DE2405765C2 - Verfahren zur Gewinnung von hoch 99m Tc enthaltender Flüssigkeit - Google Patents

Verfahren zur Gewinnung von hoch 99m Tc enthaltender Flüssigkeit

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Description

25
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Gewinnung von 99"Tc enthaltender Flüssigkeit durch Elution von an einer Al2O3-Schicht a!s Molybdat absorbiertem 99111Mo.
Ein solches Verfahren ist aus der NL-AS 71 02 716 bekannt
Das Radioisotop MmTc ftf wegen der erzeugten y-Strahlung und der kurzen Halbwertszeit für die Anwendung in der Heilkunde für-diagnostische Zwecke geeignet Dabei kann das radioaktive Technetiumisotop für diese Zwecke, aber auch zur radioaktiven Markierung anderer Stoffe, wie Eiweiße und Schwefelkolloide, verwendet werden. Das """Tc-Isotop wird durch radioaktiven Zerfall von 9901Mo erhalten, welches -to letztere Isotop nachstehend als Mutterisotop bezeichnet wird.
Üblicherweise erzeugt man ""1Tc mit Hilfe eip.es Isotopengenerators mit einem mit einer Einströmungsund einer Ausströmungsöffnung versehenen Behälter, in dem ein Trägermaterial oder Absorptionsmittel für das Mutterisotop vorhanden ist.
Bei Anwendung eines solchen Generators wird auf der Oberseite über die Einströmungsöffnung eine Waschflüssigkeit oder ein Eluens eingelassen. Die so Waschflüssigkeit durchfließt dann das Trägermaterial und führt dabei in dem Trägermaterial vorhandene Menge an Tochterisotop mit sich. Die auf diese Weise mit Tochterisotop (99111Tc) versehene Waschflüssigkeit verläßt den Generator auf der Unterseite über die Ausströmungsöffnung und wird in einem Auffangsgefäß gesammelt, das vorzugsweise mit der Ausströmungsöffnung in Verbindung steht. Die aufgefangene, WmTc enthaltende Flüssigkeit wird auch als Eluat bezeichnet. Der ganze Vorgang der Einführung von Waschflüssigkeit und des Auffangens von Eluat wird vom Fachmann als »Melken« bezeichnet und ist auch unter der Bezeichnung »Elutionsvorgang« bekannt. Die Wahl des Trägermaterials, die Wahl der chemischen Formulierung des Mutterisotops und des Tochterisotops sowie &5 die Wahl der Waschflüssigkeit müssen derart aufeinander abgestimmt werden, daß beim Eluieren lediglich das Tochterisotop von der Waschflüssigkeit mitgeführt wird und das Mutterisotop nicht oder nahezu nicht durch das Eluat hindurch verschoben wird. Bei einem aus der NL-AS 71 02 716 bekannten ""Tc-Isotopengenerator wird Al2O3 als Trägermaterial bzw. Absorptionsmittel verwendet Das Mutterisotop wird als ein Molybdat z. B. ein Alkalimetallmolybdat, auf das Al2O:rTrägermaterial aufgebracht Das durch radioaktiven Zerfall des Mutterisotops erhaltene ""Tc-Isotop befindet sich dabei in der Pertechnetatform. Als Waschflüssigkeit wird in den meisten Fällen eine physiologische Salzlösung verwendet
Der Wirkungsgrad bei dem Verfahren mit Hilfe des bekannten Generators, d. h. das Verhältnis zwischen der bei einem Elutionsvorgang erhaltenen Menge an ""Tc und der im Trägermaterial vorhandenen Menge"mTc ist oft sehr niedrig und schwankt außerdem stark. Dies trifft vor allem zu, wenn verhältnismäßig große Mengen an 99111Mo und 99111Tc vorhanden sind. Um diesen Nachteil zu beseitigen, ist es nach der vorgenannten Patentanmeldung erwünscht, das Trägermaterial, nachdem das Mutterisotop aufgebracht ist, mit einem Oxidationsmittel zu behandein, das fest an das Trägermaterial gebunden wird. Als Beispiele geeigneter Oxidationsmittel sind Chromate und Bichromate erwähnt
Versuche haben ergeben, daß der mittlere Wirkungsgrad eines """Tc-Generators durch Anwendung der in ' der vorerwähnten Patentanmeldung angegebenen Maßnahme auf gut 80% erhöht werden konnte. Zum Erhalten von Eluaten mit einer genügend hohen Konzentration an 99111Tc und einem genügend hohen Radioaktivitätspcgel ist außer dem Wirkungsgrad naturgemäß auch die Menge des im Trägermaterial vorhandenen »"Te von Bedeutung. Dies bedeutet, daß eine genügend große Menge an 99111Mo in Form von Molybdat auf das Trägermaterial aufgebracht werden können muß. Bisher wurde das AbOrTrägermaterial zum Erhalten eines befriedigenden Absorptionsgrades in bezug auf MmMo-Molybdat mit einer wäßrigen Lösung einer starken Säure, wie4 N - HNO3, vorbehandelt. Diese Vorbehandlung rust auf und in dem Trägermaterial aktive Stellen hervor, die das anschließend zugesetzte Molybdat binden können. Die notwendige Vorbehandlung weist jedoch den Nachteil auf, daß in dem Trägermaterial Al+ ++-Ionen vorhanden sind, die bei Anwendung des Generators in das Eluat gelangen. So haben Versuche ergeben, daß durchschnittlich 60 bis 100 μg Al+ ++-Ionen in dem Eluat eines MmTc-Generators vorhanden sind. Die AI+ ++- Ionen können bei weiterer Verarbeitung des Eluats, z. B. wenn das Eluat zur radioaktiven Markierung von Schwefelkolloiden verwendet wird, einen besonders störenden Effekt haben. Das Schwefelkolloid wird durch das Vorhandensein von Al+ ++-Ionen verhältnismäßig unstabil sein und leicht ausflocken. Ein weiterer Nachteil der Vorbehandlung besteht darin, daß der pH-Wert der bei Anwendung des Generators erhaltenen Eluate verhältnismäßig iiiedrig ist. Versuche zeigen, daß der pH-Wert zwischen 3,8 und 4,5 variiert. Ein derartiges, sauer reagierendes Eluat kann nicht ohne weiteres bei radiodiagnostischen Untersuchungen Anwendung finden.
Ausgehend vom Stande der Technik und der vorstehend aufgezeigten Problematik liegt der Erfindung die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren der eingangs erwähnten Art dahingehend zu verbessern, daß eine Vorbehandlung des Trägermaterials ohne eine Verschlechterung des Absorptionsgrades für das Molybdat entfallen kann.
Diese Aufgabe wird bei dem eingangs angegebenen Verfahren gemäß der Erfindung dadurch gelöst, daß man in der AfeOa-Schicht AfeOj-Teilchen verwendet, die mindestens zum Teil mit hydratisiertem oder teilweise hydratisiertem Mangandioxid überzogen sind.
Der entscheidende Vorteil des erfindungsgemäßen Verfahrens besteht darin, daß einerseits die speziellen Probleme, die mit der Vorbehandlung des Trägermaterials verknüpft sind, vermieden werden und daß andererseits für das Molybdat ein Absorptionsgrad to erreicht wird, der dem bei dem bekannten Verfahren bzw. in dem bekannten Generator verwendeten Trägermaterial gleich kommt oder ihn sogar übertrifft So wurde mit dem erfindungsgemäß verwendeten Trägermaterial eine Absorptionskapazität von 56,2 mg is Mo in Form von Molybdat pro Gramm Trägermaterial erreicht Mit dem in dem bekannten Generator verwendeten Trägermaterial wurde eine Absorptionskapazität von 553 mg Mo pro Gramm Trägermaterial erreicht Dadurch, daß das Trägermaterial nach der Erfindung nicht mehr mit einer verdünnten starken Säure vorbehandelt zu werden braucht, wird erreicht, daß bei Anwendung des Generators keine Al+ •'+-Ionen mehr in dem Eluat vorkommen. Auch der ph-Wert des Eluats ist sehr günstig und liegt zwischen 6 und 7ß.
Weiter hat es sich gezeigt, daß gemäß der Erfindung vorzügliche Elutionsgrade mit einem mittleren Wert von 84,4% erhalten werden. Auch hat sich herausgestellt, daß Eluate erhalten werden, in denen die Radioaktivität stark konzentriert ist oder mit anderen Worten, in denen eine hohe WmTc-Konzentration vorhanden ist. Um dies zu illustrieren, sei angeführt daß sich aus Versuchen ergeben hat daß bei einem Elutionsvorgang mehr als 95% der insgesamt erhaltenen »"Tc-Radioaktivität in den ersten 10 Millilitern des Eluats vorhanden war. Aus Versuchen mit dem mit Kaliumbichromat versehenen Generator nach der vorerwähnten Patentanmeldung ergab sich, daß mehr als 95% der eluierten Aktivität in den ersten 15 Millilitern des Eluats vorhanden war. Weiter soll in «> Betracht gezogen werden, daß bei dem bekannten Verfahren eine Nachbehandlung des Trägermaterials mit einer Chromat- oder Bichromatlösung siattfinder. muß, nachdem im Generator aktives Material vorhanden ist Eine derartige Nachbehandlung, die eine zusätzliche Manipulation mit radioaktivem Material mit sich bringt, ist erfindungsgemäß entbehrlich.
Weiter sei darauf hingewiesen, daß aus Int Journal of Applied Rad. and Isotopes, 19, S. 164—166 (1968) ein "raTc-Generator bekannt ist in dem ein aus Mangandioxid bestehendes Trägermaterial für das Mutterisotop verwendet wird. Die Absorptionskapazitäi dieses Trägermaterials ist gering und beträgt 5,8 mg Mo pro Gramm Trägermaterial, so daß bei Einsatz dieses bekannten Generators Eluate erhalten werden, die eine geringe MmTc-Konzentration aufweisen und daher für diagnostische Anwendungen weniger geeignet sind. Außerdem werden bei Elution mit einer physiologischen Salzlösung nur 55% der WmTc-Radioaktivität in den ersten 10 Millilitern des Eluats erhalten.
Im Vergleich dazu muß die große Absorptionskapazität des erfindungsgemäß verwendeten Trägermaterials, die 56,2 mg Mo pro Gramm Trägermaterial beträgt, als besonders überraschend betrachtet werden.
Die erfindungsgemäß mit völlig oder teilweise «5 hydratisiertem Mangandioxid überzogenen Al>O.t-TeiI-chen können durch an sich bekannte Verfahren hergestellt werden. So kann den AhOi-Tcilchen hydratisiertes Manganiulfat zugesetzt werden, wonach der so erhaltene Sch'amm auf 900C erhitzt wird, dem anschließend eine wißrige Permanganatlosung tropfweise zugesetzt wemen kann. Auch ist es möglich, einer wäßrigen Permanginatlösung AbOs-Teilchen zuzusetzen und dann tropfVeise eine 30%ige Wasserstoffperdioxidlösung zuzugeben.
Bei einem zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens geeigneten Generator besteht die in dem Behälter vorhaniene Trägermaterialsäule aus einer auf der Seite der Eir Strömöffnung liegenden oberen Schicht und einer auf der Seite der Ausströmungsöffnung liegenden untrren Schicht Die obere Schicht enthält AbOirTeilche 1, die völlig oder teilweise mit hydratisiertem Manganrioxid überzogen sind.
Die unter; Schicht besteht aus Al2O3-Teilchen, die kein Mangs.idioxid enthalten. Das Gewichtsverhältnis zwischen eoerer und unterer Schichi kann innerhalb weiter Grenzen variieren. Günstige Ergebnisse werden erzielt, w-:nn die Menge der oberen Schicht 30 bis 6OGew.-f'o der Gesamtträgermater? .!menge beträgt Weiter -vurde gefunden, daß vorzügäveise in dem Trägermaterial pro Gramm AI2O3 eine Menge hydratisiertes oder teilweise hydratisiertes Mangandioxid vorharden ist die 1,5 bis 4 mg Mangan entspricht Bei geringeren Mengen sinkt der Wirkungsgrad auf einen Wert von weniger als 80% ab. Bei größeren Mengen wird das Eluat mit Mangan verunreinigt Der Deutlichkeit halber sei darauf hingewiesen, daß bei einem solf hen Generator, in dem das Trägermaterial aus einer oberen und einer unteren Schicht besteht die genannten Mangandioxidmengen für die obere Schicht gelten.
Bei einer bevorzugten Ausführungsform des Verfah- >ens nach der Erfindung ist pro Gramm Al2O3 eine Menge hydratisiertes oder teilweise hydratisiertes Mangandioxid vorhanden, die 2,2 bis 3 mg Mangan entspricht.
Zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens hat sich ferner ein Generator als günstig erwiesen, bei dem der Behälter durch einen an beiden Enden offenen zylindrischen Körper gebildet ist, dessen öffnLjigen mittels zerstoßbarer Gummistöpsel abgedichtet sind, wobei das in dem Behälter vorhandene Trägermaterial zwischen Filtern eingeschlossen ist, die sich auf der Ober- bzw. der Unterseite des Trägermaterials innerhalb des Behälters befinden. Mit Hilfe eines solchen Generators können erfahrungsgemäß sterile WmTc enthaltende Eluate erhalten werden. Außerdem ist infolge der Abdichtung mit Gummistöpseln die Strahlungsgefahr geringer. Bei Anwendung eines derartigen Generators kann auf einfache und zweckdienliche Weise die Waschflüssigkeit dem Trägermaterial über eine durch den oberen Gummistöpsel geführte hohle -'njektionsnadel zugegeben werden. Das Auffangen des Eluats erfolgt gleichfalls über eine hohle, durch den unteren Stöpse' geführte Injektionsnadel. Wenn weiter diese Injektionsnadel mit einem Auffangbehälter verbunden wird, in dem ein Unterdruck herrscht, kann infolge des Druckynterschiedes auf einfache Weise eine befriedigende Strömung von Waschflüssigkeit durch das Trägermaterial erreicht werden.
Ein solcher Generator ist bei Anlieferung beim Benutzer bereits mit dem radioaktiven Mutterisotop versehen, so daß der Benutzer mittels eines Elutionsvorgangs zu jedem gewünschten Zeitpunkt ""111Tc enthaltende Flüssigkeiten au.« dem Generator abziehen kann.
Zur Durchführung des crfindungsgemäßen Verfahrens wird der Generator aiii folgende Weise nil
radioaktivem Mutterisotop WmMo in Form von z. B. Natriummolybdat beladen. Zunächst wird das Trägermaterial mit einer isotonischen Salzlösung (0,9%iger NaCl-Lösung in Wasser) behandelt. Nach dieser sogenannten Vorbereitung wird über die Einströmungsöffnung des Behälters eine wäßrige Lösung von WmMo in Form von Natriummolybdat, die 40 mg Molybdän pro Milliliter enthält, dem in dem Behälter vorhandenen Trägermaterial zugesetzt Der pH-Wert der Lösung darf zwischen 1,5 und 3,5 variieren. Dann wird der Generator mit einer isotonischen Salzlösung gespült, worauf die Ein- und die Ausströmungsöffnung des Behälters z. B. mit Gummistöpseln verschlossen werden, wonach schließlich der Generator bei einer Temperatur von 12O0C in einem Autoklav sterilisiert wird. Es sei bemerkt, daß die Ein- und die Ausströmungsöffnung des Behälters bereits beim Einführen der radioaktiven Molybdatlösung mit Gummistöpseln versehen sein können. Die Lösung wird in diesem Fall über eine durch den Gummistöpsel geführte hohle Injektionsnadel zugegeben.
Die Erfindung wird nachstehend an Hand einer Zeichnung näher erläutert, deren einzige Figur einen Querschnitt durch einen zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens geeigneten Isotopengenerator zeigt. Der Generator ist dabei bereits mit dem Mutterisotop ""1Mo versehen und gebrauchsfertig.
Im einzelnen ist ein Behälter 1 auf der Oberseite mit einer Einströmungsöffnung 2 und auf der Unterseite mit einer Ausströmungsöffnung 3 versehen. Der Behälter 1 ist nahezu zylindrisch und enthält an beiden Enden einen Flanschteil 4. In dem unteren Teil des Behälters weist die Innenseite einen Durchmesserübergang 5 auf. An der Stelle des Durchmesserübergangs 5 ist in dem Behälter 1 ein trapezförmiges Glasfilter 6 angebracht. Die Öffnungen 2 und 3 des Behälters sind mit einem Gummistöpsel 7 verschlossen, der einen Flanschteil 8 und einen nianieiteii 3 enthält. Der fvianteiteii 9 paßt in die öffnungen des Behälters 1, während der Flanschteil 8 an dem Flanschteil 4 des Behälters 1 anliegt Der Flanschteil 8 des Stöpsels 7 und der Flanschteil 4 des Behälters 1 sind mittels einer Metallkapsel, insbesondere einer Aluminiumkapsel 10 miteinander verbunden. In der Kapsel 10 ist eine öffnung 11 vorgesehen. In dem Behälter 1 ist Trägermaterial für ein Mutterisotop vorhanden. Dieses Trägermaterial besteht aus einer oberen Schicht 12 und einer unteren Schicht 13. Die ] obere Schicht 12 enthält A^Oa-Teilchen, die völlig oder teilweise mit einer Schicht aus hydratisiertem oder teilweise hydratisiertem Mangandioxid überzogen sind. Die untere Schicht 13 besteht aus AbOj-Teilchen. Die Gesamtgewichtsmenge an Trägermaterial beträgt z. B. 7 g, wovon 3 g zur oberen Schicht gehören. In dem Behälter ist das Trägermaterial zwischen dem Glasfilter 6 und einem Mikroporenfilter 14 eingeschlossen, das mittels eines Einschlußringes 15 gegen das Trägermaterial gedrückt wird. In der oberen Schicht 12 befindet sich das radioaktive Mutterisotop "mMo in Form eines Alkalimetallmolybdats, wie Natriummolybdat.
Beim Arbeiten nach dem erfindungsgemäßen Verfahren wird dann auf der Oberseite über eine durch den oberen Gummistöpsel 7 geführte hohle Injektionsnadel Waschflüssigkeit, wie eine physiologische Salzlösung, zugeführt. Die Waschflüssigkeit passiert das Mikroporenfilter 14 und durchläuft dann die obere Schicht 12 des Trägermaterials. In dieser oberen Schicht ist das Mutterisotop »""Mo in Form von Natriummolybdat auf dem Trägermaterial absorbiert. Durch radioaktiven Zerfal) von WmMo befindet sich in der oberen Schicht auch ""1Tc in Form von Natriumpertechnetat Die Waschflüssigkeit nimmt das «""Tc-haltige Pertechnetat auf und durchläuft dann die untere Schicht 13 des ^ Trägermaterials. Nach Durchgang durch das Filter 6 ) wird über eine durch den unteren Gummistöpsel 7 geführte hohle Injektionsnadel die mit »""Te versehene Waschflüssigkeit in einem Auffangbehälter abgelassen. Das auf diese Weise erhaltene radioaktive Eluat ist chemisch besonders rein, d. h. daß es keine Verunreinigungen, wie z.B. Ai+"-Ionen, enthält, weist einen pH-Wert zwischen 6,5 und 7,5 auf und ist direkt für die Anwendung in der medizinischen Diagnostik geeignet.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen

Claims (4)

1 Patentansprüche:
1. Verfahren zur Gewinnung von "111Tc enthaltender Flüssigkeit durch Elution von an einer Al2O3-ScWChI als Molybdat adsorbiertem "111Mo, dadurch gekennzeichnet, daß man in der AbCVSchicht AfeQj-Teilchen verwendet, die mindestens zum Teil mit hydratisiertem oder teilweise hydratisiertem Mangandioxid überzogen sind.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß man AkO^Teilchen verwendet, bei denen das Mangandioxid einer Menge von 1,5 bis 4 mg Mangan pro Gramm überzogenes AI2O3 entspricht
3. Verfahren nach Anspruchs dadurch gekenn- 1-zeichnet, daß man AkOrTeilchen verwendet, bei denen pro Gramm überzogenes AI2O3 2£ bis 3 mg Mangan vorhanden ist
4. Verfahren nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß nur die AI2O3-TeUChCn einer oberen £Ο bis 60 Gew.-% der AbOrGesamtmenge umfassenden Schicht nündesiens zum Teil mit Mangandioxid überzogen sind.
DE2405765A 1973-02-20 1974-02-07 Verfahren zur Gewinnung von hoch 99m Tc enthaltender Flüssigkeit Expired DE2405765C2 (de)

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SE (1) SE381359B (de)

Families Citing this family (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4041317A (en) * 1976-05-19 1977-08-09 E. R. Squibb & Sons, Inc. Multiple pH alumina columns for molybdenum-99/technetium-99m generators
US4280053A (en) * 1977-06-10 1981-07-21 Australian Atomic Energy Commission Technetium-99m generators
DE2800496C2 (de) * 1978-01-05 1987-02-12 Chemische Fabrik von Heyden GmbH, 8000 München Radionuklidgenerator
NL8000125A (nl) * 1980-01-09 1981-08-03 Byk Mallinckrodt Cil Bv Werkwijze ter bereiding van een een radioisotoop bevattende vloeistof voor radiofarmaceutische toepassing en isotopengenerator geschikt om deze vloeistof te bereiden.
AU541543B1 (en) * 1984-02-24 1985-01-10 Australian Atomic Energy Commission Treatment of technetium containing solutions
US4806262A (en) * 1985-08-14 1989-02-21 The Procter & Gamble Company Nonlathering cleansing mousse with skin conditioning benefits
US4708813A (en) * 1985-08-14 1987-11-24 The Procter & Gamble Company Nonlathering cleansing mousse with skin conditioning benefits
DE3616391A1 (de) * 1986-05-15 1987-11-19 Kernforschungsz Karlsruhe Verfahren zur feinreinigung von spaltmolybdaen
US5110474A (en) * 1990-04-09 1992-05-05 Arch Development Corporation Method for liquid chromatographic extraction of strontium from acid solutions
US5206346A (en) * 1990-12-05 1993-04-27 E. I. Du Pont De Nemours And Company Method for iodination/purification
JPH07505707A (ja) * 1991-03-14 1995-06-22 マリンクロッド・メディカル・インコーポレイテッド 放射性同位体発生器の溶離率を改善する方法
DE4231997C1 (de) * 1992-09-24 1994-01-05 Kernforschungsz Karlsruhe Verfahren zum Abtrennen von Spaltmolybdän
GB2382453B (en) * 2002-04-11 2004-05-19 Amersham Plc Radioisotope generator and method of construction thereof
US6998052B2 (en) * 2002-04-12 2006-02-14 Pg Research Foundation Multicolumn selectivity inversion generator for production of ultrapure radionuclides
US20060023829A1 (en) * 2004-08-02 2006-02-02 Battelle Memorial Institute Medical radioisotopes and methods for producing the same
EP2347827B1 (de) 2004-08-30 2019-12-25 Bracco Diagnostics Inc. Verbesserte behälter für pharmazeutika, insbesondere zur verwendung in radioisotopgeneratoren
US9240253B2 (en) * 2010-04-07 2016-01-19 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Column geometry to maximize elution efficiencies for molybdenum-99
CA3021876A1 (en) * 2016-05-04 2017-11-09 Mallinckrodt Nuclear Medicine Llc Systems and methods for sterilizing sealed radionuclide generator column assemblies

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3440423A (en) * 1967-04-10 1969-04-22 Squibb & Sons Inc Process for preparing sterile radioactive material of the parentdaughter type
NL165321C (nl) * 1971-03-02 1981-03-16 Byk Mallinckrodt Cil Bv Werkwijze voor de vervaardiging van een radio-isotopen producerende generator.

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
NICHTS-ERMITTELT

Also Published As

Publication number Publication date
SE381359B (sv) 1975-12-01
US3970583A (en) 1976-07-20
JPS5623120B2 (de) 1981-05-29
NL165872B (nl) 1980-12-15
CA1019555A (en) 1977-10-25
JPS49113999A (de) 1974-10-30
IT1008234B (it) 1976-11-10
NL165872C (nl) 1981-05-15
GB1414597A (en) 1975-11-19
DE2405765A1 (de) 1974-08-22
NL7302304A (de) 1974-08-22
BE811271A (fr) 1974-08-19
CH588149A5 (de) 1977-05-31
AU6569874A (en) 1975-08-21
FR2218622A1 (de) 1974-09-13
FR2218622B1 (de) 1979-05-25

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