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Die
vorliegende Erfindung betrifft ein Verfahren zur Reinigung von Radium,
insbesondere 226Ra, für den Einsatz als Target für die Herstellung
von 225Ac aus verfügbaren radioaktiven Quellen
gemäß Anspruch
1. Ferner betrifft die vorliegende Erfindung ein Recyclingverfahren
für 226Ra, für
den Einsatz als Target bei der Herstellung von 225Ac
aus Radiumquellen, die mit beschleunigten Protonen (p, 2n) bestrahlt
werden, nach der Trennung des erzeugten 225Ac
gemäß Anspruch
11.
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Die
Untersuchungen und Experimente im Rahmen der vorliegenden Erfindung
wurden am Institut für Radiochemie
[RCM] der Technischen Universität
München
[TUM] durchgeführt
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Das
Radionuklid 225Ac kann insbesondere in Form
seines Tochternuklids 213Bi in der Nuklearmedizin – an tumorspezifische
Antikörper
gekoppelt – erfolgreich
in mehreren klinischen Studien zur Krebsbehandlung verwendet werden.
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Bereits
1993 wurden zum ersten Mal Kriterien für die Auswahl von Radionukliden
für die
Immuntherapie mit α-Emittern
und β-Emittern
(GEERLINGS, M.W. (1993) zur Verfügung
gestellt: Ist. J. Biol. Markers, 8, 180–186: "Radionuclides for radioimmunotherapy:
criteria for selection"),
bei denen sich aufgrund der unterschiedlichen Energien herausgestellt
hat, dass die zu applizierende Radioaktivität an α-Strahlern mehr als 1000mal
niedriger sein kann als diejenige von β-Strahlern, wenn ein vergleichbarer
Effekt erreicht werden soll.
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Darüber hinaus
kristallisierten sich in der oben genannten Literatur neben den
prinzipiell verwendbaren aber relativ schlecht verfügbaren oder
instabile Antikörperkonjugate
bildenden α-Strahlern: 211At, 255Fm, 212Bi/212Pb, 224Ra 233Ra die α-emittierenden
Radionuklide 225Ac und dessen Tochterisotop 213Bi als vielversprechend für die Zwecke
der Radioimmuntherapie heraus.
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Eine
der grundlegenden Arbeiten zur Begründung einer Radioimmuntherapie
mit α-Strahlern ist offenbart
in GEERLINGS, M.W., KASPERSEN, F.M., APOSTOLIDIS, C. und VAN DER
HOUT, R. (1993): Nuclear Medicine Communications 14, 121–125, „The feasability
of 225Ac as a source of α-particles in radioimmunotherapy". Hierin wird beschrieben,
dass aus 229Th hergestelltes 225Ac
und dessen Tochterisotop 213Bi als Isotop
für die
Radioimmuntherapie mit α-Strahlern
geeignet ist. Als Indikationen werden insbesondere die Krebsbehandlung
und die Behandlung von Mikrometastasen von malignen Tumoren unter
Verwendung tumorspezifischer monoklonaler Antikörper als Träger für α-Strahler beschrieben.
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Eine
weitergehende Untersuchung von KASPERSEN, F.M., BOS, E., DOORNMALEN,
A.V., GEERLINGS, M.W., APOSTOLIDIS, C. und MOLINET, R. (1995): Nuclear
Medicine Communications, 16, 468–476: „Cytotoxicity of 213Bi-
and 225Ac-immunoconjugates" bestätigt und
quantifiziert die cytotoxische Wirkung von 213Bi
und 225Ac durch in vitro-Tests mit der humanen
Epidermaltumorzellinie A431.
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Überdies
wird die Verwendung von 213Bi zur Behandlung
von malignen Krankheiten des Blutsystems vorgeschlagen und es befinden
sich mittlerweile mehrere radioimmotherapeutische Ansätze mit 225Ac und 213Bi zur
Behandlung von Krebs in verschiedenen Stadien der klinischen Prüfungen.
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Die
medizinisch-klinische Bedeutung der vorliegenden Erfindung zur Herstellung
von 225Ac aus 226Ra mittels
beschleunigter Protonen ergibt sich beispielsweise aus zwei vielversprechenden
therapeutischen Ansätzen:
Einerseits
berichten JURCIC, J.G., LARSON, S.M., SGOUROS, G., McDEVITT, M.R.,
FINN, R.D., DIVGI, C.R., se., M.B., HAMACHER, K.A., DANGSHE, M.,
HUMM, J.L., BRECHBIEL, M.W., MOLINET, R., SCHEINBERG, D.A. (2002)
in Blood, 100, 1233–1239 über einen
großen
Erfolg bei der Behandlung von Patienten mit akuter myeloischer Leukämie (AML)
und chronischer myeloischer Leukämie
(CML) mit 213Bi, welches an HuM195, einer
für die
Humanmedizin entwickelte Formulierung eines monoklonalen anti-CD33-Antikörpers, gekoppelt
ist. Diese Untersuchung war das erste „Proof-of-concept" einer systemischen
Radioimmuntherapie beim Menschen mit einem α-Strahler, der zu einem tumorspezifischen
Zelltarget transportiert wurde.
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Andererseits
berichten HUBER, R., SEIDL, C., SCHMID, E., SEIDENSCHWANG, S., BECKER;
K.-F., SCHUHMACHER; C., APOSTOLIDIS, C., NIKOLA, T., KREMMER, E.,
SCHWAIGER, M. und SENEKOWITSCH-SCHMIDTKE, R. (2003) in Clinical Cancer
Research (Suppl.) 9, 1s-6s: „Locoregional α-Radioimmunotherapy
of Intraperitoneal Tumor Cell Dissemination Using a Tumor-specific
Monoclonal Antibody" über die therapeutische
Wirksamkeit von 21 3Bi-d9MAB – bei geringer
Knochenmarkstoxizität – und die
mögliche
Anwendung einer lokoregionalen Therapie für Magenkarzinompatienten, die
d9-E-Cadherin exprimieren.
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Weitere
Untersuchungsergebnisse und Teilaspekte hierzu werden dargelegt
in: Roswitha HUBER, Dissertation zur Erlangung der tiermedizinischen
Doktorwürde
der Tierärztlichen
Fakultät
der Ludwig-Maximilians-Universität
München,
18. Juli 2003: "Bewertung
der lokoregionalen Radioimmuntherapie disseminierter Tumorzellen
des diffusen Magenkarzinoms mit einem 213Bi
gekoppelten tumorspezifischen Antikörper im Mausmodell".
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Gemäß HUBER
2003 erkranken jährlich
18 von 100 000 Deutschen allein am Magenkarzinom. In Japan sind
sogar 126 von 100 000 Menschen betroffen. Dies bedeutet ca. 156
000 Neuerkrankungen pro Jahr allein in Japan. Dort wie in China,
Taiwan und Korea ist Magenkrebs eine der häufigsten, tumorbedingten Todesursachen.
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Therapeutisch
am aussichtsreichsten schien bislang der Einsatz von im Rahmen einer
Chemotherapie verabreichten Zytostatika, wobei hierbei jedoch erhebliche
Nebenwirkungen auftreten.
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Die
Radioimmuntherapie dagegen bedient sich membranständiger Proteinstrukturen,
die von Tumorzellen exprimiert werden, um zytotoxische Wirkstoffe
mittels Carrier daran zu binden. Meistens steht eine Überexpression
des Bindungsmoleküls
an den Tumorzellen im Zentrum einer Radioimmuntherapie. Das Zielmolekül für die „tumorassoziierten" Antikörper wird
also auch an physiologischen Zellen des Organismus in geringerem
Ausmaß exprimiert.
Das impliziert, dass an diese Zellen ein etwaiges Radiotherapeutikum
ebenfalls bindet.
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Insbesondere
bei der Behandlung der akuten und chronischen myeloischen Leukämie setzt
die Bedeutung der vorliegenden Erfindung ein, nämlich zur Herstellung eines
geeigneten α-Strahlers,
nämlich 225Ac, das über eine Zerfallsreaktion gebildet
wird und beispielsweise an einen tumorspezifischen Antikörper gebunden
vorliegt.
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Das 213Bi-Atom zerfällt über einen β-Zerfall zu 213Po,
welches mit einer Halbwertzeit von 4 μs seine α-Zerfallsenergie von 8,4 MeV
instantan im Gewebe innerhalb einer Wegstrecke von 80 μm abgibt
und somit aufgrund seines hohen linearen Energietransfers effektiv
Zellen in unmittelbarer Umgebung abtötet.
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Diese
sogenannte lokoregionale Applikation ermöglicht eine rasche Bindung
des an 213Bi gekoppelten tumorspezifischen
Antikörpers
an die Tumorantigene mit maximalem therapeutischem Erfolg und minimaler Toxizität.
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Einer
der wenigen α-Strahler,
die die relevanten therapeutischen Kriterien erfüllen, ist das Nuklidpaar 213Bi/213Po mit einer
Halbwertszeit von 45,6 min (213Bi). Die
Photonenemission von 213Bi mit 440 KeV erlaubt zudem
eine in vivo Szintigraphie des Patienten.
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Heute
kann 225Ac hergestellt werden, indem 226Ra mit beschleunigten Protonen bestrahlt
wird. In einem Zyklotron, das erste wurde 1931 entwickelt, bewegen
sich elektrisch geladene Teilchen auf spiralförmigen Bahnen durch magnetische
Feldlinien.
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Insbesondere
lassen sich Protonen mit Hilfe eines Zyklotrons mit genügend hohen
Strömen
auf derart hohe Energien beschleunigen, dass sie in der experimentellen
und angewandten Kernphysik zur Isotopenproduktion in quantitativem
Maßstab
verwendet werden können.
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So
beschreibt beispielsweise die
EP 0 752 709 B1 ein Verfahren zur Erzeugung
von Actinium-225 aus Radium-226, wobei ein Target aus Radium-226
in einem Zyklotron mit beschleunigten Protonen beschossen wird,
so dass der instabile Compound-Kern
227Ac
unter Aussendung von zwei Neutronen in Actinium-225 umgewandelt
wird (p, 2n-Reaktion), wobei dann nach einer Wartezeit, in der das
gleichzeitig aufgrund der Aussendung nur eines Neutrons gebildete
Actinium-226 wegen seiner deutlich kürzeren Halbwertszeit größtenteils zerfällt und
das Actinium chemisch abgetrennt wird, so dass ein relativ reines
Actinium-225-Isotop erhalten wird. Das gemäß des Verfahrens der
EP 0 752 709 B1 verwendete
226Ra Target wird dort nicht detailliert
beschrieben.
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Auch
die
EP 0 962 942 A1 beschreibt
ein Verfahren zur Herstellung von Ac-225 durch Bestrahlung von 226Ra
mit zyklotronbeschleunigten Protonen, die eine Energie von 10 bis
20 MeV haben.
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Obwohl
mit den Targets gemäß der
EP 0 962 942 A1 bereits
gute Actinium-225-Ausbeuten
zu erzielen sind, hat sich in der Praxis jedoch herausgestellt,
dass sich diese Targetkonstruktion aufgrund der thermischen Belastung
durch den Protonenstrahl unter bestimmten Bedingungen derart erwärmen kann,
dass die Silberversiegelung aufreißt und hierdurch sowohl das
Target zerstört
wird als auch Kontaminationen des Zyklotrons und peripherer Komponenten
zu besorgen sind.
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Um
diese Probleme hinsichtlich des Targets zu lösen, haben die Erfinder der
vorliegenden Erfindung auf der Basis des Standes der Technik der
EP 0 962 942 A1 zwei
unterschiedliche verbesserte Radiumtargets für die Herstellung von Radionukliden
mittels beschleunigter Protonen entworfen.
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Eine
der Targetherstellungen, ein Elektroabscheideverfahren von
226Ra-Material, ist in der
DE 103 47 459 B3 des Anmelders
veröffentlicht,
die andere Targetherstellung, ein Verdampfungs-Dosier-System, ist
in der
DE 10 2004
022 200 A1 des Anmelders offenbart. Beide Anmeldedokumente
bilden vollinhaltlich Bestandteil der vorliegenden Offenbarung.
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Die
Verfahren des Anmelders zur Targetherstellung stellen das erwünschte 225Ac-Endprodukt
auf einer Aluminiumoberfläche
und in einer Mischung unterschiedlicher Radionuklide zur Verfügung.
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Dennoch
enthält
das Endprodukt nicht umgewandeltes 226Ra
sowie andere Ra Isotope. Zudem treten unterschiedliche Zerfallsprodukte
von Actinium sowie Kernumwandlungen von kontaminierenden Elementen wie
zum Beispiel Al auf.
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Verunreinigungen
des Al-Gitters, gemessen durch k
o-basierte
Neutronenaktivierungsanalyse (k
oINAA) sind
in Tabelle 1 dargestellt: Tabelle
1:
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Es
ist insbesondere wichtig, den Anteil an Sr und Ba zu verringern,
da diese die Herstellung der Radioisotope von Y bzw. La bewirken.
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Die
am häufigsten
auftretenden typischen Verunreinigungen des Radiums, das aus den
in den Experimenten verwendeten radioaktiven Ampullen (deklariert
als Sekundärstandards)
erhältlich
ist, sind in Tabelle 2 angegeben. Tabelle
2:
Element | mg|/mgRa* |
Ba | 0,63 |
Ca | 0,59 |
Na | 0,46 |
Zn | 0,08 |
- * mgl/mgRa – mg Verunreinigung pro mg
Radium
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Verschiedene
Radioisotope entstehen durch Kernreaktionen der Art (p, n) oder
(p, 2n) auf Verunreinigungen wie Ba, Ca, Fe, Zn, Sr, Pt, V, Ti,
Cr, Mg, Mn, Na und Cu, die in dem Al-Träger (Folie, Gitter) und/oder in
der Ra Abscheidung vorhanden sein können. Die Radionuklide mit
dem Hauptanteil an der gesamten Gammaaktivität sind außer 226Ra
und dessen Töchtern
typischerweise die folgenden: 55Co, 56Co, 67Ga, 57Ni, 51Cr, 48V, 52Mn, 54Mn, 65Zn.
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Zudem
sind störende
radiochemische Unreinheiten 210Po und 210Pb, die aus der folgenden Zerfallskette
resultieren: Ra-226 (alpha) →Rn-222(alpha) →Po-218 (alpha) →Pb-214 (beta) →Bi-214 (beta) →Po-214 (alpha) →Pb-210 (beta) →Bi-210 (beta) →Po-210 (alpha) →Pb-206 (stable).
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Zusammenfassend
ist jedoch zu sagen, dass trotz der bereits optimierten Targetsysteme,
wie sie durch die
DE
103 47 459 B3 und die
DE 10 2004 022 200 A1 des Anmelders zur Verfügung gestellt
werden, das
225Ac-Endprodukt immer noch
wesentliche Mengen an anorganischen, radionukliden und organochemischen
Verunreinigungen enthält,
die dazu führen,
dass das erhaltene
225Ac-Produkt für eine direkte
medizinische oder pharmazeutische Anwendung nicht geeignet ist.
Die Reinigung des
225Ac-Produktes wird bereits
in der noch nicht vorveröffentlichten
Deutschen Patentanmeldung DE 10 2006 008 023.8-43, die am 21. Februar 2006
durch die Anmelderin der vorliegenden Erfindung eingereicht wurde,
und die den Titel "Verfahren
zur Reinigung von
225Ac aus bestrahlten
226Ra-Targets" trägt,
beschrieben. Überdies
kann die Dekontamination des erzeugten Actinium wesentlich verringert
werden, wenn als Ausgangsmaterial reines Radium verwendet wird.
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Die
allgemeinen Aspekte der radioanalytischen Trennung von Radium wurden
früher
durch KIRBY H.W. und SALUTSKY M.L (1964) "The radiochemistry of radium", NAS-NS-3057 zusammengefasst.
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Unter
den bekannten Verfahren sind auch diejenigen, die das klassische
Verfahren von Madame Curie anwenden, das auf der Kopräzipitation
(mit Bariumsulfat) basiert, um Radium aus Pechblende zu isolieren,
und auf fraktionierter Kristallisation basiert, um Radium von dessen
chemischen Homolog Barium zu trennen (CURIE M. -Nobel Lecture 1911,
Stockholm). Dasselbe Verfahren wurde zur Revision des Atomgewichtes
des Radiums verwendet, wie in HÖNIGSCHMID
O. (1911) „Revision
des Atomgewichtes des Radiums und Herstellung von Radiumstandardpräparaten" und HÖNIGSCHMID
O. und SACHTLEBEN R. (1934), – Z.
anorg. u. allg. Chem, Bd. 221, S. 65–82 unterstützt von GERLACH W. und RIEDL
E. (1934), – Z.
anorg. u. allg. Chem, Bd 221, S. 103–108 beschrieben. Andere wendeten
das Präzipitationsverfahren
mit konzentrierter Salpetersäure
an. Der Nachteil bei diesem Verfahren resultiert aus der Tatsache,
dass die rauchende Salpetersäure schwer
handhabbar ist. Später
wurden auch andere Fällungsmittel
mehr oder weniger erfolgreich angewendet, wie zum Beispiel Oxalat,
Karbonat oder Chromat (SALUTSKY M.L. und STITES J.G (1955), – Ind. Eng.
Chem, Ausgabe 47 Nr. 10, Seiten 2162–2166).
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All
diese mühsamen
klassischen Verfahren haben den Nachteil, dass die vollständige Isolierung
von Radium nur nach mehrfachen Wiederholungen des oben genannten
Verfahrens möglich
ist, allerdings können durch
sie große
Mengen an Radium isoliert werden. So ist zum Beispiel allgemein
bekannt, dass Madame Curie Radium nach der Durchführung von
mindestens hundert fraktionellen Kristallisationsschritten isolierte.
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Danach
wurden neue chemische Verfahren zur effizienten Trennung/Konzentrierung
kleiner Mengen an Radium untersucht und erfolgreich angewendet.
Zu diesen Verfahren gehören
Chromatographie, Ionenaustasch, organische Extraktion oder Extraktionschromatographie.
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Die
Verwendung eines dieser Verfahren zur Trennung/Reinigung von Radium
wird in mehreren wissenschaftlichen Arbeiten wie zum Beispiel von
TOMPKINS E.R. (1948), – J.
Am Chem Soc. Ausgabe 70, Nr. 10, Seiten 3520–3522, POWER W.H. et al. (1959), – Anal.
Chem. Ausgabe 31, Nr. 6, 1077–1079,
NELSON F. (1964), – J.
Chromat. 16, Seite 403, CHIARIZIA R. et al. (1995), – Solv Extr.
Ion. Exch. 13 (6) 1063–1082, WLODZIMIRSKA
B., BARTOS B., BILEWITZ A. (2003), – Radiochim. Acta 91, 9, MOON
D.S., BURNETT B. (2003), -Appl. Rad. Isot 59, Seite 288, HAGERMANN
F. (1950), – J.
Am Chem, Soc. 72 Seite 768, BURNETT W., CABLE P. (1995), – Radioactivity
and Radiochemistry Ausgabe 6, Nr. 3, Seiten 36–44 usw., beschrieben.
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Von
den oben genannten Verfahren ist die Kationenaustauschchromatographie
aufgrund ihrer chemischen Eigenschaften ein häufig angewandtes Verfahren
zur Reinigung von Radium.
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Die
Schwierigkeiten bei dem Verfahren zur Reinigung von Radium anhand
des Kationenaustausches resultiert aus den Einschränkungen
in Bezug auf die Elutionsmittel. Für gewöhnlich beinhaltet dieses Verfahren die
Verwendung von Komplexbildnern zur Erleichterung der Trennung und
Erhöhung
des Entseuchungsgrades. In VDOVENKO V.M. und DUBASOV Y.U. (1973), "Analytical chemistry
of radium", John
Wiley & Sons, GLEASON
G. (1980), "An improved
ion exchange procedure for the separation of barium from radium", Ann. Arbor Science
Publishers Inc. Seiten. 47–50
und SAMUELSON O. (1963), "Ion
exchange separations in analytical chemistry", John Wiley & Sons und TOMPKINS E.R. (1951), US-554649
ist diese Reinigungsart mit Komplexbildnern sehr ausführlich beschrieben.
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Der
Hauptunterschied zwischen den aufgezählten herkömmlichen und modernen Trennverfahren
ist die Menge an Radium, die für
den Test verwendet wird. Die herkömmlichen Verfahren wurden erfolgreich
auf großen
Radiummengen angewendet, wohingegen die modernen Verfahren im Allgemeinen
auf Spuren oder kliene Radiumgehalte testen.
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In
dieser besonderen Anwendung ist die endgültige Form des Radiums (bis
zur Menge von 100 mg), die zur Targetherstelltung verwendet werden
soll, bevorzugt eine saure Lösung
in HNO3 ohne jeglichen Komplexbildner. Aus
diesem Grund wird bei dem vorgeschlagenen Reinigungsschritt auf
Kationenaustauschbasis auf jegliche Verwendung solcher Komplexbildner
verzichtet.
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Dieses
Reinigungsverfahren für
Radium basiert auf einer Radiumretention auf einem speziellen Kationenaustauschharz
und der Elution möglicher
Kontaminationen. Van der WALT T.N. und STRELOW F.W.E. (1983), Anal.
Chem. Ausgabe 55, Seiten 212–216
und STRELOW F.W.E. (1985), -Anal. Chem. Ausgabe 57, Seiten 2268–2271 zeigten
bereits die Nützlichkeit
dieser Harze für
andere Zwecke.
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In
der vorliegenden Erfindung wurde dieser Schritt erfolgreich zur
Reinigung des Radiums bis zu einigen Millicurie getestet, während das
Extraktionschromatographieverfahren bis zu einigen hunderten Mikrogramm
Radium eingesetzt wurde.
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Ausgehend
von dem oben erläuterten
Problem möglicher
Radiumverunreinigungen ist es die Aufgabe der vorliegenden Erfindung
Radium, insbesondere 226Ra, mit einer Reinheit
zur Verfügung
zu stellen, die für den
Einsatz als Zyklotron-Target für
die 225Ac-Herstellung aus verfügbaren radioaktiven
Quellen geeignet ist.
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Diese
Aufgabe wird durch ein Verfahren zur Reinigung von Radium, insbesondere 226Ra, für
die Targetherstellung, insbesondere die Herstellung eines Zyklotron-Targets für die 225Ac-Herstellung aus verfügbaren radioaktiven
Quellen gelöst.
Das Verfahren umfasst die folgenden Schritte:
- a)
Erfassen der Qualität
des zu reinigenden Ra-Materials;
- b) Elution von Ra aus dessen Lagerungsbehälter. Die Elution wird mit
Mineralsäure
und mindestens 1 Mal durchgeführt;
- c) Durchführen
wenigstens einer Extraktionschromatographie zur chemischen Trennung
des gewünschten Ra
von ähnlichen
Elementen wie Ba und Sr;
- d) wobei die Extraktionschromatographie in Schritt c) auf einem
festen Trägermaterial,
das mit einem Extraktionssystem beschichtet ist, umfassend wenigstens
eine Verbindung in Übereinstimmung
mit der allgemeinen Formel I in wenigstens einer Verbindung gemäß der allgemeinen
Formel II, durchgeführt
wird, Formel
I Formel
II wobei in Formel I:
8 und R9, unabhängig voneinander
H, C1 – C6 Alkyl oder t-Butyl sind; und wobei in Formel
II:
R10 ein C4- bis C12-Alkyl
ist; und wobei HNO3 oder HCl als mobile
Phase verwendet werden;
- e) Gewinnung von Ra aus den frühen Fraktionen, wobei Ba und
Sr in Fraktionen mit einer höheren
Retentionszeit enthalten sind und das Pb auf dem Extraktionssystem
zurückgehalten
wird;
- f) Poolen der Ra-Fraktionen; und
- g) Konzentrieren der gereinigten Ra-enthaltenden Fraktionen.
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Gemäß der vorliegenden
Erfindung wird Pb auf dem Extraktanten zurückgehalten und kann nur unter Verwendung
von hochkonzentriertem HCl oder Komplexbildnern wie zum Beispiel
EDTA entfernt werden.
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In
einer bevorzugten Ausführungsform
der Erfindung, bei der HNO3, insbesondere
0,1 M HNO3, für die Durchführung des
Schrittes b) und/oder in Schritt d) verwendet wird, werden HNO3 oder HCl als mobile Phase in einem Konzentrationsbereich
von 0,1 M bis 4 M, insbesondere 1 M, verwendet.
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Ein
geeignetes Hilfsmittel zur Konzentrierung von Ra-enthaltenden Ausgangs-
oder Stammlösungen ist
ein Rotationsverdampfer.
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Getrocknete
oder hochkonzentrierte Reste werden in einem Mindestvolumen an Mineralsäure, insbesondere
HNO3, bevorzugt in 0,1 M HNO3 wieder
aufgelöst.
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In
einer bevorzugten Ausführungsform
der vorliegenden Erfindung wird das natürliche Zerfallsprodukt 222Rn aus dem Ra-Material entfernt, dies
geschieht insbesondere während
eines Evaporationsschrittes. Als Beispiel für diesen Evaporationsschritt
wäre die
Verdampfung mit einem Rotationsverdampfer zu nennen. Als Medium
zum Zurückhalten
von Rn werden aktivierte Kohlenstofffallen verwendet.
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In
der Praxis hat sich ein Verfahren, bei dem ein Extraktionssystem
mit einem Kronenether in Übereinstimmung
mit Formel III, verwendet wird, als vorteilhaft erwiesen:
Formel
III in 1-Octanol.
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Ein
besonders bevorzugtes Extraktionsmittelsystem ist 4,4'-Bis(t-butylcyclohexan)-18-Krone-6 in 1-Octanol.
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Ein
weiteres bevorzugtes Extraktionsmittelsystem ist 4,5'-Bis(t-butylcyclohexan)-18-Krone-6 in 1-Octanol.
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In
der Praxis ist die Verwendung eines im Handel erhältlichen
Harzes wie zum Beispiel "Sr
Harz", hergestellt
von EICHROM, bevorzugt, das Extraktionsmittel in der stationären Phase
ist ein Kronenether: 4, 4'(5')-Bis(t-butylcyclohexano)-18-Krone-6
in 1-Octanol.
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Die
Qualität
des Ra-Materials wird typischerweise mittels γ-Spektrometrie, insbesondere
in situ γ-Spektrometrie,
und durch Inductively Coupled Plasma Optical Emission Spectroscopy
(ICP-OES) ermittelt.
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Gereinigte
Ra-Fraktionen der Extraktionschromatographie werden geeigneterweise
durch Verdampfen bis zum trockenen Zustand konzentriert. Die Verdampfung
wird insbesondere mittels eines Spiralleitungsheizers oder eines
Siliciumheizers durchgeführt.
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Eine
weitere Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist es, ein effizientes
Verfahren zum Recycling von 226Ra, für den Einsatz
als Zyklotron-Target für
die 225Ac-Herstellung aus Radiumtargets,
die mit beschleunigten Protonen bestrahlt wurden (p, 2n), nach der
Trennung des erzeugten 225Ac, zur Verfügung zu
stellen.
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Dieses
Problem wird durch ein Vefahren gelöst, das die folgenden Schritte
umfasst:
- a) Erfassen der Qualität der zu
reinigen Ra-enthaltenden Lösung,
die in einer Mineralsäurelösung zur
Verfügung
gestellt ist;
- b) Konzentrieren der Ra-enthaltenden Lösung durch Verdampfung;
- c) Entfernen der Spuren an organischen Verbindungen mittels
einer Vortiltersäule,
wobei die Vortiltersäue ein
inertes festes Trägermaterial
ist.
- d) Durchführen
wenigstens einer Kationenaustauschchromatographie zur Trennung des
Ra von den chemischen Hauptkontaminantionen (man chemical contaminants),
worin die Kationenaustauschchromatographie in Schritt d) auf einem
sauren Kationenaustauscher, und bevorzugt auf einem sauren makroporösen Kationenaustauscher
durchgeführt
wird.
- e) Waschen des Kationenaustauschharzes mit niedermolarer Mineralsäure zur
Entfernung der chemischen Hauptkontaminationen;
- f) Eluieren von Ra aus dem Kationenaustauschharz mit hochmolekularer
Mineralsäure,
wobei die Fraktionen immer noch Elemente enthalten, die chemisch ähnlich sind,
wie zum Beispiel Ba und Sr;
- g) Poolen und Konzentrieren der teilweise gereinigten Ra-Fraktionen;
und
- h) Unterziehen der teilweise gereinigten Ra-enthaltenden Fraktionen
wenigstens einer Extraktionschromatographie, wobei der Schritt der
Extraktionschromatographie auf einem festen Trägermaterial, das mit einem
Extraktionssystem beschichtet ist, durchgeführt wird, umfassend wenigstens
eine Verbindung in Übereinstimmung
mit der allgemeinen Formel I in wenigstens einer Verbindung gemäß der allgemeinen
Formel II, Formel
I Formel
II wobei in Formel I:
R8 und R9, unabhängig voneinander
H, C1 – C6 Alkyl oder t-Butyl sind; und wobei in Formel
II:
R10 ein C4- bis C12-Alkyl
ist; und wobei HNO3 oder HCl als mobile
Phase verwendet werden;
- i) Gewinnung von Ra aus den early fractions, wobei Ba und Sr
in Fraktionen mit einer höheren
Retentionszeit enthalten;
- j) Poolen der Ra-Fraktionen; und
- k) Konzentrieren der gereinigten Ra-enthaltenden Fraktionen.
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In
dem erfindungsgemäßen Verfahren
wird das Ra in Schritt a) des Ra-Recyclings in HCl oder HNO3 zur Verfügung gestellt, insbesondere
in HNO3 in einem Konzentrationsbereich von
0,1 M bis 4 M oder in HCl in einem Konzentrationsbereich von 0,1
bis 4 M zur Verfügung
gestellt und/oder es wird in Schritt h) HNO3 oder HCl
als mobile Phase in einem Konzentrationsbereich von 0,1 M bis 4
M, insbesondere 1 M, verwendet.
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In
einem bevorzugten erfindungsgemäßen Verfahren
sind die chemischen Hauptkontaminantionen aus der Gruppe ausgewählt, bestehend
aus Ag, Al, As, Be, Bi, Ca, Cd, Co, Cr, Cu, Fe, Ga, K, Li, Mg, Mn,
Na, Ni, Pb, Sr, V, Zn, sowie aus Mischungen daraus.
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Vorteilhafterweise
werden die Konzentrierungsschritte durch Verdampfung durchgeführt, insbesondere
mittels eines Rotationsverdampfers and/oder mittels eines Spiralleitungsheizers
oder eines Siliciumheizers.
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In
einem bevorzugten Verfahren der vorliegenden Erfindung wird das
Zerfallsprodukt 222Rn insbesondere während des
Evaporationsschrittes durch Aktivkohlefallen aus dem Ra-Material
entfernt.
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Zur
Elution des Ra aus dem verwendeten Kationenaustauschharz wird eine
hochmolekulare Mineralsäure
in einem Konzentrationsbereich von 2 bis 10 M, insbesondere von
3 bis 8 M, bevorzugt etwa 4 M, verwendet. Als bevorzugte Mineralsäure wird
HNO3 verwendet.
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Ein
geeignetes Kationenaustauschmaterial basiert auf einem Kationenaustauscher,
der ein saures Kationenaustauschharz in Übereinstimmung mit der folgenden
Formel und bevorzugt ein sauerer makroporöser Kationenaustauscher ist:
wobei in der obenstehenden
Formel: X gleich SO3
–H
+ ist.
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In
der Praxis ist es bevorzugt, für
den Schritt des Kationenaustausches ein im Handel erhältliches
Harz zu verwenden, wie zum Beispiel das Harz "AG-MP50" von Bio-Rad Laboratories, Inc.
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Bezüglich des
Recyclings von Ra wird in einer bevorzugten Ausführungsform der vorliegenden
Erfindung zur weiteren Reinigung nach dem Kationenaustauschschritt
bevorzugt ein Extraktionssystem in Form eines Kronenethers gemäß Formel
III verwendet.
Formel
III in 1-Octanol.
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Wenn
dieses System verwendet wird, wird in einer bevorzugten Ausführungsform
der vorliegenden Erfindung, als Extraktionsmittelsystem 4,4'-Bis(t-butyfcyclohexan)-18-Krone-6 in 1-Octanol
verwendet.
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Ferner
ist es bevorzugt, dass der feste Träger in Merkmal h) aus der Gruppe
ausgewählt
ist, bestehend aus porösem
Siliciumdioxid, inerten organischen Polymeren, bevorzugt einem nicht-ionischem
Acrylsäureesterpolymer.
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Zur
Bestrahlung der Radiumbestandteile, die in einer metallischen Targettasse
vollständig
eingekapselt sind, müssen
ausreichende Mengen von Radium mit angemessener Qualität zur Verfügung stehen.
Die Methode der Targetherstellung an sich ist bereits aus der WO
2005/105160, WO 2005/039647,
EP1673492 , bekannt.
Um den Radiumbedarf abzudecken wurden zwei Radiumquellen verwendet:
aus bestehenden (verfügbaren)
radioaktiven Quellen und aus dem Recycling von Radium nach der Bestrahlung
im Zyklotron und dessen Trennung von Actinium.
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Das
Verfahren der vorliegenden Erfindung beschreibt ein Verfahren, dessen
Ziel es ist, Radium entweder aus bestehenden radioaktiven Quellen
oder aus bestrahltem recyceltem Radium herzustellen/zu reinigen.
Das gereinigte Radium muss die Qualitätskriterien erfüllen, die
für eine
nachfolgende Bestrahlung notwendig sind.
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Die
radiochemischen Verfahren, die für
die vorliegende Anmeldung vorgeschlagen werden, umfassen:
- i. Herstellung von 226Ra
aus existierenden radioaktiven Quellen zur Targetherstellung;
- ii. Trennung des bestrahlten Radiums von dem Targetträgermaterial
(Aluminium) und von dem größten Teil der
Aktivierungsprodukte durch Kationenaustauschchromatographie;
- iii. Reinigung von Ra von anderen Verunreinigungen, die die
Qualität
des Endproduktes 225Ac beeinträchtigen
können:
wie zum Beispiel Ba oder Sr. Dies wird durch Extraktionschromatographie
erreicht;
- iv. Qualitätskontrolle
der hergestellten/gereinigten Ra-Fraktion.
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Die
Erfindung betrifft ein Verfahren zur Reinigung von 226Ra
zur Herstellung von Radiumtargets zur Bestrahlung im Zyklotron.
Das Verfahren umfasst die folgenden Schritte:
- – Reinigung/Recycling
von Ra-226
- • aus
verfügbaren
radioaktiven Quellen
- • aus
bestrahlten Radiumtargets;
- – Durchführung des
Trennungs/Reinigungs-Verfahrens für hochaktive Proben. Hierbei
wird von der (fast) vollständigen
Automatisierung des radiochemischen Verfahrens zur Minimierung des
manuellen Handlings von hoch radiotoxischem Radium ausgegangen;
Qualitätskontrolle
des hergestellten/gereinigten Radiums.
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Die
Reinigung des Radiums muss so durchgeführt werden, dass eine gute
Wiedergewinnung und große
Dekontaminationsfaktoren hinsichtlich der Hauptkontaminationen erhalten
werden. Das Reinigungsverfahren muss die Trennung von Ra von dem
Aluminium als Targetträgermaterial,
von den Hauptkontaminationen, die aus der Aktivierung resultieren
und von Kontaminationen, die die Qualität des Actiniums beeinflussen
können
(wie zum Beispiel Ba oder Sr), abdecken.
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Weitere
Vorteile und Merkmale werden durch die beschreibenden Beispiele
sowie die anliegenden Zeichnungen erläutert.
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1.
zeigt eine allgemeine Übersicht
der Herstellung von 225Ac durch eine 226Ra (p, 2n) 225Ac-Reaktion;
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2.
zeigt ein Schema zur Herstellung/Reinigung von 226Ra
aus erhältlichen
radioaktiven Quellen gemäß der vorliegenden
Erfindung;
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3.
zeigt ein Elutionsprofil von Ra und Ba auf einer Sr-Harz-Säule aus
1 M HNO3, 3,5 × 0,8 cm, BV ∼ 2 mL
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4.
zeigt das Recycling von Radium als bestrahlten Radiumtargets in
einer schematischen Ansicht;
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5.
zeigt Gammaspektren der bestrahlten Radiumfraktion vor dem Recycling;
und
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6.
zeigt Gammaspektren der bestrahlten Radiumfraktion nach dem Recycling
gemäß der vorliegenden
Erfindung.
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Das
allgemeine Herstellungsschema der Herstellung von Actinium über eine 226Ra(p, 2n) 225Ac-Reaktion
ist in 1 dargestellt.
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Ein
Ablaufdiagramm der Trennung von Ra aus den Hauptaktivierungsprodukten
ist in 2 dargestellt.
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Zur
Herstellung von 225Ac durch eine p, 2n-Reaktion
mit beschleunigten Protonen muss das Radium als Targetmaterial eine
sehr hohe Reinheit aufweisen, anderenfalls steigt die Menge an erhaltenen
Aktivierungsprodukten im erzeugten Actinium nach der Bestrahlung
dramatisch. Aus diesem Grund besteht eine der Hauptaufgaben der
vorliegenden Erfindung darin, ein möglichst reines Radium für die Herstellung
von Radiumtargets zur Verfügung
zu stellen, um die Menge an möglichen
Kontaminationen/Verunreinigungen zu verringern.
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Radium
mit einem sehr hohen Reinheitsniveau kann auf zwei Arten erhalten
werden, die nachfolgend in den Beispielen erläutert werden:
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Beispiele
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A. Verfahren zur Herstellung
von 226Ra aus verfügbaren radioaktiven Quellen
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Das
allgemeine Schema der Radiumherstellung aus verfügbaren radioaktiven Quellen
gemäß der vorliegenden
Erfindung ist in 2 dargestellt.
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Die
im Handel erhältlichen
Radiumquellen im Curie- oder Millicuriebereich unterscheiden sich
hinsichtlich ihrer chemischen Reinheit und der Radionuklidreinheit.
Je reiner das Ausgangsmaterial ist, desto einfacher ist das Herstellungs/Reinigungsverfahren.
Das Qualitätsmanagement
(QM) besteht aus der Überprüfung der Reinheit
und der Aktivität
des Radiums zur Beginn des Verfahrens. Aus diesem Grund wird das
radioaktive Material nach dem Erhalt einer ersten Messung zur Qualitätskontrolle
unterzogen (QC), die auf Gammaspektrometrie basiert, die eine Bewertung
der Gesamtaktivität
des Radiums und der wichtigsten radionukliden Verunreinigungen ermöglicht.
Wenn mit mCi oder höheren
Niveaus an Radium gearbeitet wird, kann die in der Beschreibung
angegebene Aktivität
am schnellsten durch gammaspekrometrische Messungen in situ überprüft werden.
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Nach
der Bewertung der 226Ra-Aktivitäten und
der wichtigsten radioisotopen Verunreinigungen, falls vorhanden,
werden die Proben in einer hermetisch verschlossenen und abgeschirmten
Glovebox geöffnet. Wie
viele radioaktive Quellen werden sie häufig in trockener Form in geschlossenen
Glasampullen transportiert/gelagert. Die in Glasampullen eingeschlossenen
Radiumquellen werden geöffnet
und das radioaktive Material wird quantitativ aus den Ampullen ausgelöst. Für die Öffnung der
Ampullen gibt es zwei verschiedene Ansätze: Durch Zerschlagen der
Ampullen oder durch Aufschneiden und Ausgießen des getrockneten radioaktiven
Materials zum Auslösen
des getrockneten Radiumsalzes mit verdünntem HNO3 (GDCh
Konferenz: Kabai et al., 2005). Ähnliche
Ansätze
wurden von Kabai et al. (2003) zur Analyse von I-129 oder Tc-99
und durch Bestimmung von Verunreinigungen von Lu-177 von Pawlak
et al. (2004) angewendet. Das Ziel der Verfahren ist die Öffnung der
Ampullen mit radioaktiven Materialien und das Auswaschen des radioaktiven
Bestandteils.
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Nachdem
das Radium aus einer Ampulle ausgelöst wurde und in einem Mindestvolumen
von 0,1 M HNO3 aufgelöst wurde, wird es durch Verdampfung
in einem Rotationsverdampfer konzentriert und zur Nitratform umgewandelt.
Bei geschlossenen Radiumquellen ist das Verhältnis des gebildete 222Rn zum Mutternuklid 226Ra
ausgeglichen. So weit wie möglich
wurde vermieden, dass Radon zusammen mit Radium vorliegt, da Radon
am Meisten zur effektiven Dosis beiträgt, welche auf einem Minimum
gehalten werden soll. Aus diesem Grund wird der Verdampfungsschritt
auch zur Entfernung des gebildeten Radons verwendet.
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Dabei
wird die Verdampfung des Radiums in einem sicheren geschlossenen
System durchgeführt.
Vor der Freisetzung wird die evakuierte Luft durch zwei aufeinander
folgende Aktivkohlefallen geleitet, um das Radon in der Glovebox
zu behalten und die Menge an freigesetztem Radon zu verringern.
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Zur
Kontrolle der chemischen Reinheit des Radiums wird ein kleines Aliquot
aus der Lösung,
die in den Rotationsverdampfer eingeleitet wird, entnommen.
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Diese
Allquote wird weiter verdünnt
und eine Probe zur Qualitätskontrolle
wird durch Spektrometrieverfahren analysiert. Es hat sich herausgestellt,
dass das Inductively Coupled Plasma Optical Emission Spectroscopy
(ICP-OES) Verfahren für
diese Analyse geeignet ist, da es hinsichtlich aller chemischer
Kontaminationen, die in der Radiumlösung erwartet werden, ausreichend
empfindlich ist.
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Die
Probe wird konzentriert bis sie fast trocken ist und dann in wenigen
Millilitern 0,1 M HNO3 wieder aufgelöst. Anschließend wird
die Lösung
wird mittels hochreinem Argon in ein V-Vial eingebracht. Der letzte Schritt
wird zwei bis drei Mail wiederholt, um das gesamte Radium aus dem
Fläschchen
des Rotationsverdampfers herauszuwaschen. Das abschirmte V-Vial
mit der Radiumlösung
wird mittels eines Spiralleitungsheizers oder eines Siliciumheizers
bis zur Trockenheit verdampft. Das V-Vial wird mit einem Phenolharzdeckel verschlossen,
in einem Bleibehälter
angeordnet, und die Aktivität
des Radiums wird auf der Basis der zweiten in situ Gammamessung
gemessen. Das auf diese Weise quantifizierte Radium in dem dickwandingen
V-förmige
Gefäß wird zur
Targetherstellung für
die Verwendung im Zyklotron oder der Einlagerung verwendet.
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Für die Targetherstellung
wird das V-Vial mit der gewünschten
Aktivität
wieder geöffnet
und das Radiumsalz wird in 0,1 M HNO3 aufgelöst.
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Nach
der vollständigen
Homogenisierung wird die Lösung
in einen Spender übertragen.
Die Dosierung der Radiumlösung
zur Targetherstellung wird durch den Spender kontrolliert. Das V-Vial
wird zwei Mal mit wenigen mL 0,1 M HNO3 gewaschen, um die Verluste
an der Wand des Vials auf einem Minimum zu halten.
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Die
obenstehend erwähnte
Tabelle 2 zeigt die typischen Verunreinigungsverhältnisse
von Radium, welches aus Radiumampullen erhalten wurde. Die hauptsächlichen
nicht aktiven Verunreinigungen sind Na, Ca, Ba und Zn, wohingegen
die Radioisotopenreinheit sehr hoch ist, für Gewöhnlich über 99 %. In den Gammaspektren
konnten nur unterschiedliche Aktivitäten von Radiumtöchtern gemessen
werden, je nach der Zeit, die seit der letzten Radonentfernung vergangen
ist.
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Wies
das Radium schlechtere Qualitätsparameter
auf, wurde eine Reinigung durchgeführt, die in einem Schritt durchgeführt wird
und auf Sr-Harz basiert, das insbesondere auf die Entfernung des
Barium, das nahe dem Radium vorliegt, abzielt. In diesem Fall wird
das Radium vor dem vollständigen
Trocknen in einer V-Vial in 1 M HNO3 in
eine kleine Sr-Harz-Säule
(Bettvolumen- BV ∼ 2
mL) eingebracht. Das Radium wird in BV 1–4 gesammelt, denn das Barium
weist höhere
Retentionszeiten auf und kommt in den BV 5–10 vor. Das Sr verbleibt auf
der Säule.
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Das
Elutionsprofil von Ra und Ba auf der Sr-Harz-Säule aus 1 M HNO3, 3,5 × 0,8 cm,
BV ∼ 2 mL
ist in 3 dargestellt.
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Dieser
Reinigungsschritt wurde erfolgreich aus Radiummengen bis zu Niveaus
von mehreren hundert Mikrogramm angewendet.
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B. Verfahren zu Recycling
von 226Ra aus bestrahlten Radiumtargets
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Das
Recycling des Radiums, das zur Herstellung von 225Ac
bereits mit beschleunigten Protonen bestrahlt wird, ist eine weitere
Möglichkeit
zum Erhalt von reinem Radium. Diese Variante ist komplizierter als
die vorher erwähnte,
da das bestrahlte Radium einen viel geringeren Reinheitsgrad als
das Originalmaterial aufweist. Das allgemeine Schema des angewandten
Radiumrecyclingverfahrens ist in 4 dargestellt.
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Das
entwickelte Verfahren basiert auf der chemischen und radioisotopen
Zusammensetzung der Radiumfraktion nach der Trennung von Actinium.
Die chemischen und radioisotopen Hauptkontaminationen, die in der
Radiumfraktion nach der Bestrahlung und Trennung von Actinium – insbesondere
in Übereinstimmung mit
der
DE 10 2006 008 023.8 – vorliegen,
sind in Tabelle 3 zusammengefasst, die die Verhältnisse der entsprechenden
Elemente zum Radium zeigt. Tabelle
3: Die
chemischen Hauptkontaminationen, die typischerweise in der bestrahlten Radiumfraktion
nach der Trennung von Actinium vor dem Recycling vorliegen (Massenverhältnisse
im Verhältnis
zum Radium)
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Ausgehend
von dieser Zusammensetzung und von den radioisotopen Verunreinigungen,
die in der Radiumfraktion vorliegen, ist es das Ziel der vorliegenden
Erfindung hinsichtlich des Recyclings ein kombiniertes Verfahren
zur Verfügung
zu stellen, das auf einem Reinigungsschema in mehreren Schritten
basiert, und die Trennung des Radiums von den Kontaminantionen gemäß Tabelle
3 zulässt.
Das vorgeschlagene Verfahren basiert auf einem Kationenaustausch
in Kombination mit einer Extraktionschromatographie.
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In
der vorliegenden Erfindung ist die endgültige Form des Radiums, das
zur Targetherstellung verwendet wird, bevorzugt eine Säurelösung in
HNO3 ohne einen Komplexbildner. Aus diesem
Grund wird bei dem vorgeschlagenen Reinigungsschritt auf Kationenaustauschbasis
auf jegliche Verwendung solcher Komplexbildner verzichtet.
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Bei
diesem Verfahren wird die Radiumfraktion in 2 M HNO3 nach
der Trennung des erzeugten 225Ac von dem
bestrahlten Radium verdampft, und dadurch konzentriert. Danach wird
die konzentrierte Radiumlösung,
die einige organische Kontaminationen umfassen könnte, durch eine Vorfiltersäule (ein
inertes festes Trägermaterial)
geleitet, um Spuren an organischen Verbindungen zu entfernen. Der
Kationenaustauschschritt der unmittelbar nach der Vorfiltersäule umfasst
ist, ermöglicht
die Trennung des Radiums von den chemischen Hauptkontaminationen
wie zum Beispiel Aluminium als Targetträgermaterial, Mg, Co, Ni, Zn
und Fe. Dafür
wird die Originallösung
zuerst in 0,1 M HCl umgewandelt. Anschließend wird die Lösung durch
das Biorad AG-MP50-Kationenaustauschharz
geleitet. Das Harz ist ein Kationenaustauschharz vom makroporösen Typ mit
einer hochwirksamen Oberfläche,
etwa 35 % Porösität, und einer
Nennlast von 1,5 meq/mL. Aus diesem Grund weist es höhere Retentionseigenschaften
auf als ein normales Kationenaustauschharz. Dank dieser Eigenschaften
kann das Radium in der Menge bis zu einigen Millicuries leicht auf
der Säule
mit einem Bettvolumen von 5–6
mL an 0,1 M HCl zurückgehalten
werden. Die Säule
wird danach intensiv mit HCl mit verschiedenen Molaritäten gewaschen,
um alle Kontaminationen, die möglicherweise
auf der Säule
zurückblieben,
zu eluieren. Zuletzt wird das fest zurückgehaltene Radium mit einer
Lösung
von etwa 150 mL 4 M HNO3 eluiert.
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Die
Ergebnisse zeigen, dass die Gewinnung des Radiums unter diesen experimentellen
Bedingungen mehr als 90 % beträgt.
Die erhaltenen Dekontaminationsfaktoren für Al sind 103,
für Übergangsmetalle
102. Zur Erhöhung der Dekontaminationsfaktoren
der Kontaminationen relativ zum Radium wird eine zweite Säule, die mit
der vorigen identisch ist, in das Verfahren eingeführt. Auf
diese Weise konnten für
alle Übergangsmetalle große Dekontaminationsfaktoren
erhalten werden. Nachdem das Radium in 4 M HNO3 aus
der zweiten Säule eluiert
wurde, wird es verdampft bis nasse Rückstände zurückbleiben, und danach wird
es wieder in 1 M HNO3 aufgelöst Danach
wird das Radium in 1 M HNO3 als Nährlösung für eine Extraktionschromatographiesäule, die mit
Sr-Harz (EICHROM) gefüllt
ist, verwendet.
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Dieses
Harz erlaubt die Trennung des Radiums von noch in der Radiumfraktion
vorliegendem Barium und einer Spur Strontium.
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Ba ähnelt dem
Radium chemisch. Aus diesem Grund ist es schwierig, es auf einem
Kationenaustauschharz zu trennen. Die Extraktionschromatographie
ermöglichte
es den Erfindern, Radium von dem Barium, das für gewöhnlich nahe dem Radium in den
Proben vorliegt, zu trennen, und Strontium zu trennen, das eventuell
in dem Radium detektiert wird. Die Trennung auf Sr-Harz wurde mit
Radium-Barium-Mischungen mit bis zu mehreren hunderten Mikrogramm
durchgeführt.
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Die
chemische Zusammensetzung, die nach dem Recyclingverfahren mittels
zwei Kationenaustauschsäulen
und einer Sr-Harz-Säule
erhalten wurde, ist in Tabelle 4 dargestellt. Aus diesen Ergebnissen kann
geschlossen werden, dass die chemische Reinheit des Radiums während des
mehrschrittigen Verfahrens wesentlich verbessert wurde und mit derjenigen
des originalen, nicht bestrahlten Radiums vergleichbar ist.
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Tabelle
4 Die
chemischen Hauptkontaminationen, die typischerweise nach der Trennung
von Actinium
und dem Recycling in der bestrahlten Radiumfraktion vorliegen (Massenverhältnisse
im Verhältnis
zum Radium).
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Es
ist offensichtlich, dass die Qualität des Radiums weiter verbessert
wird, aber die Gewinnung des Radiums abnimmt, wenn das Verfahren
mehrere Schritte umfasst.
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Um
dies zu vermeiden, wird das vorgestellte radiochemische Verfahren
hinsichtlich der Trennung von mehreren Milligramm Radium getestet.
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C. Durchführung des
Trennungs/Reinigungs-Verfahrens für hoch aktive Proben.
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Damit
die benötigte
Menge an 225Ac erhalten wird, müssen bei
dem Verfahren hunderte von Milligramm Radium verwendet werden. Mit
dem hoch radiotoxischen Radium im Bereich von hunderten von Milligramm kann
nur gearbeitet werden, wenn die radiochemischen Vorgänge sorgfältig geplant
werden. Um zu vermeiden, dass das Personal der Strahlung ausgesetzt
werden, müssen
alle angewendeten radioaktiven Vorgänge automatisiert werden.
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Die
Automatisierung der radiochemischen Verfahren findet unter Berücksichtigung
der oben beschriebenen Modelle und Details statt.
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Die
Implementierung des Automatisierungsverfahrens erfolgt anhand einer
intensiven Zusammenarbeit des Instituts für Radiochemie der Technischen
Universität
München
mit dem Institut für
Werkzeugmaschinen und Betriebswissenschaften (iwb) der Technischen
Universität
München.
In dieser Hinsicht wird kontinuierlich an den Automatisierungskonzepten
für die
Radiumherstellung, bzw. das Radiumrecycling, gearbeitet.
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D. Kontrolle der Qualität (QC) des
gereinigten/gewonnenen Radiums
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Das
Qualitätsmanagement
des Produktes Actinium, aber auch des Rohmaterials, in diesem Fall
des Radiums, ist von großer
Wichtigkeit. Die Qualität
des Ausgangsmaterials beeinflusst nicht nur die Qualität und die
Ausbeute des erzeugten Actiniums, sondern definiert das radiochemische
Verfahren, das für
das Recycling des bestrahlten Radiums angewendet wird. Aus diesem
Grund wurde auf die Qualitätskontrolle
(QC) des verwendeten Radiums als Ausgangsmaterial aber auch während des
Reinigungs/Recyclingsverfahrens besonderen Wert gelegt. Die QC wurde
zu Beginn des Verfahrens verwendet, um die Charakterisierung zu
erweitern/die Qualität
der in der offiziellen Beschreibung angegebenen Radiumquellen zu
beweisen. Später
wurde die Qualitätskontrolle
durchgeführt,
um die Effizienz des Verfahrens zu bestätigen.
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Die
wichtigsten Aspekte, die durch die QC abgedeckt wurden:
- – Reinheit:
einschließlich
der chemischen und radioisotopen Reinheit, und
- – Gewinnung
des gereinigten/recycelten Radiums.
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Der
erste Aspekt wurde durchgeführt,
um sicherzustellen, dass die Reinheit des Radiums hoch genug ist,
dass es sicher durch beschleunigte Protonen bestrahlt werden kann,
und um sicherzustellen, dass die Gegenwart der unterschiedlichen
Kontaminationen/Verunreinigungen die Ausbeute der Bestrahlung, bzw.
der nachfolgenden Behandlungen nicht behindern. Zur Kontrolle der
Reinheit wurde die Analyse der radionukliden und chemischen Reinheit
durchgeführt.
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Technisch
wurde die radionuklide Reinheit des Radiums aus verfügbaren radioaktiven
Quellen durch in-situ Gammaspektrometrie der ganzen Probe oder eines
kleinen Aliqots der Probe bestimmt. Zur Identifizierung der wichtigsten
chemischen Kontaminationen/Verunreinigungen wurde dieselbe Allquote
unter Verwendung der Inductively Coupled Plasma – Optical Emission Spectrometry
(ICP-OES) analysiert. Dieses Verfahren wurde zur erfolgreichen Identifizierung
der chemischen Verunreinigungen, die in der Radiumfraktion vermutet
werden, verwendet.
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Der
zweite Aspekt – die
Gewinnung des Radiums – ist
ebenso wichtig wie der erste Aspekt. Aufgrund der Anwendung des
mehrschrittigen radiochemischen Verfahrens ist es unumgänglich,
dass während
des Verfahrens ein Verlust an Radium zu verzeichnen ist. Zur Minimierung
des Verlustes sollten die angewendeten Verfahren so einfach wie
möglich
sein und eine minimale Anzahl an Schritten umfassen, die für die Anforderungen,
die an die Reinheit gestellt werden, notwendig sind. Die Gewinnung
des Radiums wurde während
des Verfahrens durch Gammaspektrometrie bestätigt.
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Die 5 und 6 zeigen
die typischen Gammaspektren der Radiumfraktion vor und nach dem
Recycling. Aus den Spektren war ersichtlich, dass die Radioisotope,
die ursprünglich
in den Übergangsmetallen vorlagen,
nämlich 55Co, 56Co, 57Co, 67Ga, 57Ni, 51Cr, 48V, 52Mn, 54Mn, und 65Zn nach
der Anwendung des oben beschriebenen radiochemischen Verahrens gut
getrennt wurden. Andere detektierte Isotope in den Spektren der 5,
wie zum Beispiel 208TI, 212Pb
und 221Fr sind kurzlebige (Halbwertszeiten
im Bereich von Minuten bis zu Stunden) Isotope, die für die weitere
Reinigung nicht relevant sind. Die typische radioisotope Reinheit
des Radiums, das durch die Verwendung des oben beschriebenen Verfahrens
erhalten wurde, war höher
als 99 %.
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In
den Spektren der 5 und 6 bedeuted "Ann. Rad." "Annihilationsstrahlung".