL225264B1 (pl) | 2013-12-19 | 2013-12-19 | Sposób otrzymywania diagnostycznych ilości radionuklidu 99mTc |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| PL406594A1 PL406594A1 (pl) | 2015-06-22 |
| PL225264B1 true PL225264B1 (pl) | 2017-03-31 |
Family
ID=53396804
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PL406594A PL225264B1 (pl) | 2013-12-19 | 2013-12-19 | Sposób otrzymywania diagnostycznych ilości radionuklidu 99mTc |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| PL (1) | PL225264B1 (pl) |
-
2013
- 2013-12-19 PL PL406594A patent/PL225264B1/pl unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| PL406594A1 (pl) | 2015-06-22 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Kuznetsov et al. | Production of lutetium-177: process aspects | |
| Pandey et al. | Cyclotron production of 68Ga in a liquid target: effects of solution composition and irradiation parameters | |
| CN102985980B (zh) | 同位素制备方法 | |
| WO2010146722A1 (ja) | 放射性医薬品およびその標識化合物原料としての放射性テクネチウムの濃縮および溶出回収方法、およびシステム | |
| EP3401283B1 (en) | Method for the manufacture of highly purified 68ge material for radiopharmaceutical purposes | |
| Jalilian et al. | IAEA activities on 67Cu, 186Re, 47Sc theranostic radionuclides and radiopharmaceuticals | |
| KR101948404B1 (ko) | 양전자 방출 단층촬영에 사용하기 위한 43sc 방사성핵종 및 그의 방사성제약의 제조 | |
| Saha | Production of radionuclides | |
| Guseva | Radioisotope generators of short-lived α-emitting radionuclides promising for use in nuclear medicine | |
| JP4877863B2 (ja) | キレート交換樹脂を用いた放射性銅の分離方法 | |
| Patra et al. | Emerging role of electrochemistry in radiochemical separation of medically important radiometals: state of the art | |
| US7781744B2 (en) | Procedure for the preparation of radioisotopes | |
| PL225264B1 (pl) | Sposób otrzymywania diagnostycznych ilości radionuklidu 99mTc | |
| Shikata et al. | Production of 99 Mo and its application in nuclear medicine | |
| JP7832937B2 (ja) | スカンジウム-44を発生させる方法 | |
| Chattopadhyay et al. | Production of pharmaceutical grade [201Tl] Thallous chloride using 30 MeV cyclotron | |
| WO2022149535A1 (ja) | Ra-226の回収方法、Ra-226溶液の製造方法及びAc-225溶液の製造方法 | |
| Damasceno et al. | Study of new routes for purification of fission 99Mo | |
| IL34751A (en) | Production of fission product technetium 99-m generator | |
| US12618122B2 (en) | Recovery method of Ra-226, production method of Ra-226 solution, and Ac-225 solution production method of Ac-225 solution | |
| EP1883079B1 (en) | Procedure for the preparation of radioisotopes | |
| BR102016014708A2 (pt) | Método de recuperação de 131i como subproduto do processamento de 99mo de fissão. | |
| Junshan et al. | Research Progress in the Preparation Technology of Radium-223 | |
| Vyas et al. | Radiochemical separation of 89 Zr: a promising radiolabel for immuno-PET | |
| Mushtaq et al. | Separation of fission Iodine-131 |