PL225264B1 - Sposób otrzymywania diagnostycznych ilości radionuklidu 99mTc - Google Patents

Sposób otrzymywania diagnostycznych ilości radionuklidu 99mTc

Info

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
Application number
PL406594A
Other languages
English (en)
Other versions
PL406594A1 (pl
Inventor
Aleksander Bilewicz
Magdalena Gumiela
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 PL406594A priority Critical patent/PL225264B1/pl
Publication of PL406594A1 publication Critical patent/PL406594A1/pl
Publication of PL225264B1 publication Critical patent/PL225264B1/pl

Links

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.
PL406594A 2013-12-19 2013-12-19 Sposób otrzymywania diagnostycznych ilości radionuklidu 99mTc PL225264B1 (pl)

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)

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