DE2030102A1 - - Google Patents
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G4/00—Radioactive sources
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Description
Verfahren zur Herstellung eines Spaltprodukt-Teehnetiura-99m-Generators
und seine Verwendung zur Herstellung von radioaktivem
Technetium-99m
Priorität; 20. Juni 1969, V.St.A., Nr. 835 210
Jüngere medizinische "Untersuchungen haben gezeigt, dass
Technetium-99m ein äusserst brauchbares Hilfsmittel für die
Diagnose darstellt. Hochreines Technetiura-99m wird hauptsächlich
als Radioisotop bei einer Vielzahl von medizinischen Untersuchungen und Diagnosen angewandt. Es ist für die abtastweise
Untersuchung der Leber, der lunge, des Blutkreislaufes und von Tumoren gut geeignet, und es wird anderen radioaktiven
Isotopen wegen seiner kurzen Halbwertszeit vorgezogen, woraus sich eine verminderte Strahlungsexposition der Organe
ergibt.
009862/1964
Zusätzlich zu den medizinischen Anwendungen kann Technetium-99m
ebenfalls für industrielle Zwecke verwendet werden, z. B. bei der Messung von Strömungsmengen bzw. -geschwindigkeiten,
bei der Prozeßüberwachung, in der radiometrischen Chemie und dgl. Da das Radioisotop, welches angewandt werden soll, eine
solch kurze Halbwertszeit besitzt, ist es übliche Praxis, den Benutzern des Isotops das Mutterelement zuzusenden, in
diesem Falle radioaktives Molybdän-99· Der Benutzer extrahiert dann das Technetium vom Molybdän-99 de nach Bedarf.
Für die medizinische Diagnose wird radioaktives Technetium-99m für gewöhnlich aus einem Generator erhalten, der das Mutterelement
enthält. Der Generator wird üblicherweise hergestellt, indem "'Mo- "mTc auf einer Aluminiumoxydsäule adsorbieren
gelassen wird. Die Säule wird dann einem Krankenhaus zugeschickt, wo der Arzt die Säule auswäscht und die ""mTc-Lösung erhält.
QQm
Die -7^ Tc-Lösung wird einem Patienten oral oder durch intravenöse
Injektion appliziert. Das radioaktive 7^ Tc lokalisiert
sich im Gehirn, in1 der Lunge, in der Leber, in der Milz, im
Knochen und dgl. in Abhängigkeit von der Herstellung der ""mTc-Lösung. Die Lokalisierung der Aktivität kann durch
typische Abtastverfahren (scanning) nachgewiesen werden. Diese Arbeitsweise, welche für die Diagnose keine Operation erfor-'
dert, wurde in den letzten vier Jahren sehr weit verbreitet und daher dehnt sich der Bedarf für ""mTc-Generatoren rasch
aus.
Der erste "^Tc-Generator wurde im Brookhaven National
Laboratory entwickelt. In einem Reaktor wurde Uran bestrahlt und das durch Kernspaltung erzeugte ""Mo wurde mittels
Aluminiumoxyd-Chromatographie getrennt. Das gereinigte wurde erneut auf eine Aluminiumoxydsäule aus einem
009852/1964
sauren Medium adsorbiert und das "7mTc in der Säule wurde
mittels verdünnter Chlorwasserstoffsäure gewonnen. Diese
Arbeitsweise wurde jedoch niemals für medizinische Zwecke angewandt, da die Reinheit d'er 77111Tc-Lösung aus der
"Brookhaven-Säule »für medizinische Verwendung als nicht ausreichend
hoch betrachtet wurde. Sie enthielt beträchtliche Mengen von Verunreinigungen an Radioisotopen, z. B. ^Ru
und Jodisotope.
QQm In neuerer Zeit wurde ein medizinischer 7 Tc-Generator
entwickelt, wie in der USA-Patentschrift J 382 152 beschrieben,
indem im Reaktor bestrahltes Molybdän anstelle einer λ
Uranbestrahlungsprobe angewandt wurde. Wenn Molybdän in
einem Reaktor bestrahlt wird, wird 77Mo mit einem hohen
Grad von Radionuklidreinheit durch die (n, T)-Reaktion erhalten.
Darüberhinaus ist die chemische Verarbeitung der bestrahlten Probe einfach. Diese Arbeitsweise wird von Herstellern
für Radiopharmazeutika gegenwärtig weit verbreitet angewandt.
Wenn jedoch die Mo-Bestrahlungsprobe im Reaktor bestrahlt
wird, wird nur ein äußerst geringer Anteil des Mo in radioaktives "7Mo durch die (n, V")-Reaktion umgewandelt. Daher
ist die spezifische Aktivität des "7Mo, d. h. das Verhältnis
OQ
der 77Mo-Aktivität zum Gesamtgewicht von elementarem Mo - - ■ g
gering. Die aktiven Adsorptionsstellen auf dem Aluminiumoxyd werden daher in Wirklichkeit von inaktivem Mo verbraucht,
so daß eine größere Adsorptionskapazität zur Aufbringung
einer hohen 7%o-Aktivität erforderlich ist. Obwohl über
verschiedene Untersuchungen an Adsorbentien mit einer hohen Adsorptionskapazität für Mo berichtet wurde, ist
die spezifische Aktivität von (n, V)-77Mo proportional
dem im Reaktor verfügbaren Neutronenfluß. Die
00 98 5 2 /196/.
BAD ORIGINAL
BAD ORIGINAL
leernsngen von inaktivem Molybdän beschränken jedoch in nachteiliger
Weise die Aktivität eines ^mTe-Generators.
Aufgabe der Erfindung war ea daher, ein Verfahren zur Herstellung
eines neuen Spaltproäukt-TeQhnetiwin-99m~Crenerators
zu entwickeln, das rasch durchzuführen ist, und aus welchem Technetium-99m mit hohem Reinheitsgrad und mit einer grösseren
Konzentration, als dies bislang bekannt war, eluiert werden
kann.
Gegenstand der Erfindung ist somit ein Verfahren zur Herstellung eines Spaltprodukt-Technetiüm-99m-@enorators, das dadurch
gekennzeichnet ist, dass man die wässrige Lösung eines anorganischen Salzes von Spaltprodukt-Molybdän-99, das eine Radionuklidreinheit
von mindestens 99,99 $ besitzt, bei einem PH-Wert von etwa 4 bis etwa 9 mit einem anorganischen Substrat,
das selektiv Molybdationen zurückhält,in einem Behälter
in Berührung bringt.
Vorzugsweise wird als Substrat Aluminiumoxyd oder Zirkoniumoxyd verwendet.
Nach dem erfindungsgemässen' Verfahren wird eine selektive Abtrennung
von Technetium-99m von der radioaktiven Verbindung des Spaltprodukt-IIolybdän-99 mit sehr hohem Wirkungsgrad, d.h.
über 80 #, erreicht. Darüberhinaus ist das erfindungsgemässe
Verfahren leicht reproduzierbar, schnell und einfach durchzuführen, und es vermeidet die Notwendigkeit der Vorbehandlung
und Nachbehandlung des Substrates. Im Gegensatz zu bekannten Generatoren, welche zu ihrer Herstellung gewöhnlich 2 h benötigen,
können die erfindungsgemässen Generatoren bequem in weniger als 5 min hergestellt werden. Barüberhinaus besitzt
die erhaltene Technetium-99m-Lösung, da Spaltprodukt-Molybdän-99
angewandt wird, eine höhere Konzentration als dies bislang möglich war. Vor der Erfindung betrug die erzielte,
höchste Konzentration weniger als 10 mCi/ml. Im Gegensatz dazu kann Technetium-99 aus den erfindungsgemässen Generatoren in
Konzentrationen von 1000 mCi/ml oder höher erhalten werden.
- - 009852/ 1 96/»
Ohne eine verbindliche Theorie für den Mechanismus dieses Ver- -
fahrens geben zu wollen, wird eine kurze Erläuterung der ange- ■ ■
nommenen Vorgänge das Verständnis der Erfindung erleichtern«
Wenn Aluminiuraoxydteilchen in Wasser eingetaucht werden, unterscheiden
sich die elektrischen Oberflächenladungen wegen des Pj1 des Wassers. Im sauren Pjj-Bereich besitzt Aluminiumoxyd
positive elektrische ladungen und kann durch coulomb1sehe Wechselwirkung
negativ geladene !Teilchen anziehen. Im basischen Pjj-Bereich wirkt Aluminiumoxyd als ein Kationenaustauscher, Bei
einem neutralen pH-Wert ist die elektrische Oberflächenladung
neutral, und infolgedessen findet eine Ionenaustauschreaktion
nicht statt. Bei der Adsorption von Molybdat auf Aluminiumoxyd ä
in einem sauren Medium tritt jedoch ein sehr komplexes Adsorptionsgleichgewicht infolge der Polymerisation von Molybdationen
auf. Ein solcher Polymerisationsvorgang erscheint für. die Adsorption
von Mo auf einer positiv geladenen Aluminiumöxydoberflache
sehr günstig. Beispielsweise kann eine aktive Stelle auf einer Aluminiumoxydoberfläche 0,5 Atome Mo bei Pjj » 6 und 2
Atome bei pH « 4,5 adsorbieren. Jedoch ist Aluminiumoxyd
amphoter und unterscheidet sich dadurch von einem gewöhnlichen Ionenaustauscherharz. Daher verliert Aluminiumoxyd die Adsorptionsfähigkeit
für Mo, wenn der p„-Wert seiner Oberfläche seinen isoelektrischen Punkt erreicht. Daher sollte die auf dem
Substrat adsorbierte Molybdänmenge beim isoelektrischen Punkt Null sein. Die Adsorptionskapäzität von Molybdän auf Aluminium- "
oxyd bei verschiedenen pjj-Werten wurde bestimmt. Die experimentellen
Ergebnisse zeigen: (1) die Adsorptionskapazität von Aluminiumoxyd
beträgt 20 mg Mo/g Aluminiumoxyd bei einem niedrigeren Pj1 als 4,5; (2) die Adsorptionskapazität nimmt auf 2 mg Mo/g
bei pH β 4,5 - 5 ab; (3) die Adsorptionskapäzität von 2 ig Mo/g
bleibt bis zu pH « 6,5 bestehen; (4) oberhalb Pjj » 6,5 liefert
das System keinen hohen Trennfaktor, wie 10 , da der isoelektrische
Punkt erreicht ist· Jedoch kanu der pH-Wert der Seladungslöeung
so hohe Werte wie Pg » 9 besitzen. Die Aluminiuraoxyd-
..' säule stellt den pH-Wert automatisch auf neutral ein. Die oben
genannte Feststellung (3) sseigt die äusserst wichtige Tatsache,
< das· beim Beladen von Spaltprodukt- 9Mb auf Aluminiumoxyd bei
- - 0088S2/1884
Pjj » 4 "bis 9» WQ keine Belaaatiiiäg des Stttet^atts erforderlich
ist, ei» ^T^Sc-Ctonosatov boh@P£fctivltät erhalten werden kaim?
welcher-einen frohes* S&enaf&istQX-'besitste Bei p„ unterhalb von
4 ist eine forbehanclliisg UEi Heibehandlung d©a Substrate β
erforderlich.
Durch Ausschaltung der- Substrat behandlung können die ' To-Generatoren
in viel kursieren Weitem hiergeat©llt werden, als
derzeit bekannt ist.
Wie auvor ausgeführt, wird feel ä« ®·££inänngBgemäs Ben Verfahren
Spaltprodukt-f-IolyTadän-sg angewandt, welches ©ine Haäiosiulclidreinheit
von mindeateas 99999 ί>
aufweist· Bi© Bestrahlung von
Verbindungen aur Herstellung von.Spaltprodulct-Holybdän-99 ist
bekannt. Hierbei wird die geeignet© Terbindung in der Bestrählungszone
eines Kernreaktors» feileiieag@nerators oder ©iner
IsotopennetttroneüQ,iieXl© angeordnet. Obwohl eine Yielsafol von
Verbindungen" zur Verwendung in dem-.erfindungsgemässen Verfahren
geeignet sind, iat dl© bevorzugt© Bestealslnagsproba üran-235.
Falls andere Verbindungen vesw@nd©t w©rd©na ist es oft erford
β rl ich, üt® MoljbiasisoBpöJißaij© aaefe äev B©strahlmag ssu isolieren.
Verbindungen* welche'beispielsweise als Quelle für Spaltproduict-Molybdäii»99 vefweadei werde» kSsmen, Bchliessen
unter anderem spaltbare tfoterlaliea, ζ·Β· T$Trni-*>2.3&s Plutonium-239
und dergl. ein·
Anschliessend wird die bestrahlt© Verbiaäung in einem geeig'naten
IfSsungeiaittel aufgelöst, vm& daa Mo wird selektiv ent-=
fernt. Die Arbeitsweisen ssur AiiXldsung unä Isolierung eines
reinen Molybdän-99 in i?orss seines anorganischen- Salzes sind
ebenfalls bekannt.
Das Spaltprodukt-Moljbdän-99 iß Farm eines anorganischen
s.B. HatriuBMolybdatj lalittSBüeljMat^ AßuaoniuininelvMat' und
dergl. wird dann ia eiaor wässrigen Lösung bei eisern pr
von etwa 4 bis etwa 9 aufgelöst» Falls erforderlich kann der
Pjj-Wert auf diesen Bereich ferete Zusats won Säu^e oder Bas©
eingestellt werden. Wenn, da® ftolyMäiss&lg aufgelöst ist,
, " - 0098Β2/19βΑ
BAD ORIGINAL
wird die Lösung dann auf eine das Substrat, vorzugsweise AIumiiiiumoxyd
oder Zirkoniumoxyd, enthaltende Säule gegossen. Vor oder nach der Beladung ist kein Waschen oder keine Behandlung
der Säule erforderlich. ... ■ '*■
Die Säule oder der Generator kann entsprechend den bekannten
Arbeitsweisen hergestellt werden. Falls beispielsweise das Radioisotop für diagnostische Untersuchungen verwendet werden
soll» kann das Substrat in einem sterilen Generator enthalten
sein, z.B. dem in der USA-Patentschrift 3 369 121 beschriebenen Generator. So kann der Generator aus einem hohlen tragbaren
Körper bestehen, der an seiner Ober- und Unterseite mittels durchstechbarer, im Autoklaven behandelbarer VersehlÜs- "
se verschlossen ist, und der ein steriles, nicht-pyrogenes
Substrat enthält, auf welchem Spaltprodukt-Molybdän-99 adsorbiert ist, wobei das Molybdän-99 eine Hadionuklidreinheit von
mindestens 99,99 cß> besitzt. Vorzugsweise ist das Substrat
Aluminiumoxyd oder Zirkoniumoxyd· .
Zur Abtrennung von Technetium-99m τοη seiner radioaktiven Mutter
kann die Säule ader der Generator mit einem Lösungsmittel eluiert werden. Als Lösungsmittel kann z«B· isotonische,
sterile Kochsalzlösung, Methyläthylketon, Wasser oder eine verdünnte
anorganische Säure verwendet werden.
Im Gegensatz zu den in der Literatur beschriebenen Arbeiten,
bei welchen wasserhaltiges Zirkoniumoxyd und Aluminiunoxyd verwendet wurden, wurde ganz unerwartet und überraschend gefunden, dass beim Inbe rührungbringen eines anorganischen Substrates»
wie Aluminiumoxyd, mit einer wässrigen Lösung von anorganischem Spaltprodukt-Molybdän-Salz bei ρ-, β 4- bis 9 dieses Substrat selektiv Molybdän adsorbiert, jedoch Technetium nicht zu
adsorbieren scheint. Es ist ebenfalls Überraschend, dass:
(a) die Beladungskapazität des Systems derart ist, dass äquivalente
Mengen von technetium als Ausbeute erhalten werden, venn physiologische Kochsalzlösung angewandt wird;
009852/1964
(t>) die das Technetiumprodukt enthaltende Kochsalzlösung unerwarteterweise
niedrigere Elementverunreinigungen infolge
des Molybdän-adsorbierenden Substrates aufweist;.
(c) die Kochsalzlösung nennenswert mehr Technetium und weniger
Molybdän enthält, als bislang bekannte, vergleichbare Systeme; und
(d) das Substrat keine Vor- oder Nachbehandlung erfordert.
Die Erfindung betrifft ferner die Verwendung des Rechnetium-99m-Generators
zur Herstellung von radioaktivem Technetium« Zu diesem Zweck kann man das Technetium-99m in der Säule oder dem
ng QQm
Behälter, welcher Mo-■ Tc~Aktivität enthält„ wie dieses gebildet
wird, mit einer sauren, neutralen oder basischen Lösung herauslösen. Die besten Ergebnisse werden erzielt, wenn das
System mit 4 ccm-Anteilen isotonischer Kochsalzlösungen eluiert
wird. Hierbei wird das Substrat mit dem gewünschten Volumen der Salzlösung in Berührung gebracht und der flüssige Anteil gesammelt.
Wie zuvor erläutert, liefert das erfindungsgemässe Verfahren
eine einfache Methode· zur Herstellung von Techne.tium-99m mit
hohem Wirkungsgrad. Nach diesem Verfahren kann die Gewinnung von Technetium-99m mit isotonischer Kochsalzlösung mit Wirkungsgraden
von 95 fo und höher über einen Pu-Bereich von etwa
4,0 bis etwa 7,0 ohne nennenswerte Auflösung des Substrates oder Entfernung von irgendwelchem Molybdän von dem Substrat
durchgeführt werden.
Ein weiterer, für das erfindungsgemässe Verfahren eharakteristischer
Vorteil besteht darin, dass das Substrat und/oder das gesamte Elutionssystem sterilisiert werden kann, z.B. durch Behandlung
im Autoklaven bei den normalerweise vorgeschriebenen Temperaturen und Drücken. .
Die radiometrische Analyse des eluierten Technetium~99m zeigt, dass es bis zu 95 i° des verfügbaren Technetium-99m enthält,
und dass die Radionuklidreinheit grosser als 99,99 i°
009852/1964
ist. Die Verunreinigung an Gesamtmetallelementen beträgt weniger
als 1 ppm (Teile/Million) wie durch Emissionsspekroskopie
bestimmt wurde".
Das Substrat und/oder das gesamte Elutionssystem kann mittels
annehmbarer Autoklaven-Arbeitsweisen ohne Herabsetzung der
Radionuklidreinheit und ohne Steigerung von Metallelement-Yerunreinigungen
sterilisiert werden. .
Die folgenden Beispiele erläutern die Erfindung.
Beispiel 1 · ",: - (
5 g Uranoxyd (natürliches Uran) wurden in einem Kernreaktor
13 -
15 min bei einem neutronenfluss von 10 ^ bestrahlt. Die Bestrahlungsprobe wurde in 50 ecm 3 tigern H2O2 und 8 ecm konzentrierter
H2SO^ aufgelöst. Nach der Auflösung wurden 50 ecm
6 #ige H0SOx hinzugefügt. Die Probenlösung wurde durch eine '
99 ' ' ■'/
Mo-Adsorptionssäule (1 cm χ 5 cm), welche 2 ecm silberbedeckte
Holzkohle (Korngrösse 0,84 - 0,30 mm) und 2 ecm Holzkohle
enthielt, geschickt. Die Säule wurde nacheinander mit 60 ecm
verdünnter Schwefelsäure und 60 ecm Wasser gewaschen. Das in
qq <=>
der Säule zurückgehaltene -.Mo wurde mit 40 ecm heisser 0,2-M
NaOH eluiert. Das Elutionsmittel wurde durch eine weitere Reinigungssäule,
welehe 2 ecm silberbeöchichteter Holzkohle im ~'~ i
oberen Teil der Säule und 2 ecm Zirkoniumphosphat im Unterteil
99
enthielt, geschickt. Zu der so erhaltenen Lösung des Mo-Produktes wurden 5 ecm -l-j£ NaCl - 1-M HOl zugesetzt, um die
99
Mo-Lösung zu einer isotonischen Salzlösung umzuwandeln·
Mo-Lösung zu einer isotonischen Salzlösung umzuwandeln·
Die Lösung enthielt etwa 1 mCi ^Mo. Zu der isotonisch, nach
QQ
der oben angegebenen Methode erhaltenen "Mo-Salzlösung wurden
2 mg nicht radioaktiver Mo-Träger in Form von
0Q9S52/T964
Natriummolybdat hinzugefügt.-Sie'Probenlösung wurde durch
eine Aluminiumoxydsäule (Fabrikat Woelm; Ο,β χ 5 cm)
geschickt. Die Adsorption von 77Mo betrug
> 99?999 %. Das ""mTc wurde nach der Ansammlung in der Säule mit 10 ecm
isotonischer Salzlösung eluiert und zu
> 90 % gewonnen. Der "%0-Gehalt im ""^Tc-Elemesit lag in der Größenordnung
von 10*" %.' Keine anderen radioaktiven Verunreinigungen
wurden festgestellt, sowohl mittels eines Ge(Li)- als auch eines NaJ( 5Dl) -Kristails s der mit eimern Gamma strahlungsanalysator
gekuppelt war«,. Der Aluminiumoajyd-Durchbruch
im ""^c-Eluat war sehr klein» Zi ppm« Der Gesamtgehalt
an Schwermetall en betrug < 1 ppm«,
Beispiel 2 · ' ■. .
2 Ci Spaltprodukt- -%o ifurden in 10 ecm isotonischer Salzlösung
aufgelöst. Die Probenlösung wurde durch eine Aluminiumoxydkolonne (Fabrikat Woelmj 1 cm 0 χ 2 cm Höh©) geschickt.
Die Adsorption von 3^o betrug
> 99 »995 %· Si© Gewinnung von
"^0Tc betrug>
90 % in 4 ecm isotonischer Salzlösung. Der
"^Mo-Durchbruch lag in der Größenordnung von 10 %. Die
Konzentration des eluierten Technetium~99Bi war höher als
400 mCi/ml. - - ·
In der folgenden Tabelle I ist ein Vergleich eines nach dem erfindungsgemäßen Verfahren hergestellten Generators mit
einem entsprechend der USA-Patentschrift 5 3B2 152 hergestellten
Generator gegeben«
009852/1964
- ii -
Vergleich des Spaltprodukt-Technetium-99m-Genera'fcors
dem bekannten Generator
Beschreibung
bekannter Generator
Spaltprodukt-Technetium-99m-Generator
für die Adsorptionsund die Waschstufen
erforderliche Zeit
erforderliche Zeit
Menge der beladbaren
Radioaktivität
Radioaktivität
Mindestgröße des Generators
°°mTc-Gewinnung
Typischer
Durchbruch
Durchbruch
>2 h
<2 Ci
2 cm 0 4. cm Höhe
40 bis 90 % in 50 ml isotonischer
Salzlösung
>100 Ci
0,6 cm 0 1 cm Höhe
> 90 % in 4 ml
isotonischer Salzlösung
Aus den oben angegebenen Werten ist ersichtlich, daß der Spaltprodukt-Generator schnell hergestellt werden kann,
eine geringere 'Größe besitzt und dennoch eine höhere Aktivität enthält. Barüberhinaus kann Technetium-99m bei
einem geringeren Molybdän-99-Durchbruch gewonnen werden.
.
-Pat ent ansprüche-
009852/1964
Claims (4)
1. Verfahren, zur Herstellung eines Spaltprodukt-Technetium-99m-Generators,
dad urch-ge kennzeichnet,
dass man die wässrige Lösung eines anorganischen Salzee von Spaltprodukt-Molybdän-99, das eine Radionuklidreinheit von
mindestens 99,99 cß>
besitzt, bei einem p„-Wert von etwa 4 tes
etwa 9 mit einem anorganischen Substrat, das selektiv Molybdationen
zurückhält, in einem Behälter in Berührung bringt*
2. Verfahren nach Anspruch lf dadurch gekenn-ζ
ei chnet, dass man als Substrat Aluminiumoxyd verwendet.
3« Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass man als Substrat Zirkoniuraoxyd verwendet.
4. Verwendung des Spaltprodukt~Technetium-99m'"Generato*>s nach
Anspruch 1 bis 3 zum Herstellen von Technetium-99m durch Eluieren
des Generators mit einem Lösungsmittel.
000852/1964
BAD ORIGINAL
BAD ORIGINAL
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US83521069A | 1969-06-20 | 1969-06-20 | |
US83521069 | 1969-06-20 |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
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DE2030102A1 true DE2030102A1 (de) | 1970-12-23 |
DE2030102B2 DE2030102B2 (de) | 1976-08-19 |
DE2030102C3 DE2030102C3 (de) | 1977-04-07 |
Family
ID=
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3100365A1 (de) * | 1980-01-09 | 1981-12-17 | Byk-Mallinckrodt Cil B.V., Petten | Verfahren zur herstellung einer ein radioisotop enthaltenden fluessigkeit |
CN109701482A (zh) * | 2018-12-27 | 2019-05-03 | 成都欣科医药有限公司 | 裂变型锝[99mTc]发生器用吸附剂γ-氧化铝的制备工艺 |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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DE3100365A1 (de) * | 1980-01-09 | 1981-12-17 | Byk-Mallinckrodt Cil B.V., Petten | Verfahren zur herstellung einer ein radioisotop enthaltenden fluessigkeit |
DK154370B (da) * | 1980-01-09 | 1988-11-07 | Mallinckrodt Diagnostica Bv | Fremstilling af radioisotoper |
CN109701482A (zh) * | 2018-12-27 | 2019-05-03 | 成都欣科医药有限公司 | 裂变型锝[99mTc]发生器用吸附剂γ-氧化铝的制备工艺 |
CN109701482B (zh) * | 2018-12-27 | 2021-08-06 | 成都欣科医药有限公司 | 裂变型锝[99mTc]发生器用吸附剂γ-氧化铝的制备工艺 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2046951B1 (de) | 1974-09-06 |
DE2030102B2 (de) | 1976-08-19 |
IL34751A (en) | 1973-10-25 |
JPS5132799B1 (de) | 1976-09-14 |
NL7008953A (de) | 1970-12-22 |
JPS5250360B1 (de) | 1977-12-23 |
BE752201A (fr) | 1970-12-18 |
FR2046951A1 (de) | 1971-03-12 |
IL34751A0 (en) | 1970-08-19 |
GB1265769A (de) | 1972-03-08 |
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Date | Code | Title | Description |
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C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) | ||
E77 | Valid patent as to the heymanns-index 1977 | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |