RU2126271C1 - RADIONUCLIDE 68Ge/68Ga GENERATOR FOR PREPARING PHYSIOLOGICALLY ACCEPTABLE 68Ga SOLUTION - Google Patents
RADIONUCLIDE 68Ge/68Ga GENERATOR FOR PREPARING PHYSIOLOGICALLY ACCEPTABLE 68Ga SOLUTION Download PDFInfo
- Publication number
- RU2126271C1 RU2126271C1 RU98108495/14A RU98108495A RU2126271C1 RU 2126271 C1 RU2126271 C1 RU 2126271C1 RU 98108495/14 A RU98108495/14 A RU 98108495/14A RU 98108495 A RU98108495 A RU 98108495A RU 2126271 C1 RU2126271 C1 RU 2126271C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- solution
- generator
- sorbent
- radionuclide
- eluate
- Prior art date
Links
Landscapes
- Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к медицине, а именно к радионуклидным генераторам для получения физиологически приемлемого раствора 68Ga, используемого в диагностических целях.The invention relates to medicine, namely to radionuclide generators to obtain a physiologically acceptable solution of 68 Ga, used for diagnostic purposes.
68Ga образует различные комплексы без присутствия восстанавливающего агента, и поэтому является удобной меткой для радиофармацевтических препаратов (РФП). Так, оксиновый комплекс 68Ga используют для мечения элементов крови, некоторые из его хелатных комплексов применяют при визуализации скелета. Ряд РФП, меченных 68Ga, применяют для сцинтиграфии мозга, для исследования функции печени и почек и т.д. 68 Ga forms various complexes without the presence of a reducing agent, and therefore is a convenient label for radiopharmaceuticals (RFPs). So, the 68 Ga oxy complex is used for labeling blood elements; some of its chelate complexes are used to visualize the skeleton. A number of radiopharmaceuticals labeled with 68 Ga are used for brain scintigraphy, for the study of liver and kidney function, etc.
В настоящее время известно несколько радионуклидных генераторов 68Ge/68Ga для получения физиологически приемлемого раствора 68Ga.Currently, several 68 Ge / 68 Ga radionuclide generators are known to produce a physiologically acceptable 68 Ga solution.
Так, известен радионуклидный генератор, основанный на двуокиси олова SnO2 [1]. Сорбцию 68Ge производят на SnO2, в качестве элюата используют 1 M раствор HCl, при этом выход 68Ga составляет 75 - 80%, в течение 1 года он уменьшился лишь до 74%, а примесь 68Ge в элюате не увеличилась. Генератор стабильно работал в течение года (более 500 вымываний), он не изменял характеристик, когда оставался сухим, без элюата, или не промывался в течение длительного времени (до 1 месяца). Содержание стабильного олова в элюате составляло при втором вымывании 2,5 мкг/5 мл и при 500-м вымывании около 2,7 мкг/5 мл. Дочерний нуклид - конечный продукт 68Ga - при этом получали в элюате в ионной форме. Недостатком известного генератора является то, что получаемый конечный продукт - элюат 68Ga в 1 M HCl не позволяет (по соляной кислоте) приготавливать из него изотонические препараты. Кроме того, получаемый конечный продукт не пригоден для дальнейшего приготовления РФП без дополнительной очистки от химических примесей.Thus, a radionuclide generator based on tin dioxide SnO 2 is known [1]. Sorption of 68 Ge is carried out on SnO 2 , 1 M HCl solution is used as an eluate, while the yield of 68 Ga is 75 - 80%, within 1 year it decreased only to 74%, and the impurity of 68 Ge in the eluate did not increase. The generator worked stably for a year (more than 500 leaching), it did not change its characteristics when it remained dry, without eluate, or was not washed for a long time (up to 1 month). The content of stable tin in the eluate was 2.5 μg / 5 ml during the second washout and about 2.7 μg / 5 ml at the 500th washout. A daughter nuclide, the final product of 68 Ga, was obtained in the eluate in ionic form. A disadvantage of the known generator is that the final product obtained - the 68 Ga eluate in 1 M HCl does not allow (according to hydrochloric acid) to prepare isotonic preparations from it. In addition, the resulting final product is not suitable for further preparation of radiopharmaceuticals without additional purification from chemical impurities.
Известен радионуклидный генератор, основанный на пирогаллолформальдегидной смоле [2]. Он характеризуется высокой адсорбцией 68Ge, а при вымывании 4,5 M HCl - стабильным и высоким выходом 68Ga, равным 80%, в течение 200 суток. В описанном генераторе используется двукратная процедура - сорбция-элюирование (сначала 10 мл 4,5 M соляной кислоты пропускают через основную колонку, а затем 4 мл 0,5 M соляной кислоты смывают 68Ga с дополнительной колонки) для уменьшения объема элюата и снижения концентрации в нем HCl. При этом примесь 68Ge в элюате вполне удовлетворительна - не превышает 10-4%.Known radionuclide generator based on pyrogallol formaldehyde resin [2]. It is characterized by high adsorption of 68 Ge, and when washing out 4.5 M HCl, it has a stable and high yield of 68 Ga, equal to 80%, for 200 days. The described generator uses a two-fold procedure - sorption-elution (first 10 ml of 4.5 M hydrochloric acid is passed through the main column, and then 4 ml of 0.5 M hydrochloric acid is washed off with 68 Ga from the additional column) to reduce the eluate volume and decrease the concentration it HCl. Moreover, the impurity of 68 Ge in the eluate is quite satisfactory - it does not exceed 10 -4 %.
Недостатки известного генератора:
необходимость использования двукратной процедуры сорбции и элюирования, что приводит к снижению выхода 68Ga;
получаемый конечный продукт - элюат 68Ga в 0,5 M HCl - не позволяет (по соляной кислоте) приготавливать из него изотонические препараты; для их приготовления элюат необходимо разбавлять более чем в 3 раза, что приводит к снижению объемной активности 68Ga.The disadvantages of the known generator:
the need to use a double sorption and elution procedure, which reduces the yield of 68 Ga;
the resulting final product - 68 Ga eluate in 0.5 M HCl - does not allow (according to hydrochloric acid) to prepare isotonic preparations from it; for their preparation, the eluate must be diluted more than 3 times, which leads to a decrease in the volumetric activity of 68 Ga.
Наиболее близким к заявляемому техническому решению является радионуклидный генератор для получения 68Ga в ионной форме, пригодного для медицинских целей, описанный в патенте США N 4264468 и принятый за прототип [3]. Указанный генератор основан на ионообменной смоле, содержащей незамещенные фенольные гидроксильные группы, имеющие как минимум две смежные гидроксильные группы.Closest to the claimed technical solution is a radionuclide generator for producing 68 Ga in ionic form suitable for medical purposes, described in US patent N 4264468 and adopted as a prototype [3]. The specified generator is based on an ion exchange resin containing unsubstituted phenolic hydroxyl groups having at least two adjacent hydroxyl groups.
Недостатки прототипа:
использование органических сорбентов, каковым является указанная ионообменная смола, нежелательно использовать для приготовления долгоживущих генераторов вследствие радиационного разрушения смолы и попадания продуктов разрушения в элюат;
использование в прототипе в качестве элюента 0,3 M соляной кислоты приводит к концентрации HCl в конечном продукте свыше 0,2 M, что не позволяет приготавливать из него изотонические препараты; для их приготовления элюат 68Ga необходимо нейтрализовать, используя киты с буферными растворами, или разбавлять в несколько раз, что приводит к снижению объемной активности.The disadvantages of the prototype:
the use of organic sorbents, which is the specified ion-exchange resin, it is undesirable to use for the preparation of long-lived generators due to radiation destruction of the resin and the ingress of destruction products into the eluate;
the use of 0.3 M hydrochloric acid as an eluent in the prototype leads to a HCl concentration in the final product of more than 0.2 M, which does not allow to prepare isotonic preparations from it; for their preparation, the 68 Ga eluate must be neutralized using whales with buffer solutions, or diluted several times, which leads to a decrease in volumetric activity.
Эти обстоятельства поставили перед авторами задачу разработки радионуклидного генератора для получения физиологически приемлемого раствора 68Ga, который отвечает следующим требованиям: длительный срок службы, высокий выход 68Ga, малый проскок 68Ge в элюат, отсутствие загрязнений, в том числе химических, ионное состояние 68Ga и не слишком агрессивная среда. Т.о., целью изобретения является устранение основных недостатков известного радионуклидного генератора 68Ge/68Ga, достижение высокой стабильности генераторной системы и воспроизводимости основных параметров в течение длительного времени.These circumstances set the authors the task of developing a radionuclide generator to produce a physiologically acceptable solution of 68 Ga, which meets the following requirements: long service life, high yield of 68 Ga, low penetration of 68 Ge into the eluate, absence of contaminants, including chemical, ionic state of 68 Ga and not too aggressive environment. Thus, the aim of the invention is to eliminate the main disadvantages of the known radionuclide generator 68 Ge / 68 Ga, achieving high stability of the generator system and reproducibility of the main parameters for a long time.
Указанная цель достигается тем, что радионуклидный генератор 68Ge/68Ga, для получения физиологически приемлемого раствора, содержащий в качестве материнского радионуклида 68Ge, сорбент и раствор для элюирования 68Ga, в качестве сорбента содержит двуокись титана, модифицированную двуокисью циркония, в качестве раствора для сорбции 68Ge содержит 0,001 - 0,05 M раствор соляной кислоты, а в качестве раствора для элюирования 68Ga - 0,09 - 0,11 M раствор соляной кислоты. Двуокись титана модифицирована 4,0 - 8,0% двуокиси циркония. Размер частиц сорбента составляет 0,2 - 0,4 мм.This goal is achieved by the fact that the 68 Ge / 68 Ga radionuclide generator, to obtain a physiologically acceptable solution, containing 68 Ge as the parent radionuclide, the sorbent and solution for elution of 68 Ga, contains titanium dioxide modified with zirconium dioxide as a sorbent as a solution for sorption, 68 Ge contains 0.001 - 0.05 M hydrochloric acid solution, and as a solution for elution of 68 Ga - 0.09 - 0.11 M hydrochloric acid solution. Titanium Dioxide Modified 4.0 - 8.0% Zirconia The particle size of the sorbent is 0.2 - 0.4 mm.
Генератор приготавливают следующим образом. Сорбент - двуокись титана, модифицированную двуокисью циркония, приводят в контакт с раствором 68Ge в слабом растворе HCl, затем сорбент с 68Ge промывают раствором HCl для удаления несорбированного 68Ge и помещают в колонку, содержащую неактивный сорбент. Элюирование 68Ga из приготовленного генератора осуществляют слабым раствором соляной кислоты.The generator is prepared as follows. Sorbent - titanium dioxide modified with zirconia, is brought into contact with a solution of 68 Ge in a weak solution of HCl, then the sorbent with 68 Ge is washed with HCl solution to remove unsorbed 68 Ge and placed in a column containing an inactive sorbent. Elution of 68 Ga from the prepared generator is carried out with a weak hydrochloric acid solution.
Изобретение поясняется следующими примерами. The invention is illustrated by the following examples.
Пример 1. 1,2 г сорбента - двуокись титана, модифицированная двуокисью циркония (4,0%) с размером частиц 0,2 - 0,4 мм приводили в контакт с раствором 68Ge в 0,01 M HCl (объем 25 мл) в течение часа. Сорбция 68Ge превышала 99%. Сорбент с 68Ge промывали раствором 0,01 M HCl для удаления несорбированного 68Ge и помещали в верхнюю часть колонки. В нижнюю часть колонки предварительно помещали неактивный сорбент - 1,3 г (защитный слой). Внутренний диаметр колонки - 8 мм, высота - 100 мм. Элюирование 68Ga в ионном состоянии осуществляли раствором 0,1 M HCl.Example 1. 1.2 g of sorbent - titanium dioxide modified with zirconia (4.0%) with a particle size of 0.2 - 0.4 mm was brought into contact with a solution of 68 Ge in 0.01 M HCl (volume 25 ml) In one hour. The sorption of 68 Ge exceeded 99%. The 68 Ge sorbent was washed with a solution of 0.01 M HCl to remove unsorbed 68 Ge and placed on top of the column. An inactive sorbent of 1.3 g (protective layer) was preliminarily placed in the lower part of the column. The inner diameter of the column is 8 mm, and the height is 100 mm. Elution of 68 Ga in the ionic state was carried out with a solution of 0.1 M HCl.
Генератор характеризуется высокой стабильностью и воспроизводимостью основных параметров в течение длительного времени:
При пропускании 3 - 5 мл элюента выход 68Ga составлял 60 - 80% на начало срока годности и не ниже 40% по истечении 2-х лет (при общем объеме элюента более 1 литра). Проскок 68Ge не превышал 5•10-3% за тот же период, а примеси химических элементов в элюате (Ti, Fe, Si и B) составляли менее 2 мкг/мл, при этом примесь титана не превышала 0,5 мкг/мл, следов циркония не обнаружено.The generator is characterized by high stability and reproducibility of the main parameters for a long time:
When passing 3 - 5 ml of eluent, the yield of 68 Ga was 60 - 80% at the beginning of the shelf life and not less than 40% after 2 years (with a total volume of eluent more than 1 liter). The 68 Ge slip did not exceed 5 • 10 -3 % over the same period, and the impurities of chemical elements in the eluate (Ti, Fe, Si, and B) were less than 2 μg / ml, while the titanium impurity did not exceed 0.5 μg / ml no traces of zirconium were found.
Пример 2. 1,2 г сорбента - двуокись титана, модифицирования двуокисью циркония (6,0%) с размером частиц 0,2 - 0,4 мм приводили в контакт с раствором 68Ge в 0,02 M HCl (объем 20 мл) в течение часа. Сорбция 68Ge превышала 99%. Сорбент с 68Ge промывали раствором 0,01 M HCl для удаления несорбированного 68Ge и помещали в верхнюю часть колонки. В нижнюю часть колонки предварительно помещали неактивный сорбент - 1,3 г (защитный слой). Внутренний диаметр колонки - 8 мм, высота - 100 мм. Элюирование 68Ga в ионном состоянии осуществляли раствором 0,1 M HCl.Example 2. 1.2 g of sorbent - titanium dioxide, modification with zirconium dioxide (6.0%) with a particle size of 0.2 - 0.4 mm was brought into contact with a solution of 68 Ge in 0.02 M HCl (volume 20 ml) In one hour. The sorption of 68 Ge exceeded 99%. The 68 Ge sorbent was washed with a solution of 0.01 M HCl to remove unsorbed 68 Ge and placed on top of the column. An inactive sorbent of 1.3 g (protective layer) was preliminarily placed in the lower part of the column. The inner diameter of the column is 8 mm, and the height is 100 mm. Elution of 68 Ga in the ionic state was carried out with a solution of 0.1 M HCl.
Генератор характеризуется высокой стабильностью и воспроизводимостью основных параметров в течение длительного времени:
При пропускании 3 - 5 мл элюента выход 68Ga составлял 60 - 80% на начало срока годности и не ниже 40% по истечении 2-х лет (при общем объеме элюента более 1 литра). Проскок 68Ge не превышал 5 • 10-3% за тот же период, а примеси химических элементов в элюате (Ti, Fe, Si и B) составляли менее 2 мкг/мл, при этом примесь титана не превышала 0,5 мкг/мл, следов циркония не обнаружено.The generator is characterized by high stability and reproducibility of the main parameters for a long time:
When passing 3 - 5 ml of eluent, the yield of 68 Ga was 60 - 80% at the beginning of the shelf life and not less than 40% after 2 years (with a total volume of eluent more than 1 liter). The 68 Ge slip did not exceed 5 • 10 -3 % over the same period, and the impurities of chemical elements in the eluate (Ti, Fe, Si, and B) were less than 2 μg / ml, while the titanium impurity did not exceed 0.5 μg / ml no traces of zirconium were found.
Пример 3. 1,2 г сорбента - двуокись титана, модифицированная двуокисью циркония (8,0%) с размером частиц 0,2 - 0,4 мм приводили в контакт с раствором 68Ge в 0,03 M HCl (объем 10 мл) в течение часа. Сорбция 68Ge превышала 99%. Сорбент с 68Ge промывали раствором 0,01 M HCl для удаления несорбированного 68Ge и помещали в верхнюю часть колонки. В нижнюю часть колонки предварительно помещали неактивный сорбент - 1,3 г (защитный слой). Внутренний диаметр колонки - 8 мм, высота - 100 мм. Элюирование 68Ga в ионном состоянии осуществляли раствором 0,1 M HCl.Example 3. 1.2 g of sorbent - titanium dioxide modified with zirconia (8.0%) with a particle size of 0.2 - 0.4 mm was brought into contact with a solution of 68 Ge in 0.03 M HCl (volume 10 ml) In one hour. The sorption of 68 Ge exceeded 99%. The 68 Ge sorbent was washed with a solution of 0.01 M HCl to remove unsorbed 68 Ge and placed on top of the column. An inactive sorbent of 1.3 g (protective layer) was preliminarily placed in the lower part of the column. The inner diameter of the column is 8 mm, and the height is 100 mm. Elution of 68 Ga in the ionic state was carried out with a solution of 0.1 M HCl.
Генератор характеризуется высокой стабильностью и воспроизводимостью основных параметров в течение длительного времени:
При пропускании 3 - 5 мл элюента выход 68Ga составлял 60 - 80% на начало срока годности и не ниже 40% по истечении 2-х лет (при общем объеме элюента более 1 литра). Проскок 68Ge не превышал 5 • 10-3% за тот же период, а примеси химических элементов в элюате (Ti, Fe, Si и B) составляли менее 2 мкг/мл, при этом примесь титана не превышала 0,5 мкг/мл, следов циркония не обнаружено.The generator is characterized by high stability and reproducibility of the main parameters for a long time:
When passing 3 - 5 ml of eluent, the yield of 68 Ga was 60 - 80% at the beginning of the shelf life and not less than 40% after 2 years (with a total volume of eluent more than 1 liter). The 68 Ge slip did not exceed 5 • 10 -3 % over the same period, and the impurities of chemical elements in the eluate (Ti, Fe, Si, and B) were less than 2 μg / ml, while the titanium impurity did not exceed 0.5 μg / ml no traces of zirconium were found.
Список использованной литературы
1. Loc'h C., Maziere B., Comar D. A new generator for ionic gallium-68 //J. Nucl. Med., 1980, Vol. 21, P. 171-173.List of references
1. Loc'h C., Maziere B., Comar D. A new generator for ionic gallium-68 // J. Nucl. Med., 1980, Vol. 21, P. 171-173.
2. Schumacher J., Maier-Borst W. A new 68Ge/68Ga radioisotope generator system for production of 68Ga in dilute HCl. //Int. J. Appl. Radiat. Isotop. , 1981, Vol. 32, P. 31-36.2. Schumacher J., Maier-Borst W. A new 68 Ge / 68 Ga radioisotope generator system for production of 68 Ga in dilute HCl. // Int. J. Appl. Radiat. Isotop. 1981, Vol. 32, P. 31-36.
3. Patent US N 4264468, МПКЗ A 61 K 43/00, U.S.Cl. 252/301.1.R., 1979, опубл. 1981 (прототип). 3. Patent US N 4264468, IPPC A 61 K 43/00, U.S. Cl. 252 / 301.1.R., 1979, publ. 1981 (prototype).
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98108495/14A RU2126271C1 (en) | 1998-05-14 | 1998-05-14 | RADIONUCLIDE 68Ge/68Ga GENERATOR FOR PREPARING PHYSIOLOGICALLY ACCEPTABLE 68Ga SOLUTION |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98108495/14A RU2126271C1 (en) | 1998-05-14 | 1998-05-14 | RADIONUCLIDE 68Ge/68Ga GENERATOR FOR PREPARING PHYSIOLOGICALLY ACCEPTABLE 68Ga SOLUTION |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2126271C1 true RU2126271C1 (en) | 1999-02-20 |
| RU98108495A RU98108495A (en) | 1999-04-20 |
Family
ID=20205595
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU98108495/14A RU2126271C1 (en) | 1998-05-14 | 1998-05-14 | RADIONUCLIDE 68Ge/68Ga GENERATOR FOR PREPARING PHYSIOLOGICALLY ACCEPTABLE 68Ga SOLUTION |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2126271C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102382994A (en) * | 2011-07-18 | 2012-03-21 | 原子高科股份有限公司 | Radioactivity68Preparation method of Ge solution |
| RU2464043C1 (en) * | 2011-09-26 | 2012-10-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Федеральный медицинский биофизический центр имени А.И. Бурназяна" | METHOD FOR PREPARING HIGH-PURITY 68Ga SOLUTIONS |
-
1998
- 1998-05-14 RU RU98108495/14A patent/RU2126271C1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102382994A (en) * | 2011-07-18 | 2012-03-21 | 原子高科股份有限公司 | Radioactivity68Preparation method of Ge solution |
| CN102382994B (en) * | 2011-07-18 | 2013-08-14 | 原子高科股份有限公司 | Radioactivity68Preparation method of Ge solution |
| RU2464043C1 (en) * | 2011-09-26 | 2012-10-20 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Федеральный медицинский биофизический центр имени А.И. Бурназяна" | METHOD FOR PREPARING HIGH-PURITY 68Ga SOLUTIONS |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP0541543B1 (en) | Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium | |
| US5145636A (en) | Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium | |
| US4280053A (en) | Technetium-99m generators | |
| CA1262738A (en) | Method of isolating radioactive perrehnate or pertechnetate from an aqueous solution | |
| McElvany et al. | Comparison of 68Ge/68Ga generator systems for radiopharmaceutical production | |
| US11306003B2 (en) | Method for the manufacture of highly purified 68Ge material for radiopharmaceutical purposes | |
| EP2911758B1 (en) | A radioisotope concentrator | |
| TW201201844A (en) | Gallium-68 radioisotope generator and generating method thereof | |
| US20120106691A1 (en) | Method and System for Radioisotope Generation | |
| US4123497A (en) | Purification of Technetium-99m pertechnetate solutions | |
| JP2000019293A (en) | Method for disposal of radioactive waste | |
| RU2126271C1 (en) | RADIONUCLIDE 68Ge/68Ga GENERATOR FOR PREPARING PHYSIOLOGICALLY ACCEPTABLE 68Ga SOLUTION | |
| US3745119A (en) | Production of high purity molybdenum using silver coated carbon as adsorbent | |
| Neirinckx et al. | Potential column chromatography generators for ionic Ga-68. I. Inorganic substrates | |
| JPS6271900A (en) | Technetium-99m generator | |
| KR102490458B1 (en) | Methods for purifying Ga-68 from eluate from 68Ge/68Ga generators and chromatographic columns for use in such methods | |
| CN109839302A (en) | The minimizing technology of Bi-210 in a kind of pedotheque Sr-90 analysis | |
| Chattopadhyay et al. | Separation of pertechnetate from molybdate by anion-exchange chromatography: recovery of 99mTc from (n, γ) 99Mo and suitability for use in central radiopharmacy (CRPh) | |
| US5619545A (en) | Process for purification of radioiodides | |
| Colombetti et al. | Effect of chemical and radiochemical impurities from eluants on 99mTc-labeling efficiency | |
| IL34751A (en) | Production of fission product technetium 99-m generator | |
| RU2153357C1 (en) | Generator and method for preparation of sterile radioactive technetium-99m | |
| Ramamoorthy et al. | Studies on the Preparation of 113Sn-113mIn Generators | |
| Deptuła et al. | Separation of 113m In from 113 Sn on an isotope generator with inorganic ionite | |
| Neves et al. | Neutral technetium (II)-99m complexes as potential brain perfusion imaging agents |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PC4A | Invention patent assignment |
Effective date: 20061221 |
|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20160515 |