JP2016017934A - ON-DEMAND MANUFACTURING METHOD OF MEDICAL TECHNETIUM 99m AND SYSTEM THEREOF - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、医療用テクネチウム99mのオンデマンド製造方法とそのシステムに関する。
The present invention relates to an on-demand manufacturing method and system for
特許文献1には、100Moを原料ターゲットに、加速器中性子源からの高速中性子を照射し、1個の中性子の吸収により2個の中性子を放出する(n,2n)反応を起させ、99Moを生成することが記載されている。
特許文献2には、高純度のモリブデン燒結体を原子炉内で照射して高密度(n,γ)99Moを製造することが記載されている。
特許文献3には、高濃度Mo溶液中の99Tcおよび99mTcを除去して精製処理することが記載されている。
特許文献4には、放射性核種99Moおよび99mTcを含む高濃度99Moを形成し、放射性テクネチウムの濃縮および溶出回収方法が記載されている。
特許文献5には、荷電粒子ビームが照射される板状の金属ターゲットと、冷却水流路とを内部に有し、荷電粒子ビームを金属ターゲットに照射することにより中性子を発生させる加速器中性子源が記載されている。
特許文献6には、PET用放射性核種生成装置が記載されている。
特許文献7には、中性子エネルギーと反応断面積との関係、加速器からの高速中性子を照射して、放射性核種99Moを生成すること、ミルキングを行って、99mTcを分離することが記載されている。
非特許文献1には、100Mo(γ,n)98Moを利用して99Mo/99mTcを製造することが記載されている。
上述した文献に示されるように、原子炉の炉内に金属モリブデンやモリブデン化合物を挿入し、中性子を照射することで放射性核種99Moを生成することが知られている。また、天然同位体モリブデンに24.1%の同位体比率で存在する98Mo原子核に中性子を吸収させることで、98Mo(n,γ)99Mo反応を発生させ、放射性核種99Moを生成することが知られている。 As shown in the above-mentioned literature, it is known that radionuclide 99 Mo is generated by inserting metal molybdenum or a molybdenum compound into a nuclear reactor and irradiating with neutrons. Moreover, 98 Mo (n, γ) 99 Mo reaction is generated by absorbing neutrons in 98 Mo nuclei existing in natural isotope molybdenum at an isotopic ratio of 24.1%, thereby generating radionuclide 99 Mo. It is known.
上述した文献に示すように、98Mo(n,γ)99Mo反応を発生させ、放射性核種99Mo製造用ペレット製造技術、Moペレット中性子照射技術、中性子照射Moペレット溶解精製技術および天然同位体Mo―98Mo(n,γ)99Moからの99mTc抽出技術が知られている。 As shown in the above-mentioned literature, a 98 Mo (n, γ) 99 Mo reaction is generated to produce radionuclide 99 Mo pellet manufacturing technology, Mo pellet neutron irradiation technology, neutron irradiation Mo pellet dissolution and purification technology, and natural isotope Mo. -98 Mo (n, γ) 99m Tc extraction technology from 99 Mo is known.
中性子エネルギーを適度な範囲(0.01〜40keV)に制御することで98Moの特異な中性子共鳴吸収特性が利用可能となり、99Mo生成量を飛躍的に向上させることができる。原子炉照射の場合は、原子炉を臨界に保つために中性子エネルギーを自由に制御することが困難であり、熱中性子(0.025eV)を利用した99Moの生成となる。一方、加速器中性子源照射の場合は、中性子エネルギーを自由に制御できるため、共鳴中性子(0.01〜40keV)を利用した99Moの生成が可能となる。98Moの特異な中性子共鳴吸収特性を利用すると、98Mo(n,γ)99Mo反応断面積が熱中性子に比べ50倍高まる。このことは加速器中性子源照射では、98Moの特異な中性子共鳴吸収特性を利用でき、原子炉照射よりも50倍効率的に99Moを生成出来ることになる。従来の技術にあっては、診断薬オンデマンドに対応するというシステムとしての考慮がなされていないために原子炉照射よりも50倍効率的に99Moを生成出来るメリットが診断薬の原料となる99mTcの製造に十分反映されているとは言えず、診断薬オンデマンドに対応した効率的な99mTcの製造についての提案がなされてこなかった。 By controlling the neutron energy within an appropriate range (0.01 to 40 keV), the unique neutron resonance absorption characteristics of 98 Mo can be used, and the amount of 99 Mo produced can be dramatically improved. In the case of reactor irradiation, it is difficult to freely control the neutron energy in order to keep the reactor critical, and 99 Mo is generated using thermal neutrons (0.025 eV). On the other hand, in the case of accelerator neutron source irradiation, since neutron energy can be freely controlled, 99 Mo can be generated using resonant neutrons (0.01 to 40 keV). By using a unique neutron resonance absorption characteristics of 98 Mo, 98 Mo (n, γ) 99 Mo reaction cross section is increased 50 times compared to thermal neutrons. This means that the accelerator neutron source irradiation can use the unique neutron resonance absorption characteristics of 98 Mo, and 99 Mo can be generated 50 times more efficiently than the reactor irradiation. In the conventional technology, since it is not considered as a system that supports diagnostic on-demand, the advantage that 99 Mo can be generated 50 times more efficiently than reactor irradiation is the raw material for the diagnostic 99m It cannot be said that it is sufficiently reflected in the production of Tc, and no proposal for efficient production of 99m Tc corresponding to the on-demand diagnostic agent has been made.
本発明は、かかる点に鑑み加速器中性子源照射を用いることで原子炉照射よりも50倍効率的に99Moを生成出来ることのメリットを診断薬の原料となる99mTcの製造に十分反映させ、例えば典型的例としての天然同位体比原料Moを用いて安価にして顧客の診断薬オンデマンド要求に適し、迅速な、効率的な医療用テクネチウム99mの製造方法およびその方法を実行する装置を提案することを目的とする。
In view of this point, the present invention sufficiently reflects the merit that 99 Mo can be generated 50 times more efficiently than reactor irradiation by using accelerator neutron source irradiation in the production of 99m Tc as a raw material for diagnostic agents, For example, using a natural isotope ratio raw material Mo as a typical example, we propose a method for producing
本発明は、原料Moターゲットが、98Moを含んで形成されたペレットとされ、98Moを含んで形成されたペレットに、中性子エネルギーが中性子共鳴吸収帯域内になるように制御された加速器中性子源からの中性子を当該照射による中性子放射化断面積が増加する条件下で照射して、99mTcの親核種99Moを生成し、99Mo溶液貯蔵手段に貯蔵し、
該99Mo溶液貯蔵手段に複数個の99mTc抽出装置が接続されてタンデム系統が構成され、テクネチウム99mをタンデム系統の個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出し、複数の99mTc抽出によって装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出すること
を特徴とする医療用テクネチウム99mの製造方法を提供する。
The present invention, raw Mo target, is a comprise pellets formed the 98 Mo, to comprise pellets formed the 98 Mo, an accelerator neutron source neutron energy is controlled to be within the neutron resonance absorption band Is irradiated under the condition that the neutron activation cross section by the irradiation increases, 99m Tc parent nuclide 99 Mo is generated, and stored in 99 Mo solution storage means,
The 99 Mo solution plurality of 99m Tc extraction device is connected to the storage means is configured tandem system, the
本発明は、98Moをターゲット核として含む天然同位体比原料Moターゲットに、加速器中性子源からの中性子を照射し、99mTcの親核種99Moを生成させることを含む医療用テクネチウム99mの製造方法において、
1.天然同位体比原料Moターゲットを、98Moを含んで形成されたペレットとし、
2.98Moを含んで形成されたペレットに、中性子エネルギーを98Moの中性子共鳴吸収帯域内になるように制御された加速器中性子源からの中性子を照射して、99mTcの親核種99Moを生成し、
3.照射されたペレットを溶解し、生成された親核種99Moを精製し、
4.精製された親核種99Moから、99mTcを抽出することからなるステップを備え、
天然同位体比原料Moターゲットが、濃縮Mo同位体ではなく、天然同位体比の98Moを含んで形成されたペレットとされ、天然同位体比の98Moを含んで形成されたペレットに、中性子エネルギーが中性子共鳴吸収帯域内になるように制御された加速器中性子源からの中性子を当該照射による中性子放射化断面積が増加する条件下で照射して、99mTcの親核種99Moを生成し、99Mo溶液貯蔵手段に貯蔵し、
該99Mo溶液貯蔵手段に複数個の99mTc抽出装置が接続されてタンデム系統が構成され、テクネチウム99mをタンデム系統の個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出し、複数の99mTc抽出によって装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出すること
を特徴とする医療用テクネチウム99mの製造方法を提供する。
The present invention relates to a method for producing
1. The natural isotope ratio raw material Mo target is a pellet formed containing 98 Mo,
2. A pellet formed containing 98 Mo is irradiated with neutrons from an accelerator neutron source whose neutron energy is controlled to be within the neutron resonance absorption band of 98 Mo, thereby producing 99m Tc parent nuclide 99 Mo. ,
3. Dissolve the irradiated pellets, purify the produced parent nuclide 99 Mo,
4). Comprising the step of extracting 99m Tc from the purified parent nuclide 99 Mo;
Natural isotopic ratio material Mo target, rather than concentrating Mo isotope, is a pellet formed contains 98 Mo of natural isotopic ratio, the pellets formed contains 98 Mo of natural isotopic ratio, neutron Irradiating neutrons from an accelerator neutron source whose energy is controlled to be in the neutron resonance absorption band under the condition that the neutron activation cross section by the irradiation increases, to generate 99m Tc parent nuclide 99 Mo, 99 Mo solution storage means,
The 99 Mo solution plurality of 99m Tc extraction device is connected to the storage means is configured tandem system, the
本発明は、上述された医療用テクネチウム99mの製造方法において、タンデム系統が、99Mo溶液貯蔵手段に99mTc抽出装置が複数個接続されたタンデム構成の99mTc抽出系統を備え、取得されたタンデム系統ごとの独立した99mTc抽出指示に基づいて医療用テクネチウム99mを抽出することを特徴とする医療用テクネチウム99mの製造方法を提供する。
The present invention, in the above-described method for manufacturing a
本発明は、上述された医療用テクネチウム99mの製造方法において、99Mo溶液手段が複数の99Mo溶液タンクからなり、複数の99Mo溶液タンクにおのおの99mTc抽出装置が接続され、テクネチウム99mを個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出し、複数の99mTc抽出によって装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出することを特徴とする医療用テクネチウム99mの製造方法を提供する。
The present invention, in the above-described method for manufacturing a
本発明は、上述された医療用テクネチウム99mの製造方法において、99Mo溶液手段が、加速器中性子源からの中性子が照射される第1のペレットに対抗し近接して配置された複数の99Mo溶液タンクからなり、該99Mo溶液タンクに対抗し近接して第2のペレットが配置され、第2のペレットが第1のペレットに代替され、複数の99Mo溶液タンクにおのおの99mTc抽出装置が接続され、テクネチウム99mを個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出し、複数の99mTc抽出によって装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出することを特徴とする医療用テクネチウム99mの製造方法を提供する。
The present invention relates to the above-described method of manufacturing
本発明は、原料Moターゲットが、98Moを含んで形成されたペレットとされ、98Moを含んで形成されたペレットに、中性子エネルギーが中性子共鳴吸収帯域内になるように制御された加速器中性子源からの中性子が当該照射による中性子放射化断面積を増加する条件下で照射されて、99mTcの親核種99Moが生成され、99Mo溶液手段に貯蔵され、
該99Mo溶液貯蔵手段に複数個の99mTc抽出装置が接続されてタンデム系統が構成され、テクネチウム99mがタンデム系統の個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出し、複数の99mTc抽出によって装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出されること
を特徴とする医療用テクネチウム99mの製造装置を提供する。
The present invention, raw Mo target, is a comprise pellets formed the 98 Mo, to comprise pellets formed the 98 Mo, an accelerator neutron source neutron energy is controlled to be within the neutron resonance absorption band Is irradiated under the conditions that increase the neutron activation cross section by the irradiation, 99m Tc parent nuclide 99 Mo is generated, stored in 99 Mo solution means,
The 99 Mo solution plurality of 99m Tc extraction device is connected to the storage means is configured tandem system,
本発明は、98Moをターゲット核として含む天然同位体比原料Moターゲットに、加速器中性子源からの中性子を照射し、99mTcの親核種99Moを生成させることを含む医療用テクネチウム99mの製造装置において、
1.天然同位体比原料Moターゲットを、98Moを含んで形成されたペレットとし、
2.98Moを含んで形成されたペレットに、中性子エネルギーを98Moの中性子共鳴吸収帯域内になるように制御された加速器中性子源からの中性子を照射して、99mTcの親核種99Moを生成し、
3.照射されたペレットを溶解し、生成された親核種99Moを精製し、
4.精製された親核種99Moから、99mTcを抽出することからなるステップを備え、
天然同位体比原料Moターゲットが、濃縮Mo同位体ではなく、天然同位体比の98Moを含んで形成されたMoO3ペレットとされ、天然同位体比の98Moを含んで形成されたMoO3ペレットに、中性子エネルギーが中性子共鳴吸収帯域内になるように制御された加速器中性子源からの中性子が当該照射による中性子放射化断面積が増加する条件下で照射されて、99mTcの親核種99Moが生成され、99Mo溶液手段に貯蔵され、
該99Mo溶液貯蔵手段に複数個の99mTc抽出装置が接続されてタンデム系統が構成され、テクネチウム99mがタンデム系統の個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出し、複数の99mTc抽出によって装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出されること
を特徴とする医療用テクネチウム99mの製造装置を提供する。
The present invention relates to an apparatus for producing
1. The natural isotope ratio raw material Mo target is a pellet formed containing 98 Mo,
2. A pellet formed containing 98 Mo is irradiated with neutrons from an accelerator neutron source whose neutron energy is controlled to be within the neutron resonance absorption band of 98 Mo, thereby producing 99m Tc parent nuclide 99 Mo. ,
3. Dissolve the irradiated pellets, purify the produced parent nuclide 99 Mo,
4). Comprising the step of extracting 99m Tc from the purified parent nuclide 99 Mo;
Natural isotopic ratio material Mo target, rather than concentrating Mo isotope, is a natural isotopic ratio 98 Mo a comprise formed the MoO 3 pellets, MoO 3 formed to include a 98 Mo natural isotopic ratio The pellet is irradiated with neutrons from an accelerator neutron source whose neutron energy is controlled to be in the neutron resonance absorption band under the condition that the neutron activation cross section by the irradiation increases, and the 99m Tc parent nuclide 99 Mo Is produced and stored in 99 Mo solution means,
The 99 Mo solution plurality of 99m Tc extraction device is connected to the storage means is configured tandem system,
本発明は、上述された医療用テクネチウム99mの製造装置において、タンデム系統が、99Mo溶液貯蔵手段に99mTc抽出装置が複数個接続されたタンデム構成の99mTc抽出系統を備え、取得されたタンデム系統ごとの独立した99mTc抽出指示に基づいて医療用テクネチウム99mが抽出されることを特徴とする医療用テクネチウム99mの製造装置を提供する。
The present invention is a manufacturing apparatus of the above-described
本発明は、上述された医療用テクネチウム99mの製造装置において、99Mo溶液手段が複数の99Mo溶液タンクからなり、複数の99Mo溶液タンクにおのおの99mTc抽出装置が接続され、テクネチウム99mが個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出され、複数の99mTc抽出によって装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出されることを特徴とする医療用テクネチウム99mの製造装置を提供する。
The present invention is a manufacturing apparatus of the above-described
本発明は、上述された医療用テクネチウム99mの製造装置において、99Mo溶液手段が、加速器中性子源からの中性子が照射される第1のペレットに対抗し近接して配置された複数の99Mo溶液タンクからなり、該99Mo溶液タンクに対抗し近接して第2のペレットが配置され、第2のペレットが第1のペレットに代替され、複数の99Mo溶液タンクにおのおの99mTc抽出装置が接続され、テクネチウム99mが個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出され、複数の99mTc抽出によって装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出されることを特徴とする医療用テクネチウム99mの製造装置を提供する。
The present invention is the above-described apparatus for producing
本発明は、上述された医療用テクネチウム99mの製造装置で用いられ、中性子照射装置からの中性子が照射される中性子被照射装置であって、加速器中性子源からの中性子が照射される第1のペレットに対抗し近接して配置された複数の99Mo溶液タンクが配置され、該99Mo溶液タンクに対抗し近接して第2のペレットが配置され、第2のペレットに対抗し近接してグラファイトが配置され、第2のペレットが第1のペレットに代替され、複数の99Mo溶液タンクが中性子照射されることによって99Mo減衰が緩和され、複数の99Mo溶液タンクからそれぞれ99Mo溶液が抽出され、99Mo溶液タンクおよび第1、第2のペレットが中性子遮蔽体として作用することを特徴とする中性子被照射装置を提供する。
The present invention is a neutron irradiated apparatus that is used in the above-described
本発明は、上述された第1のペレットを3方から包囲して99Mo溶液タンクが配置されることを特徴とする中性子被照射装置を提供する。 The present invention provides a neutron irradiated apparatus characterized in that a 99 Mo solution tank is disposed so as to surround the first pellet described above from three directions.
本発明によれば、99Mo溶液タンクに99mTc抽出装置が複数個接続され、テクネチウム99mが個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出されることで、複数接続された99mTc抽出装置全体として医療用の診断薬オンデマンドに対応して抽出されることが可能とされる。加速器中性子源照射を用いることによって、原子炉照射の場合に比べて50倍効率的に99mTcの親核種99Moを生成出来、このことによるメリットを診断薬の原料となる99mTcのオンデマンド製造に反映され、安価にして顧客からの迅速提供の診断薬オンデマンド要求に適し、効率的な製造、製剤化を可能とする医療用テクネチウム99mの製造方法あるいは/および装置(あるいはシステム)が提案される。
According to the present invention, 99 Mo solution tank 99m Tc extraction device is a plurality of connected, by
以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明する。 Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.
図1は、本発明の実施例の形態をステップで示す図である。図2は、図1に対応し、高純度99mTc溶液のオンデマンド製造するための形態を表わす方法および装置を示す図である。 FIG. 1 is a diagram showing steps of an embodiment of the present invention. FIG. 2 corresponds to FIG. 1 and shows a method and apparatus representing a form for on-demand production of high purity 99m Tc solution.
図1において、本実施例は、例えば、典型的な例としての、1.天然同位体比原料Moターゲットを、98Moを含んで形成されたペレット製造(MoO3ペレット製造)
2.98Moを含んで形成されたペレットに、中性子エネルギーを98Moの中性子共鳴吸収帯域内になるように制御された加速器中性子源からの中性子を照射して、99mTcの親核種99Moを生成(加速器照射99Mo製造)
3.照射されたペレットを溶解し、生成された親核種99Moを精製(中性子照射Moペレット溶解・精製)
4.精製された親核種99Moから、99mTcを抽出(99mTc抽出回収)
からなるステップを備えて構成される。
In FIG. 1, the present embodiment is, for example, as a typical example: 1. Manufacture of natural isotope ratio raw material Mo target containing 98 Mo pellet (MoO 3 pellet manufacture)
2. The pellet formed to contain 98 Mo is irradiated with neutrons from an accelerator neutron source whose neutron energy is controlled to be within the neutron resonance absorption band of 98 Mo to generate 99m Tc parent nuclide 99 Mo ( Accelerator irradiation 99 Mo production)
3. Dissolve the irradiated pellets and purify the produced parent nuclide 99 Mo (neutron irradiation Mo pellet dissolution / purification)
4). Extract 99m Tc from the purified parent nuclide 99 Mo ( 99m Tc extraction and recovery)
Comprising the steps of:
これらのステップを介することで、以下に説明するタンデム系統で、各高純度99mTc溶液のオンデマンド製造が可能とされ、99mTc製剤化がなされ、病院あるいは核医学センター向けにオンデマンド出荷される。 Through these steps, on-demand production of each high-purity 99m Tc solution is possible in the tandem system described below, and 99m Tc formulation is made and shipped on demand to hospitals or nuclear medicine centers. .
ここで診断薬オンデマンドに対応してとは、病院あるいは核医学センターなどの注文主からの任意な注文に対応して抽出供給することを可能として、従来のように、診断薬となる99mTc溶液が製造者側の都合によって製造時期が定められるのではなく、注文主の都合に依存して製造時期が定められ、出荷されることに対応することをいう。 Here corresponding to a diagnostic on demand and as possible to extract supplied corresponding to the arbitrary orders from main orders such as hospitals or nuclear medicine center, as in the prior art, a diagnostic agent 99m Tc This means that the production time of the solution is not determined by the convenience of the manufacturer, but is determined according to the convenience of the orderer and shipped.
MoO3ペレット製造ステップにおいて、原料Moとして、天然同位体比MoO3高純度粉末が用いられ、プラズマ焼結法によって照射ターゲットであるMoO3ペレットが製造される。 In the MoO 3 pellet production step, natural isotope ratio MoO 3 high-purity powder is used as the raw material Mo, and MoO 3 pellets that are irradiation targets are produced by a plasma sintering method.
図2に示される高純度99mTc溶液のオンデマンド製造するための形態を表わす装置および方法を説明する図である。図2に示される構成を説明する前に理解をし易くするために、本実施例に関連した機器について先に説明する。 FIG. 3 is a diagram illustrating an apparatus and method representing a form for on-demand production of the high purity 99m Tc solution shown in FIG. In order to facilitate understanding before describing the configuration shown in FIG. 2, devices related to the present embodiment will be described first.
図3は、照射用MoO3ペレットの1つの例を示す。照射MoO3ペレットは、例えば典型的に直径10インチ(25.4cm)×厚さ1cmの形状になるように成形され、ペレット内98Moの同位体比率は24.1%である。図3には、一体型ペレットが示してある。 FIG. 3 shows one example of a MoO 3 pellet for irradiation. Irradiated MoO 3 pellets are typically shaped, for example, to be 10 inches in diameter (25.4 cm) by 1 cm thick, with an isotope ratio of 98 Mo in the pellet of 24.1%. FIG. 3 shows an integral pellet.
ペレットの形状は、この例に限定されず、小径タイプを並べる方式のものにしてもよいし、厚みや直径を適宜変えてもよい。 The shape of the pellet is not limited to this example, and may be a system in which small diameter types are arranged, or the thickness and diameter may be appropriately changed.
図4は、照射ターゲットであるペレットの他の例を示す。この例にあっては、照射ターゲットとしてのペレットの形状は、小径タイプのペレットとされ、各個独立の小径タイプのペレットが多数並べられ、並べられて時に図3に示すペレットと外径、厚みが同じにされる。 FIG. 4 shows another example of pellets that are irradiation targets. In this example, the pellet shape as the irradiation target is a small-diameter type pellet, and a large number of independent small-diameter type pellets are arranged and arranged, and when the pellets shown in FIG. Be the same.
図1において、加速器照射99Mo製造には、天然Mo照射用加速器中性子源が用いられ、MoO3ペレットに対する熱中性子照射がなされる。この熱中性子照射に際して、加速器中性子源からの中性子は、例えば鉛等、質量数の大きな原子核で構成された減速材によって減速された後、98Mo原子核に到達することになる。天然Mo照射用加速器が放出する中性子のピークエネルギーは約1.9MeVであり、減速能の小さな減速材を用いた場合、天然Mo周辺には1.9MeVから0,025eV(熱中性子)の範囲でフラットなエネルギー分布を有する中性子束が形成される。従って、98Mo原子核の共鳴吸収帯を有効利用して98Mo(n,γ)99Mo反応を発生させることができる。1.9MeVから0,025eVの範囲でフラットなエネルギー分布を有する中性子束に対する98Mo(n,γ)99Mo反応断面積は6.5バーンズである。一方、0.025eV単色のエネルギー分布を有する中性子束に対する98Mo(n,γ)99Mo反応断面積は0.13バーンズである。加速器中性子源からの中性子を減速能の小さな減速材を介して天然Moに中性子を照射することで、原子炉照射(熱中性子照射)に比較して反応確率を6.5÷0.13=50倍高められることになる。 In FIG. 1, an accelerator neutron source for natural Mo irradiation is used for accelerator irradiation 99 Mo production, and thermal neutron irradiation is performed on MoO 3 pellets. In this thermal neutron irradiation, the neutron from the accelerator neutron source reaches the 98 Mo nucleus after being decelerated by a moderator composed of a nucleus having a large mass number, such as lead. The peak energy of neutrons emitted by the accelerator for natural Mo irradiation is about 1.9 MeV, and when a moderator with a small moderating ability is used, the natural Mo periphery has a range of 1.9 MeV to 0.025 eV (thermal neutron). A neutron flux having a flat energy distribution is formed. Therefore, the 98 Mo (n, γ) 99 Mo reaction can be generated by effectively utilizing the resonance absorption band of 98 Mo nuclei. The 98 Mo (n, γ) 99 Mo reaction cross section for a neutron flux having a flat energy distribution in the range of 1.9 MeV to 0.025 eV is 6.5 burns. On the other hand, the 98 Mo (n, γ) 99 Mo reaction cross section for a neutron flux having a 0.025 eV monochromatic energy distribution is 0.13 burns. By irradiating natural Mo with neutrons from the accelerator neutron source through a moderator with a small decelerating ability, the reaction probability is 6.5 ÷ 0.13 = 50 compared to reactor irradiation (thermal neutron irradiation). Will be doubled.
図5は、Mo照射用加速器中性子源180の1つの例を示す図である。Mo照射用加速器中性子源180は、重陽子イオンビーム186を射出する重陽子イオン源(荷電粒子線源)188、重陽子イオンビーム186を2880keVまで加速する加速管182、加速後の重陽子イオンビーム186が衝突するベリリウムターゲット183、及び真空容器199から構成される。2880keVまで加速された重陽子ビーム186が、ベリリウムターゲット183に衝突すると9Be(d,n)10B反応により中性子が放出される。放出された中性子を照射系190にて、減速材を経由してMoO3ペレットに照射する。重陽子ビーム186はベリリウムターゲット183にぶつかって停止するため、その運動エネルギーは全てベリリウムターゲット183内で熱エネルギーに変換される。ベリリウムターゲット183から熱エネルギーを除去するために冷却装置184を設ける。冷却装置184は軽水で満たされており、軽水を常に循環させることでベリリウムターゲット183の温度上昇を抑制する機能を有する。
FIG. 5 is a diagram showing one example of an
図5(A)に照射系190の構成例を示す。照射系190は、MoO3ペレット185、中性子減速材181、中性子遮蔽材197よりなる。ベリリウムターゲット183から射出された中性子は、中性子減速材181を介して拡散しMoO3ペレット185に照射される。中性子減速材181に鉛を使った場合、その減速能が小さいためMoO3ペレット185中心部近傍には図5(C)のエネルギー分布を有する中性子束が形成される。
FIG. 5A shows a configuration example of the
図5(B)にMoO3ペレット185の取付構造例を斜視図にて示す。中性子はベリリウムターゲット183より発生する。MoO3ペレット185は可能な限り、この中性子発生源であるベリリウムターゲット183の近くに設置する必要があり、図5(B)に示した例ではベリリウムターゲット冷却装置184に密着させ、かつMoO3ペレット185の中心が重陽子ビーム186の中心軸の延長線上に重なるように設置している。こんな配置構成をとることで、ベリリウムターゲット183内部の中性子束強度を極大化できる。中性子減速材181は金属鉛で構成され、ベリリウムターゲット183、ベリリウムターゲット冷却装置184、及びMoO3ペレット185を包み込むように配置される。図5(B)には記載していないが、中性子減速181を更に包み込むように中性子遮蔽材197を設置する。
FIG. 5B is a perspective view showing a mounting structure example of the MoO 3 pellet 185. Neutrons are generated from the
図5(C)はMoO3ペレット185中心部付近における中性子束エネルギースペクトルである。図5(C)から、中性子束のエネルギー分布が0.025eV(熱中性子領域)から1MeV(Mo照射用加速器中性子源180の中性子射出エネルギー領域)の領域でほぼフラットになることが分かる。
FIG. 5C is a neutron flux energy spectrum near the center of the MoO 3 pellet 185. From FIG. 5C, it can be seen that the energy distribution of the neutron flux becomes substantially flat in the region from 0.025 eV (thermal neutron region) to 1 MeV (neutron emission energy region of the
図5(D)は、原子炉(軽水炉)炉心における中性子束のエネルギー分布を示す図である。原子炉(軽水炉)では、核分裂で発生した高速中性子を減速能の大きな軽水で減速する。少ない衝突回数で中性子を熱化し、一定の核分裂数を維持しないと臨界が継続できないからである。従って、エネルギー分布で見ると0.01〜40keVのエネルギー領域に存在する中性子の割合が、図5(C)に示したMo照射用加速器中性子源180による中性子束に比べて圧倒的に小さくなることが分かる。原子炉においても、減速能の小さな減速材を適用して減速中性子領域の中性子数割合を増やすことができるが、その場合235Uの共鳴吸収確率が増大し臨界が維持できなる。この理由により、原子炉(軽水炉)では中性子束エネルギー分布の自由な制御を不可能にする。逆に、加速器中性子源では臨界を維持する必要がないので、任意の減速能を持った減速材を自由に選定できる。この理由により、加速器中性子源では中性子束エネルギー分布の自由な制御が可能となる。
FIG. 5 (D) is a diagram showing the energy distribution of the neutron flux in the nuclear reactor (light water reactor) core. In a nuclear reactor (light water reactor), fast neutrons generated by fission are decelerated with light water with a large decelerating ability. This is because criticality cannot be continued unless neutrons are heated with a small number of collisions and a certain fission number is maintained. Therefore, in terms of the energy distribution, the ratio of neutrons existing in the energy range of 0.01 to 40 keV is overwhelmingly smaller than the neutron flux by the Mo irradiation
図5(A)の照射系では、0.01〜40keVのエネルギー領域に存在する中性子の割合が大きくできるので、98Mo(n,γ)99Mo反応の共鳴吸収ピークを有効利用した99Moの生成が可能になる。このような構成によって、放射性核種生成領域における中性子の利用率を向上させる。 In the irradiation system of FIG. 5 (A), since the ratio of neutrons existing in the energy region of 0.01 to 40 keV can be increased, 99 Mo of 99 Mo which effectively uses the resonance absorption peak of the 98 Mo (n, γ) 99 Mo reaction Generation is possible. With such a configuration, the utilization rate of neutrons in the radionuclide generation region is improved.
図5に示したMo照射用加速器中性子源180では、重陽子イオンビーム186の電流値を340mA程度にしたとき中性子源強度が8.4×1014個/秒となる。本中性子源強度においてMoO3ペレット185の中心近傍における中性子束強度は8.8×1012個/cm2/秒の大きさとなり、この強度はBWR(沸騰水型軽水炉)炉心内部の中性子束強度と同等以上の値となる。すなわち、図5(B)に示した照射系では、MoO3ペレット185内に生成される99Moの量は、原子炉照射時に比べて50倍程度多くすることができる。
In the Mo irradiation
図6は、98Moの中性子吸収断面積を示す図である。 FIG. 6 is a diagram showing the neutron absorption cross section of 98 Mo.
図6から中性子エネルギーが0.01〜40keV の領域に98Mo中性子共鳴吸ピークが存在することが分かる。従って図5(C)に示した中性子スペクトルに対する98Mo収断面積値は、いわゆる共鳴積分値(Resonance Integral)の6.5バーンズとほぼ等しい値となる。原子炉での熱中性子照射の場合の熱中性子吸収断面積0.13barn に比べ、共鳴吸収ピークの効果により中性子吸収断面積が著しく高まることが分かる。すなわち、98Moの特異な中性子共鳴吸収特性を利用すると、1012〜1013/n/cm2/秒程度の中性子束強度による照射であっても、濃縮Mo同位体ではなく、天然同位体比のMoから形成されたMoO3ペレット185内に十分な量と比放射能の99Moを生成することが可能となる。 It can be seen from FIG. 6 that a 98 Mo neutron resonance absorption peak exists in the region where the neutron energy is 0.01 to 40 keV. Therefore, the 98 Mo cross section for the neutron spectrum shown in FIG. 5C is almost equal to 6.5 so-called resonance integral value (Resonance Integral). Compared to the thermal neutron absorption cross section of 0.13 barn in the case of thermal neutron irradiation in a nuclear reactor, it can be seen that the neutron absorption cross section is significantly increased by the effect of the resonance absorption peak. That is, when utilizing the unique neutron resonance absorption characteristic of 98 Mo, the natural isotope ratio is not a concentrated Mo isotope, even if irradiation is performed with a neutron flux intensity of about 10 12 to 10 13 / n / cm 2 / sec. It becomes possible to produce sufficient amount and specific activity of 99 Mo in the MoO 3 pellet 185 formed of Mo.
なお、図6中に100Mo(n,2n)99Mo反応断面積を示している。反応断面積は10MeVを超える付近から大きくなるが、100Moは同位体比が9.63%と少なく濃縮プロセスにより同位体比を大きくするステップを踏まないと十分な量の99Moを得ることができない。従って、Mo原料コストが高価になるという欠点がある。 In FIG. 6, the 100 Mo (n, 2n) 99 Mo reaction cross-sectional area is shown. Although the reaction cross section increases from around 10 MeV, 100 Mo has a low isotope ratio of 9.63%, and a sufficient amount of 99 Mo can be obtained unless the step of increasing the isotope ratio by the enrichment process is performed. Can not. Therefore, there is a disadvantage that the cost of the Mo raw material becomes expensive.
図5(E)は、照射系190の変形例を示す図である。複数枚のMoO3ペレットを同時に照射する構成をとってもよい。図5(A)に示した例では、MoO3ペレット185内には100時間の中性子照射で総計約2500キュリーの99Moを生成することができる。図5(E)に示した例では初回の照射では、MoO3ペレット185内に生成される99Moは100時間照射で2500キュリーとなり図5の構成と同じ値となる。しかしながら、図5(E)では、その100時間照射の間に、MoO3ペレット185A内にも総計約1000キュリー程度の99Moが生成される。次回の照射ではMoO3ペレット185Aを、MoO3ペレット185の位置に装填し、未照射のMoO3ペレットを新たにMoO3ペレット185Aとして装填する。初回照射から次回照射までの待ち時間を48時間とすると、次回照射ではMoO3ペレット185内に約660キュリーの99Moが既に含まれている状態から照射を開始することになる。
FIG. 5E is a diagram showing a modification of the
図5(E)の構成では、2回目の照射以降では100時間照射でMoO3ペレット185内に生成できる99Moの量は総計約3100キュリーとなり、99Mo生成効率を更に改善することが可能となる。 In the configuration of FIG. 5 (E), the amount of 99 Mo that can be generated in the MoO 3 pellet 185 after 100 hours of irradiation after the second irradiation is about 3100 Curie in total, and 99 Mo generation efficiency can be further improved. Become.
図1に戻って、中性子照射Moペレット溶解・精製ステップでは、中性子照射Mo(99Mo)ペレットについてNaOH溶液による溶解、キレート樹脂による精製がなされ、精製Mo(99Mo)溶液が生成される。 Returning to FIG. 1, in the neutron irradiation Mo pellet dissolution / purification step, the neutron irradiation Mo ( 99 Mo) pellet is dissolved with NaOH solution and purified with a chelate resin to produce a purified Mo ( 99 Mo) solution.
図7は、中性子照射Moペレット溶解装置の例を示す図である。中性子照射Moペレット溶解装置(照射MoO3溶解槽187)内に照射されたMoペレット片188が投入される。このような状態で、溶解剤としてのNaOH溶液186が導入される。NaOHによって中性子の照射されたMoペレット片は次第に溶解される。Mo(99Mo)溶液189が生成される。更にキレート樹脂精製がなされる。
FIG. 7 is a diagram showing an example of a neutron irradiation Mo pellet melting apparatus. Irradiated
精製されたMo(99Mo)溶液は、99mTc抽出(製造)手段の後述するMoタンクに搬入される。 The purified Mo ( 99 Mo) solution is carried into a Mo tank described later of 99m Tc extraction (manufacturing) means.
図1に戻って、99mTc抽出回収ステップでは、精製Mo(99Mo)溶液が活性炭カラムを通液され、99mTc吸着回収がなされる。更に、洗浄、NaOH通液がなされ、99mTc溶出回収がなされ、アルミナカラムに移され、回収99mTc精製がなされる。 Returning to FIG. 1, in the 99m Tc extraction and recovery step, the purified Mo ( 99 Mo) solution is passed through the activated carbon column, and 99m Tc adsorption recovery is performed. Further, washing and NaOH flow are performed, 99m Tc elution recovery is performed, transferred to an alumina column, and recovery 99m Tc purification is performed.
図8は、99mTc抽出製造装置51の例を示す図である。図9は、高純度99mTc溶液の製造ステップをS1〜S7のステップで示す図である。
FIG. 8 is a diagram illustrating an example of the 99m Tc extraction and
図8、図9において、99mTc抽出製造装置51は99Mo及び99mTcから放出される放射線を遮蔽するホットセル内に設置される。99mTc抽出製造装置51は、Mo容器(1)52、Mo容器(2)53および制御タンク54を備える。複数のMo容器を備えるようにしてもよい。Mo容器(1)52およびMo容器(2)55には中性子照射されて99Moが生成し含まれるMoO3をアルカリ(NaOH)溶液で溶解して生成されるNa2 99MoO4溶液が供給される。すなわち、放射性医薬品原料としての放射性核種99Moを含んだMo溶液がMo容器(1)52およびMo容器(2)53に供給される。99MoO3がアルカリ溶液で溶解されると、図に示すようにpH中性のNa2 99MoO4溶液が形成される。
8 and 9, the 99m Tc extraction and
生成に際して、放射性99Moを含むMo溶液は例えば2L中に500gのMoを含む高い濃度のMo溶液とされる。以下、この溶液を高濃度Mo溶液という。ここで、高濃度とは、例えば1回500Ci程度の必要量の99mTcを得るために、前述の2L中に500gのMoを含む高濃度Mo溶液が必要となるための濃度ということである。 At the time of production, the Mo solution containing radioactive 99 Mo is, for example, a high concentration Mo solution containing 500 g of Mo in 2 L. Hereinafter, this solution is referred to as a high concentration Mo solution. Here, the high concentration is, for example, a concentration at which a high concentration Mo solution containing 500 g of Mo in 2 L described above is required to obtain a necessary amount of 99m Tc of about 500 Ci at a time.
Mo容器(1)52およびMo容器(2)53の底部には、それぞれ三方弁55、56を備えた配管57、58が設けてあり、Mo容器(1)52およびMo容器(2)53は3方弁55、56および配管57、58更に他の配管59、60を介して制御タンク54の底部に接続されている。配管57、58の終端に3方弁63が備えられる。制御タンク54は液面調整機構としての機能を備える。制御タンク54の底部は、さらに配管64、配管64に設けた3方弁65を介してTc濃縮精製回収系66の一端(図では上面)に接続される。このTc濃縮精製回収系66は後述するように、活性炭を内蔵した吸着カラムを備える。
Pipings 57 and 58 having three-
Tc濃縮精製回収系66の他端(図では下端)には、配管67およびこれに設けられた3方弁68が設けられ、配管57および配管58の終端に設けた3方弁63に接続される。Mo容器(1)52およびMo容器(2)53で、高濃度Mo溶液中で99mMoの娘核種である99mTcが生成されて、放射性核種99Moおよび99mTcを含む高濃度Mo溶液が形成される。99Moを含む新しい高濃度Mo溶液は交互に、例えば隔週毎にいずれかのMo容器(1)52およびMo容器(2)53に入れ替え供給される。
The other end (lower end in the figure) of the Tc concentration purification system 66 is provided with a
弱いエネルギーのγ線(放射線)を放出するテクネチウム99(99mTc)はSPECTのような医学診断に使用されるが、半減期が6時間であるため1日で16分の1にまでその放射能量は減少してしまう。これを補うために99mTcの親核種である99Moを保有して、そのベータ・マイナス崩壊を起こして生まれる99mTcを分離・利用する。このように親核種と娘核種の放射平衡関係を利用して娘核種を得る方法がミルキングと呼ばれる。 Technetium 99 ( 99m Tc), which emits weak energy gamma rays (radiation), is used for medical diagnosis such as SPECT, but its half-life is 6 hours, so its radioactivity is reduced to 1/16 of a day. Will decrease. It holds a 99 Mo, which is the parent nuclide of 99m Tc in order to compensate for this, to separate and use the 99m Tc born causing the beta-minus decay. A method for obtaining a daughter nuclide using the radiation equilibrium relationship between the parent nuclide and the daughter nuclide is called milking.
ここでは、このように親核種と娘核種の放射平衡関係を利用して娘核種を得る方法をミルキングと称する。また、このミルキングを行うことをミルキング処理と称し、娘核種を含む溶液をミルキング溶液と称する。従って、ここで99Moを含む高濃度Mo溶液とは、上述のように、放射平衡関係を利用して必要量の99mTcを得るための99Moを含む溶液ということである。 Here, the method for obtaining the daughter nuclide by using the radiation equilibrium relationship between the parent nuclide and the daughter nuclide is called milking. Moreover, performing this milking is called a milking process, and the solution containing a daughter nuclide is called a milking solution. Thus, where a high concentration Mo solution containing 99 Mo, as described above, is that a solution containing 99 Mo for obtaining 99m Tc required amount by utilizing radiation equilibrium.
高濃度99Mo溶液は、配管57ならびに配管58、三方弁63、配管67を介してTc濃縮精製回収系66の下部から活性炭カラムを内蔵するTc濃縮精製回収系66へ導入される。Tc濃縮精製回収系66は、吸着カラムを備え、吸着カラムに活性炭が内蔵されているので、この活性炭に必要量の99mTcを含む高濃度99Mo溶液を通液することによって、99mTcを選択的に吸着させることができる。この工程で99mTcの精製、濃縮がなされる。ここで、高濃度Mo溶液中のMo量(ここでは、500g)に対する99Mo量と99mTc量との関係を示せば次のようである。
The high-concentration 99 Mo solution is introduced into the Tc concentration purification / recovery system 66 containing the activated carbon column from the lower part of the Tc concentration purification / recovery system 66 through the
99Moの半減期:65.94h,99mTcの半減期:6.01h
500Ci99Mo量=1.04mg(500gMoに対し1/50万)
500Ci99mTc量=0.095mg(500gMoに対し1/500万)
99Mo 5×104Bq以下の場合、500gMoに対し6×10−15以下
99mTc 6×104Bq以下の場合、500gMoに対し6×10−16以下
このように、高濃度Mo溶液に極わずかに99mTcが存在する場合にあっても活性炭によって吸着させることができる。
99 Mo half-life: 65.94 h, 99m Tc half-life: 6.01 h
500 Ci 99 Mo amount = 1.04 mg (1 / 500,000 for 500 g Mo)
500 Ci 99m Tc amount = 0.095 mg (1/5 million for 500 g Mo)
In the case of 99
In the case of 99m
Tc濃縮精製回収系66で吸着されない99Moを含む大量のMoは、三方弁65および配管64を介して、制御タンク54に、更にはMo容器(1)52あるいはMo容器(2)53のいずれかに戻される。毎日99mTc吸着工程が実施され、99mTcが回収されたMo溶液は元のMo容器(52あるいは53のいずれか)に戻される。この工程の後、Tc濃縮精製回収系66に吸着回収された99mTcは脱着工程へと移行される。
A large amount of Mo containing 99 Mo that is not adsorbed by the Tc concentration purification / recovery system 66 passes through the three-
このように、放射性核種99Moを含む高濃度Mo溶液を、中性子照射したMo化合物(MoO3)を直接的にアルカリ溶液で溶解することで99Moを含む高濃度Mo溶液を形成し、複数のMo容器に供給し、これらの複数のMo容器に貯められた高濃度99Mo溶液を交互に前記活性炭を収納する吸着カラムに通液してTcを吸着濃縮し、しかる後に溶出精製回収することを行う。 In this way, a high concentration Mo solution containing the radionuclide 99 Mo is dissolved in the neutron-irradiated Mo compound (MoO 3 ) directly in an alkaline solution to form a high concentration Mo solution containing 99 Mo. A high concentration 99 Mo solution stored in a plurality of Mo containers is alternately passed through an adsorption column containing the activated carbon, and Tc is adsorbed and concentrated. Do.
三方弁68には配管80、三方弁81を介して外部の供給系82が接続され、この供給系82からはTc濃縮精製回収系66(活性炭カラム)に残存する99Moの脱着のための洗浄液およびTc溶出液他が供給され、これらの溶液はTc濃縮精製回収系66に導入される。
An external supply system 82 is connected to the three-
まず、脱着工程において99Mo脱着剤が供給系82から導入され、99Moが脱着され、この溶液は洗浄廃液82へ導出される。次いで、99Mo脱着工程が止められ、活性炭に吸着されたTcが脱着されるTc脱着工程へと移行する。 First, in the desorption process, 99 Mo desorbent is introduced from the supply system 82, 99 Mo is desorbed, and this solution is led to the cleaning waste liquid 82. Next, the 99 Mo desorption process is stopped, and the process proceeds to a Tc desorption process in which Tc adsorbed on the activated carbon is desorbed.
Tc濃縮精製回収系66は、三方弁65を介して、配管73、これに設けた3方弁74を介して液性調整系75に接続されている。脱着したTcは脱着剤と共に液性調整系75に導入される。この液性調整系で液性調整用試薬84が加えられ、液性調整され、更に配管76を介して2次精製系77に、更に配管78を介してTc回収装置79に接続され、99mTc溶出液として回収される。
The Tc concentration purification / recovery system 66 is connected to a liquidity adjustment system 75 via a three-
このシステムには、図8に示すように、99Mo使用後廃液系80、81および洗浄廃液系82が設けられ、各系統は制御系83によって適宜制御されるようになっている。
As shown in FIG. 8, this system is provided with 99 Mo post-use
以上のようにして、放射性医薬品原料としての放射性核種99Moを含む高濃度Mo溶液を形成し、99Moの娘核種である99mTcを生成して放射性核種99Moおよび99mTcを含む高濃度99Mo溶液を形成し、
形成した当該高濃度9Mo溶液を、活性炭を内蔵する吸着カラムへ通液して該活性炭に当該高濃度99Mo溶液中の99mTcを選択的に吸着させ、99mTcを選択的に吸着させた後の高濃度99Moを再循環系に導出させ、活性炭に残留する99MoをMo脱着剤によって脱着除去を行い、活性炭に残留した微量の99mTcを活性炭から脱着剤による99mTcの脱着処理を行って、99mTcを回収し、
回収した99mTc中に僅かに残留する99Moをアルミナカラム法によって除去する二次精製を行い、
99mTcが吸着処理され、再循環系に導出され、回収された前記高濃度99Mo溶液から、再び放射平衡状態まで99mTcを生成して、放射性核種99Moおよび99mTcを含む高濃度99Mo溶液を再び形成し、形成した当該高濃度99Mo溶液を、再循環して活性炭を内蔵する吸着カラムへ通液して該活性炭に当該高濃度99Mo溶液中の99mTcを選択的に吸着させることを特徴とする放射性医薬品原料としての99mTcの高濃縮および溶出精製回収方法が形成される。
As described above, a high-concentration Mo solution containing radionuclide 99 Mo as a radiopharmaceutical raw material is formed, 99m Tc which is a daughter nuclide of 99 Mo is generated, and high concentration 99 containing radionuclide 99 Mo and 99m Tc is formed. Forming a Mo solution;
Formed was the high concentration 9 Mo solution was passed through the adsorption column that incorporates activated carbon is selectively adsorb 99m Tc of the high density 99 Mo solution to the activated carbon and selectively adsorbing the 99m Tc is derived recirculation system at a high concentration 99 Mo after the 99 Mo remaining in the activated carbon subjected to desorption removed by Mo desorbent, the desorption process of the 99m Tc by desorbing agent 99m Tc traces remaining on the activated carbon activated carbon Go and collect 99m Tc,
Perform secondary purification to remove 99 Mo slightly remaining in the recovered 99m Tc by the alumina column method,
99m Tc is adsorbed, extracted into the recirculation system, and recovered from the high concentration 99 Mo solution, 99m Tc is generated again to the radiation equilibrium state, and high concentration 99 Mo containing radionuclides 99 Mo and 99m Tc is produced. the solution was again formed, the formed the high density 99 Mo solution, thereby selectively adsorbing the 99m Tc recirculation to in the high density 99 Mo solution to the activated carbon passed through the adsorption column having a built-in active carbon A 99m Tc highly concentrated and elution purified recovery method as a radiopharmaceutical raw material characterized by the above is formed.
99mTcを抽出する方法は、図8に示す方法に限定されず、他の方法によってなされた場合であってもよい。 The method of extracting 99m Tc is not limited to the method shown in FIG. 8, and may be a case where it is made by another method.
このようにして、高純度99mTc溶液が製造される。このステップで製造された高純度99mTc溶液を用いて比放射能の低い(n,γ)99Moを原料として、高濃度・高純度99mTcの抽出、回収がなされる。加速器中性子源照射の場合も同様に、比放射能の低い(n,γ)99Moを原料として、高濃度・高純度99mTcの抽出、回収を行うことができるため、原子炉照射の場合に比べて格段に制約は少なくなり、製造される高濃度・高純度99mTcの量は、従来のように原子炉照射容量に限定されることなく、比較的に自由な任意の大きな量とすることができる。これに伴って、病院あるいは核医学センターなどの多くの注文者からのオンデマンドに対応したオンデマンド製造が可能になって来る。 In this way, a high purity 99m Tc solution is produced. The high-purity 99m Tc solution produced in this step is used to extract and recover high-concentration and high-purity 99m Tc using (n, γ) 99 Mo having a low specific activity as a raw material. Similarly, in the case of accelerator neutron source irradiation, high concentration and high purity 99m Tc can be extracted and recovered using (n, γ) 99 Mo having a low specific activity as a raw material. The amount of high-concentration and high-purity 99m Tc to be produced is not limited to the reactor irradiation capacity as in the prior art, but should be an arbitrarily large amount that is relatively free. Can do. Along with this, on-demand production corresponding to on-demand from many orderers such as hospitals or nuclear medicine centers becomes possible.
図2に戻る。図2は、高純度99mTc溶液のオンデマンド製造するための形態を表わす装置および方法を示す図である。図8に示す構成との対応において、図8に示されたMo容器52、53が99Mo溶液タンク25に該当し、制御タンク54が調整タンク24に対応する。99mTc抽出装置26は、Tc濃縮精製回収系66(活性炭カラム)を包含する。
Returning to FIG. FIG. 2 shows an apparatus and method representing a configuration for on-demand production of high purity 99m Tc solution. In correspondence with the configuration shown in FIG. 8, the Mo containers 52 and 53 shown in FIG. 8 correspond to the 99
図2において、本発明の実施例である医療用テクネチウム99mの製造装置100を示す。医療用テクネチウム99mの製造装置100は、MoO3ペレット製造のためのMoO3ペレット製造装置、加速器照射99Mo製造による99mTcの親核種99Moの製造装置、中性子照射Moペレット溶解・精製のための親核種99Moの溶解、精製装置および99mTc製造装置から構成される。図2に、該99mTc製造装置26が示される。複数の99mTc製造装置26に複数の99mTc製剤化装置6がそれぞれ連携される。
In FIG. 2, the
MoO3ペレット製造装置において、原料Moターゲットとして天然同位体比粉末MoO3原料が用いられる。天然同位体比粉末MoO3原料は、98Moを含む。98Moは、天然Moに24.1%含まれ、熱中性子の吸収断面積は0.13barn、生成99Moの半減期は65.94hである。天然同位体比粉末MoO3原料から98Moを含む燒結体のMoO3ペレット(以下、MoO3ペレットという)が生成される。ペレット形状にされなくてもよいが、ペレット形状が以後の処理に適しているので、MoO3ペレットを例にして説明する。 In the MoO 3 pellet manufacturing apparatus, a natural isotope ratio powder MoO 3 raw material is used as a raw material Mo target. The natural isotope ratio powder MoO 3 raw material contains 98 Mo. 98 Mo is contained in natural Mo at 24.1%, the absorption cross section of thermal neutrons is 0.13 barn, and the half life of the produced 99 Mo is 65.94 h. A sintered MoO 3 pellet containing 98 Mo (hereinafter referred to as MoO 3 pellet) is produced from the natural isotope ratio powder MoO 3 raw material. Although the pellet shape may not be used, the pellet shape is suitable for the subsequent processing, and the MoO 3 pellet will be described as an example.
生成された99mTcの親核種99Moを含むペレットは、親核種99Moを精製装置で溶解し精製される。すなわち中性子照射Moペレット溶解装置で中性子照射Moぺレットの溶解がなされ、99Moの精製装置で、溶解された99Moの精製がなされ、精製された99Mo溶液が生成される。 Pellets containing parent nuclide 99 Mo of the generated 99m Tc is dissolved parent nuclide 99 Mo in refining apparatus purification. That is, the neutron irradiated Mo pellet dissolving apparatus is used to dissolve the neutron irradiated Mo pellet, and the 99 Mo refining apparatus is used to purify the dissolved 99 Mo, thereby producing a purified 99 Mo solution.
99mTc製造装置26は、外側を放射線遮蔽壁11で囲まれたホットセルとされ、内部がメンテナンスエリア12と99mTc抽出エリア13とが区画壁14によって区画される。
The 99m
ホットセルの中央部に内部遮蔽壁15によって包囲された内部ホットセルが形成され、更にその内部が区画壁21で2つに区画され、一方エリアが99Mo充填エリア22とされ、他方のエリアが99Mo溶液保持エリア23とされる。99Mo溶液保持エリア23の外側に99mTc抽出エリア13は配置される。すなわち外方側方が複数の99mTc抽出エリア13とされる。99Mo溶液保持エリア23の下側に形成された下側室43には電源制御装置44が配置され、ホットセル内の99mTc抽出装置26の各種の制御がなされる。
An internal hot cell surrounded by the
99Mo溶液保持エリア23には、調整タンク24および複数の99Mo溶液タンク25が配置される。図には2個の99Mo溶液タンク25が配置されている。調整タンク24および複数の99Mo溶液タンク25は後述されるようにして接続されている。調整タンク24および複数の99Mo溶液タンク25の双方を集合して99Mo溶液内蔵タンクというときがある。
In the 99 Mo
99mTc抽出エリア13には、複数個の99mTc抽出装置26、すなわち99mTc溶液製造装置が配置される。図では2個の99mTc抽出装置26が記載されている。99mTc抽出装置26は、それぞれ99Mo溶液タンク25に接続される。99mTc抽出の後の溶液は、調整タンク24へ戻されてもよいし、廃液として回収されてもよい。また、複数個の99mTc抽出装置26は、接続された99mTc移送手段27を備え、その外端が99mTc回収ポート28とされる。各99Mo溶液タンク25および各99mTc抽出装置26は、タンデム系統とされ、各独立しての操作が可能とされる。
In the 99m
遮蔽壁11には図の上方に扉31、図の側方に扉32、内部遮蔽扉21には扉33が形成される。内側遮蔽壁15に扉34が設けられる。
A
メンテナンスエリア12内には、99mTc抽出装置26に接続するようにして99mTc抽出装置26の搬送用のレール35が配置され、99mTc抽出装置26をメンテナンスエリア12に引き出してメンテナンスを行うことが出来る。
The maintenance area 12, the
親核種99Moの溶解、精製装置で生成された99Mo溶液は、メンテナンスエリア12に搬入される。メンテナンスエリア12に搬入された99Mo溶液は、99Mo溶液タンク25への補充充填のために99Mo充填エリア22に搬入41され、更に複数の99Mo溶液タンク25のいずれかの99Mo溶液タンク25に充填される。
The 99 Mo solution generated by the dissolution and purification apparatus of the parent nuclide 99 Mo is carried into the
99Mo溶液タンク25に充填された99Mo溶液は、コンピュータ制御の下、いずれかの99mTc抽出装置26に充填される。
99 Mo solution tank 99 Mo solution filled in 25, under computer control, it is filled in any of 99m
この構造によれば、放射能の強い99Mo溶液タンク25、すなわち99Mo溶液内蔵タンクが内部遮蔽壁15によって包囲された内部ホットセル内に配置され、比較的放射能の弱い99mTc抽出装置26が外側の99mTc抽出エリア13の放射線遮蔽壁11で囲まれたホットセル内に配置されることになる。
According to this structure, the highly radioactive 99
本実施例では、天然同位体比原料Moターゲットが、濃縮Mo同位体ではなく、天然同位体比の98Moを含んで形成されたペレットとされ、天然同位体比の98Moを含んで形成されたペレットに、中性子エネルギーを98Moの中性子共鳴吸収帯域内になるように制御された加速器中性子源からの中性子の照射による中性子放射化断面積が増加する条件下で照射されて、99mTcの親核種99Moが生成され、99Mo溶液タンクに貯蔵される。99Mo溶液タンク25を、図では対にして2個設けてあるが、2個以上であってもよい。99Mo溶液内蔵タンクは組にして複数組設けるようにしてもよい。99Mo溶液タンク25の配置は、99mTc抽出装置26配置に対応する。
In the present embodiment, the natural isotope ratio raw material Mo target is not a concentrated Mo isotope, but a pellet formed containing 98 Mo having a natural isotope ratio, and is formed containing 98 Mo having a natural isotope ratio. The pellets were irradiated under conditions where the neutron activation cross-section increased by neutron irradiation from an accelerator neutron source whose neutron energy was controlled to be within the neutron resonance absorption band of 98 Mo, and the parent of 99m Tc The nuclide 99 Mo is generated and stored in the 99 Mo solution tank. Although two 99
この99Mo溶液タンク25ごとに99mTc抽出装置26が接続される。したがって99Mo溶液タンク25および99mTc抽出装置26からなる系統が複数個形成される。何個のタンデム系統を形成するかは、診断薬のオンデマンド対応に重要な意味を持つ。2系統であっても多くの場合にオンデマンド要求に対応可能である。
A 99m
99Mo溶液貯蔵手段に99mTc抽出装置が複数個接続されてタンデム構成の99mTc抽出系統が構成され、タンデム毎の独立した99mTc抽出によって装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出することを特徴とする医療用テクネチウム99mの製造方法あるいは装置が構成される。
A plurality of 99m Tc extraction devices are connected to the 99 Mo solution storage means to form a 99m Tc extraction system with a tandem configuration, and the entire device is extracted corresponding to the diagnostic agent on demand by independent 99m Tc extraction for each tandem. A method or apparatus for producing
このように複数個の99Mo溶液タンク25に複数個99mTc抽出装置26が個々に接続され、テクネチウム99mが個別の99mTc抽出装置26ごとに設定された時間差でもって抽出され、複数個接続された99mTc抽出装置全体として診断薬オンデマンド要求に対応して抽出される。
In this way, a plurality of 99m
タンデム系統が、99Mo溶液貯蔵手段に99mTc抽出装置が複数個接続されたタンデム構成の99mTc抽出系統を備え、取得されたタンデム系統ごとの独立した99mTc抽出指示によって医療用テクネチウム99mが抽出される。
このようにして、複数個の99mTc抽出装置26は、診断薬となる99mTcを、時間をずらして個別に抽出することができる。時間差の幅は、オンデマンドによって設定された時間間隔に対応したものとなる。勿論、複数個の99mTc抽出装置26は、99mTcを、時間をずらすことなく、同時に、しかし個別に抽出することもできる。
In this way, the plurality of 99m
図2において、いずれか一方の系統で個別に抽出された99mTcは、99mTc製剤化装置に送られ、出荷される。出荷された99mTcは、注文主である製薬メーカーあるいは核医学センターに予め定められた手段、方法に従って99mTcに半減期を考慮して迅速に送品される。 In FIG. 2, 99m Tc individually extracted from either one of the systems is sent to a 99m Tc formulation device and shipped. The shipped 99m Tc is quickly delivered to the 99m Tc in consideration of the half-life according to means and methods predetermined by the pharmaceutical manufacturer or nuclear medicine center as the orderer.
本実施例によれば、99Mo溶液タンクに複数接続された99mTc抽出装置の個別の99mTc抽出装置の99Moから99mTcが時間をずらして個別に抽出されることで、複数接続された99mTc抽出装置全体として連続して抽出されることを可能とされたシステムが並列したタンデム処理可能な装置、システムとして構成され、原子炉照射よりも50倍効率的に99Moを生成出来ることのメリットが診断薬の原料となる99mTcの製造に十分反映され、安価にして顧客のオンデマンド要求に適し、迅速な、効率的な99mTcの製造方法およびシステムが提案される。 According to this embodiment, by being extracted individually 99 Mo solution 99m Tc from 99 Mo individual 99m Tc extractor multiple connected 99m Tc extraction device to tank at different times, in which a plurality of connected The 99m Tc extraction system as a whole is configured as a system and system capable of performing tandem processing in parallel and capable of generating 99 Mo more efficiently than reactor irradiation. Merits are sufficiently reflected in the production of 99m Tc, which is a raw material for diagnostic agents, and a rapid and efficient 99m Tc production method and system are proposed that are inexpensive and suitable for customer on-demand requirements.
すなわち、本実施例によれば、医療用テクネチウム99mの製造装置は、原料Moターゲットが、98Moを含んで形成されたペレットとされ、98Moを含んで形成されたペレットに、中性子エネルギーが98Moの中性子共鳴吸収帯域内になるように制御された加速器中性子源からの中性子が当該照射による中性子放射化断面積を増加する条件下で照射されて、99mTcの親核種99Moが生成され、99Mo溶液手段に貯蔵され、
この99Mo溶液貯蔵手段に複数個の99mTc抽出装置が接続されてタンデム系統が構成され、テクネチウム99mがタンデム系統の個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出し、複数の99mTc抽出によって装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出されるようにして構成される。
That is, according to this embodiment, the manufacturing apparatus of the medical technetium-99m, raw Mo target, are the pellets formed contains 98 Mo, to comprise pellets formed the 98 Mo, neutron energy 98 Neutrons from an accelerator neutron source controlled to be within the neutron resonance absorption band of Mo are irradiated under conditions that increase the neutron activation cross section by the irradiation, and 99m Tc parent nuclide 99 Mo is generated, Stored in 99 Mo solution means,
The 99 Mo solution plurality of 99m Tc extraction device is connected to the storage means tandem system is the configuration,
図10は、医療用テクネチウム99mの製造装置100の変形例を示す図である。生成された99mTcの親核種99Moを対とされたMo(99Mo)溶液タンク25に貯蔵し、テクネチウム99mが個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出され、複数個接続された99mTc抽出装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出されることの発明思想において上述した医療用テクネチウム99mの製造装置と同じである。図10にしめされる医療用テクネチウム99mの製造装置100にあってはMo照射用加速器180が一体化され、複数個の99mTc抽出装置26およびMo(99Mo)溶液タンク25が直線上に並んでいることの特徴がある。この構成によって、医療用テクネチウム99mの製造のための99Mo溶液の移動距離は短小化される。
FIG. 10 is a view showing a modification of the
この例の場合、Mo照射用加速器180、Mo溶解精製装置187、Mo(99Mo)溶液タンク25および99mTc抽出装置26が連続して接続による一体化がなされて、全体としての医療用テクネチウム99mの製造システム200が構成される。医療用テクネチウム99mの製造装置100の構成は、上述した医療用テクネチウム99mの製造装置と実質的に同じである。同じ構成あるいは機能的に同一の部分には同一の番号を付した。それらの説明は、図2およびその他の図についての説明によるものとする。Mo照射用加速器180が横配置される関係で、図10に示す医療用テクネチウム99mの製造装置100は横置きとされる。また、Mo照射用加速器180に配置されたホットセルの遮蔽壁15の周囲には水遮蔽壁98が設けてある。外部遮蔽壁11の外側には機械室99が設置されており、この機械室99には、加速器電源、冷却水循環装置、換気、排気装置おとび非常用電源が配設される。扉32は、Pbガラスとされ、扉32の外側には簡易型マニピュレータが設置される。水遮蔽壁は。ホウ酸含有コンクリートでも代用できる。
In this example,
Mo溶解精製装置187は、配管で直接的に99mTc抽出装置26に結ばれるようにしてもよい。
The Mo
Mo溶解精製装置187が99Mo溶液タンク25の配置された内部ホットセル内に並べて配置され、Mo溶解精製装置187から99Mo溶液タンク25へのMo(99Mo)溶液の移送が速やかに実行される。
The Mo dissolution and
Mo照射用加速器180からMo溶解精製装置187へのMo(99Mo)ペレットの移送は、ペレット着脱・移送装置41によってなされ、熱中性子照射部分の周囲にはモデレター42が配置される。
The Mo ( 99 Mo) pellets are transferred from the
Mo溶解精製装置187、99mTc抽出装置26からの廃液、廃棄物は廃液、廃棄物回収系統61を介してなされる。本例の場合、低コストの天然同位体比原料Moターゲットを使用するので、廃棄された天然同位体比原料Moターゲットを使い捨て出来るメリットがある。すなわち、複数回照射による放射化不純物の蓄積を回避することが出来る。
Waste liquid and waste from the Mo dissolution and
図11および図12は、本発明の第2の実施例を示す図である。発明の内容は、基本的に第1の実施例に示す発明と同一であり、第1の実施例の説明がそのまま援用される。第1の説明にはない構成並びに第1の構成に比べての利点を中心にして説明する。 11 and 12 are diagrams showing a second embodiment of the present invention. The contents of the invention are basically the same as the invention shown in the first embodiment, and the description of the first embodiment is incorporated as it is. A description will be given focusing on a configuration that is not included in the first description and advantages over the first configuration.
第2の実施例にあっても第1に実施例同様に、98Moをターゲット核として含む天然同位体比原料Moターゲットに、加速器中性子源からの中性子を照射し、99mTcの親核種99Moを生成させることを含む医療用テクネチウム99mの製造方法であって、
1.天然同位体比原料Moターゲットを、98Moを含んで形成されたペレットとし、
2.98Moを含んで形成されたペレットに、中性子エネルギーを98Moの中性子共鳴吸収帯域内になるように制御された加速器中性子源からの中性子を照射して、99mTcの親核種99Moを生成し、
3.照射されたペレットを溶解し、生成された親核種99Moを精製し、
4.精製された親核種99Moから、99mTcを抽出することからなるステップを備える。
Even in the second embodiment, as in the first embodiment, a natural isotope ratio raw material Mo target containing 98 Mo as a target nucleus is irradiated with neutrons from an accelerator neutron source, and 99m Tc parent nuclide 99 Mo A method for producing
1. The natural isotope ratio raw material Mo target is a pellet formed containing 98 Mo,
2. A pellet formed containing 98 Mo is irradiated with neutrons from an accelerator neutron source whose neutron energy is controlled to be within the neutron resonance absorption band of 98 Mo, thereby producing 99m Tc parent nuclide 99 Mo. ,
3. Dissolve the irradiated pellets, purify the produced parent nuclide 99 Mo,
4). It comprises a step consisting of extracting 99m Tc from the purified parent nuclide 99 Mo.
図11および12において、本実施例は、中性子照射装置からの中性子が照射される中性子被照射装置であって、加速器中性子源からの中性子が照射される第1のペレットに対抗し近接して配置された複数の99Mo溶液タンクが配置され、該99Mo溶液タンクに対抗し近接して第2のペレットが配置され、第2のペレットに対抗し近接してグラファイトが配置され、第2のペレットが第1のペレットに代替され、複数の99Mo溶液タンクが中性子照射されることによって99Mo減衰が緩和され、複数の99Mo溶液タンクからそれぞれ99Mo溶液が抽出され、99Mo溶液タンクおよび第1、第2のペレットが中性子遮蔽体として作用することを特徴とする中性子被照射装置である。この構成において、第1のペレットを3方から包囲して99Mo溶液タンクが配置され、99Mo溶液タンクがミルキングを行う装置として機能することを特徴とする。以下、説明する。
11 and 12, the present embodiment is a neutron irradiated apparatus that is irradiated with neutrons from a neutron irradiation apparatus, and is arranged in close proximity to the first pellet that is irradiated with neutrons from an accelerator neutron source. A plurality of 99 Mo solution tanks arranged, a second pellet is arranged in close proximity to the 99 Mo solution tank, a graphite is arranged in close proximity to the second pellet, and the second pellet There is an alternative to the first pellets, multiple 99 Mo solution tank is relieved 99 Mo attenuated by being neutron irradiation, 99 Mo solution, respectively are extracted from a plurality of 99
図11は、図10に示された構成において、中性子照射装置からの中性子が照射される中性子被照射装置の構成が変形された。横配置された中性子照射装置180の照射方向である水平方向に中性子被照射装置300が対抗し近接して配置される。中性子照射装置180のペレットに対する照射状況は、図5(A)、(B)、(E)に示す状況と同じである。この例では、ペレット、すなわち第1のペレットに対抗し近接して中性子被照射装置300は配置される。
FIG. 11 is a modification of the configuration of the neutron irradiated apparatus that is irradiated with neutrons from the neutron irradiation apparatus in the configuration shown in FIG. The neutron irradiated
図12は、中性子被照射装置300の詳細構成を示す図である。
FIG. 12 is a diagram showing a detailed configuration of the
図12において、中性子被照射装置300は、99Mo溶液タンクすなわちMoタンク、98Moを含んで形成されたペレット、すなわちMoペレット、グラファイトとから構成される。図5(A)、(B)、(E)に示されるように、横配置された中性子照射装置180の照射方向である水平方向にBe191に対抗近接して第1のペレット192(図3参照)が配置される。第1のペレットに対抗し近接してMoタンク301、302、303が配置される。各Moタンク301、302、303には、照射されたペレットが溶解されることで形成されたた98Mo溶液が収納され、Moタンク301、302、303は、図12に示すように第1のペレット192を3方から包囲するようにして配置される。図12には、3つのMoタンクが示されているが、2つでもよいし3つでもよく、複数個配置される。各Moタンクには、99Mo溶液抽出のための抽出配管が設置され、99Mo溶液抽出が可能とされる。
In FIG. 12, the neutron irradiated
このようなMoタンク301,302,303に対抗し、近接してMoペレット304、305、306がMoタンク301,302,303を3方から包囲するようにして配置される。Moペレット304、305、306は、照射前の製造された直後のMoペレットであり、第2のペレットを構成する。これらの第2のペレット304、305、306は、図3に示されるペレットの集合体である。第2のペレット304、305、306は、第1のペレット301、302,303に代替され、第1のペレットとなる。
In opposition to
第2のペレット304,305,306に対抗し近接し、これらのペレットを3方から包囲するようしてグラファイト307,308,309が配置される。グラファイトは、周知のように中性子の反射材として用いられる。
The
図12に示される各部材の配置によって、中性子被照射装置300の組み立てが容易になされる。
The arrangement of each member shown in FIG. 12 facilitates assembly of the neutron irradiated
この中性子被照射装置300は、これらの部材を4方から包囲するようにして重コンクリート310、311,312を備える。この場合に、重コンクリート311,312の一部とMoタンク302,303は、中性子照射孔193を形成する。
The neutron irradiated
加速器中性子源からの中性子が照射される第1のペレットに対抗し近接して配置された複数のMoタンク301,302,303が配置され、Moタンク301,302,303に対抗し近接して第2のMoペレット304,305,306が配置され、第2のペレットに対抗し近接してグラファイト307,308、309が配置され、第2のペレットが第1のペレットに代替されるようにして、第1のペレット192に中性子照射を行うと、複数のMoタンク301,302,303が中性子照射され、このMoタンクにおける99Mo減衰が緩和され、複数の99Mo溶液タンクからそれぞれ緩和された99Mo溶液が抽出され、第2のペレットについても中性子の前照射がなされる。このような照射がなされることは、Moタンクおよび第2のペレットが中性子遮蔽体として作用することになる。
A plurality of
図11、図12に示す例では、重コンクリート310、311,312を包囲材と用いているが、遮蔽壁15によって代替するようにして、重コンクリートの配置を設けなかったり、軽減したりするようにしてもよい。図11では、遮蔽壁21を記載していないが、図10と同様に遮蔽壁21を設けておくのがよい。この場合にも扉33が設けられる。
In the examples shown in FIGS. 11 and 12,
製造された親核種99Moは、99Mo溶液としてタンデム系統ごとに99mTc抽出装置26に抽出される。この場合に、図10と比較すると容易に分かるように、Moタンク301,302,303が中性子照射装置180に近接配置され、中性子が照射され、Moタンクにおける99Mo減衰が緩和されている。また、第2のペレットも中性子遮蔽として機能しているばかりでなく、中性子の有効活用が可能とされている。99Mo減衰に対して、機能的にも配置的も優れている。
The produced parent nuclide 99 Mo is extracted to the 99m
第2の実施例によれば、第1の実施例と同様に、99Mo溶液タンクに99mTc抽出装置が複数個接続され、テクネチウム99mが個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもってタンデム系統ごとに抽出されることで、複数接続された99mTc抽出装置全体として医療用の診断薬オンデマンドに対応して抽出されることが可能とされる。これによって、原子炉照射の場合に比べて50倍効率的に99mTcの親核種99Moを生成出来、このことによるメリットを診断薬の原料となる99mTcのオンデマンド製造に反映され、安価にして顧客からの迅速提供の診断薬オンデマンド要求に適し、効率的な製造、製剤化を可能とする医療用テクネチウム99mの製造方法あるいは/およびシステムが提案される。更に、上述したように第1の実施例にはない99Mo減衰の緩和効果が得られることになる。
図13は、本実施例1,2を比較例に対比した図である。本実施例は、総合判定、実用性・普及性の観点で他の比較例に比べて格段のメリットを有している。
According to the second embodiment, as in the first embodiment, a plurality of 99m Tc extraction devices are connected to the 99 Mo solution tank, and the
FIG. 13 is a diagram in which the first and second embodiments are compared with the comparative example. The present embodiment has significant advantages over other comparative examples in terms of comprehensive determination, practicality, and spread.
1…MoO3ペレットの製造、2…加速器照射99Mo製造、3…加速器照射99Mo製造、4…99mTc抽出回収、5…99mTc製造装置、6…99mTc製剤化装置、25…99Mo溶液タンク、26…99mTc抽出装置、100…医療用テクネチウム99mの製造装置、200…医療用テクネチウム99mの製造システム。
1 ... Production of MoO 3 pellets, 2 ... Accelerator irradiation 99 Mo production, 3 ... Accelerator irradiation 99 Mo production, 4 ... 99m Tc extraction recovery, 5 ... 99m Tc production equipment, 6 ... 99m Tc preparation equipment, 25 ... 99 Mo Solution tank, 26 ... 99m Tc extraction device, 100 ... Manufacturing apparatus for
Claims (12)
該99Mo溶液貯蔵手段に複数個の99mTc抽出装置が接続されてタンデム系統が構成され、テクネチウム99mをタンデム系統の個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出し、複数の99mTc抽出によって装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出すること
を特徴とする医療用テクネチウム99mの製造方法。 Raw Mo target, are the pellets formed contains 98 Mo, the pellets formed contains 98 Mo, from the accelerator neutron source neutron energy is controlled to be within the neutron resonance absorption band of 98 Mo Of 99m Tc to generate 99 Mo Tc parent 99 Mo, and store it in 99 Mo solution storage means.
The 99 Mo solution plurality of 99m Tc extraction device is connected to the storage means is configured tandem system, the technetium 99m is extracted with a set time difference for each individual 99m Tc extraction apparatus of a tandem system, a plurality of 99m A method for producing technetium 99m for medical use, characterized in that the entire device is extracted by Tc extraction in response to on-demand diagnostics.
1.天然同位体比原料Moターゲットを、98Moを含んで形成されたペレットとし、
2.98Moを含んで形成されたペレットに、中性子エネルギーを98Moの中性子共鳴吸収帯域内になるように制御された加速器中性子源からの中性子を照射して、99mTcの親核種99Moを生成し、
3.照射されたペレットを溶解し、生成された親核種99Moを精製し、
4.精製された親核種99Moから、99mTcを抽出することからなるステップを備え、
天然同位体比原料Moターゲットが、濃縮Mo同位体ではなく、天然同位体比の98Moを含んで形成されたペレットとされ、天然同位体比の98Moを含んで形成されたペレットに、中性子エネルギーが98Moの中性子共鳴吸収帯域内になるように制御された加速器中性子源からの中性子を当該照射による中性子放射化断面積が増加する条件下で照射して、99mTcの親核種99Moを生成し、99Mo溶液貯蔵手段に貯蔵し、
該99Mo溶液貯蔵手段に複数個の99mTc抽出装置が接続されてタンデム系統が構成され、テクネチウム99mをタンデム系統の個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出し、複数の99mTc抽出によって装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出すること
を特徴とする医療用テクネチウム99mの製造方法。 In a method for producing technetium 99m for medical use, comprising irradiating a natural isotope ratio raw material Mo target containing 98 Mo as a target nucleus with neutrons from an accelerator neutron source to generate 99m Tc parent nuclide 99 Mo,
1. The natural isotope ratio raw material Mo target is a pellet formed containing 98 Mo,
2. A pellet formed containing 98 Mo is irradiated with neutrons from an accelerator neutron source whose neutron energy is controlled to be within the neutron resonance absorption band of 98 Mo, thereby producing 99m Tc parent nuclide 99 Mo. ,
3. Dissolve the irradiated pellets, purify the produced parent nuclide 99 Mo,
4). Comprising the step of extracting 99m Tc from the purified parent nuclide 99 Mo;
Natural isotopic ratio material Mo target, rather than concentrating Mo isotope, is a pellet formed contains 98 Mo of natural isotopic ratio, the pellets formed contains 98 Mo of natural isotopic ratio, neutron A neutron from an accelerator neutron source whose energy is controlled to be within the neutron resonance absorption band of 98 Mo is irradiated under the condition that the neutron activation cross section by the irradiation increases, and 99m Tc parent nuclide 99 Mo is irradiated. Produced and stored in 99 Mo solution storage means,
The 99 Mo solution plurality of 99m Tc extraction device is connected to the storage means is configured tandem system, the technetium 99m is extracted with a set time difference for each individual 99m Tc extraction apparatus of a tandem system, a plurality of 99m A method for producing technetium 99m for medical use, characterized in that the entire device is extracted by Tc extraction in response to on-demand diagnostics.
該99Mo溶液貯蔵手段に複数個の99mTc抽出装置が接続されてタンデム系統が構成され、テクネチウム99mがタンデム系統の個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出し、複数の99mTc抽出によって装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出されること
を特徴とする医療用テクネチウム99mの製造装置。 Raw Mo target, is a comprise pellets formed the 98 Mo, to comprise pellets formed the 98 Mo, neutrons from the controlled accelerator neutron source as the neutron energy is in the neutron resonance absorption band Irradiation is performed under the conditions that increase the neutron activation cross section by the irradiation, 99m Tc parent nuclides 99 Mo are generated, stored in 99 Mo solution means,
The 99 Mo solution plurality of 99m Tc extraction device is connected to the storage means is configured tandem system, technetium 99m is extracted with a set time difference for each individual 99m Tc extraction apparatus of a tandem system, a plurality of 99m An apparatus for producing technetium 99m for medical use, characterized in that the entire apparatus is extracted by Tc extraction in correspondence with diagnostic on-demand.
1.天然同位体比原料Moターゲットを、98Moを含んで形成されたペレットとし、
2.98Moを含んで形成されたペレットに、中性子エネルギーを98Moの中性子共鳴吸収帯域内になるように制御された加速器中性子源からの中性子を照射して、99mTcの親核種99Moを生成し、
3.照射されたペレットを溶解し、生成された親核種99Moを精製し、
4.精製された親核種99Moから、99mTcを抽出することからなるステップを備え、
天然同位体比原料Moターゲットが、濃縮Mo同位体ではなく、天然同位体比の98Moを含んで形成されたペレットとされ、天然同位体比の98Moを含んで形成されたペレットに、中性子エネルギーが中性子共鳴吸収帯域内になるように制御された加速器中性子源からの中性子が当該照射による中性子放射化断面積が増加する条件下で照射されて、99mTcの親核種99Moが生成され、99Mo溶液手段に貯蔵され、
該99Mo溶液貯蔵手段に複数個の99mTc抽出装置が接続されてタンデム系統が構成され、テクネチウム99mがタンデム系統の個別の99mTc抽出装置ごとに設定された時間差でもって抽出し、複数の99mTc抽出によって装置全体として診断薬オンデマンドに対応して抽出されること
を特徴とする医療用テクネチウム99mの製造装置。 In a manufacturing apparatus for medical technetium 99m including irradiating a natural isotope ratio raw material Mo target containing 98 Mo as a target nucleus with neutrons from an accelerator neutron source to generate 99m Tc parent nuclide 99 Mo,
1. The natural isotope ratio raw material Mo target is a pellet formed containing 98 Mo,
2. A pellet formed containing 98 Mo is irradiated with neutrons from an accelerator neutron source whose neutron energy is controlled to be within the neutron resonance absorption band of 98 Mo, thereby producing 99m Tc parent nuclide 99 Mo. ,
3. Dissolve the irradiated pellets, purify the produced parent nuclide 99 Mo,
4). Comprising the step of extracting 99m Tc from the purified parent nuclide 99 Mo;
Natural isotopic ratio material Mo target, rather than concentrating Mo isotope, is a pellet formed contains 98 Mo of natural isotopic ratio, the pellets formed contains 98 Mo of natural isotopic ratio, neutron Neutrons from an accelerator neutron source whose energy is controlled to be in the neutron resonance absorption band are irradiated under the condition that the neutron activation cross section by the irradiation increases, and 99m Tc parent nuclide 99 Mo is generated, Stored in 99 Mo solution means,
The 99 Mo solution plurality of 99m Tc extraction device is connected to the storage means is configured tandem system, technetium 99m is extracted with a set time difference for each individual 99m Tc extraction apparatus of a tandem system, a plurality of 99m An apparatus for producing technetium 99m for medical use, characterized in that the entire apparatus is extracted by Tc extraction in correspondence with diagnostic on-demand.
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JP2017142069A (en) * | 2016-02-08 | 2017-08-17 | 株式会社化研 | MANUFACTURING METHOD OF 99mTC FORMULATION AND 99mTC GENERATOR FROM LOW SPECIFIC RADIOACTIVE 99Mo USING Mo AND NO URANIUM AS RAW MATERIAL, MANUFACTURING DEVICE OF 99mTC FORMULATION AND 99mTC GENERATOR AND 99mTC GENERATOR COLUMN |
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