CN103650061A - 制备Tc-99m的方法 - Google Patents

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Abstract

制备Tc-99m的方法，其包括将纯化的Mo-99的溶液与包含钛氧化物和i)锡氧化物或ii)锆氧化物的吸附材料接触，从而使得由Mo-99衰变得到的Tc-99m此后可被洗脱的步骤。

Description

制备Tc-99m的方法
本发明涉及一种方法。具体地，但不全是，它涉及制备Tc-99m的方法。它还涉及用于实施该方法的装置。
锝-99m是在医学诊断和治疗应用中使用最广泛的放射性金属(radiometal)。Tc-99m是由Mo-99在Tc-99m发生器中衰变而制得的。该发生器通常包含负载至吸附剂(通常为氧化铝)上的Mo-99的水溶液。在Mo-99衰变成Tc-99m(其对氧化铝具有较低的亲和力)后，通常可使用盐水溶液将所述Tc-99m洗脱。
为获得具有高比放射性(specific activity)的Mo-99，其通常由U-235靶的中子诱发的裂变制得。U-235通常以U-金属箔或U和Al的管状构建体(tubularconstructs)的靶形式存在。或者，该U可为酸性介质中的溶液形式(如铀溶液靶，或用作均匀反应堆中燃料的铀溶液)。裂变反应使得部分U-235转变成Mo-99，但也在反应堆产物中生成了一些杂质，其包括Cs、Sr、Ru、Zr、Te、Ba、Al和碱金属和碱土金属。然后该裂变产物经纯化方法从各种杂质中提取Mo-99。
除了使用U-235作为Mo-99的来源外，制备Mo-99的替代方法包括使用其它稳定的钼同位素，如Mo-98或Mo-100。例如，Mo-99还可由中子辐照Mo-98(n-Mo-99)或质子辐照Mo-100(p-Mo-99)而制得的。然而，这些替代方法的缺点是生成的n-或p-Mo-99具有极低的比放射性。使用n-或p-Mo-99来制备常规Mo-99/Tc-99m发生器，需要使用更多的现有吸附剂(A型氧化铝或R型氧化铝)以达到类似的总Mo-99放射性；因此结果将是需要更大的柱和发生器装置。
基于上述给出的理由，尽管一般来说优选使用裂变Mo-99(即源自U-235)用于制备Tc-99m发生器，但是裂变Mo-99的供应可能经受暂时性的显著中断。因此，需要一种适宜的方法来制备不依赖裂变Mo-99的Tc-99m发生器。
已知基于锆、钛或其氧化物的吸附剂对Mo-99具有高亲和力。例如RU228516中公开了使用Termoxid-5吸附剂(ZrO2和TiO2)从辐照的铀靶点的硝酸溶液中提取Mo-99；WO01/53205中公开了使用水合TiO2与ZrOH结合的组合物从硫酸铀酰溶液中提取Mo-99。然而，这些文献关注于从所述铀辐照直接生成的溶液中纯化Mo-99。这样的溶液包含多种裂变产物和铀。
此外，US4,782,231中公开了由选自铝、锆、石英、碳和它们的氧化物的材料构成的Mo-99/Tc-99m发生器；JP10030027中公开了用于Mo-99/Tc-99m发生器的包含锆化合物重复单位的钼吸附剂；Mushtaq等人(1991)公开了使用水合二氧化钛作为吸附剂用于Mo-99/Tc-99m发生器；Chakravarty等人(2009)公开了使用氧化锆作为吸附剂用于Mo-99/Tc-99m发生器；US2009/0277828中公开了含Zr吸附剂对Mo-99具有高亲和力且其可用于Tc-99m发生器。然而，这些文献并未论述具有高亲和力和物理稳定性特征的组合，该组合可使得发生器对n-或p-Mo-99更有用。
根据本发明的第一方面，提供了用于制备Tc-99m的方法，该方法包括将纯化的Mo-99的溶液与包含钛氧化物和i)锡氧化物或ii)锆氧化物的吸附材料接触的步骤，从而使得由Mo-99衰变得到的Tc-99m此后可被洗脱。
用于本发明方法的吸附材料提供若干优势。例如，所述吸附材料对Mo-99具有高亲和力，从而具有制备致密Mo-99/Tc-99m发生器的能力，该发生器可使用具有高比放射性的Mo-99(例如裂变Mo-99)以及具有低比放射性的Mo-99(例如n-或p-Mo-99)作为起始物料。因此，本发明的方法为使用者在起始Mo-99物料的选择中提供了灵活性。
此外，所述吸附材料具有高度物理稳定性，这使得它能够经受苛刻的处理条件。例如，当Mo-99产自Mo-98的中子辐照或Mo-100的质子辐照时，纯化的Mo-99的溶液含有一些量的母体Mo-98和Mo-100。一旦钼被吸附至本发明所用的吸附材料上，Mo-98或Mo-100仍将附着在所述吸附材料上，因为它们并不衰变成Tc-99m。由于该吸附材料的高度物理稳定性，在发生器使用后，其能够经处理以提取残余的Mo-98和Mo-100(例如，通过使用强碱溶液，如NaOH水溶液或浓NH4OH溶液)。提取的Mo-98或Mo-100可被再次用于其它Mo-99的制备。类似地，可将再生的吸附材料回收以用于其它Mo-99/Tc-99m发生器的制备。与此相反，用于Tc-99m发生器的常规氧化铝吸附剂不能被回收，因为氧化铝被任何提取钼的处理腐蚀了。
本文所用术语“纯化的Mo-99的溶液”指的是由Mo-98中子辐照和Mo-100质子辐照得到的含Mo-99的溶液，或来源于U-235裂变的含Mo-99的溶液，且至少经一步纯化步骤以从该含Mo-99的溶液中除去非钼的金属杂质。该纯化步骤是本领域技术人员熟知的。例如，当Mo-99产自铀辐照时，所述纯化步骤可包括至少一步且优选一系列在多种吸附剂上的色谱分离以从溶液中收获Mo-99，其中所述溶液是通过碱性溶解辐照的U靶获得的(Sameh and Ache,1987)。
在一些实施方案中，所述锡氧化物可为氧化亚锡(II)(即SnO)或二氧化锡(IV)(即SnO2)。优选地，所述锡氧化物为SnO2。
在一些实施方案中，所述钛氧化物可为一氧化钛(II)(即TiO)、三氧化二钛(III)(即Ti2O3)、二氧化钛(IV)(即TiO2)、Ti2O3或Ti3O。优选地，所述钛氧化物为TiO2。
在一项优选实施方案中，所述吸附材料可包括锡氧化物和钛氧化物，如Termoxid-52，或锆氧化物和钛氧化物，如Termoxid-5M(Termoxid Scientific&Production Co.,Zorechnyi,Russia)。所述钛氧化物增强了该吸附剂的物理稳定性，且可作为锡氧化物或锆氧化物的支持存在。
除了所用吸附材料的性质外，吸附的速度和效率还部分地取决于吸附材料的粒度。通常，小粒度增加表面面积从而可更好地吸附。然而，如果粒度过小，则可能会对所述Mo-99溶液的流动产生不良影响。因此，在一些实施方案中，所用吸附材料的粒度范围为0.001mm至3mm，优选0.01mm至2mm，更优选0.1mm至1.5mm。替代粒度范围可为0.001mm至0.2mm或0.1mm。在一些实施方案中，所述粒度为0.2mm至1mm。在具体实施方案中，所述吸附材料的粒度范围为0.4mm至1mm，例如0.45mm至0.65mm。所述待考虑的粒度优选地为给定样品中所述吸附颗粒的平均直径(如重均或数均平均直径)。在一些实施方案中，基本上所有(如70%或更多，80%或更多，90%或更多)的该吸附颗粒具有落在上文所列范围内的大小，具体地0.2mm至1mm(优选0.4mm至1mm，如0.45mm至0.65mm)。
出乎意料地发现，当粒度范围如上所述，尤其是在范围0.4mm至1mm时，可获得致密的多用途发生器，其不会遭受由于开槽(channeling)(即贯穿未被吸附的溶液相物料的发生器的通道)引起的Mo-99渗漏或穿透，而在如此高粒度通常预期会有Mo-99渗漏或穿透。
在一些实施方案中，其中使用了具有高比放射性的Mo-99，可在钼载体存在下将纯化的Mo-99的溶液与所述吸附材料接触。为了此目的，可以钼酸盐或多钼酸盐(于酸溶液中的钼)的形式加入“冷”钼。钼载体的存在使得Mo-99更好地分散在柱中(防止不希望的Mo-99/Tc-99m的自减少(self reduction)和Mo-99穿透)。
在一些实施方案中，该方法还可包括允许充足的时间以使Mo-99衰变并洗脱Tc-99m的步骤。本领域的技术人员熟知Mo-99衰变成Tc-99m的充足时间。该时间可为1至30小时，优选5至20小时。通常，使Mo-99衰变1至3个子体核素的半衰期(Tc-99m的t1/2=6小时)。因此，通常使用Tc-99m发生器持续6至18小时。本领域的技术人员还熟知洗脱Tc-99m的方法。该方法包括但不限于，使用盐水溶液，如无菌生理盐水。
在具体的实施方案中，该方法还包括通过除去残余Mo回收所述吸附材料的步骤。如上所提及，该回收步骤(例如使用强碱溶液以除去Mo)使得该吸附剂可以被再次使用。因此，在一些实施方案中，该方法还包括将纯化的Mo-99的第二溶液与所述回收的吸附剂接触的另一步骤。
根据本发明的第二方面，提供了实施本发明第一方面的方法的装置，该装置包括含有吸附材料的柱或容器，其中所述吸附材料包括钛氧化物和i)锡氧化物，或ii)锆氧化物，且该装置与屏蔽组件一起被提供。
本发明的装置提供多种优势。例如，对于多种类型的Mo-99溶液(即，低比放射性和高比放射性两者)，可使用相同的柱(相同大小且含有相同量的吸附剂)。因此，该装置只需单个柱子即可适应两种类型的Mo-99溶液。与之相反，为了可用于低比放射性Mo-99，除可用于高比放射性Mo-99的柱子之外，常规发生器必须包含另一单独的柱子以浓缩发生器洗出液中的Tc-99m。这种需求不可避免地使常规发生器大于本发明的装置。此外，本发明的装置允许快速洗脱操作。相反，当常规发生器装载有低比放射性Mo-99时，其通常消耗更长的洗脱时间。
本发明第二方面的吸附材料如第一方面所定义。
所述屏蔽组件适于向该装置(或Tc-99m发生器)的使用者提供防护以屏蔽存在于该装置的放射性同位素发射的伽马辐射或其它辐射。屏蔽程度应当足以符合放射性药物行业中公认的标准。例如，从而使得运输指数(TI)小于10(10毫雷姆h-1(0.1mSv h-1))。更优选地，所使用的屏蔽程度使得TI为5或更小(5毫雷姆h-1(0.1mSv h-1))。本发明的装置中所使用的具体屏蔽取决于装载至柱子上的Mo-99放射性的量。在一些方案中，所述屏蔽组件由铅制成。所述屏蔽组件可为套管形式，其包围含有所述吸附剂的柱或容器。
在一些实施方案中，其中该装置用于从具有高比放射性的Mo-99产生Tc-99m，该装置还包括含有钼载体溶液的容器，且设置为与含有吸附材料的柱或容器在上游流体联通。
根据本发明的第三方面，提供了回收Tc-99m发生器的方法，该发生器包含吸附材料，所述吸附材料包括i)锡氧化物或ii)锆氧化物和钛氧化物，所述方法包括从所述吸附材料除去残余钼的步骤。
如上所提及，由于吸附材料的高物理稳定性，在发生器使用后，其可经处理以提取残余Mo-98和Mo-100，从而使得提取的钼和回收的吸附材料都可被再次用于其它Tc-99m发生器的制备中，因而使得Tc-99m的制备更具成本有效性。回收的方法还可用于装载由U-235裂变衍生的Mo-99的发生器。
本发明第三方面的吸附材料如第一方面所定义。
在一些实施方案中，从所述吸附材料除去残余钼的步骤包括将所述吸附剂与强碱溶液如NaOH水溶液和浓NH4OH溶液接触。
在一些实施方案中，所述方法还包括将纯化的Mo-99溶液与回收的吸附材料接触的步骤。
现仅参考图1作为例子更详细的描述本发明，图1为本发明例示性方法的示意图。
已知Mo-99/Tc-99m发生器被优化以使用“裂变Mo-99”，其是指由U-235裂变产生的Mo-99。所述裂变Mo-99具有非常高的比放射性，其使得能够制备含有相对高放射性的Mo-99的致密Mo-99/Tc-99m发生器。通常，裂变Mo-99的大型产生器必须停止生产以对反应器或生产设备进行预定的或非预定的维护，从而引起裂变Mo-99的可用性急剧降低。制备Mo-99的替代方法是可能地，其不使用U-235作为Mo-99的来源。大多数替代方法使用其它钼稳定的同位素(Mo-98或Mo-100)，通过中子辐照Mo-98(n-Mo-99)，或通过质子辐照Mo-100(p-Mo-99)。这些起始物的缺点是n-或p-Mo-99具有极低的比放射性。
制备使用n-或p-Mo-99的常规Mo-99/Tc-99m发生器，需要使用更多的现有吸附剂(A型氧化铝或R型氧化铝)以达到类似的总Mo-99放射性；因此结果导致需要更大的柱和发生器装置。本发明通过将现有吸附剂改变成新一代市售可得的基于SnO2/TiO2、ZrO2/TiO2或这些氧化物的一种(如Termoxid-5M或Termoxid-52)(Termoxid Scientific&Production Co.,Zorechnyi,Russia)的吸附剂缓解了该问题。该新一代吸附剂可用于裂变Mo-99和n-Mo-99/p-Mo-99两种情况，且维持该发生器设计的致密性并使得所形成的发生器具有多用途。
该Mo-99/Tc-99m发生器用包含具有低或高比放射性的Mo-99的酸性溶液装载。在低比放射性的情况中，无需使用钼载体，因为由于源自钼靶点(Mo-98或Mo-100)的钼载体的存在，所述Mo-99将分散于柱中(防止不希望的Mo-99/Tc-99m自减少和Mo-99穿透)。在高比放射性Mo-99情况中，理想地应将钼载体加入该负载溶液中以得到与低比放射性Mo-99溶液情况相似的分散。本发明的发生器的低水平的Mo-99穿透归因于吸附剂对钼的更高的亲和力(相比于现有技术的发生器)，其还将防止Tc-99m的洗脱中的任何问题。该发生器的铅屏蔽的程度将根据装载至柱中的Mo-99放射性计算。
参考文献
Chakravarty等人,Journal of Labelled Compounds and Radiopharmceuticals,2009,52,pS500;
Mushtaq等人,Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry,1991,147(2),p257;
Sameh和Ache,Radiochim.Acta,1987,41,p65。

Claims (21)

1.制备Tc-99m的方法，所述方法包括将纯化的Mo-99的溶液与包含钛氧化物和i)锡氧化物或ii)锆氧化物的吸附材料接触，从而使得由Mo-99衰变得到的Tc-99m此后可被洗脱的步骤。
2.根据权利要求1的方法，其中所述吸附材料包含锡氧化物和钛氧化物。
3.根据权利要求1的方法，其中所述包含锆氧化物和钛氧化物的吸附材料为Termoxid-5M。
4.根据权利要求2的方法，其中所述包含锡氧化物和钛氧化物的吸附材料为Termoxid-52。
5.根据前述权利要求任一项的方法，其中所述方法还包括允许充足的时间以使Mo-99衰变并洗脱Tc-99m的步骤。
6.根据权利要求5的方法，其中所述方法还包括通过除去残余钼回收所述吸附材料并任选地将纯化的Mo-99的第二溶液与回收的吸附材料接触。
7.根据前述权利要求任一项的方法，其中在钼载体存在下将纯化的Mo-99的溶液与所述吸附材料接触。
8.根据前述权利要求任一项的方法，其中所述吸附材料的粒度范围为0.001mm至3mm。
9.根据权利要求8的方法，其中所述吸附材料的粒度范围为0.2mm至1mm。
10.根据权利要求9的方法，其中所述吸附材料的粒度范围为0.4mm至1mm。
11.实施权利要求1的方法的装置，所述装置包括含有吸附材料的柱或容器，其中所述吸附材料包括钛氧化物和i)锡氧化物或ii)锆氧化物，且所述装置与屏蔽组件一起被提供。
12.根据权利要求11的装置，其还包括含有钼载体溶液的容器，且设置为与含有所述吸附材料的柱或容器在上游流体联通。
13.根据权利要求10或11的装置，其中所述吸附材料的粒度范围为0.001mm至3mm。
14.根据权利要求13的装置，其中所述吸附材料的粒度范围为0.2mm至1mm。
15.根据权利要求14的装置，其中所述吸附材料的粒度范围为0.4mm至1mm。
16.回收Tc-99m发生器的方法，所述发生器包括吸附材料，所述吸附材料包含钛氧化物和i)锡氧化物或ii)锆氧化物，所述方法包括从所述吸附材料除去残余钼的步骤。
17.根据权利要求16的方法，其中所述从吸附材料除去残余钼的步骤包括将所述吸附材料与强碱溶液接触。
18.根据权利要求16或17的方法，其还包括将纯化的Mo-99溶液与回收的吸附材料接触的步骤。
19.根据权利要求16至18中任一项的方法，其中所述吸附材料的粒度范围为0.001mm至3mm。
20.根据权利要求19的方法，其中所述吸附材料的粒度范围为0.2mm至1mm。
21.根据权利要求20的方法，其中所述吸附材料的粒度范围为0.4mm至1mm。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106967882A (zh) * 2017-01-16 2017-07-21 原子高科股份有限公司 一种使用聚酰胺树脂从钼溶液中提取锝的方法
US11286172B2 (en) 2017-02-24 2022-03-29 BWXT Isotope Technology Group, Inc. Metal-molybdate and method for making the same

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5953548B2 (ja) * 2012-03-30 2016-07-20 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 モリブデンのサイクルシステム及び当該サイクルシステムに使用されるモリブデン吸着剤の再生方法
US9842664B2 (en) 2013-09-26 2017-12-12 Los Alamos National Security, Llc Recovering and recycling uranium used for production of molybdenum-99
US9793023B2 (en) 2013-09-26 2017-10-17 Los Alamos National Security, Llc Recovery of uranium from an irradiated solid target after removal of molybdenum-99 produced from the irradiated target
BE1022469B1 (fr) * 2014-10-07 2016-04-13 Institut National Des Radioéléments Generateur de radio-isotopes a phase stationnaire comprenant de l'oxyde de titane
US20210350946A1 (en) * 2019-10-25 2021-11-11 ITM Isotopen Technologien München AG System and method of recovering a parent radionuclide from a radionuclide generator

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3468808A (en) * 1967-06-16 1969-09-23 Union Carbide Corp Production of high purity radioactive technetium-99m
US4001387A (en) * 1973-07-30 1977-01-04 Medi-Physics, Inc. Process for preparing radiopharmaceuticals
US4123497A (en) * 1975-03-06 1978-10-31 The Radiochemical Centre Limited Purification of Technetium-99m pertechnetate solutions
US4280053A (en) * 1977-06-10 1981-07-21 Australian Atomic Energy Commission Technetium-99m generators

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3799883A (en) * 1971-06-30 1974-03-26 Union Carbide Corp Production of high purity fission product molybdenum-99
US4643891A (en) * 1979-04-17 1987-02-17 Mallinckrodt Diagnostica (Holland) B.V. Preparation and use of a 195m Au-containing liquid
CS255601B1 (en) 1984-05-18 1988-03-15 Kristian Svoboda 99 mtc elution unit-built generator and method of its production
JP2862837B2 (ja) 1996-07-16 1999-03-03 日本原子力研究所 ９９Ｍｏ−９９ｍＴｃジェネレータ用Ｍｏ吸着剤およびその製造方法
US6337055B1 (en) 2000-01-21 2002-01-08 Tci Incorporated Inorganic sorbent for molybdenum-99 extraction from irradiated uranium solutions and its method of use
RU2288516C1 (ru) 2005-04-25 2006-11-27 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Способ получения концентрата радионуклида молибден-99
US7700926B2 (en) * 2006-01-12 2010-04-20 Draximage General Partnership Systems and methods for radioisotope generation
US20090277828A1 (en) 2008-05-08 2009-11-12 Korea Atomic Energy Research Institute Adsorbents for Radioisotopes, Preparation Method Thereof, and Radioisotope Generators Using the Same
ATE515041T1 (de) * 2008-08-18 2011-07-15 Stichting Jeroen Bosch Ziekenhuis Strontium-82-/rubidium-82-generator, verfahren zur herstellung eines diagnosemittels mit rubidium-82, dieses diagnosemittel und deren verwendung in der medizin

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3468808A (en) * 1967-06-16 1969-09-23 Union Carbide Corp Production of high purity radioactive technetium-99m
US4001387A (en) * 1973-07-30 1977-01-04 Medi-Physics, Inc. Process for preparing radiopharmaceuticals
US4123497A (en) * 1975-03-06 1978-10-31 The Radiochemical Centre Limited Purification of Technetium-99m pertechnetate solutions
US4280053A (en) * 1977-06-10 1981-07-21 Australian Atomic Energy Commission Technetium-99m generators

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
LE VAN SO: "99mTc GENERATOR PREPARATION USING (n,γ) 99Mo PRODUCED EX-NATURAL MOLYBDENUM", 《JAERI-CONF 2003-004》 *
N.D. BETENEKOV ET.AL: "THE GENERATOR 99mTс BASED ON INORGANIC SORBENT "TERMOKSID-5"", 《7TH INTERNATIONAL SYMPOSIUM ON TECHNETIUM AND RHENIUM-SCIENCE AND UTILIZATION-MOSCOW》 *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106967882A (zh) * 2017-01-16 2017-07-21 原子高科股份有限公司 一种使用聚酰胺树脂从钼溶液中提取锝的方法
CN106967882B (zh) * 2017-01-16 2018-10-12 原子高科股份有限公司 一种使用聚酰胺树脂从钼溶液中提取锝的方法
US11286172B2 (en) 2017-02-24 2022-03-29 BWXT Isotope Technology Group, Inc. Metal-molybdate and method for making the same

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