DE112007000652T5

DE112007000652T5 - Actinium-Radioisotopenprodukte von verbesserter Reinheit

Info

Publication number: DE112007000652T5
Application number: DE112007000652T
Authority: DE
Inventors: David H. Meikrantz; Terry A. Todd; Troy J. Tranter; Philip E. Naperville Horwitz
Original assignee: Battelle Energy Alliance LLC
Current assignee: Battelle Energy Alliance LLC
Priority date: 2006-04-03
Filing date: 2007-04-05
Publication date: 2009-02-05
Also published as: WO2008070195A3; WO2008070195A2; US20060213329A1; US7736610B2

Abstract

Produkt aufweisend:
eine Menge an Actinium-225 (²²⁵Ac); und
weniger als etwa 1 Mikrogramm (μg) Eisen (Fe) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac).

Description

VERWANDTE ANMELDUNGEN
Diese Anmeldung beansprucht die Vergünstigung der nicht-vorläufigen US-Anmeldung Nr. 11/278,522, eingereicht am 03. April 2006, mit dem Titel "Actinium Radioisotope Products Of Enhanced Purity", die durch Bezugnahme in ihrer Gesamtheit hierin aufgenommen wird.
RECHTE DER REGIERUNG
Die Regierung der Vereinigten Staaten hat gemäß Vertrag Nr. DE-AC07-99I-D13727 und Vertrag Nr. DE-AC07-05ID14517 zwischen dem Energieministerium der Vereinigten Staaten und Battelle Energy Alliance, LLC, gewisse Rechte an dieser Erfindung.
GEBIET DER ERFINDUNG
Die vorliegende Erfindung betrifft ein Verfahren zur Gewinnung von Radioisotopen. Genauer betrifft die vorliegende Erfindung ein Extraktionsverfahren zur Gewinnung bzw. Rückgewinnung von Radioisotopen aus Brutreaktor-Brennstoff.
HINTERGRUND DER ERFINDUNG
Auf medizinischem Gebiet werden zahlreiche Radioisotope zur Diagnostik und zur Behandlung verschiedener Formen von Krebs verwendet. Radioisotope, die in der Lage sind, Alphateilchen zu emittieren, wie Radium-223, Actinium-225 ("Ac-225") und Bismut-213 ("Bi-213"), sind besonders vorteilhaft bei der Behandlung von Krebskrankheiten, weil sie stark ionisierende Strahlung liefern, die nicht weit entfernt von dem Radioisotop eindringt. Wenn der Alphastrahler nahe an einer Tumorstelle oder Krebszelle angebracht wird, sind seine Wirkungen örtlich auf jene Stelle begrenzt, ohne gesundes umgebendes Gewebe signifikant zu beeinträchtigen. Beispielsweise zerfällt Bi-213 über ein Tochterisotop, Polonium-213 ("Po-213"), wobei Alphastrahlen erzeugt werden, die eine extrem hohe Energie von etwa 8,4 MeV haben. Forschung und klinische Versuche zur Verwendung von mit Bi-213 markierten monoklonalen Antikörpern als Krebstherapieinstrumente dauern seit mindestens einem Jahrzehnt an. Alphastrahler haben zwar Wirksamkeit bei der Behandlung von Krebserkrankungen gezeigt, aber diese Radioisotope werden oft in kleinen Mengen erzeugt und müssen von anderen Radioisotopen, die in Quellenmaterialien vorhanden sind, abgetrennt werden.
Eine potentielle Quelle für Bi-213 ist aus Ac-225, das ein Zerfallsprodukt von Thorium-229 ("Th-229") ist. Th-229 ist ein Tochterisotop von Uranium-233 ("U-233"), von dem Vorratsbestände aus Kernkraftwerksreaktoren und Kernwaffenprogrammen vorhanden sind. Um jedoch ausreichende Mengen des Bi-213 zu erzeugen, müssen das Ac-225 und Bi-213 leicht, wirtschaftlich und sicher von anderen Radioisotopen und nicht-isotopischen Verunreinigungen in den U-233-Vorratsbeständen entfernt werden. Beispielsweise muss das Ac-225 einfach von Th-229 und U-233 abgetrennt werden. Die nuklearen Vorratsbestände in verschiedenen nuklearen Lagereinrichtungen in den Vereinigten Staaten, wie Oak Ridge National Laboratory ("ORNL") oder Idaho National Engineering and Environmental Laboratory ("INEEL") sind jedoch aus unterschiedlichen Radioisotopen oder Matrices zusammengesetzt. Daher sind unterschiedliche Trennungsverfahren erforderlich, um das Ac-225 und Bi-213 aus jedem der verschiedenen nuklearen Vorratsbestände abzutrennen und zu reinigen.
Es wurden verschiedene Verfahren, wie Fällung und chromatographische Verfahren, zur Isolierung von Ac-225 und Bi-213 aus radioaktiven Quellenmaterialien offenbart. In der veröffentlichten US-Patentanmeldung 2004-0052705 von Tranter et al. ("Tranter"), die demselben Übertragungsempfänger wie die vorliegende Erfindung übertragen wurde, ist ein Fällungsverfahren zur Gewinnung eines Ac-225/Bi-213-Produkts aus einem Thorium-Quellenmaterial offenbart. Es wird eine Lösung bereitgestellt, die ein erstes Volumen an Salpetersäure und mindestens etwas von dem Thorium-Quellenmaterial enthält. Der Lösung wird Iodat zugesetzt, und mindestens etwas von dem Iodat verbindet sich mit dem Thorium, um einen Thoriumiodat-Niederschlag zu bilden. Ein Überstand, der mindestens etwas von dem ersten Volumen an Salpetersäure enthält, wird von dem Thoriumiodat-Niederschlag abgetrennt, und ein zweites Volumen Salpetersäure wird zu dem Thoriumiodat-Niederschlag zugegeben. Der Niederschlag wird in dem zweiten Volumen Salpetersäure für eine Bildungszeitdauer, während der ein Thorium-229-Zerfallsprodukt, das Ac-225 und Bi-213 aufweist, erzeugt wird, aufbewahrt. Das zweite Volumen Salpetersäure, das mindestens etwas von dem Th-229-Zerfallsprodukt enthält, wird von dem Thoriumiodat-Niederschlag abgetrennt und filtriert, um zumindest etwas von irgendwelchem vorhandenem restlichem Thoriumiodat-Niederschlag zu entfernen. Nach dem Filtrieren wird das zweite Volumen Salpetersäure unter Verwendung mindestens eines chromatographischen Verfahrens behandelt, um Ac-225 und Bi-213 von zumindest einigen von jeglichen Verunreinigungen, die in dem zweiten Volumen Salpetersäure vorliegen, abzutrennen.
In der veröffentlichten US-Patentanmeldung 2004-0062695 von Horwitz et al, deren Offenbarung hierin durch Bezugnahme aufgenommen wird, wird ein Trennmedium mit einem Diglycolamid("DGA")-Extraktionsmittel, verteilt auf einem inerten, porösen Träger, offenbart. Das Trennmedium wird verwendet, um mehrwertige Kationen, wie Scandium(III), Yttrium(III), Lanthan(III), Actinium(III), trivalentes Americium, trivalentes Yttrium und trivalentes Ytterbium, aus einer sauren, wässrigen Lösung selektiv zu extrahieren.
In dem US-Patent Nr. 5,854,968 von Horwitz et al, dessen Offenbarung hierin durch Bezugnahme aufgenommen wird, werden Bi-213-Kationen chromatographisch aus einer wässrigen Ausgangslösung, die von den Zerfallsprodukten von U-233 hergestellt wurde, isoliert. Zur Isolierung des Bi-213 wird zuerst Ac-225 aus der wässrigen Ausgangslösung durch Ionenaustauschchromatographie isoliert. Die wässrige Ausgangslösung wird mit einem ersten Ionenaustauschmedium in Kontakt gebracht, um das Ac-225 aus der wässrigen Ausgangslösung abzutrennen. Das erste Ionenaustauschmedium ist ein TEVA^TM-Harz, was ein tetravalentes Actinidenharz mit einem quaternären Ammoniumsalz, sorbiert auf einem wasserunlöslichen Träger, ist. Eine Lösung mit dem Ac- 225 wird dann einem zweiten Ionenaustauschmedium ausgesetzt, um das Ac-225 zu binden. Das zweite Ionenaustauschmedium umfasst Diphosphonsäure("DPA")-Gruppen, sorbiert auf einem inerten Substrat, und ist als Dipex^® bekannt. Das zweite Ionenaustauschmedium mit dem gebundenen Ac-225 wird aufbewahrt für eine Zeitdauer, die ausreicht, dass das Ac-225 zu Bi-213 zerfällt, das dann aus dem zweiten Ionenaustauschmedium eluiert wird.
In der veröffentlichten US-Patentanmeldung 2003/0194364 von Bond et al ist ein Mehrsäulenverfahren zur Erhalten von gereinigtem Ac-225 offenbart. Das Ac-225 wird unter Verwendung einer primären Trennsäule von einem Thorium-Quellenmaterial abgetrennt. Die primäre Trennsäule ist ein stark saures Kationenaustauschharz. Das Ac-225 wird von der primären Trennsäule zurückgehalten, während das Thorium eluiert. Das Ac-225 wird von der primären Trennsäule entfernt und durch eine Wächtersäule hindurchgeführt. Die Wächtersäule ist ein UTEVA^®- oder UTEVA^®-2-Harz, ein TEVA-Harz, ein Anionaustauschharz, oder 2-Ethylhexyl-2-ethylhexylphosphonsäure auf einem inerten Substrat. Die Wächtersäule hält zusätzliche Mengen an Thorium, die vorhanden sind, zurück, während das Ac-225 eluiert.
Das US-Patent 5,809,394 von Bray et al offenbart ein Verfahren zum Entfernen von Plutonium, Kobalt, Kupfer, Blei oder anderen kationischen Verunreinigungen aus einem Gemisch von Radionukliden, wie Actinium-227 oder Thorium-229. Die kationischen Verunreinigungen werden entfernt durch Ansäuern des Gemisches, Oxidieren des Gemisches und Hindurchführen des oxidierten Gemisches durch eine Anionenaustauschsäule. Die gereinigten Radionuklide werden als eine Quelle für Alphastrahler, wie Radium-223 und Ac-225, verwendet.
Flüssig-Flüssig-Extraktionsverfahren zum Extrahieren von Uran und Thorium sind ebenfalls in der Technik bekannt. Beispielsweise ist der Säure-Thorex-Prozess zur Trennung von Thorium und U-233 bekannt. Der Säure-Thorex-Prozess verwendet n-Tributylphosphat ("TBP") in geradkettigem Paraffin-Kohlenwasserstoff als das Extraktionsmittel. In Mason et al, Kapitel 7, "Demonstration of the Potential for Designing Extractants with Preselected Extraction Properties: Possible Application to Reactor Fuel Reprocessing", ACS Symposium Folge Nr. 117, American Chemical Society, Washington, D. C., Seiten 89–98 (1980), ist ein Flüssig-Flüssig-Extraktionsverfahren zur Trennung von U(VI) und Th(IV) offenbart. Die Flüssig-Flüssig-Extraktion verwendet neutrale oder einsäurige organische Verbindungen auf Phosphorbasis als die Extraktionsmittel. In Benedict, Kapitel 26, "Improvements in Thorium-Uranium Separation in the Acid-Thorex Process", ACS Symposium Folge 117, American Chemical Society, Washington, D. C., Seiten 371–377 (1980), werden Dibutylphosphat ("DBP") und niedrige Konzentrationen an Fluoridionen zur Anwendung mit dem Säure-Thorex-Prozess offenbart. In Grant et al, Kapitel 25, "Heavy Element Separation for Thorium-Uranium-Plutonium Fuels", ACS Symposium Folge Nr. 117, American Chemical Society, Washington, D. C., Seiten 351–369 (1980), wird TBP zur Trennung von Th, U-233 und Plutonium voneinander verwendet, wobei eine modifizierte Thorex-Lösungsmittelextraktion, die 30% TBP umfasst, verwendet wird.
Chromatographische Verfahren wurden ebenfalls verwendet, um Uran aus sauren Medien abzutrennen. In Dietz et al "An improved extraction chromatographic resin for the separation of uranium from acidic nitrate media" Talanta 54: 1173-1184 (2001), ist ein chromatographisches Extraktionsharz offenbart, um U(VI) gegenüber anderen Kationen, wie Fe(III), aus Proben von Atommüll selektiv zurückzuhalten. Das chromatographische Extraktionsharz enthält eine flüssige stationäre Phase, die ein äquimolares Gemisch von Di-n-amyl-n-amylphosphonat ("DA[AP]") und Trialkylphosphinoxid ("TRPO"), sorbiert auf silanisiertem Siliciumdioxid, enthält.
Das ORNL liefert gegenwärtig Ac-225 als ein Quellenmaterial für mit Bi-213 markierte monoklonale Antikörper. Man glaubt, dass das Ac-225 aus dem Uranvorrat des ORNL erhalten wird, der reines Uran ist, indem das U-233 und das Tochterisotop Th-229 aufgelöst und das Th-229 von dem U-233 abgetrennt werden. Der U-233-Vorrat des ORNL ist näherungsweise 40 Jahre alt und enthält daher eine brauchbare Menge an Th-229, etwa 40 g, das danach in das Ac-225 zerfällt. Da jedoch die Halbwertszeit von U-233 1.580.000 Jahre beträgt, werden durch den Zerfall von U-233 nur sehr kleine Menge an Th-229 erzeugt. Das Th-229 wird von dem U-233 durch Ionenaustauschchromatographie abgetrennt. Das Th-229 wird auf dem Ionenaustauschharz zurückgehalten. Nachdem das Th-229 zu Ac-225 zerfallen ist, wird das Ac-225 von der Ionenaustauschsäule eluiert, gesammelt und zu einem Kunden versandt. Dieses Verfahren und die Menge an Mutterisotopen sind jedoch nicht in der Lage, ausreichende Mengen an Ac-225 zu erzeugen, um den gegenwärtigen Bedarf für klinische Versuche zu befriedigen.
Es wäre wünschenswert, ein Verfahren zur Herstellung von Alphastrahlern, wie Ac-225 und Bi-213, in ausreichenden Mengen bereitzustellen, um den gegenwärtigen Bedarf für Krebstherapien zu befriedigen. Zusätzlich wäre es wünschenswert, zusätzliche ungenutzte Kernmaterialien, die gegenwärtig als Atommüll eingestuft sind, für Forschung, medizinische Diagnostik und medizinische Behandlungen, einschließlich Immuntherapie, zu verwenden.
KURZE ZUSAMMENFASSUNG DER ERFINDUNG
Die vorliegende Erfindung betrifft Produkte, die Actinium-225 (²²⁵Ac) und weniger als etwa 1 Mikrogramm (μg) Eisen (Fe) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 enthalten. Das Produkt kann eine Radioisotopenreinheit von größer als etwa 99,99 Atomprozent (at%) Actinium-225 und Tochterisotopen von Actinium-225 haben, und kann gebildet werden durch ein Verfahren, das das Bereitstellen einer Radioisotopengemisch-Lösung, die mindestens eines der Isotope Uran-233 (²³³U) und Thorium-229 (²²⁹Th) aufweist, das Extrahieren des mindestens einen der Isotope Uran-233 und Thorium-229 in eine organische Phase, das im Wesentlichen kontinuierlich in Kontakt bringen der organischen Phase mit einer wässrigen Phase, das im Wesentlichen kontinuierlich Extrahieren von Actinium-225 in die wässrige Phase, und das Reinigen des Actinium-225 aus der wässrigen Phase umfasst. Bei einigen Ausführungsformen kann das Produkt weniger als etwa 1 Nanogramm (ng) Eisen pro Millicurie (mCi) Actinium-225, und weniger als jeweils etwa 1 Mikrogramm (μg) Magnesium (Mg), Chrom (Cr) und Mangan (Mn) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 enthalten.
Zusätzlich betrifft die vorliegende Erfindung ein Verfahren zur Gewinnung bzw. Rückgewinnung mindestens eines Tochterisotops aus einem Radioisotopengemisch. Das Verfahren umfasst das Bereitstellen einer Radioisotopengemisch-Lösung, die mindestens ein Mutterisotop aufweist. Die Radioisotopengemisch-Lösung kann als eine wässrige saure Lösung, die Uran und Thorium aufweist, formuliert werden. In einer Ausführungsform kann die saure Lösung eine Sal petersäure-Konzentration im Bereich von näherungsweise 2 M bis näherungsweise 6 M haben. Die Radioisotopengemisch-Lösung kann mindestens eines der Isotope Uran-232, Uran-233, Thorium-228, Thorium-229, Thorium-232 und Gemische davon aufweisen. Das mindestens eine Mutterisotop kann in eine organische Phase extrahiert werden, die ein Extraktionsmittel aufweist, das ausgewählt ist aus der Gruppe, die aus n-Tributylphosphat, Dibutylphosphat, Di-n-amyl-n-amylphosphonat (Di-n-pentyl-n-pentylphosphonat), Dibutyl-butylphosphonat, Butyl-dibutylphosphinat, Dibutyl-cyclohexylphosphonat, Dibutyl-chlormethylphosphonat, Tri(4-methylpentyl-2)phosphat, Butylphosphonat, Di(4-methylpentyl-2)butylphosphonat, Di(4-methylpentyl-2)isobutylphosphonat, Di(4-methylpentyl-2)propylphosphonat und Di(2-ethylbutyl)2-ethylbutylphosphonat besteht. Die organische Phase kann auch ein Verdünnungsmittel aufweisen, das ausgewählt ist aus der Gruppe, die aus Benzol, Kohlenstofftetrachlorid, Isopropylether, 1-Octanol, 2-Ethylhexanol, 1-Decanol, 1-Octansäure, Methyl-isobutylketon, p-Diisopropylbenzol, Dodecan, n-Heptan, Kerosin, einem geradkettigen paraffinischen Kohlenwasserstoff-Lösungsmittel und einem isoparaffinischen Kohlenwasserstoff-Lösungsmittel besteht.
Die organische Phase, die das extrahierte, mindestens eine Mutterisotop enthält, kann dann im Wesentlich kontinuierlich mit einer wässrigen Phase, die von näherungsweise 2 M bis näherungsweise 6 M Salpetersäure enthalten kann, in Kontakt gebracht werden. Mindestens ein Tochterisotop wird in die wässrige Phase extrahiert, und die organische Phase wird von der wässrigen Phase abgetrennt. Die organische Phase und die wässrige Phase können unter Verwendung eines ringförmigen Zentrifugalkontaktors bzw. Zentrifugalextraktors kontinuierlich in Kontakt gebracht, extrahiert und getrennt werden. Das mindestens eine Tochterisotop wird aus der wässrigen Phase gereinigt, wie durch Ionenaustauschchromatographie oder Extraktionschromatographie. Zur Reinigung des mindestens einen Tochterisotops können organische Begleitstoffe durch Extrahieren der organischen Begleitstoffe mit einem unmischbaren Alkohol aus der wässrigen Phase entfernt werden. In einer Ausführungsform wird Actinium-225 auf ein Diglycolamidharz sorbiert, wobei das Diglycolamidharz ein auf inerte Trägerpartikel aufgetragenes Tetraalkyldiglycolamid-Extraktionsmittel aufweist. Das mindestens eine Tochterisotop kann Ac-225, Bi-213, Ra-225 oder Gemische davon sein. Die gereinigten Tochterisotope können zerfallen lassen werden, um nachfolgende Tochterisotope herzustellen.
Die vorliegende Erfindung betrifft auch ein Flüssig-Flüssig-Extraktionssystem zur Gewinnung bzw. Rückgewinnung mindestens eines Tochterisotops aus einem Radioisotopengemisch. Das Flüssig-Flüssig-Extraktionssystem weist mindestens einen Behälter auf, der dazu ausgelegt ist, eine organische Phase von einer ersten wässrigen Phase zur Extraktion mindestens eines Mutterisotops, wie Uran oder Thorium, aus der ersten wässrigen Phase in die organische Phase zu trennen. Ein zweiter Behälter kann mit dem ersten Behälter funktionell verbunden sein, um die organische Phase aufzunehmen, die das daraus extrahierte mindestens eine Mutterisotop enthält, und ist dazu ausgelegt, die organische Phase mit einer zweiten wässrigen Phase im Wesentlichen kontinuierlich in Kontakt zu bringen, um mindestens ein Tochterisotop aus der organischen Phase in die zweite wässrige Phase zu extrahieren, und die organische Phase von der zweiten wässrigen Phase mit dem extrahierten mindestens einen Tochterisotop zu trennen. Der erste Behälter und der zweite Behälter können jeweils einen ringförmigen Zentrifugalkontaktor aufweisen. Eine Trennsäule, die dazu ausgelegt ist, das mindestens eine Tochterisotop aus der zweiten wässrigen Phase zu reinigen bzw. reindarzustellen, kann mit dem zweiten Behälter funktionell verbunden sein, um das mindestens eine Tochterisotop aus der zweiten wässrigen Phase zu reinigen bzw. reindarzustellen. Das mindestens eine Tochterisotop kann Ac-225, Bi-213, Ra-225 oder Gemische davon sein.
KURZE BESCHREIBUNG DER MEHREREN ANSICHTEN DER ZEICHNUNGEN
Die Beschreibung schließt zwar mit Ansprüchen, die das, was als die vorliegende Erfindung betrachtet wird, insbesondere darlegen und klar beanspruchen, aber die Vorteile dieser Erfindung können aus der folgenden Beschreibung der Erfindung einfacher ermittelt werden, wenn sie in Verbindung mit den begleitenden Zeichnungen gelesen wird, in denen:
1 eine radioaktive Zerfallskette von U-233 zu Bi-209 zeigt. Halbwertszeiten der Radioisotope sind in Jahren (y – years), Tagen (d – days), Stun den (h – hours), Minuten (m), Sekunden (s) oder Millisekunden (ms) angegeben;
2 und 3 Blockdiagramme sind, die Ausführungsformen von Systemen und Verfahren zur Gewinnung von Ac-225 gemäß der vorliegenden Erfindung veranschaulichen;
4 eine schematische Darstellung eines ringförmigen Zentrifugalkontaktors ("ACC" – Annular Centrifugal Contactor) ist; und
5 ein Blockdiagramm ist, das eine Ausführungsform eines Systems und eines Verfahrens zur Gewinnung von Ac-225 gemäß der vorliegenden Erfindung veranschaulicht.
GENAUE BESCHREIBUNG DER ERFINDUNG
Es wird ein Verfahren zur Gewinnung mindestens eines Tochterisotops von Interesse aus einem Gemisch von Radioisotopen offenbart. Das Tochterisotop von Interesse kann mindestens eines der Isotope Ac-225, Bi-213, Radium-225 ("Ra-225") und Gemische davon sein. Das Radioisotopengemisch kann zwei oder mehr Radioisotope enthalten, wobei mindestens eines der Radioisotope ein Mutterisotop ist. Der Begriff "Mutterisotop", wie hierin verwendet, bezieht sich auf ein Radioisotop, das in der Lage ist, einem radioaktiven Zerfall zu dem Tochterisotop von Interesse zu unterliegen. Das Mutterisotop ist, nur für Beispielszwecke, U oder Th. Der Begriff "Tochterisotop", wie hierin verwendet, bezieht sich auf ein erstes oder nachfolgendes Zerfallsproduktisotop, das aus dem Mutterisotop erzeugt wird. Insofern umfasst der Begriff "Tochterisotop" auch ein nachfolgendes Zerfallsprodukt, das aus einem ersten Zerfallsproduktisotop erzeugt wird.
Das Radioisotopengemisch kann ein Brutreaktor-Brennstoff sein, der U-233, U-232, Th-228, Th-229, Th-232 und Gemische davon enthält, aber ohne darauf beschränkt zu sein. Das Radioisotopengemisch kann auch Ac-225 enthalten. Ein Vorratsbestand an U-233 in der Form von unbestrahltem Th-232/U-233-Brutre aktor-Brennstoff wird gegenwärtig im INEEL aufbewahrt. Frischer Brutreaktor-Brennstoff kann eine kleine Menge an U-233 enthalten, die erforderlich ist, um kritisch zu werden oder einen Spaltprozess aufrechtzuerhalten. Der frische Brutreaktor-Brennstoff kann näherungsweise 3% U-233 und näherungsweise 97% Th-232 enthalten. Das Th-232 ist in dem Brutreaktor-Brennstoff als ein Target zum Neutroneneinfang, um mehr U-233 herzustellen, vorhanden. Da Th-229 durch Zerfall aus U-233 entsteht, ist das Th-229 in einer großen Masse Th-232 verdünnt, die nur durch Isotopenanreicherungsverfahren und nicht durch chemische Verfahren aufgetrennt werden kann. Der Brutreaktor-Brennstoff im INEEL ist etwa 40 Jahre alt und kann daher näherungsweise 40 g Th-229 enthalten. Bestrahlter Leichtwasser-Brutreaktor("LWBR")-Brennstoff, der Th-229 enthält, kann ebenfalls als das Radioisotopengemisch verwendet werden. Da der LWBR-Brennstoff Spaltprodukte enthält, kann der LWBR-Brennstoff zuerst in einer Vorrichtung verarbeitet werden, die ausreichend abgeschirmt ist, um eine mit den Mutterisotopen beladene organische Phase herzustellen, die dann weiter verarbeitet wird, wie unten beschrieben.
In dem unbestrahlten Brutreaktor-Brennstoff sind Radioisotope des U und des Th die Mutterisotope, während Radioisotope von Ac und Bi die Tochterisotope sind. Wie in 1 gezeigt, zerfällt U-233 zu Th-229, das danach zu Tochterisotopen zerfällt, die Ac-225 und Bi-213 umfassen. Bi-213 ist ein Alphastrahler und Betastrahler, der eine Halbwertszeit von näherungsweise 46 Minuten hat. Ein Tochterisotop von Bi-213, Po-213, unterliegt rasch einem weiteren Alphazerfall, um Blei-209 zu bilden, das weiter unter Betazerfall Bismut-209 ("Bi-209") bildet. Bi-209 ist ein stabiles Radioisotop, und daher ist Bi-213 ein hochgradig wünschenswertes Radioisotop zur Verwendung bei der Behandlung von Krebserkrankungen. Da im INEEL gegenwärtig näherungsweise 13.000 kg des oben beschriebenen unbestrahlten Brutreaktor-Brennstoffs gelagert werden, ist ein angemessener Vorrat der U-Mutterisotope verfügbar, um ausreichende Mengen an Ac-225 und Bi-213 zu erzeugen. Das Radioisotopengemisch ist im INEEL in einer Oxidform als U/Th-oxid-Brennstoffpellets stabil gelagert. Die U/Th-oxid-Brennstoffpellets liegen in einer Vielfalt von Pelletgrößen vor, wie als Pellets mit einer Länge von etwa 0,5 Zoll und einem Durchmesser von etwa 0,5 Zoll.
Da das Radioisotopengemisch in einer festen Form vorliegt, kann das Radioisotopengemisch in einer sauren Lösung gelöst werden, wobei eine wässrige Lösung des Radioisotopengemisches gebildet wird. Die Radioisotopengemisch-Lösung, in der die Mutterisotope gelöst sind, kann eine Salpetersäure-Konzentration im Bereich von näherungsweise 2 M bis näherungsweise 6 M haben, wie von näherungsweise 3 M bis näherungsweise 5 M. In einer Ausführungsform ist die Salpetersäure-Konzentration der Radioisotopengemisch-Lösung näherungsweise 3 M. Die Salpetersäure-Konzentration der Radioisotopengemisch-Lösung kann eingestellt werden, um die Extraktion der Mutterisotope, die in der Radioisotopengemisch-Lösung vorliegen, in eine organische Phase zu maximieren, wie detailliert unten beschrieben. Die Radioisotopengemisch-Lösung kann auch einen Katalysator enthalten, wie Fluorwasserstoffsäure, um die Lösungsgeschwindigkeit des Radioisotopengemisches zu erhöhen. Der Katalysator kann in der Radioisotopengemisch-Lösung von näherungsweise 0,01 M bis näherungsweise 0,05 M vorhanden sein. Um irgendwelches freies Fluorid, das nach dem Auflösen des Radioisotopengemisches vorliegt, zu komplexieren, können auch Aluminium oder Bor in der Radioisotopengemisch-Lösung vorhanden sein.
Die Radioisotopengemisch-Lösung kann diskontinuierlich oder kontinuierlich gemischt werden, um die Lösung des Radioisotopengemisches zu steigern. Während des Auflösens kann die Radioisotopengemisch-Lösung bei einer Temperatur im Bereich von näherungsweise Umgebungstemperatur (25°C) bis näherungsweise 300°C, wie von näherungsweise 100°C bis näherungsweise 175°C, gehalten werden. In einer Ausführungsform wird das Radioisotopengemisch in der sauren Lösung im Wesentlichen aufgelöst. Es ist jedoch auch ins Auge gefasst, dass die Radioisotopengemisch-Lösung behandelt werden kann, wie durch Filtrieren, um von dem Radioisotopengemisch jegliches, das in der sauren Lösung nicht vollständig aufgelöst ist, zu entfernen.
Nach dem Auflösen des Radioisotopengemisches kann die Radioisotopengemisch-Lösung in einem ersten Behälter 4 einer Flüssig-Flüssig-Extraktion unterzogen werden, wie in 2 gezeigt. Das Volumen der Radioisotopengemisch-Lösung kann in dem ersten Behälter 4 auf einmal extrahiert werden, oder die Radioisotopengemisch-Lösung kann auf eine chargenweise Art extrahiert wer den. Der erste Behälter 4 kann ein Zentrifugalseparator oder ein ringförmiger Zentrifugalkontaktor ("ACC") sein, der unten detailliert beschrieben wird. Ein Flüssig-Flüssig-Extraktionssystem 12, das zum Extrahieren der Radioisotopengemisch-Lösung verwendet wird, kann eine organische Phase 6 und eine erste wässrige Phase 2 mit der Radioisotopengemisch-Lösung enthalten. Während der Flüssig-Flüssig-Extraktion können nichtisotopische Verunreinigungen, Tochterisotope und kleinere Mengen der Mutterisotope in der ersten wässrigen Phase 2 verbleiben, während ein wesentlicher Teil der Mutterisotope in die organische Phase 6 extrahiert werden kann. Mit anderen Worten, nach der Extraktion ist die organische Phase 6' an den Mutterisotopen angereichert, während die erste wässrige Phase 2' an den Mutterisotopen abgereichert bzw. verarmt ist. Die organische Phase 6' und die erste wässrige Phase 2' können voneinander getrennt werden, wie unten detailliert beschrieben wird. Die erste wässrige Phase 2' kann weiterbehandelt werden, wie durch zusätzliche Flüssig-Flüssig-Extraktionen, um die verbleibenden Spurenmengen der Mutterisotope zu extrahieren, die mit den in der organischen Phase 6 vorliegenden Mutterisotopen vereinigt werden, oder um die Tochterisotope von Interesse, wie Ac-225, zu gewinnen, zu isolieren und weiter zu reinigen. Die organische Phase 6', die mit den Mutterisotopen beladen ist, kann in einem zweiten Behälter 8 einer zusätzlichen Flüssig-Flüssig-Extraktion unterzogen werden. Die organische Phase 6' kann aus einem Speichertank 40 (in 3 gezeigt) in den zweiten Behälter 8 überführt werden. Die organische Phase 6' kann im Wesentlichen kontinuierlich mit mindestens einer zusätzlichen wässrigen Phase, wie der zweiten wässrigen Phase 14, in Kontakt gebracht werden, um die Tochterisotope von Interesse 16, die während des radioaktiven Zerfalls der Mutterisotope erzeugt werden, zu extrahieren. Die organische Phase 6' und die zweite wässrige Phase 14', die an den Tochterisotopen von Interesse 16 angereichert ist, können dann getrennt werden, um die Tochterisotope von Interesse 16 zu isolieren. Die Tochterisotope von Interesse 16 können kontinuierlich aus der organischen Phase 6' extrahiert werden, indem die organische Phase 6' im Wesentlichen kontinuierlich mit der zweiten wässrigen Phase 14 in Kontakt gebracht wird. Die Tochterisotope von Interesse 16 in der zweiten wässrigen Phase 14' können dann durch chromatographische Techniken gewonnen werden. In einer Ausführungsform sind die Tochterisotope von Interesse 16 Ac-225, Bi-213, Ra-225 und Gemische davon.
Die organische Phase 6 des Flüssig-Flüssig-Extraktionssystems 12 kann ein Lösungsmittel enthalten, in dem ein Extraktionsmittel verdünnt ist. Das in der organischen Phase 6 verwendete Lösungsmittel kann ein Verdünnungsmittel sein, wie Benzol, Kohlenstofftetrachlorid, Isopropylether, 1-Octanol, 2-Ethylhexanol, 1-Decanol, 1-Octansäure, Methyl-isobutylketon, p-Diisopropylbenzol, Dodecan, n-Heptan, Kerosin oder ein paraffinisches oder isoparaffinisches Kohlenwasserstoff-Lösungsmittel, wie Isopar^®L oder Isopar^®M. Isopar^®L enthält ein Gemisch von isoparaffinischen C₁₀-C₁₂-Kohlenwasserstoffen und ist von Exxon Chemical Co. (Houston, TX) erhältlich. Isopar^®M enthält ein Gemisch von isoparaffinischen Kohlenwasserstoffen und ist von Exxon Chemical Co. (Houston, TX) erhältlich. In einer Ausführungsform ist das Lösungsmittel Kerosin. In einer anderen Ausführungsform ist das Lösungsmittel Isopar^®L. Das Extraktionsmittel kann so gewählt werden, dass das Mutterisotop eine hohe Extraktionsverteilung in die organische Phase 6 hat. Das Extraktionsmittel kann ein Extraktionsmittel vom Typ neutrale oder einsäurige organische Phosphorverbindung sein, einschließlich, aber nicht beschränkt auf, n-Tributylphosphat ("TBP"), Dibutylphosphat, Di-n-amyl-n-amylphosphonat ("DA[AP]"), Dibutyl-butylphosphonat ("DB[BP]"), Butyl-dibutylphosphinat, Dibutyl-cyclohexylphosphonat, Dibutylchlormethylphosphonat, Tri(4-methylpentyl-2)phosphat, Butylphosphonat, Di(4-methylpentyl-2)butylphosphonat, Di(4-methylpentyl-2)isobutylphosphonat, Di(4-methylpentyl-2)propylphosphonat und Di(2-ethylbutyl)2-ethylbutylphosphonat. Andere Extraktionsmittel, wie sie in der Technik bekannt sind, können ebenfalls verwendet werden. Das Extraktionsmittel kann in der organischen Phase 6 von näherungsweise 0,5 M bis näherungsweise 2,0 M vorliegen. In einer Ausführungsform ist das Extraktionsmittel DA[AP] und liegt in der organischen Phase 6 näherungsweise 1,0 M vor.
Die erste wässrige Phase 2 kann die Radioisotopengemisch-Lösung, in der das Radioisotopengemisch in der sauren Lösung gelöst ist, enthalten. Die erste wässrige Phase 2 kann eine Salpetersäure-Konzentration im Bereich von näherungsweise 2 M bis näherungsweise 6 M, wie von näherungsweise 3 M bis näherungsweise 5 M, haben.
Wenn die organische Phase 6 und die erste wässrige Phase 2 vereinigt werden, können die Mutterisotope mit guter Effizienz in die organische Phase 6 des Flüssig-Flüssig-Extraktionssystems 12 extrahiert werden. Mit anderen Worten, die Mutterisotope können hohe Extraktionsverteilungen in die organische Phase 6 haben. Beispielsweise sind die Vorwärtsextraktionsverteilungen von U-233 und Th-229 in 1 M DA[AP] in Kerosin aus 2 M Salpetersäure 295 bzw 70,5. Die Begriffe "Vorwärtsextrakt", "vorwärtsextrahiert" oder "Vorwärtsextraktion", wie sie hierin verwendet werden, beziehen sich auf das Entfernen oder Extrahieren des U-233 und Th-229 aus der ersten wässrigen Phase 2 in die organische Phase 6. Extraktionsverteilungen oder Extraktionsverteilungskoeffizienten können berechnet werden wie in der Technik bekannt. Ein höherer Verteilungskoeffizient zeigt eine höhere Entfernungseffizienz des Ions an. Bei einer höheren Salpetersäure-Konzentration, wie 3 M Salpetersäure, können die Vorwärtsextraktionsverteilungen geringfügig höher sein. Im Gegensatz dazu können die Tochterisotope von Interesse 16 niedrige Extraktionsverteilungen in die organische Phase 6, wie weniger als 0,1, haben. Die erste wässrige Phase 2 kann mit der organischen Phase 6 extrahiert werden, bis in der organischen Phase 6' eine ausreichende Beladung mit den Mutterisotopen erreicht ist. Die Extraktion der organischen Phase 6 mit der ersten wässrigen Phase 2 kann für von näherungsweise 8 Stunden bis näherungsweise 10 Stunden durchgeführt werden, um die ausreichende Beladung zu erhalten.
Die organische Phase 6', die an den Mutterisotopen angereichert ist, kann dann in den zweiten Behälter 8 überführt werden. Im Verlauf der Zeit können die Mutterisotope zu Tochterisotopen, einschließlich der Tochterisotope von Interesse 16, zerfallen. Zur Isolierung der Tochterisotope von Interesse 16 kann die organische Phase 6' auf kontinuierlicher Basis mit einem festgelegten Volumen der zweiten wässrigen Phase 14 extrahiert werden. Beispielsweise kann die organische Phase 6' im Wesentlichen kontinuierlich mit der zweiten wässrigen Phase 14 in Kontakt gebracht werden. Die Tochterisotope von Interesse 16 können hohe Extraktionsverteilungen in die zweite wässrige Phase 14 haben. Insofern kann die zweite wässrige Phase 14 an den Tochterisotopen von Interesse 16 angereichert werden, während die organische Phase 6' an den Tochterisotopen von Interesse 16 verarmt. Die organische Phase 6' kann kontinuierlich mit der zweiten wässrigen Phase 14 extrahiert werden, bis in der zweiten wässri gen Phase 14 eine ausreichende Beladung an den Tochterisotopen von Interesse 16 erhalten wird, um eine mit Tochterisotop beladene zweite wässrige Phase 14 zu erzeugen.
Alternativ kann, sobald die organische Phase 6 ausreichend mit den Mutterisotopen angereichert oder beladen ist (wobei sie die organische Phase 6' wird), die organische Phase 6' mit der zweiten wässrigen Phase 14 in demselben Behälter auf kontinuierlicher Basis extrahiert werden.
Die zweite wässrige Phase 14 kann eine saure Lösung sein, wie eine Salpetersäure-Lösung. Die Salpetersäure-Lösung kann eine Salpetersäure-Konzentration im Bereich von näherungsweise 2 M bis näherungsweise 6 M, wie von näherungsweise 3 M bis näherungsweise 5 M, haben. Die Acidität der zweiten wässrigen Phase 14 kann eingestellt werden, um eine optimale Verteilung der Tochterisotope von Interesse 16 in die zweite wässrige Phase 14 zu erzielen, während die Mutterisotope in der organischen Phase 6' bleiben.
Um die organische Phase 6 mit der ersten wässrigen Phase 2 oder die organische Phase 6' mit der zweiten wässrigen Phase 14 jeweils im Wesentlichen kontinuierlich in Kontakt zu bringen, kann jeder der Behälter, in dem die Flüssig-Flüssig-Extraktion durchgeführt wird, ein ringförmiger Zentrifugalkontaktor ("ACC") sein. Mit anderen Worten, ein erster ACC kann als der erste Behälter 4 verwendet werden, um die organische Phase 6 und die erste wässrige Phase 2 im Wesentlichen kontinuierlich in Kontakt zu bringen. Außerdem kann eine Mehrzahl von ACC's, die in Reihe angeordnet sind, verwendet werden, um eine ausreichende Beladung der organischen Phase 6 mit den Mutterisotopen zu erzielen. Sobald die organische Phase 6 mit den Mutterisotopen ausreichend angereichert oder beladen ist, kann der Kontakt zwischen der ersten wässrigen Phase 2 und der organischen Phase 6 beendet werden. Die erste wässrige Phase 2 und die organische Phase 6' können dann getrennt werden. Der erste ACC kann auch verwendet werden, um die mit Mutterisotop beladene organische Phase 6' von der ersten wässrigen Phase 2 zu trennen. Derselbe ACC, d. h. der erste ACC, kann dann als der zweite Behälter 8 verwendet werden, um die organische Phase 6' mit der zweiten wässrigen Phase (den zweiten wässrigen Phasen) 14 im Wesentlichen kontinuierlich in Kontakt zu bringen. Alternativ kann ein zweiter ACC als der zweite Behälter 8 verwendet werden, um die mit Mutterisotop beladene organische Phase 6' und die zweite wässrige Phase 14 im Wesentlichen kontinuierlich in Kontakt zu bringen. Der zweite Behälter 8 kann auch verwendet werden, um die organische Phase 6' von der mit dem Tochterisotop beladenen zweiten wässrigen Phase 14' zu trennen.
Der ACC ist als ein "Kontaktor" bekannt, weil er es ermöglicht, dass die organischen Phasen und die wässrigen Phasen miteinander in innigen Kontakt gebracht werden. ACCs sind im Handel erhältlich, wie von Costner Industries Texas LP (Houston, TX), und liefern ein Verfahren zur Durchführung der Flüssig-Flüssig-Extraktion mit hohem Durchsatz. Der ACC ist so konstruiert, dass er in der Lage ist, organische Phasen und wässrige Phasen im Wesentlichen kontinuierlich in Kontakt zu bringen, und in der Lage ist, die organischen und wässrigen Phasen in einer einzigen Vorrichtung zu mischen und zu trennen. Insofern kann es der ACC ermöglichen, dass der Prozess der vorliegenden Erfindung automatisiert wird und von sehr wenig Beteiligung von Bedienungspersonal Gebrauch macht. Beispiele für ACCs umfassen jene, die beschrieben sind in den US-Patenten Nr. 5,571,070 und 5,591,340 von Meikrantz et al und dem US-Patent Nr. 4,959,158 von Meikrantz, deren Offenbarungen jeweils durch Bezugnahme hierin aufgenommen werden. Wie in 4 gezeigt, können die organische Phase 6 und die erste wässrige Phase 2 durch Einlassöffnungen 22, 22' in den ACC 20 eingeführt werden. Die organische Phase 6 und die erste wässrige Phase 2 können getrennt durch die Einlassöffnungen 22, 22' eingeführt werden, oder können als eine Mischphase durch die Einlassöffnungen 22, 22' eingeführt werden. Die organische Phase 6 und die erste wässrige Phase 2 werden in eine Mischzone des ACC 20 eingeführt und wandern nach unten zu einem Boden des Außenteils 24 des ACC 20. Radiale Schaufeln 26 lenken die organische Phase 6 und die erste wässrige Phase 2 in ein Inneres eines hohlen Rotors 28. Die Zentrifugalkraft der Rotation des hohlen Rotors 28 drängt die dichtere Phase, typischerweise die wässrige Phase, nach außen gegen eine Wand des hohlen Rotors 28. Die weniger dichte Phase, typischerweise die organische Phase, wird radial nach innen in Richtung einer Welle 30 des hohlen Rotors 28 verlagert. Die organische Phase 6 fließt über einen Überlauf 36 und wird in einem Kanal gesammelt, aus dem sie den ACC 20 an der Auslassöffnung 38 verlässt. Die erste wässrige Phase 2 fließt über einen Überlauf 32 und in einen Sammler, aus dem sie an der Auslassöffnung 34 austritt. Nach dem Verlassen des ACC 20 können die organische Phase 6 oder die erste wässrige Phase 2 jeweils wieder in den ACC 20 eingeführt werden, um zu ermöglichen, dass die organische Phase und die erste wässrige Phase 2 im Wesentlichen kontinuierlich miteinander in Kontakt gebracht werden. Alternativ kann die organische Phase 6' gesammelt werden, wenn eine ausreichende Beladung mit den Mutterisotopen erreicht worden ist. Zwar wurde hierin detailliert der Fluss der organischen Phase 6 und der ersten wässrigen Phase 2 durch den ACC 20 beschrieben, aber eine ähnliche Art kann verwendet werden, um die organische Phase 6' und die zweite wässrige Phase 14 durch den ACC 20 fließen zu lassen und eine mit Tochterisotop beladene zweite wässrige Phase 14' zu sammeln.
Abhängig von dem Stadium des Flüssig-Flüssig-Extraktionsprozesses kann ein ACC 20 betrieben werden, bis in der organischen Phase 6 eine ausreichende Beladung mit dem Mutterisotop erhalten worden ist, um zu einer mit Mutterisotop beladenen organischen Phase 6' zu führen, oder bis in der zweiten wässrigen Phase 14 eine ausreichende Beladung mit den Tochterisotopen von Interesse 16 erhalten worden ist, um zu einer mit Tochterisotop beladenen zweiten wässrigen Phase 14' zu führen. Der ACC 20 kann verwendet werden, um die mit den Mutterisotopen angereicherte organische Phase 6' von der ersten wässrigen Phase 2 zu trennen, oder kann verwendet werden, um die mit den Tochterisotopen von Interesse 16 angereicherte zweite wässrige Phase 14' von der organischen Phase 6' zu trennen.
Die zweite wässrige Phase 14', in die die Tochterisotope von Interesse 16 extrahiert werden, kann periodisch aus dem Flüssig-Flüssig-Extraktionssystem 12 entnommen oder entfernt werden, wie wenn in der zweiten wässrigen Phase 14' eine ausreichende Beladung mit den Tochterisotopen von Interesse 16 erzielt wurde. Zur Erzielung der ausreichenden Beladung kann die kontinuierliche Extraktion der organischen Phase 6' mit der zweiten wässrigen Phase 14 für mindestens näherungsweise 30 Tage und bis zu einem Maximum von näherungsweise 100 Tagen durchgeführt werden. Die zweite wässrige Phase 14' kann in dem Flüssig-Flüssig-Extraktionssystem 12 durch ein gleiches Volumen einer dritten wässrigen Phase (nicht gezeigt) ersetzt werden. Die dritte wässrige Phase kann mit der organischen Phase 6' in im Wesentlichen kontinuierlichem Kontakt sein, um das Extrahieren zusätzlicher Tochterisotope von Interesse 16 aus der organischen Phase 6' fortzusetzen, während die zweite wässrige Phase 14' bearbeitet wird, um die Tochterisotope von Interesse 16 zurückzugewinnen, wie unten beschrieben. Die dritte wässrige Phase kann eine saure Lösung sein, wie eine saure Lösung ähnlich derjenigen, die als die zweite wässrige Phase 14 verwendet wird. Nachdem die Tochterisotope von Interesse 16 aus der zweiten wässrigen Phase 14' entfernt wurden, kann die dritte wässrige Phase entnommen und behandelt werden, um die Tochterisotope von Interesse 16 zu entfernen, während die zweite wässrige Phase 14', die nun an den Tochterisotopen von Interesse 16 verarmt ist, in dem Flüssig-Flüssig-Extraktionssystem 12 verwendet werden kann.
In einer Ausführungsform wird die organische Phase 6' aus dem Speichertank 40 in den zweiten Behälter 8 überführt, wie in 3 gezeigt. Der Speichertank 40 kann ein Volumen von näherungsweise 210.000 l der organischen Phase 6', die die Mutterisotope enthalten kann, 73.000 kg 1 M DA[AP], und Isopar L beinhalten. Die organische Phase 6' kann im Wesentlichen kontinuierlich mit der zweiten wässrigen Phase 14 in Kontakt gebracht werden, um die Tochterisotope von Interesse 16 in die zweite wässrige Phase 14 zu extrahieren, wobei die zweite wässrige Phase 14' erzeugt wird, die an den Tochterisotopen von Interesse 16 angereichert ist. Nur für Beispielszwecke, der zweite Behälter 8 kann ein ACC mit 41 cm mit einem Durchsatz von näherungsweise 175 l/min sein. Wie vorher beschrieben, kann die zweite wässrige Phase 14 eine Salpetersäure-Lösung mit einer Salpetersäure-Konzentration von 3 M sein. Die zweite wässrige Phase 14 kann in einem Lagertank 40' aufbewahrt werden. Der Lagertank 40' kann ein Volumen von näherungsweise 300 l der zweiten wässrigen Phase 14 beinhalten. Nach der Extraktion ist die organische Phase 6' an den Tochterisotopen von Interesse 16 verarmt, wodurch sie eine organische Phase 6'' wird, die in den Speichertank 40 zurückzirkuliert werden kann. Die Mutterisotope in der organischen Phase 6'' können weiter zu den Tochterisotopen von Interesse zerfallen, die auf eine ähnliche Weise extrahiert werden können. Die an den Tochterisotopen von Interesse 16 angereicherte zweite wässrige Phase 14' kann durch chromatographische Techniken behandelt werden, wie unten beschrieben. Die zweite wässrige Phase 14' kann auch kleine Mengen der Mutteri sotope (Th-232 und U-233), Radium-224 ("Ra-224"), Radium-228 ("Ra-228") und stabile Metallionen-Verunreinigungen enthalten.
Vor der Gewinnung der Tochterisotope von Interesse 16 können organische Begleitstoffe aus der zweiten wässrigen Phase 14' entfernt werden. Die organischen Begleitstoffe sind Rückstände von gelösten und dispergierten Lösungsmitteln, wie Kohlenwasserstoff-Lösungsmitteln, und Extraktionsmittel-Abbauprodukte, die in der organischen Phase 6 verwendet oder gefunden werden. Während des Extraktionsprozesses können kleine Mengen der Kohlenwasserstoff-Lösungsmittel unerwünschterweise in die zweite wässrige Phase 14' extrahiert werden. Die organischen Begleitstoffe können aus der zweiten wässrigen Phase 14' unter Verwendung des Argonne Alcohol Extraction ("ARALEX")-Prozesses entfernt werden. Der ARALEX-Prozess ist ein Extraktionsprozess, der einen unmischbaren Alkohol, wie 2-Ethyl-1-hexanol, verwendet, um die restlichen Kohlenwasserstoff-Lösungsmittel aus der zweiten wässrigen Phase 14' zu entfernen. Die Entfernung der organischen Begleitstoffe kann ein besseres Trennverhalten der zweiten wässrigen Phase 14 auf der Trennsäule 10 ermöglichen, wenn die Tochterisotope von Interesse 16 zurückgewonnen werden. Die Entfernung der organischen Begleitstoffe kann auch nachfolgende Trennsäulen 10 vor Abbau und Überladung schützen.
Die zweite wässrige Phase 14', die an den Tochterisotopen von Interesse 16 angereichert ist, kann durch eine Vielfalt von chromatographischen Techniken behandelt werden, um die Tochterisotope von Interesse 16 zu entfernen, zu reinigen und zu konzentrieren. Die zweite wässrige Phase 14' kann auch behandelt werden, um kleinere Mengen der Mutterisotope, die in der zweiten wässrigen Phase 14' bleiben, und anderer unerwünschter Verbindungen, wie unerwünschter Tochterisotope, zu entfernen. Die chromatographischen Techniken können Ionenaustauschchromatographie, wie Kationenaustauschchromatographie oder Anionenaustauschchromatographie, und Extraktionschromatographie umfassen. Harze, die verwendet werden können, umfassen, aber ohne darauf beschränkt zu sein, DOWEX^® 1X8-Harz, das von Dow Corning Corp., (Michigan, USA) erhältlich ist; TEVA^TM-Harz, das ein auf einem wasserunlöslichen Träger sorbiertes tetravalentes Actinidenharz mit einem quaternären Ammoniumsalz (ein Gemisch von Trioctyl- und Tridecyl-methyl-ammoniumchlori den) ist und von Eichrom Industries, Inc. (Darien, IL) erhältlich ist; Dipex^®-Harz, das auf einem inerten Substrat sorbierte Diphosphonsäure ("DPA")-Gruppen hat und von Eichrom Industries erhältlich ist; Diphosil^TM-Harz, das von Eichrom Industries erhältlich ist; Diphonix^®-Harz, das von Eichrom Industries erhältlich ist; UTEVA^®- oder UTEVA^®-2-Harz, das DA[AP] als das Extraktionsmittel und ein auf silanisiertes Siliciumoxid sorbiertes TRPO hat und von Eichrom Industries erhältlich ist; ein Diglycolamid ("DGA")-Harz mit einem Tetraalkyldiglycolamid als das Extraktionsmittel, das auf inerte Trägerpartikel aufgetragen ist; und 2-Ethylhexyl-2-ethylhexylphosphonsäure auf einem inerten Substrat. Jedes dieser Harze kann in eine Säule, wie die Trennsäule 10, gepackt werden.
Beispielsweise kann ein DGA-Harz verwendet werden, um die Tochterisotope von Interesse 16, wie Ac-225, aus der zweiten wässrigen Phase 14' zu entfernen. Das DGA-Harz kann ein Tetraalkyldiglycolamid, wie N,N,N',N'-Tetra-N-alkyl-3-oxopentandiamid ("TN-DGA"), N,N,N',N-Tetra-n-octyldiglycolamid ("TO-DGA"), das verzweigte Alkyl-N,N,N',N'-tetra-(2-ethyl-hexyl)-3-oxopentandiamid ("TB-DGA"), andere Tetraalkyldiglycolamide oder Gemische davon, das (die) auf inerte Trägerpartikel aufgetragen ist (sind), enthalten. Das DGA-Harz kann ein TO-DGA-Harz oder ein TB-DGA-Harz sein, die jeweils von Eichrom Industries erhältlich sind. Der inerte poröse Träger kann polymere Harze oder Siliciumdioxidpartikel umfassen. Wenn die zweite wässrige Phase 14' mit dem DGA-Harz in Kontakt kommt, kann das Ac-225 an dem DGA-Harz sorbiert werden, während die Mutterisotope oder die unerwünschten Tochterisotope, wie Ra-224 oder Ra-225, aus dem DGA-Harz eluieren. Die Tochterisotope von Interesse 16 können danach aus dem DGA-Harz eluiert werden, indem das DGA-Harz mit Wasser, verdünnter (weniger als näherungsweise 0,1 M) Chlorwasserstoffsäure oder verdünnter (weniger als näherungsweise 0,1 M) Salpetersäure in Kontakt gebracht wird.
Die zweite wässrige Phase 14' kann durch die Trennsäule 10, die mit dem Ionenaustauscherharz oder dem Extraktionsharz gepackt ist, geströmt werden. Die Trennsäule 10 kann die Tochterisotope von Interesse 16 binden, während sie es den Mutterisotopen oder den unerwünschten Tochterisotopen erlaubt, zu eluieren. Beispielsweise kann eine DGA-Säule verwendet werden, um das Ac-225 zu binden, während andere Komponenten der zweiten wässrigen Phase 2' eluieren. Alternativ kann die Trennsäule 10 die Mutterisotope oder die unerwünschten Tochterisotope binden, während sie es den Tochterisotopen von Interesse 16 erlaubt, zu eluieren. Beispielsweise können Spurenmengen der U- und Th-Mutterisotope, die in der zweiten wässrigen Phase 14 verbleiben, entfernt werden, indem die zweite wässrige Phase 14' durch eine Extraktionssäule hindurch geschickt wird, die die U- und Th-Mutterisotope bindet, während das Ac-225 eluiert. Die Extraktionssäule kann ein UTEVA^®-2-Harz sein. In ähnlicher Weise kann, wenn die zweite wässrige Phase 14' unerwünschte Tochterradioisotope enthält, wie Ra-225, die zweite wässrige Phase 14' durch eine Ionenaustauschersäule hindurch geschickt werden, um das Ac-225 zu binden, während das Ra-225 eluiert. Das Ra-225, das eluiert, kann gesammelt und für eine ausreichende Zeitspanne aufbewahrt werden, um zu Ac-225 zu zerfallen, wobei das Ac-225 dann wie vorher beschrieben behandelt werden kann. Verschiedene Kombinationen von chromatographischen Techniken, wie die Verwendung unterschiedlicher Arten von chromatographischen Harzen, können verwendet werden, um das Ac-225 zu reinigen und zu konzentrieren.
Jedes der oben beschriebenen Harze kann in Trennsäulen 10 gepackt werden, wie es in der Technik bekannt ist. Die chromatographischen Bedingungen, wie Fließgeschwindigkeiten und mobile Phasen, die zur Trennung der Tochterisotope von Interesse 16 von der zweiten wässrigen Phase 14' verwendet werden, können von einem Durchschnittsfachmann ausgewählt werden und werden als solche hierin nicht detailliert diskutiert.
In einer Ausführungsform können die Tochterisotope von Interesse 16 aus der zweiten wässrigen Phase 14' entfernt, gereinigt und konzentriert werden, indem die zweite wässrige Phase 14' durch verschiedene Trennsäulen 10 hindurch geschickt wird. Vor dem Reinigen der zweiten wässrigen Phase 14' können jedoch die organischen Begleitstoffe durch Einbringen der zweiten wässrigen Phase 14' in einen Kontaktor, wie den ACC 50, entfernt werden, wie in 5 gezeigt. Der ACC 50 kann ein ACC mit 5 cm oder 12,5 cm sein. Die organischen Begleitstoffe können unter Verwendung des ARALEX-Prozesses, wie vorher beschrieben, entfernt werden. Die zweite wässrige Phase 14'', die aus dem ACC 50 austritt, kann im Wesentlichen frei von organischen Begleitstoffen sein. Die zweite wässrige Phase 14'' kann durch eine Trennsäule 10', die mit dem UTEVA^®- oder dem UTEVA^®-2-Harz gepackt ist, hindurch geschickt werden. Die Trennsäule 10' kann ein Bettvolumen im Bereich von näherungsweise 1L bis näherungsweise 2L haben. Die Trennsäule 10' kann die U- und Th-Mutterisotope binden, während die Tochterisotope von Interesse 16, wie das Ac-225, eluieren. In einer Ausführungsform wird das UTEVA^®-2-Harz in der Trennsäule 10' verwendet, weil das UTEVA^®-2-Harz in der Lage ist, mehr Mutterisotope als das UTEVA^®-Harz zu entfernen. Die Tochterisotope von Interesse 16 können dann durch eine Trennsäule 10, die mit dem DGA-Harz gepackt ist, hindurch geschickt werden. Die Trennsäule 10'' kann ein Bettvolumen von näherungsweise 100 ml haben. Die Tochterisotope von Interesse 16 können an das DGA-Harz in der Trennsäule 10'' binden, während unerwünschte Tochterisotope 52, wie Ra-224 oder Ra-225, eluieren. Um die Tochterisotope von Interesse 16 aus der Trennsäule 10'' zu eluieren, kann eine 0,1 M HNO₃-Lösung durch die Trennsäule 10'' hindurch geschickt werden. Die Tochterisotope von Interesse 16 können in einem kleineren Volumen, wie näherungsweise 100 ml, eluieren. Um das Volumen, in dem die gewonnenen Tochterisotope von Interesse 16 vorliegen, weiter zu verringern, können die gewonnenen Tochterisotope von Interesse 16 durch kleine Trennsäulen 10, 10'', die mit UTEVA^®-Harz, UTEVA^®-2-Harz oder DGA-Harz beladen sind, behandelt werden. Diese Trennsäulen 10, 10'' können jeweils ein Bettvolumen von näherungsweise 10 ml haben.
Das Volumen der zweiten wässrigen Phase 14' kann durch die Trennsäulen 10 auf einmal behandelt werden oder es kann chargenweise behandelt werden. Nachdem das Volumen der zweiten wässrigen Phase 2' behandelt worden ist, können die Tochterisotope von Interesse 16 aus der Trennsäule 10 zurückgewonnen werden. Wenn beispielsweise die Tochterisotope von Interesse 16 an die Trennsäule 10 gebunden sind, können die Tochterisotope von Interesse 16 unter Verwendung einer sauren Lösung, wie einer Salpetersäure- oder Chlorwasserstoffsäure-Lösung, eluiert und gesammelt werden. Die saure Lösung kann eine Säurekonzentration haben, die im Bereich von näherungsweise 0,001 M bis näherungsweise 6 M liegt. In einer Ausführungsform werden die Tochterisotope von Interesse 16 unter Verwendung von 0,1 M Salpetersäure aus der DGA-Säule desorbiert. Die Tochterisotope von Interesse 16, die aus der Trennsäule 10 gesammelt werden, können dann zu einem Kunden versandt werden. Alternativ können die Tochterisotope von Interesse 16 auf der Trenn säule 10 zurückgehalten werden, die als ein Speicherbehälter dient, bis die Tochterisotope von Interesse 16 verwendet werden sollen. Die Trennsäule 10 kann auch als ein Versandbehälter wirken, in dem die Tochterisotope von Interesse 16, auf der Trennsäule 10 zurückgehalten, dem Kunden geliefert werden. Die Tochterisotope von Interesse 16 können von dem Kunden von der Trennsäule 10 desorbiert werden.
Nach dem Eluieren aus der Trennsäule 10 können zusätzliche Reinigungs- und Konzentrationsschritte durchgeführt werden, um die Tochterisotope von Interesse 16 weiter zu reinigen und zu konzentrieren. Beispielsweise kann die Salpetersäure-Konzentration der Lösung mit den Tochterisotopen von Interesse 16 auf näherungsweise 3 M eingestellt werden. Diese Lösung kann dann erneut durch die UTEVA^®-2-Säule und die DGA-Säule behandelt werden, wie vorher beschrieben.
Durch Verwendung des Verfahrens der vorliegenden Erfindung kann eine bequeme und effiziente Gewinnung bzw. Rückgewinnung der Tochterisotope von Interesse 16 erzielt werden. Das hierin beschriebene Flüssig-Flüssig-Extraktionssystem 12 kann eine Rückgewinnungseffizienz von mindestens näherungsweise 90% haben. Im Gegensatz dazu hat der in Tranter beschriebene Fällungsprozess eine Rückgewinnungseffizienz von näherungsweise 40% bis näherungsweise 60%. Da die Tochterisotope von Interesse 16 kontinuierlich aus der organischen Phase 6' entfernt werden, wird die organische Phase 6' nicht aufbewahrt, um es den Mutterisotopen zu erlauben, zu zerfallen, bevor die Flüssig-Flüssig-Extraktion durchgeführt wird. Zusätzlich kann die Strahlungsdosis auf die organische Phase 6' verringert werden, indem die Tochterisotope von Interesse 16 kontinuierlich entfernt werden, was die Stabilität der organischen Phase 6' erhöht. Darüber hinaus kann die Flüssig-Flüssig-Extraktion zahlreiche Male wiederholt werden, während die Tochterisotope von Interesse 16 aus den langlebigen Mutterisotopen durch Zerfall entstehen. Da die Mutterisotope kontinuierlich Zerfallsprodukte erzeugen, die die Tochterisotope von Interesse 16 umfassen, kann die organische Phase 6' mit der zweiten wässrigen Phase 14' auf kontinuierlicher Basis in Kontakt gebracht werden, um die Tochterisotope von Interesse 16 zu extrahieren. Außerdem erzeugt der fortgesetzte Zerfall des U-233, da das U-233 während der Flüssig-Flüssig-Extraktion nicht von den Thoriumisotopen abgetrennt wird, zusätzliche Mengen an Th-229, die als die Mutterisotope verfügbar sind. Darüber hinaus werden durch das Verfahren der vorliegenden Erfindung keine zusätzlichen Sicherheitsfragen aufgeworfen.
Da die Tochterisotope von Interesse 16, die aus der Trennsäule 10 eluiert werden, Ac-225 enthalten, kann das Verfahren der vorliegenden Erfindung einen ausreichenden Vorrat an Ac-225 zur Verwendung bei der Markierung monoklonaler Antikörper bereitstellen. Zusätzlich kann, da das Ac-225 zu Bi-213 zerfällt, das Ac-225 als ein Mutterisotop von Bi-213 verwendet werden, wodurch es einen ausreichenden Vorrat an Bi-213 zur Verwendung bei der Markierung monoklonaler Antikörper bereitstellt. Da Bi-213 eine kurze Halbwertszeit hat, kann das Bi-213 rasch aus der Ac-225-Quelle extrahiert und einem Patienten verabreicht werden.
Darüber hinaus können die hierin beschriebenen Verfahren zur Rückgewinnung von Tochterisotopen von Interesse 16 aus Radioisotopengemischen aus mindestens zwei Gründen Tochterisotopenprodukte von höherer Reinheit bereitstellen, verglichen mit denjenigen, die unter Verwendung bekannter Verfahren erhältlich sind. Erstens verwenden die hierin beschriebenen chromatographischen Techniken zum Entfernen, Reinigen und Konzentrieren der Tochterisotope von Interesse 16 aus der zweiten wässrigen Phase 14' Trennmedien, die im Vergleich zu konventionellen, in Trennsäulen verwendeten Ionenaustauscherharzen eine höhere Selektivität für die bestimmten Tochterisotope von Interesse 16 haben können. Beispielsweise können konventionelle Ionenaustauscherharze ein relativ geringes Ausmaß an Selektivität zwischen Ionen mit gleicher Valenz oder Ladung aufweisen. Die hierin beschriebenen Extraktionschromatographieharze können eine relativ hohe Selektivität für die Tochterisotope von Interesse 16 verglichen mit anderen Ionen-Verunreinigungen, wozu beispielsweise Calcium, Magnesium, Chrom, Mangan und Eisen gehören, aufweisen. Die Selektivität dieser Extraktionschromatographieharze kann zumindest teilweise eine Funktion der Atomgröße und möglicherweise anderer Faktoren, zusätzlich zu Valenz oder Ladung, sein. Insofern können durch Verwendung hierin beschriebener Verfahren Tochterisotopenprodukte hergestellt werden, die vorher unerreichbare Reinheitsgrade haben.
Darüber hinaus können die hierin beschriebenen Verfahren zur Rückgewinnung von Tochterisotopen von Interesse 16 aus Radioisotopengemischen mit minimalen Anzahlen von Verdampfungsprozessen oder anderen Volumenverringerungsprozessen (d. h. nur einem oder sogar keinem) durchgeführt werden. Viele vorher bekannte Verfahren zur Rückgewinnung von Tochterisotopen von Interesse 16 aus Radioisotopengemischen erfordern mehrere Verdampfungsvorgänge, von denen jeder die Konzentration an Verunreinigungen in dem Tochterisotopenprodukt erhöhen kann.
Beispielhaft und nicht beschränkend können die hierin beschriebenen Verfahren zur Rückgewinnung von Tochterisotopen aus Radioisotopengemischen verwendet werden, um Radioisotopenprodukte bereitzustellen, die eine Radioisotopenreinheit von größer als etwa 99,99% Ac-225 und Tochterisotopen von Ac-225 haben. Mit anderen Worten, mehr als etwa 99,99% der Radionuklide in solchen Produkten können Ac-225 (²²⁵Ac) und Tochterisotope von Ac-225 (²²⁵Ac) sein. Darüber hinaus können solche Produkte weniger als etwa 1 Mikrogramm (μg) Eisen (Fe) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) haben. Insbesondere können solche Produkte weniger als etwa 1 Nanogramm (ng) Eisen (Fe) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) haben. Außerdem können solche Produkte weniger als etwa 10 Mikrogramm (μg) Calcium (Ca) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) haben. Insbesondere können solche Produkte weniger als etwa 1 Mikrogramm (μg) Calcium (Ca) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) haben. Darüber hinaus können solche Produkte jeweils weniger als etwa 1 Mikrogramm (μg) an Magnesium (Mg), Chrom (Cr) und Mangan (Mn) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) haben. Insbesondere können solche Produkte jeweils weniger als etwa 1 Nanogramm (ng) an Magnesium (Mg), Chrom (Cr) und Mangan (Mn) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) haben.
Darüber hinaus kann durch Erhöhen der Reinheit der Tochterisotopenprodukte, und insbesondere der Reinheit der Tochterisotopenprodukte hinsichtlich Eisen (Fe), auch die Brauchbarkeit der Tochterisotopenprodukte zur Chelatbildung mit monoklonalen Antikörpern zur Verwendung bei medizinischen Therapien erhöht werden. Wie in der Technik bekannt, werden typischerweise bifunktionelle Diethylentriaminpentaacetat (DTPA)-Derivate als Liganden für die Anbrin gung von Bismut-213 an Antikörpern verwendet. Die Gleichgewichtskonstante von Fe⁺³ mit DTPA-Liganden überschreitet jedoch diejenige von Bi⁺³. Daher kann durch Verringern der Menge an Eisen (Fe), die in den Tochterisotopenprodukten vorliegt, auch die Effizienz erhöht werden, mit der Antikörper hergestellt werden können, die als Chelat mit Tochterisotopenprodukten vorliegen.
Die vorliegende Erfindung betrifft auch Verfahren zur Behandlung eines Krebses bei einem Patienten. Ein "Patient", wie hierin verwendet, bezieht sich auf irgendein warmblütiges Tier, bevorzugt einen Menschen. Die Krebserkrankung kann durch Verabreichen einer wirksamen Dosis der Isotope hoher Reinheit der vorliegenden Erfindung zusammen mit einem pharmazeutisch annehmbaren Träger an den Patienten behandelt werden. Die Krebserkrankungen, die durch dieses Verfahren behandelt werden können, umfassen akute myeloische Leukämie, metastasierende Krebserkrankungen und andere Krebserkrankungen. Eine Krebserkrankung kann unter Verwendung von auf dem Gebiet allgemein akzeptierten Kriterien diagnostiziert werden, einschließlich des Vorliegens eines malignen Tumors. Pharmazeutische Zusammensetzungen können entweder vor oder nach einer chirurgischen Entfernung von Primärtumoren und/oder einer Behandlung wie einem Verabfolgen von Strahlentherapie oder konventionellen chemotherapeutischen Arzneimitteln verabreicht werden. Die Verabreichung kann durch irgendein geeignetes Verfahren erfolgen, wozu eine Verabreichung auf intravenösem, intraperitonealem, intramuskulärem, subkutanem, intranasalem, intradermalem, analem, vaginalem, topischem und oralem Weg gehört.
Bei bestimmten Konfigurationen kann eine Behandlung der Krebserkrankung durchgeführt werden durch Zuführen von Isotopen hoher Reinheit zu kanzerösen Zellen in dem Patienten. Solche Verfahren können die Schritte des Anbringens des Isotops an einem Träger mit einem Rezeptor mit hoher Affinität für einen Marker, der an der Oberfläche der Krebszelle vorliegt, umfassen. Solche Träger können Antikörper sein, einschließlich monoklonafer und polyklonaler Antikörper, die hinsichtlich ihrer Affinität, ein Antigen an der Oberfläche der Krebszelle zu binden, ausgewählt werden. Es kann vorteilhaft sein, wenn gefunden wird, dass das Antigen oder der Marker in den Krebszellen, verglichen mit normalen Zellen, überexprimiert wird. Solche Antikörper können von irgendei nem warmblütigen Tier sein, einschließlich menschliche, Nager- und chimäre Antikörper. Die Antikörper können außerdem Antikörper sein, in denen der Fab-Teil von einem nicht menschlichen Tier ist und der Fc-Teil synthetisch modifiziert ist, um einen humanisierten Antikörper darzustellen.
Die Erfindung ist zwar verschiedenen Modifikationen und alternativen Formen zugänglich, aber es wurden spezifische Ausführungsformen in den Zeichnungen beispielhaft gezeigt und hierin detailliert beschrieben. Es versteht sich jedoch, dass die Erfindung nicht auf die bestimmten offenbarten Formen beschränkt werden soll. Vielmehr soll die Erfindung alle Modifikatione, Äquivalente, Alternativen, die innerhalb den Geist und Umfang der Erfindung, wie sie durch die folgenden angefügten Ansprüche definiert wird, fallen, abdecken.
Zusammenfassung
Ein Produkt enthält Actinium-225 (²²⁵Ac) und weniger als etwa 1 Mikrogramm (μg) Eisen (Fe) pro Millicurie (mCi) Actinium-225. Das Produkt kann eine Radioisotopenreinheit von größer als etwa 99,99 Atomprozent (at%) Actinium-225 und Tochterisotopen von Actinium-225 haben und kann durch ein Verfahren gebildet werden, das das Bereitstellen einer Radioisotopengemisch-Lösung, die mindestens eines der Isotope Uran-233 (²³³U) und Thorium-229 (²²⁹Th) aufweist, das Extrahieren des mindestens einen der Isotope Uran-233 und Thorium-229 in eine organische Phase, das im Wesentlichen kontinuierlich in Kontakt bringen der organischen Phase mit einer wässrigen Phase, das im Wesentlichen kontinuierlich Extrahieren von Actinium-225 in die wässrige Phase, und das Reinigen des Actinium-225 aus der wässrigen Phase umfasst. In einigen Ausführungsformen kann das Produkt weniger als etwa 1 Nanogramm (ng) Eisen pro Millicurie (mCi) Actinium-225 enthalten, und kann weniger als jeweils etwa 1 Mikrogramm (μg) Magnesium (Mg), Chrom (Cr) und Mangan (Mn) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 enthalten.
ZITATE ENTHALTEN IN DER BESCHREIBUNG
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Zitierte Patentliteratur

- US 5854968 [0008]
- US 5809394 [0010]
- US 5571070 [0037]
- US 5591340 [0037]
- US 4959158 [0037]

Zitierte Nicht-Patentliteratur

- Possible Application to Reactor Fuel Reprocessing", ACS Symposium Folge Nr. 117, American Chemical Society, Washington, D. C., Seiten 89–98 (1980) [0011]
- Benedict, Kapitel 26, "Improvements in Thorium-Uranium Separation in the Acid-Thorex Process", ACS Symposium Folge 117, American Chemical Society, Washington, D. C., Seiten 371–377 (1980) [0011]
- Grant et al, Kapitel 25, "Heavy Element Separation for Thorium-Uranium-Plutonium Fuels", ACS Symposium Folge Nr. 117, American Chemical Society, Washington, D. C., Seiten 351–369 (1980) [0011]
- Dietz et al "An improved extraction chromatographic resin for the separation of uranium from acidic nitrate media" Talanta 54: 1173-1184 (2001) [0012]

Claims

Produkt aufweisend: eine Menge an Actinium-225 (²²⁵Ac); und weniger als etwa 1 Mikrogramm (μg) Eisen (Fe) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac).
Produkt nach Anspruch 1, wobei das Produkt außerdem ein Flüssigkeitsvolumen aufweist, wobei das Actinium-225 in dem Flüssigkeitsvolumen suspendiert ist.
Produkt nach Anspruch 1, wobei das Produkt weniger als etwa 1 Nanogramm (ng) Eisen (Fe) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) aufweist.
Produkt nach Anspruch 1, wobei das Produkt außerdem weniger als etwa 10 Mikrogramm (μg) Calcium (Ca) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) aufweist.
Produkt nach Anspruch 4, wobei das Produkt außerdem weniger als etwa 0,1 Mikrogramm (μg) Calcium (Ca) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) aufweist.
Produkt nach Anspruch 1, wobei das Produkt außerdem jeweils weniger als etwa 1 Mikrogramm (μg) Magnesium (Mg), Chrom (Cr) und Mangan (Mn) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) aufweist.
Produkt nach Anspruch 6, wobei das Produkt außerdem jeweils weniger als etwa 1 Nanogramm (ng) Magnesium (Mg), Chrom (Cr) und Mangan (Mn) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) aufweist.
Produkt nach Anspruch 1, wobei das Produkt außerdem eine Menge an mindestens einem Radioisotop zusätzlich zu Actinium-225 (²²⁵Ac) aufweist.
Produkt nach Anspruch 8, wobei das Produkt eine Radioisotopenreinheit hat, die größer als etwa 99,99 Atomprozent (at%) Actinium-225 (²²⁵Ac) und Tochterisotope von Actinium-225 (²²⁵Ac) ist.
Produkt, das eine Radioisotopenreinheit von größer als etwa 99,99 Atomprozent (at%) Actinium-225 (²²⁵Ac) und Tochterisotope von Actinium-225 (²²⁵Ac) hat und das weniger als etwa 1 Mikrogramm (μg) Eisen (Fe) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) enthält.
Produkt nach Anspruch 10, wobei das Produkt eine flüssige Suspension aufweist.
Produkt nach Anspruch 10, wobei das Produkt weniger als etwa 1 Nanogramm (ng) Eisen (Fe) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) aufweist.
Produkt nach Anspruch 10, wobei das Produkt außerdem weniger als etwa 10 Mikrogramm (μg) Calcium (Ca) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) aufweist.
Produkt nach Anspruch 13, wobei das Produkt außerdem weniger als etwa 0,1 Mikrogramm (μg) Calcium (Ca) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) aufweist.
Produkt nach Anspruch 10, wobei das Produkt außerdem jeweils weniger als etwa 1 Mikrogramm (μg) Magnesium (Mg), Chrom (Cr) und Mangan (Mn) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) aufweist.
Produkt nach Anspruch 15, wobei das Produkt außerdem jeweils weniger als etwa 1 Nanogramm (ng) Magnesium (Mg), Chrom (Cr) und Mangan (Mn) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) aufweist.
Produkt nach Anspruch 10, wobei das Produkt außerdem eine Menge an mindestens einem Radioisotop zusätzlich zu Actinium-225 (²²⁵Ac) aufweist.
Produkt, das eine Radioisotopenreinheit von größer als etwa 99,99 Atomprozent (at%) Actinium-225 (²²⁵Ac) und Tochterisotope von Actinium-225 (²²⁵Ac) hat, und das weniger als etwa 1 Mikrogramm (μg) Eisen (Fe) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) enthält, wobei das Produkt durch ein Verfahren gebildet wird, das aufweist: Bereitstellen einer Radioisotopengemisch-Lösung, die mindestens eines der Isotope Uran-233 (²³³U) und Thorium-229 (²²⁹Th) aufweist; Extrahieren des mindestens einen der Isotope Uran-233 (²³³U) und Thorium-229 (²²⁹Th) in eine organische Phase; im Wesentlichen kontinuierlich in Kontakt bringen der organischen Phase mit einer wässrigen Phase; im Wesentlichen kontinuierlich Extrahieren von Actinium-225 (²²⁵Ac) in die wässrige Phase; und Reinigen des Actinium-225 (²²⁵Ac) aus der wässrigen Phase.
Produkt nach Anspruch 18, wobei das Produkt weniger als etwa 1 Nanogramm (ng) Eisen (Fe) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) aufweist.
Produkt nach Anspruch 18, wobei das Produkt außerdem jeweils weniger als etwa 1 Mikrogramm (μg) Magnesium (Mg), Chrom (Cr) und Mangan (Mn) pro Millicurie (mCi) Actinium-225 (²²⁵Ac) aufweist.