KR100906781B1 - Ｃｕ-64를 Ｇａ-67 생성물의 폐기물로부터 생산하는 방법 - Google Patents

Abstract

본 발명은 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물의 수용액을 무극성 유기용매 중의 디티존 용액과 혼합 반응시킨 다음 상 분리 하여 ⁶⁴Cu가 추출된 유기층을 획득하는 단계;

상기 획득된 유기층에 과산화수소를 유기층의 색깔이 녹색에서 주황색으로 변할 때까지 수 방울 부가하고, 2 내지 10 N의 염산을 부가하여 혼합 반응시킨 다음 상 분리하여 ⁶⁴Cu가 역추출된 수용액을 획득하는 단계;

그런 다음, 상기 수용액을 음이온 교환수지에 통과시켜 ⁶⁴Cu를 음이온 교환수지 상에 결합시킨 다음, 물로 ⁶⁴Cu를 용리하는 단계를 포함하는 ⁶⁴Cu를 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물로부터 생산하는 방법을 제공한다.

Description

Ｃｕ-64를 Ｇａ-67 생성물의 폐기물로부터 생산하는 방법{Process for the preparation of Cu-64 from Ga-67 waste product}

본 발명은 방사성 구리 ⁶⁴Cu를 제조하는 방법에 관한 것으로, 보다 구체적으로는 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물로부터 ⁶⁴Cu를 제조하는 방법에 관한 것이다.

Cu-64는 Cu-60, Cu-61, Cu-62, Cu-64, Cu-66, Cu-67등 구리 방사성 동위원소중 하나로 핵의학에서 매우 유용한 의료용 방사성 동위원소이다. Cu-64는 다양한 붕괴방식으로 붕괴하며 방사성 의약품을 합성하기에 충분한 반감기를 가지고 있어 핵의학 의료 분야에서 진단용 및 치료용으로 사용되고 있다(P.J. Blower, J.S. Lewis, and J. Jweit, Copper Radionuclides and Radiopharmaceuticals in Nuclear Medcine, Nucl. Med. Bio. vol. 23, p.957, 1996). 이러한 특징으로 인해 화합물이나 항체가 Cu-64로 라벨링된 방사성 의약품은 종양의 PET 이미지나 표적 방사성 치료에 유용하다(S.V. Smith, Molecular Imaging with Copper-64, J. Inorganic Biochemistry, Vol. 98, p. 1874, 2004; W. Cai, K. Chen, L. He, Q. Cao, A. Koong, and X. Chen, Quantitive PET of EGFR Expression in Xenograft-bearing Mice Using ⁶⁴Cu-labeled Cetuximab, a Chimeric anti-EGFR Monoclonal Antibody, Eur J Nucl Med Mol Imaging vol.34, p.850, 2007). Cu-64의 반감기는 12.7시간이고, 붕괴는 전자포획(41%), 베타선 방출(40%)과 양전자를 방출(19%)하면서 Zn-64로 붕괴한다.

Cu-64는 가속기에서 가속한 하전 입자를 농축표적에 빔 조사하여 제조될 수 있으며, 이러한 제조방법으로 구체적으로 3가지 방법이 알려져 있다. 첫째, 농축 니켈(Ni-64) 표적에 18 MeV의 양성자를 조사하여 ⁶⁴Ni(p,n)⁶⁴Cu 핵반응시켜 제조하는 방법; 둘째, 농축 니켈(Ni-64) 표적에 18 MeV의 중양자를 조사하여 ⁶⁴Ni(d,np)⁶⁴Cu 핵반응시켜 제조하는 방법; 셋째, 농축 아연(Zn-68) 표적에 30 MeV의 양성자를 조사하여 ⁶⁸Zn(p,αn)⁶⁴Cu 핵반응시켜 제조하는 방법이 있다.

상기 세가지 핵반응은 각각 장단점을 가지고 있다. 농축 니켈(Ni-64)을 표적으로 사용하는 핵반응(⁶⁴Ni(p,n)⁶⁴Cu 반응 및 ⁶⁴Ni(d,np)⁶⁴Cu 반응)은 천연 아연 표적을 사용하는 핵반응보다 생산수율이 높으나 농축 니켈 표적의 가격이 1 g당 대략 2 천만원으로 매우 고가여서 경제적이지 못한 문제가 있다. 따라서, 농축 니켈을 표적으로 한 핵반응은 니켈을 재사용 하기 위해 핵반응된 니켈표적을 회수하는 별도의 기술이 개발되어야 한다. 또한, 농축 니켈에 중양자 빔 조사를 하는 것은 전세계적으로 중양자를 가속시킬 수 있는 가속기가 적어 ⁶⁴Ni(d,np)⁶⁴Cu 핵반응을 이용 하기는 어렵다.

그러나, 농축 아연(Zn-68) 표적을 이용하는 방법은 생산 수율은 상대적으로 작지만 수요량을 만족할만한 충분한 양이 존재하며, 농축 아연 표적의 가격은 1 g 당 약 3 백만원으로서, 농축 니켈보다 훨씬 저가이므로 농축 아연 표적을 이용하는 방법이 보다 경제적이다. 더욱이, 가장 큰 장점은 농축 아연에 양성자를 조사하여 ⁶⁸Zn(p,αn)⁶⁴Cu 핵반응 시키면 ⁶⁴Cu 외에 방사성 의료분야에서 진단과 치료에 널리 사용되는 ⁶⁷Ga가 생산되며, ⁶⁴Cu는 ⁶⁷Ga의 생산의 부반응으로서 생성되어 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물 중에 존재한다는 점이다. 농축 아연을 표적으로 하여 양성자를 조사하면 ⁶⁸Zn(p,2n)⁶⁷Ga 반응과 ⁶⁸Zn(p,αn)⁶⁴Cu 반응이 동시에 일어나, ⁶⁷Ga와 ⁶⁴Cu가 모두 생성되어, ⁶⁷Ga의 생산 시 생성되는 방사성 폐기물 중에서 ⁶⁴Cu를 분리함으로써 ⁶⁴Cu를 제조할 수 있다. 따라서, 이러한 방법은 버려질 수 있는 폐기물을 이용하므로 경제적이며, 별도의 방사선 조사 공정과 농축 표적 물질의 회수공정을 필요로 하지 않게 되어 더욱 경제적이다(S. V. Smith, D. J. Waters and N. D. Bartolo, Separation of ⁶⁴Cu from ⁶⁷Ga Waste Products Using Anion Exchange and Low Acid Aqueous/Organic Mixtures, Radiochimica Acta Vol. 75, p. 65, 1996).

구체적으로, ⁶⁸Zn을 표적으로 하여 양성자를 조사하여 ⁶⁷Ga를 생성시킨 다음에는, 염산으로 표적을 용해하고 디이소프로필 에테르로 추출하여 ⁶⁷Ga를 함유하는 유기층과 ⁶⁸Zn, ⁶⁴Cu, 및 다양한 방사성 동위원소의 불순물을 함유하는 수용액을 분리함으로써 ⁶⁷Ga를 분리할 수 있다. 그런 다음에는, 아연을 재활용하기 위해서, 수용액에 약 2N의 염산을 부가한 다음 음이온 교환수지를 통해 통과시키면 음이온 교환수지 상에 ⁶⁸Zn이 결합되고, ⁶⁴Cu가 및 다양한 방사성 동위원소를 포함한 폐기물이 용리되어 나온다. 이러한 ⁶⁴Cu가 및 다양한 방사성 동위원소를 포함한 폐기물로부터 ⁶⁴Cu를 순수하게 분리하는 방법에 대해서는 공지된 바가 없으며, ⁶⁴Cu를 경제적으로 생산하기 위해서는 상기 폐기물로부터 ⁶⁴Cu를 순수하게 분리하는 방법의 수립이 필요하다.

따라서, 본 발명의 목적은 ⁶⁷Ga의 생성물의 방사성 폐기물로부터 ⁶⁴Cu를 순수하게 분리하는 방법을 제공하는 것이다.

상기 목적을 달성하기 위하여, 본 발명은

⁶⁷Ga 생성물의 폐기물의 수용액을 무극성 유기용매 중의 디티존 용액과 혼합 반응시킨 다음 상 분리 하여 ⁶⁴Cu가 추출된 유기층을 획득하는 단계;

상기 획득된 유기층에 과산화수소를 유기층의 색깔이 녹색에서 주황색으로 변할 때 까지 수 방울 부가하고, 2 내지 10 N의 염산을 부가하여 혼합 반응시킨 다음 상 분리하여 ⁶⁴Cu가 역추출된 수용액을 획득하는 단계;

그런 다음, 상기 수용액을 음이온 교환수지에 통과시켜 ⁶⁴Cu를 음이온 교환수지 상에 결합시킨 다음, 물로 ⁶⁴Cu를 용리하는 단계를 포함하는 ⁶⁴Cu를 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물로부터 생산하는 방법을 제공한다.

이하, 본 발명을 보다 상세하게 설명한다.

본 발명이 제공하는 ⁶⁴Cu를 생산하는 방법은 ⁶⁸Zn 표적에 양성자 빔을 조사하여 ⁶⁷Ga를 생성시키고, 사용된 표적 ⁶⁸Zn을 회수하고 남은 방사성 폐기물로부터 ⁶⁴Cu 를 분리하는 방법에 의해 이루어지는 것으로, 상기 방사성 폐기물로부터 ⁶⁴Cu를 분리하는 방법을 최초로 개발한 것이다.

본 명세서에서는 상기 ⁶⁸Zn 표적에 양성자 빔을 조사하여 ⁶⁷Ga를 생성시키고, 사용된 표적 ⁶⁸Zn을 회수하고 남은 방사성 폐기물을 간략하게 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물이라고도 부른다.

본 발명이 제공하는 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물로부터 ⁶⁴Cu를 분리하는 방법은 크게 폐기물을 디티존 용액으로 추출하는 단계, 그 추출액을 염산으로 역추출하는 단계, 및 이온 교환 수지로 분리하여 ⁶⁴Cu를 획득하는 단계를 포함하는 방법에 의해 이루어진다. 그리하여, 본 발명이 제공하는 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물로부터 ⁶⁴Cu를 분리하는 방법은

⁶⁷Ga 생성물의 폐기물의 수용액을 무극성 유기용매 중의 디티존 용액과 혼합 반응시킨 다음 상 분리 하여 ⁶⁴Cu가 추출된 유기층을 획득하는 단계;

상기 획득된 유기층에 과산화수소를 유기층의 색깔이 녹색에서 주황색으로 변할 때 까지 수 방울 부가하고, 2 내지 10 N의 염산을 부가하여 혼합 반응시킨 다음 상 분리하여 ⁶⁴Cu가 역추출된 수용액을 획득하는 단계; 및

그런 다음, 상기 수용액을 음이온 교환수지에 통과시켜 ⁶⁴Cu를 음이온 교환 수지 상에 결합시킨 다음, 물로 ⁶⁴Cu를 용리하는 단계를 포함한다.

상기 ⁶⁴Cu를 제조하기 위한 출발물질로서 사용되는 상기 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물은 ⁶⁸Zn을 표적으로 하고 양성자 빔을 조사하여 ⁶⁷Ga를 생성시킨 다음 재활용을 위해 ⁶⁸Zn를 분리한 나머지의 폐기물로서 약 1 내지 3 N 농도의 HCl을 함유하는 폐기물이기만 하면, 특별히 제한되는 것은 아니며, 일 구현예에 따르면 상기 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물은

농축 ⁶⁸Zn 표적에 양성자 빔을 조사하여 ⁶⁸Zn(p,2n)⁶⁷Ga 반응시키는 단계;

상기 표적을 5 내지 8 N 염산으로 용해시키는 단계;

디이소프로필 에테르를 가하여 혼합 반응시킨 다음, 상분리 하여 ⁶⁷Ga를 함유하는 유기층과 ⁶⁸Zn 및 ⁶⁴Cu를 함유하는 수용액을 분리하는 단계;

상기 수용액에 물을 부가하여 염산의 농도를 1 내지 3 N로 맞춘 다음, 음이온 교환수지에 통과시켜 나오는 용리물을 획득하는 단계를 포함하는 방법에 의해 얻어지는 폐기물이 이용될 수 있다.

상기 ⁶⁸Zn 표적에 양성자를 조사하여 ⁶⁸Zn(p,2n)⁶⁷Ga 반응시키는 단계에서 양성자 조사는 약 10 내지 40 MeV, 100 내지 300 μA로 약 5 내지 15 시간동안 조사할 수 있으며, 가장 바람직하게는 약 30 MeV, 200 μA로 10시간 동안 조사할 수 있 다. 그런 다음, 염산에 용해시키는 단계에서는 상기한 바와 같이 5 내지 8 N 염산을 이용하여 핵반응된 표적을 용해시키며, 가장 바람직하게는 7 N 염산을 이용할 수 있다. 그런 다음, 디이소프로필 에테르를 가하여 격렬하게 혼합 반응시킨 다음 상 분리를 수행할 수 있다. 디이소프로필 에테르를 가하여 혼합하면 염산에 용해되어 있던 ⁶⁷Ga가 디이소프로필 에테르 쪽으로 추출되며, ⁶⁸Zn, ⁶⁴Cu, 및 여러 방사성 동위원소 불순물은 수용액에 남아있게 된다. 격렬하게 혼합 반응시켜 ⁶⁷Ga가 디이소프로필 에테르 층으로 충분히 이행하게 되면, 정치시켜 상 분리를 수행할 수 있다. 그런 다음, ⁶⁸Zn, ⁶⁴Cu, 및 여러 방사성 동위원소 불순물을 함유하는 수용액에서 ⁶⁸Zn을 회수하기 위해 수용액을 음이온 교환 수지를 이용한 크로마토그래피를 수행할 수 있다. 음이온 교환 수지 크로마토그래피를 수행하기 위해, 상기 수용액에 물을 가해 염산의 농도를 1 내지 3 N로 맞추며, 가장 바람직하게는 염산의 농도를 2 N로 맞출 수 있다. 이는 농축 ⁶⁸Zn의 결합력이 컬럼에서 가장 크기 때문이다. 그런 다음, 이와 같이 염산 농도를 조절한 층을 음이온 교환 수지 컬럼을 통해 통과시키면, ⁶⁸Zn은 음이온 교환 수지 상에 결합되고, 컬럼을 통해 통과된 용리액이 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물로서 얻어진다. ⁶⁸Zn을 보다 순도 높게 분리하기 위해서는, 컬럼을 통과시킨 수용액의 염산 농도와 동일한 농도의 염산을 컬럼을 통해 더욱 통과시킬 수 있다.

⁶⁷Ga 생성물의 폐기물의 수용액을 디티존 용액으로 추출하기 전에, ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물의 수용액의 pH를 2 내지 4로 조정하는 것이 바람직하며, 가장 바람직하게는 3으로 조정할 수 있다. 이는 ⁶⁴Cu와 디티존의 유기용매층과 수용액층에서 분배계수가 가장 때문이다. 상기 pH를 조절하기 위한 시약으로는 임의의 염기성 시약이 이용될 수 있으며, 예를 들어 수산화나트륨, 수산화칼륨 등이 사용될 수 있다. 또한, 그 부피를 충분히 하기 위해 물, 바람직하게는 탈염수를 가하여 이후 반응에 충분한 부피를 형성하도록 할 수 있다.

이러한 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물의 수용액은 디티존 용액과 혼합 반응시킴으로써 ⁶⁴Cu를 추출시킬 수 있다. 상기 디티존 용액은 디티존 용액을 용해할 수 있는 무극성 유기용매 중에서 제조할 수 있으며, 상기 무극성 용매로는 예를 들어 사염화탄소, 클로로포름 등이 이용될 수 있고, 가장 바람직하게는 사염화탄소가 이용될 수 있다. 디티존 용액의 농도는 ⁶⁴Cu를 추출하기에 충분한 농도이기만 하면 특별히 제한되는 것은 아니며, 바람직하게는 0.001 내지 0.1 중량%일 수 있고, 가장 바람직하게는 0.1 중량%로 이용될 수 있다. ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물의 수용액 중의 ⁶⁴Cu를 충분히 추출해 내기 우해 디티존 용액을 상기 폐기물의 수용액과 충분히 혼합반응시킬 수 있다. 그런 다음, 분별 깔대기 중에서 정치시켜 상 분리를 수행하여, ⁶⁴Cu가 추출된 디티존 용액의 유기층을 분리할 수 있다. 이러한 과정에 의해, 상기 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물 중에 존재하는 다양한 방사성 동위원소, 즉 ⁵⁷Ni, ⁵⁷Co, ⁵⁵Co, ⁶⁷Ga를 제외하고 ⁶⁴Cu를 분리해 낼 수 있다.

그런 다음, ⁶⁴Cu를 함유하는 유기층에 2 내지 10N의 염산을 가하고 혼합 반응시켜, 염산에 ⁶⁴Cu를 역추출 하는 과정을 수행할 수 있다. 상기 염산 ⁶⁴Cu를 함유하는 유기층에 가하기 전에, 유기층에 과산화수소수를 수 방울 적가할 수 있다. 이때 과산화수소수는 유기층의 색깔이 녹색에서 주황색으로 변할 때까지 부가하며, 이러한 정도로 부가하기에 적절한 농도의 과산화수소수를 이용할 수 있으며, 바람직하게는 약 30 중량%의 과산화수소수를 이용할 수 있다. 유기층에 부가된 과산화수소는 디티존을 환원시켜 디티존의 ⁶⁴Cu와의 결합력을 약화시킴으로써, 이후에 염산을 부가하여 역추출 시 ⁶⁴Cu의 염산으로의 이행을 원활하게 하는 역할을 한다. 상기 역추출을 위한 염산은 2 내지 10 N의 농도의 염산을 이용할 수 있으며, 바람직하게는 5 내지 8 N, 가장 바람직하게는 7.2 N의 염산을 가하여 역추출 시킬 수 있다. 유기층 중의 ⁶⁴Cu를 염산에 충분히 역추출해 내기 위해 부가된 염산을 상기 폐기물 수용액과 충분히 혼합 반응시킬 수 있다. 그런 다음, 분별 깔대기 중에서 정치시켜 상 분리를 수행하여, ⁶⁴Cu가 추출된 염산층을 분리할 수 있다.

상기 분리된 ⁶⁴Cu가 추출된 염산을 음이온 교환수지 크로마토그래피를 수행 함으로써 ⁶⁴Cu를 더욱 정제할 수 있다. ⁶⁴Cu가 추출된 염산 수용액을 음이온 교환수지가 충전된 컬럼 상에 로딩하여 통과시키면 ⁶⁴Cu가 음이온 교환 수지 상에 결합되어 ⁶⁴Cu의 정제가 가능하다. 또한, 상기 ⁶⁴Cu가 추출된 염산과 동일한 농도의 염산을 컬럼에 더 부가하여 세척하는 과정을 수행하는 것이 바람직하다. 그런 다음, 물을 컬럼에 통과시켜 ⁶⁴Cu를 용리시키고, 그 용리물을 획득함으로써 정제된 ⁶⁴Cu를 얻을 수 있다. 그리하여 얻어진 용리물은 구리를 순수하게 포함하며, 주로 ⁶⁴Cu이지만, ⁶⁷Cu 또한 소량 존재한다. 그러나, ⁶⁷Cu는 ⁶⁴Cu와 항상 함께 존재하는 동위원소로서 ⁶⁴Cu가 방사성 의약품에 적용되는데 있어 전혀 문제가 되지 않는다. 이와 같이, 본 발명에 따른 방법에 의해 ⁶⁴Cu가 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물로부터 순수하게 분리될 수 있다는 것은 하기 실시예에서 구체적으로 확인되었다.

상기 설명한 바와 같이, 본 발명에 따르면 ⁶⁸Zn을 표적으로 양성자 빔을 조사하여 생성된 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물로부터 ⁶⁴Cu를 분리함으로써, ⁶⁴Cu를 높은 순도로 제조할 수 있다. 그리하여, 본 발명에 따른 방법은 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물로부터 ⁶⁴Cu의 생산이 가능하므로 별도의 핵반응 표적의 제작을 필요로 하지 않으며, 표적 의 회수 과정이 필요하지 않으므로, 제법이 간편할 뿐만 아니라 경제적으로 매우 유리하게 ⁶⁴Cu를 제조할 수 있는 장점이 있다.

이하, 본 발명을 실시예에 의해 더욱 상세히 설명한다. 하지만, 하기 실시예는 예시적인 것에 지나지 않으며, 결코 본 발명을 제한하고자 하는 것은 아니다.

1. 시약 및 기구

제조를 위해 사용되는 모든 시약은 분석 등급으로 하였다. 농축된 ⁶⁸Zn (동위원소 순도 > 98%)을 Isoflex Russia로부터 입수하였다. 디이소프로필 에테르, 염산, 사염화탄소, 디티존(dithizone), 및 과산화수소는 Aldrich로부터 입수하였다.

음이온 교환 레진으로는 AG1-x8(100~200 메쉬)을 사용하였으며, BioRad로부터 구입하였다.

2. ⁶⁸ Zn 표적에 대한 양성자 빔 조사 및 ⁶⁷ Ga 생성물의 폐기물 회수

⁶⁸Zn 표적에 30 MeV, 200 μA의 양성자 빔을 7.5 시간동안 조사함으로써 ⁶⁸Zn(p,2n)⁶⁷Ga 반응을 통해 ⁶⁷Ga를 생성시켰다. 조사 후에, 반응이 이루어진 ⁶⁸Zn 표적에 7 N HCl 용매를 가하고 혼합시켜 추출한 다음, 디이소프로필에테르를 가해 혼합한 다음 상분리를 하여, ⁶⁷Ga를 함유하는 유기층과 ⁶⁸Zn, ⁶⁴Cu, 및 불순물의 방사성 동위원소를 함유하는 수용액으로 분리시켰다. 수용액으로부터 ⁶⁸Zn을 회수하기 위해 탈염수를 가해 수상의 염산 농도를 2N로 조정하고, 그 용액을 음이온 교환 수지 컬럼을 통해 통과시켰다. 그 컬럼에서의 용리액은 ⁶⁴Cu 분리를 위해 수집하고, 음이온 교환수지상에 결합된 ⁶⁸Zn은 재활용을 위해 탈염수를 가해 용리시켰다.

3. ⁶⁷ Ga 생성물의 폐기물의 방사성 핵종 분석

상기 컬럼에서의 용리액으로서 얻어진 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물에서의 방사성 동위원소의 감마선 및 방사능 활성을 MCA(Multichannel Analyzer)와 결합된 HPGe(High Purity Germanium) 검출기(ORTEC EG&G)를 이용하여 측정하였다. 그 결과를 도 1 및 표 1에 나타내었다. HPGe 검출기의 감마선 검출 효율은 NIST 표준 원료로부터의 80 keV 내지 2 MeV의 감마선을 측정함으로써 결정하였다. ⁶⁴Cu, ⁶⁷Cu, ⁵⁷Co, ⁵⁷Ni, ⁶⁷Ga, 및 ⁶⁶Ga의 감마선이 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물 중에서 확인되었으며, EOB(End of bombardment)에서의 ⁶⁴Cu 및 ⁶⁷Cu의 방사능은 각각 1,208 mCi 및 6.05 mCi 이었다.

4. ⁶⁷ Ga 생성물의 폐기물로부터 ⁶⁴ Cu 의 분리

상기 2.에서 ⁶⁸Zn의 회수를 위해 수행한 음이온 교환 수지 크로마토그래피에서 용리액으로서 얻어진 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물에서 ⁶⁴Cu를 분리하기 위해 다음과 같은 처리를 수행하였다.

상기 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물(부피: 약 350 mL)을 2 L 비이커에 옮기고, 진한 수산화나트륨을 부가하여 pH를 3으로 조정하였다. 총 부피를 1.4 L로 하기 위해, 탈염수를 부가하였다. 용매 추출을 위해, 사염화탄소 중의 0.01% 디티존 용액 140 mL를 용액에 부가하고 약 5 분간 완전히 혼합하였다. 그 혼합물을 분별 깔대기로 옮기고 ⁶⁴Cu 및 ⁶⁷Cu를 함유하는 유기상을 비이커에 수집하였다. ⁶⁴Cu의 추출 효율은 정량적으로 거의 100%에 가까웠다. 상기 비이커에 수집된 유기상에 30% 과산화수소수 용액 수 방울을 유기상의 색깔이 녹색에서 주홍색으로 변할 때까지 부가하였다. 그런 다음, 그 유기상에 7.2 N 염산을 부가하고 완전히 혼합하여 ⁶⁴Cu를 염산중에 역추출하였다. 수상과 유기상의 ⁶⁴Cu 감마선 계수를 측정하고 비교한 결과, 역추출의 수율은 거의 90%에 가까웠다. 역추출된 ⁶⁴Cu 용액의 부피를 감소시키기 위해, 음이온 교환 크로마토그래피를 수행하였다. 역추출로 얻어진 수상을 음이온 교환 수지 컬럼(φ 1 x 7 cm)에 통과시켜 용리된 액은 버리고, 음이온 교환 수지 컬럼에 탈염수를 추가로 통과시켜 음이온 교환 수지 상에 결합된 ⁶⁴Cu를 용리시켜 컬럼으로부터 회수하였다.

참고로, 상기 실시예에 따른 ⁶⁷Ga의 생산 과정 및 ⁶⁴Cu의 분리방법을 도 2에 순서도로 나타내었다.

5. 확인 시험

상기한 바와 같이 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물로부터 ⁶⁴Cu를 분리하는데 걸린 총 처리시간 및 분리수율은 각각 약 2 시간 및 90% 이상이었다. 순수한 방사능 구리 ⁶⁴Cu/⁶⁷Cu 용액이 효과적으로 분리되었으며, 그 방사능 핵종의 순도를 HPGe-MCA 시스템을 이용하여 체크하였다. 그 결과를 도 3에 나타내었다.

도 3의 그래프에 나타난 바와 같이, 본 발명의 방법에 따라 용매 추출(염산 중의 디티존 용액) 후 염산으로 역추출 한 다음, 이온교환 크로마토그래피에 의해 정제한 결과, ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물로부터 ⁶⁴Cu가 효과적으로 순수하게 분리된다는 것이 확인되었다. 도 3에 나타난 ⁶⁷Cu의 피크는 그 계수로 보아 매우 소량이며 ⁶⁴Cu에 언제나 수반되는 동위원소로서 ⁶⁴Cu가 방사성 의약품으로서 이용되는데 있어 불리한 영향을 미치지 않는다.

도 1은 ⁶⁸Zn을 표적으로 양성자 빔을 조사하여 ⁶⁸Zn(p,αn)⁶⁴Cu 핵반응에 의해 얻어진 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물을 MCA(Multichannel Analyzer)와 결합된 HPGe(High Purity Germanium) 검출기(ORTEC EG&G)로 측정한 결과 얻어진 감마선 스펙트럼 이다.

도 2는 본 발명의 일 구현예에 따른 ⁶⁷Ga의 생산 과정 및 ⁶⁴Cu의 분리방법을 나타낸 순서도이다.

도 3은 본 발명의 일 구현예에 따라 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물로부터 분리된 최종 ⁶⁴Cu 생성물을 MCA와 결합된 HPGe 검출기로 측정한 결과 얻어진 감마선 스펙트럼 이다.

Claims (6)

1. ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물의 수용액을 무극성 유기용매 중의 디티존 용액과 혼합 반응시킨 다음 상 분리 하여 ⁶⁴Cu가 추출된 유기층을 획득하는 단계;

   상기 획득된 유기층에 과산화수소를 유기층의 색깔이 녹색에서 주황색으로 변할 때까지 수 방울 부가하고, 2 내지 10 N의 염산을 부가하여 혼합 반응시킨 다음 상 분리하여 ⁶⁴Cu가 역추출된 수용액을 획득하는 단계; 및

   그런 다음, 상기 수용액을 음이온 교환수지에 통과시켜 ⁶⁴Cu를 음이온 교환수지 상에 결합시킨 다음, 물로 ⁶⁴Cu를 용리하는 단계를 포함하는 ⁶⁴Cu를 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물로부터 생산하는 방법.
2. 제 1 항에 있어서, 상기 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물은 ⁶⁸Zn을 표적으로 하고 양성자 빔을 조사하여 ⁶⁷Ga를 생성시킨 다음 재활용을 위해 ⁶⁸Zn를 분리한 나머지의 폐기물로서 약 1 내지 3 N 농도의 HCl을 함유하는 폐기물인 것을 특징으로 하는 방법.
3. 제 1 항에 있어서, 상기 ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물은

   농축 ⁶⁸Zn 표적에 양성자 빔을 조사하여 ⁶⁸Zn(p,2n)⁶⁷Ga 반응시키는 단계;

   상기 표적을 5 내지 8 N 염산 중에 용해시키는 단계;

   디이소프로필 에테르를 가하여 혼합반응시킨 다음, 상분리하여 ⁶⁷Ga를 함유하는 유기층과 ⁶⁸Zn 및 ⁶⁴Cu를 함유하는 수용액을 분리하는 단계;

   상기 수용액에 물을 부가하여 염산의 농도를 1 내지 3 N로 맞춘 다음, 음이온 교환수지에 통과시켜 나오는 용리물을 획득하는 단계를 포함하는 방법에 의해 획득되는 것을 특징으로 하는 방법.
4. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서, ⁶⁷Ga 생성물의 폐기물의 수용액의 pH를 2 내지 4로 조정하는 것을 특징으로 하는 방법.
5. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서, 상기 무극성 유기용매는 사염화탄소 또는 클로로포름인 것을 특징으로 하는 방법.
6. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서, 상기 염산의 농도는 5 내지 8 N인 것을 특징으로 하는 방법.

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