DE2213137A1

DE2213137A1 - Verfahren zum Wiederbeladen eines Technetium-99m-Generators

Info

Publication number: DE2213137A1
Application number: DE19722213137
Authority: DE
Inventors: Dean Bonner Ramsey N.J.; McGovern James Joseph Monroe N.Y.; Holzgraf (V.St.A.). G21c 19-00
Original assignee: Union Carbide Corp
Current assignee: Union Carbide Corp
Priority date: 1971-03-18
Filing date: 1972-03-17
Publication date: 1972-12-14
Also published as: FR2130423B1; IL38996A0; CA958225A; BE780902A; JPS5025119B1; NL7203621A; GB1388565A; IL38996A; FR2130423A1

Description

" Verfahren zum Wiederbeladen eines Technetiuitt-99ni-Geherators ■" Priorität: 18. März 1971, V.St.A., Nr. 125 862

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Wiederbeladen eines Technetium-99m-Generators, welcher zur Gewinnung von Technetium-99m wiederholt wiederbeladen werden kann. Weiterhin betrifft die Erfindung ein Verfahren, um die Bildung von radioaktivem Abfall bzw. Müll auf ein Minimum herabzusetzen.

Neuere medizinische Untersuchungen haben gezeigt, daß Techne-τ tium-99m ein besonders nützliches Hilfsmittel für diagnostische Zwecke darstellt. Hochreines Technetiuni-99m wird hauptsächlich als Radioisotop.) bei der medizinischen Forschung und Diagnose verwendet. Zum Abtasten von Leber, Lunge, Blutansarnmlungen und Tumoren ist es sehr geeigne't; es wird anderen radiaktiven Isotopen wegen seiner kurzen Halbwertszeit vorgezogen, welche eine ''verminderte otrahlungsexposition der Organe zur Folge hat. Neben den medizinischen Anwendungen kann Technetium-99m auch für industrielle Zwecke eingesetzt -v/erden, beispielsweise zur Mes-

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sung von Stromungsgeschv/xndigkeiten, bei der Verfahrenssteuerung und in der Radiometrie. Da das einzusetzende Radioisotop eine solche kurze Halbwertszeit besitzt, ist es üblich geworden, an das Krankenhaus oder den Industrieabnehmer das Mutterelement zu versenden, in diesem Falle radioaktives Molybdän-99> welches auf einem geeigneten Träger, wie Aluminiumoxid, absorbiert ist. Bei der Benutzung wird das Technetium-99m aus dem Molybdän-99 je nach Bedarf extrahiert.

Der erste Technetium-99m-Generator v/urde im Brookhaven National Laboratory entwickelt. Hierzu v/urde Uran in e^nein Reaktor bestrahlt, und das durch Kernspaltung erzeugte radioaktive Molybdän v/urde durch Chromatographie an Aluminiumoxid abgetrennt. Das gereinigte Molybdän wurde auf einer Aluminiumoxidsäule aus einem sauren Medium adsorbiert, und das auf der Säule befindliche Technetium-99m v/urde mittels verdünnter Chlorwasserstoffsäure gewonnen. Diese Verfahrensweise ist jedoch für diagnostische Zwecke ungeeignet, da die Radionuklidreinhe.it der Technetium-99m-Lösung aus der "Brookhaven"-Säule für medizinische Zwecke als nicht ausreichend hoch angesehen wurde. Sie enthielt nämlich beträchtliche Mengen an Verunreinigungen von Radioisotopen, v/ie Jod und Ruthen.

In der USA.-Patentschrift 3 382 152 ist ein Generator be.schric-' ben, bei welchem reaktorbestrahltes Molybdän anatolle de.¹¹. Urantargets verwendet wird.

Bei der Bestrahlung von Molybdän in einem Reaklor wird durch die (η, γ)-Reaktion Holybdüri-99 mit hohor Rad.LonuUüidrornlio.i.t erhalten. Darüber hinaus ist die chemische Vorarbeitung (U;.·;

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bestrahlten Targets einfach. Diese Arbeitsweise wird derzeit von den Herstellern von Radiopharmazeutika in großem Maßstab angewandt.

Bei dieser Bestrahlung wird jedoch nur ein äußerst kleiner Anteil in radioaktives Molybdän-99 umgewandelt. Daher ist die spezifische Aktivität des Molybdäns, d.h. das Verhältnis der Aktivität zu dem Gesamtgewicht von elementarem Molybdän, gering. In der Praxis beladen die Hersteller von Technetium-99m-Generatoren die Säule üblicherweise mit einer solchen Menge von radioaktivem Molybdän, daß die gewünschte Aktivität sicher vorhanden ist. Jedoch wird diese Menge durch die aktiven Adsorptionsstellen auf dem Substrat in der Säule begrenzt. In der Praxis werden die aktiven Adsorptionsstellen auf Aluminiumoxid tatsächlich durch inaktives Molybdän verbraucht, oft in einem Ausmaß, daß kein weiteres Molybdän adsorbiert werden kann.

Bei Verwendung von reaktorbestrahltem Molybdän weisen die Generatoren ferner den Nachteil auf, daß sie als radioaktiver Müll beseitigt werden müssen. Während Molybdän eine relativ kurze Halbwertszeit besitzt, erfordern andere, durch die Bestrahlung gebildete, auf der Säule vorliegende Isotope die Beseitigung der verbrauchten Generatoren gemäß den entsprechenden gesetzlichen Bestimmungen.

Ein weiteres Verfahren zur Herstellung eines Spaltprodukt-Tccbnetiumgenerators liefert ein für diagnostische Zwecke -sehr 'gut geeignetes Produkt. Dieses in der belgischen Patentschrift 7L>2 201 beschriebene Verfahren umfaßt folgende Stufen:

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„ /j. „

(a) Auflösung eines anorganischen Salzes von Spaltproduktmolybdän-99 mit einer Radionuklidreinheit von wenigstens 99,99 % in einer wäßrigen Lösung bei einem p^-Wert von etwa 4-9» (b) Inberührungbringen einer ein anorganisches Substrat enthaltenden Säule, welche Molybdationen selektiv zurückhält, mit dieser Lösung,und (c) selektive Elution der beladenen Säule mit einem Lösungsmittel zur Abtrennung des Technetium-99m von dem auf dem Substrat abgelagerten, radioaktiven Muttermolybdän-99. Dieses Verfahren gewährleistet eine sehr gute selektive Trennung von Technetium-99m von der radioaktiven Spaltproduktmolybdän-99-verbindung,- . d.h. bis über 80 %. Im Gegensatz zu bekannten Generatoren, deren Herstellung üblicherweise mindestens zwei Stunden benötigt, können die Generatoren des Spaltproduktes leicht in weniger als 5 Minuten hergestellt werden. Da außerdem Spaltproduktmolybdän-99 verwendet wird, besitzt die erhaltene Technetium-99m-Lösung eine größere Konzentration als dies bislang möglich war. Beispielsweise kann Technetium-99m aus den beschriebenen Generatoren in hohen Konzentrationen, z.B. 1000 mCi/ml oder höher, erhalten werden.

Bis jetzt war es jedoch üblich, jedem Abnehmer zusätzlich zu der für die Elution des Technetium-99m-Radioisotops erforderlichen Ausrüstung eine neue Säule zu liefern. Dies erforderte eine neue molybdänbeladene Säule und die notwendige Bleiabschirmung zum Zurückhalten der radioaktiven Strahlung. Diese Generatorsysteme konnten jedoch nur mit staatlicher Genehmigung verkauft werden.

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Wenn die Aktivität des Molybdän-99 unter einen bestimmten Wert absinkt, ist es für diagnostische oder industrielle Anwendungszwecke nicht langer brauchbar. Wie jedoch zuvor beschrieben, kann eine ein Isotop mit viel längerer Halbwertszeit als Molybdän enthaltende Säule nicht beseitigt werden, ohne die üblichen Vorsichtsmaßnahmen gegen radioaktive Strahlung zu treffen. In den meisten Fällen, insbesondere für diagnostische Zwecke, bei denen Generatorsysteme routinemäßig geliefert v/erden, müssen die Vorgänge bei der Handhabung und Beseitigung der Säulen sorgfältig kontrolliert werden.

Aufgabe der Erfindung ist es, ein Verfahren zum Wiederbeladen eines Technetium-99m-Generators zu schaffen, bei welchem viele der zuvor bekannten Schwierigkeiten und Nachteile auf ein Minimum herabgesetzt oder vollständig beseitigt werden. Weiterhin ist es Aufgabe der Erfindung, ein Wiederbeladungssystem zu schaffen, bei welchem Spaltproduktmolybdän-99 auf einer abgefallenen Generatorsäule, d.h. einer Säule, bei v/elcher die Menge an Radioaktivität des Technetiums für diagnostische Zwekke nicht geeignet ist, absorbiert werden kann, wobei ein System geliefert wird, welches die Ansammlung von abgefallenen, immer noch gefährliche Mengen von Radioaktivität aussendenden Säulen auf ein Minimum herabsetzt, und ein Verfahren zu entwickeln, bei weichern der Abnehmer lediglich mit zusätzlichen Mengen des Mutterisotops beliefert werden muß und wobei Lieferanten ohne Notwendigkeit einer staatlichen Genehmigung den Abnehmer mit der gesamten erforderlichen Hilfsausrüstung mit Ausnahme des Radioisotops selbst beliefern können„

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Die.erfindungsgemäße Aufgabe wird durch ein Verfahren zum Vfiederbeladen eines Technetium-99m-Generators mit Spaltproduktmolybdän-99 gelöst, das sich dadurch auszeichnet, daß man das in dem Generator enthaltene anorganische Substrat ohne eine vorherige Säurebehandlung mit einer wäßrigen Lösung eines anorganischen Salzes von Spaltproduktmolybdän-99 bei einem p^-Wert von etwa 4 bis etwa 9, v/obei das Molybdän-99 eine Radionuklidreinheit von wenigstens 99,99 Prozent besitzt, unter Herstellung eines ohne V/a sehen der Substrate elutionsbereiten Generators in Kontakt bringt.

Das erfindungsgemäße Verfahren liefert eine einfache und wirksame Methode zum Wiederbeladen·von bereits vorhandenen Generatorsystemen, welche kein Technetiuin-99m der gewünschten Radioaktivität mehr erzeugen. Mit Hilfe des erfindungsgemäßen Verfahrens können nicht nur Generatoren wiederverwendet v/erden, sondern es wird auch die Ansammlung von alten Generatoren, die gefährliche Mengen an Radioaktivität aussenden, auf ein Minimum herabgesetzt. Darüber hinaus ist es möglich, einen großen Teil der Hilfsausrüstung wieder zu verwenden und den Abnehmer lediglich mit einer Lösung von Spaltproduktmolybdän-99 zum Wiederbeladen seines Generators zu versorgen. Da Spaltproduktmol3'-bdän-99 üblicherweise eine hohe spezifische Aktivität pro Einheitsvolumen besitzt, sind die an den Abnehmer verschickten Materialmengen im Vergleich zu den derzeit im Handel erhältlichen Generatorsystemen klein.

Es wurde gefunden, daß Generatoren in der Praxis seclu, aal oder öfter ohne irgendwelche Nachteile hinsichtlich dor Radionuklidreinheit und des Molybdändurchbruchs wiederbeladen werden

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können. Die einzige Aufgabe des Abnehmers besteht darin, das Substrat mit einem frischen Vorrat einer wäßrigen Lösung eines anorganischen Salzes von Spaltproduktmolybdän in Kontakt zu bringen. Wegen seiner hohen spezifischen Aktivität ist ein relativ kleines Volumen der Radioisotop enthaltenden Flüssigkeit · erforderlich, die dem Abnehmer in vorbestimmten Zeitabschnitten geliefert werden kann.

Ein weiteres vorteilhaftes Merkmal des erfindungsgemäßen Verfahrens liegt darin, daß die das Molybdän-99 enthaltende Lösung sterilisiert werden kann, z.B. durch Erhitzen im Autoklaven bei den normalerweise vorgeschriebenen Temperaturen und Drücken und Wiederbeladen des Generators unter sterilen Bedingungen. . .

Die radiometrische Analyse des aus mehrere Male wiederbeladenen Generatoren eluierten Technetium-99m ergab, daß dieses bis zu 95 Prozent des verfügbaren Technetium-99m enthielt, und daß die Radionuklidreinheit größer als 99,99 Prozent war. Die Gesamtverunreinigung an metallischen Elementen betrug weniger als 1 Teil pro Million, wie durch Emissionsspektralanalyse nachgewiesen wurde.

Wie zuvor beschrieben, verwendet das erfindungsgemäße Verfahren Spaltproduktmolybdän-99, welches eine Radionuklidreinheit von v/enigstens 99,99 Prozent besitzt. Die Bestrahlung von Verbindungen zur Herstellung von Spaltproduktmolybdän-99 ist eine an sich bekannte Arbeitsweise; sie kann durchgeführt werden, indem die geeignete Verbindung in der Bestrahlungszone eines Kernreaktors, Teilchengenerators oder einer Isotopenneutronenquelle

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angeordnet wird. Obwohl eine Vielzahl von Verbindungen bei der Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens geeignet ist, besteht das bevorzugte Target aus Uran-235. Im Falle der Verwendung anderer Verbindungen ist es pft erforderlich, die Molybdänkomponente nach der Bestrahlung zu isolieren. Beispiele für Verbindungen, die als Quelle für Spaltproduktmolybdän-99 verwendet werden können, sind u. a. spaltbare Materialien, wie Uran-238 und Plutonium-239.

Danach wird die bestrahlte Verbindung in einem geeigneten Lösungsmittel aufgelöst, und das Molybdän-99 wird selektiv entfernt. Die Arbeitsweisen zur Auflösung und Isolierung von reinem Molybdän-99 in Form eines anorganischen Salzes sind an sich bekannt.

Das Spaltproduktmolybdän-99 in Form eines anorganischen Salzes, wie des Natriummolybdates, Kaliummolybdates oder Ammoniummplybdates, wird dann in einer wäßrigen Lösung bei einem pjr-V/ert von etwa 4 bis etwa 9 aufgelöst. Gegebenenfalls kann der Pu-Wert durch Zugabe von Säure oder Lauge auf diesen Bereich eingestellt werden. Die Lösung ist dann zum V/iederbeladen eines Generators fertig. Vor oder nach dem Beladen ist kein Waschen · oder eine andere Behandlung der Säule erforderlich.

Die Säule oder der Generator kann nach an sich bekannten Methoden hergestellt v/erden. Falls das Radioisotop für diagnostische Untersuchungen eingesetzt werden soll, kann das Substrat in einem sterilen Generator enthalten sein, wie er beispielsweise in der USA.-Patentschrift 3 369 121 beschrieben ist.

Die Beispiele erläutern die Erfindung,

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Beispiel 1

5 g Uranoxid (natürliches Uran) wurden in einem Kernreaktor

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15 Minuten bei einem Neutronenfluß von 10 bestrahlt. Das Target wurde in 50 ml 3prozentigem HUOp und 8 ml konzentrierter HpSO^ aufgelöst. Nach dem Auflösen wurden 50 ml öprozentige HpSO^ hinzugegeben. Die Probenlösung wurde durch eine

^Mo-Adsorptionssäule (1 cm χ 5 cm) geschickt, welche 2 ml silberbeschichtete Holzkohle (Korngröße 0,85 - 0,3 mm) und 2 ml Holzkohle enthielt. Die Säule wurde nacheinander mit 60 ml verdünnter Schwefelsäure und 60 ml Wasser gev/aschen. Das in der

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Säule zurückgehalten Mo wurde mit 40 ml heißer 0,2M NaOH eluiert. Das Elutionsmittel wurde durch eine weitere Reinigungssäule geleitet, welche 2 ml silberbeschichtete Holzkohle im oberen Teil der Säule und 2 ml Zirkoniumphosphat im,unteren

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Teil enthielt. Zu der so erhaltenen ^Mo-Produktlösung wurde

og
Salzsäure hinzugegeben, um die Mo-Lösung auf einen p^-Wert zwischen 5 und 7 einzustellen. Die Lösung enthielt etwa

QQ

ImCi Mo. Zu der nach der vorstehend beschriebenen Arbeitsweise QQ

erhaltenen Mo-Lösung wurden 2 mg nicht radioaktiver Mo-Träger in Form von Natriummolybdat hinzugegeben. Die Probenlösung wurde durch eine Aluminiumoxidsäule (0,6 χ 3 cm) geschickt. Die Ad-

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sorption von Mo lag >99,999 Prozent. Nach dem Ansammeln des

Tc in der Säule wurde dieses mit 10 ml isotonischer Salzlösung eluiert, wobei mehr als 90 Prozent gewonnen wurden. Der

Mo-Gehalt im Tc^m-Element lag in der Größenordnung von 10" Prozent. Mittels eines Ge (Li)- oder eines NaJ(Tl)-Kristalls, der mit einem Gamma-Strahlungsanalysator verbunden war, wurden andere radioaktive Verunreinigungen nicht festge-

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QQ m

stellt. Der Aluminiumoxiddurchbruch in dem Tc -Elutionsmittel war sehr gering, er betrug ^1 ppm. Der Gesamtgehalt an Schwermetallen lag <1 ppm.

Beispiel 2

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2 Ci Spaltprodukt- Mo in einer wäßrigen Lösung mit einem p_H~ Wert von 5 bis 6 wurden durch eine Aluminiumoxidsäule (Durchmesser 1 cm χ Höhe 2 cm) geschickt. Die Adsorption des Mo betrug >99,995 Prozent. Die Gewinnung von ^yTc^m in 4 ml

QQ

isotonischer Salzlösung betrug >90 Prozent. Der Mo-Durchbruch

-4

lag in der Größenordnung von 10 ' Prozent. Die Konzentration des eluierten Technetium-99m war größer als 400 mCi/ml.

In der Tabelle ist ein nach dem erfindungsgemäßen Verfahren hergestellter Generator.mit einem entsprechend dem Verfahren der USA.-Patentschrift 3 382 152 hergestellten Generator verglichen.

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Tabelle .

Vergleich des Spaltprodukttechnetium-99m~ Generators mit dem bekannten Generator

Eigenschaft

bekannter Generator

Spaltprodukt-

technetium-99fli-

Generator

für Adsorptionsund Waschstufe erforderliche Zeit

Menge an aufladbarer Radioaktivität

Minimale Größe des Generators

QO

Typischer ^{J J}Yio-Durchbruch

> 2 Stunden

< 2 Ci

2 cm Durchmesser

4 cm Höhe

Minuten

>100 Ci

0,6 cm Durchmesser

1 cm Höhe

40 bis 90 % in > 90 % in 4 ml iso-30 ml isotoni- tonischer Salzlöscher Salzlösung sung

Aus den oben aufgeführten Vierten ergibt sich, daß der.Spaltproduktgenerator rasch hergestellt werden kann, von kleinerer Große ist und dennoch eine höhere Aktivität enthält. Darüber hinaus kann Technetium-99m mit geringerem Molybdän-99-Durchbruch gewonnen werden.

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Beispiel 3 Unter Verwendung von saurem Aluminiumoxid als Substrat wurde ein Generator hergestellt. Das Aluminiumoxid wurde mit einer

(Staub) Salzlösung zur Entfernung der feinen Anteile/gewaschen. Danach wurden 5,2 ml einer Natriumhydroxidlösung, welche 1125 mCi Spaltproduktmolybdän-99 enthielten, mit Salzsäure auf einen ρ..-Wert von 4 bis 7 eingestellt und auf die Aluminiumoxidsäule gegeben. Die beladene Säule wurde verschlossen und im Autoklaven sterilisiert. Danach wurde Technetium-99m aus der Säule eluiert. Nach dem Zerfall der Technetium-99m-Aktivität wurde der Generator insgesamt dreimal mit Spaltproduktmolybdän wiederbeladen. Eine Vorbehandlung der Säule wurde nicht durchgeführt. Wiederholte Elutionen nach jeder V/iederbeladung ergaben durchwegs Ausbeuten im Bereich von 70 bis 85 Prozent. Das Produkt hatte eine Radionuklidreinheit von wenigstens 99,99 Prozent und eine Verunreinigung an Metallelementen von weniger als 1 ppm.

Bei'spiel. 4

Es wurde ein im Handel erhältliches 200 mCi Technetium-99m-Generatorsystem mehrere Male zur Gewinnung des Radioisotops eluiert. Nach einer Zeitspanne von mehreren Tagen wurde der Generator durch Zugabe von 0,7 ml einer Natriumchloridlösung von Spaltproduktmolybdän-99 wiederbeladen. Eine Vorbehandlung der Säule wurde nicht durchgeführt. Es wurde berechnet, daß 256 mCi zu dem Generator hinzugesetzt wurden.

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Wiederholte Elutionen ergaben durchschnittliche Ausbeuten von 78 bis 88 Prozent. Der gleiche Generator wurde weitere dreimal wiederbeladen, wobei 'gleiche Ausbeuten erhalten wurden. Die eluierte Technetiuin-99m-Lösung war äußerst rein und für diagnostische Testzwecke geeignet.

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Claims

Patentansprüche

IJ Verfahren zum Wiederbeladen eines Technetium-99m-Generators mit Spaltproduktmolybdän-99, dadurch gekennzeichnet, daß man das in dem Generator enthaltene anorganische Substrat ohne eine vorherige Säurebehandlung mit einer v/äßrigen Lösung eines anorganischen Salzes von Spaltproduktmolybdän-99 bei einem ρττ-Wert von etwa 4 bis etv/a 9, wobei das Molybdän-99 eine Radionuklidreinheit von wenigstens 99,99 Prozent besitzt, unter Herstellung eines ohne Waschen des Substrates elu+.i r,r\°>bereiten Generators in Kontakt bringt.
2. Verfahren nach Anspruch 1,, dadurch gekennzeichnet, daß man als Substrat Aluminiumoxid verwendet.
3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß man als Substrat Zirkoniumoxid verwendet.
4. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß man als wäßrige Lösung eine Natriumchloridlösung von Spaltproduktmolybdän-99 verwendet.

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