KR20180044263A - 이트륨-90 제조 시스템 및 방법 - Google Patents

Abstract

적어도 부분적으로 Zr-90으로 구성된 지르코늄 타겟을 제공하는 단계; 12.1 MeV의 최대 에너지 준위를 갖는 중성자 빔을 생성하기 위해 고-Z 변환기 상에 전자 빔을 지향시키는 단계; 및 Zr-90의 적어도 일 부분을 Y-90 의료용 동위원소로 동위원소적으로 변환시키기 위해 지르코늄 타겟 상에 중성자 빔을 지향시키는 단계를 포함하는 치료를 위한 의료용 동위원소 이트륨-90(Y-90)을 제조하는 방법이 제공된다.

Description

이트륨-90 제조 시스템 및 방법

[0001] 국외 또는 국내 우선권 주장이 출원 데이터 시트에서 본 출원과 함께 출원된 것으로 확인되는 임의의 그리고 모든 출원들은, 본원에 의해 37 CFR 1.57 에 의거하여 인용에 의해 포함된다.

[0002] 본 발명은 일반적으로, 불안정한, 즉, 방사성 핵 동위원소들(isotopes)의 생성에 관한 것이며, 더 구체적으로, 중성자-유도(neutron-induced) 반응들을 통한 이트륨-90 의료용 동위원소(medical isotope)를 생성하기 위한 시스템 및 방법에 관한 것이다.

[0003] 이트륨-90(Y-90)은 치료를 위한 의료용 방사성 동위원소로서 유익하게(valuably) 사용된다. 이는, 짧은 반감기(64.2 시간)를 갖고, 안정적인 붕괴 생성물(daughter product): 지르코늄-90(Z-90)으로 붕괴된다. 이는, 높은 평균 베타 에너지(2.27 MeV의 최대 에너지, 0.9367 MeV의 평균 에너지)를 갖고 그리고 조직(tissue)에서의 평균 침투 범위가 2.5mm 및 최대 11 mm인 순수 β-입자 방출 방사성 핵종(particle emitting radionuclide)이다. 1 기가베크렐(gigabecquerel)(27 mCi)의 Y-90은 50 Gy/kg의 총 흡수된 방사선량(absorbed radiation dose)을 전달한다. 치료를 위한 사용 시에, 동위원소가 본래의 위치에서(in situ) 완전히 붕괴되어, 11일에 방사선의 94%가 전달된다.

[0004] Y-90은 암 세포들을 타겟팅하기 위한 단일클론 항체(monoclonal antibody)에 대해 사용되는, 근접 치료(체내 방사선 요법(internal radiation therapy))를 위한 마이크로스피어들(microspheres)에서 방사선 소스로서 사용되는, 그리고 더 큰 윤활 관절들(synovial joints)에서의 관절염 통증을 완화시키기 위한 국부적으로 주입된 실리케이트 콜로이드로서 사용되는 치료제로서, 확립된 응용들을 갖는다.

[0005] Y-90과 단일클론 항체들 및 펩타이드들(peptides)의 조합은 특정 타겟들을 갖는 잠재적인 "스마트 약물들(smart drugs)"을 생성한다. 이러한 치료 응용은 현재, 난소, 폐, 유방, 결장, 전립선, 뇌, 비호지킨 림프종, 및 위장 선암들(gastrointestinal adenocarcinomas)과 같은 암들을 치료하기 위한 임상 시험들에서 사용되고 있다.

[0006] Y-90을 갖는 마이크로스피어들을 사용하는 근접 치료는, 수술과 동등하거나 더 양호한 치료율들(cure rates)을 갖지만, 최소 침습적(invasive)이다. 현재, Y-90 동위원소를 사용하는 상업적으로 이용 가능한 2개의 마이크로스피어 유형들이 존재한다. 하나의 유형은, Y-90을, 유리(glass) 마이크로스피어들 내에 통합시키고 다른 하나는 수지(resin) 마이크로스피어들 내에 통합시킨다.

[0007] 이트륨-90의 다른 유익한 용도는 관절 치료들이다. 이는, 오직 스테로이드 주사들(injections)에만 일시적으로 반응하는, 재발성 삼출액들(recurrent effusions)(액체 저류들(fluid collections))이 있는 무릎 관절들의 증상들을 경감시키는 데에 사용된다. 이는 또한, 윤활막(synovium)(관절 라이닝(joint lining))의 파괴적 질병인 색소침착 융모결절 윤활막염(pigmented villonodular synovitis)에 대한 적합한 치료이다. 관절 문제들을 치료할 때, 방사선 활막파괴술(radiosynoviorthesis) 치료들은 환부(affected) 관절 내에 Y-90 콜로이드의 액체 주사로서 전달된다. 콜로이드 입자들은 관절의 내부 활액막(synovial lining) 세포들에 들어간다. 이어서, Y-90은 베타 방출을 통해 붕괴되고, 이는 외부 조직들에 손상을 야기하지 않고 염증 프로세스를 중단시킨다.

[0008] Y-90은 많은 이점들을 갖는 치료용 방사성 핵종이지만, Y-90의 선량(dose)의 비용은 매우 높다. Y-90의 환급액(reimbursement value)이 선량 당 약 19,500 달러였다는 것이 2003년 미국 GAO(Government Accountability Office) 보고서에 언급되었다. 2011년 Oncologist 저널에서의 추산(estimate)은 Y-90 치료 비용을 25,000 달러 초과로 평가하였다(placed). 미국의 주요 보험 회사들 중 하나로부터 획득된 사설 통신은 선량 당 현재 가격을 언급했다.

[0009] 현재, 미국에서 핵 의학에 사용되는 Y-90을 공급하는 데에 사용되는 2개의 제조 방법들이 존재한다. 둘 모두는 원자로(nuclear reactor)의 사용을 수반한다.

[0010] Y-90을 제조하는 제1 방법은, 우라늄 타겟들이 원자로에서 조사된(irradiated) 이후 핵분열 생성물 스트림들(streams)로부터 스트론튬-90(Sr-90)을 추출하는 것이다. Y-90은 Sr-90의 붕괴 생성물이다. Sr-90은 대략 29년의 반감기를 가지기 때문에, 즉, 비교적 느리게 붕괴되기 때문에, 합당한 시간 기간 내에 실행 가능한 양의 Y-90 붕괴 생성물을 발생시키기 위해서는 대량의 Sr-90이 필요하다. 더욱이, Y-90이 그 방사능의 유용한 형태로 남아있으면서, 치료 선량으로 충분한 Y-90(0.4 mCi/kg 내지 최대 32 mCi)을 축적하기 위해 Y-90이 단지 대략 64 시간의 짧은 반감기를 갖기 때문에, (비교적) 매우 많은 양의 Sr-90이 요구된다.

[0011] 전형적으로, Sr-90 소스는, Y-90을 제조하기 위해, 선택된 간격들에 걸쳐서 수 회 밀킹된다(milked). 1990년대 초부터, PNNL(Pacific Northwest National Laboratory)은, Sr-90으로부터의 Y-90의 제조 및 추출을 위해 원자로(Fast Flux Test Facility - FFTF)를 사용할 가능성에 대한 조사를 시작했다. 현재 미국에서, 초-순수(ultra-pure) Y-90 방사성 핵종은 일반적으로, PNNL에 의해 개발된 특허받은 프로세스를 사용하여 Hanford 핵 시설(nuclear site) 근처의 고 방사능 폐기물 탱크들에 저장된 Sr-90 핵분열 폐기물로부터 추출된다. Sr-90은 대량으로 상업적으로 이용 가능하지만, 적어도 2개의 문제들이 추출 프로세스를 매우 부담스럽게(demanding) 만든다.

[0012] 첫째, Sr-90의 화학적 특성들은 칼슘과 흡사하다. 생물학적으로, 이는 임의의 잔여 Sr-90이 환자의 뼈들에 축적되어 비극적인 결과들을 낳는 것을 초래한다. 이는, 원하는 Y-90으로부터 해로운 Sr-90이 쉽게 제거되지 않기 때문에, Sr-90으로부터의 Y-90의 제조와 관련하여 강하게 부정적이다. 방사성 핵종 순도는 99.998%보다 더 커야하거나, Sr-90 오염은 2x10-3 % 또는 20ppm 미만이어야 한다. (http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/ trs470_web.pdf 를 참고한다.) 임의의 Sr-90 오염을 피하면서 이러한 초-순수 Y-90을 생성하는 데에 요구되는 노력이, 종래에-제조된 매우 높은 비용의 Y-90에서 가장 큰 요인이다. Sr-90으로부터의 Y-90의 제조 및 추출은, 미국 특허 제 5512256 호, 미국 특허 제 7517508 호, 미국 특허 공보 제 2004/0005272 호, 및 PCT 출원 제 KR2009/001574 호를 포함하는 다양한 특허 공보들에 기재된 알려진 프로세스이다.

[0013] 둘째, 많은 장기-특정(organ-specific) 치료제들, 예컨대, 항체들 및 펩타이드들로의 이트륨-90의 킬레이트화(chelation)는, 제한된 킬레이트화 장소들(sites)을 위해 경쟁하는 경쟁성 금속성 불순물들 없이 매우 높은 비방사능(specific activity)을 필요로 하기 때문에, 일부 응용들에서, 오염성(contaminating) 금속성(M+3) 불순물들의 완전한 부재가 필수적이다. 이러한 요건이 이차적인 비용 요인이다.

[0014] Y-90을 제조하는 제2 방법은, Y-89(n, γ)Y-90 반응을 사용하는 원자로에서 중성자들에 의한 Y-89의 충격(bombardment)을 이용하는 것이다. 현재의 원자로 모델들에서, 중성자 플럭스(flux)는 주로, 열중성자화된(thermalized) 중성자들로 구성된다. Y-89의 중성자 포획 단면적(neutron capture cross-section)이 도 1에 도시된다. 중성자 포획 단면적의 작은 값들 때문에, Y-90의 제조를 위해 많은 양의 Y-89가 필요하다. 짧은 반감기 때문에, Y-90은 실질적으로 사용 현장(point-of-use)까지의 배송 동안에 붕괴된다. 이러한 제조 방법은 원자로와 관련되기(tied) 때문에, 붕괴 생성물이, 종종 먼 거리에서 사용 현장으로 신속하게 배송되어야 하거나, 환자가 원자로 근처의 장소로 옮겨져야만 한다. 이것이, 많은 설비들이, 이러한 Y-89 방법 대신에 Sr-90 제조 방법을 사용하기로 선택하는 주된 이유이다.

[0015] 현재의 제조 방법들로는, Y-90의 선량 당 비용이 천문학적이다. 이러한 높은 기본 가격에 기여하는 요인들은, Sr-90으로부터의 Y-90의 고-순도 추출에 대한 필요성, HEU(highly enriched uranium)의 활용과 연관된 높은 비용들, 원자로 제조 시설로부터 전국으로의 Y-90의 빠른 배송에 대한 필요, 금속성 불순물들을 회피하기 위한 요건, 및 고준위(high-level) 폐기물들의 취급 및 폐기이다.

[0016] 이에 따라, 주문형(on-demand) 제조 능력을 제공하고, 사용 현장 근처에서의 분배를 허용하며, 위험한 방사성 핵종들에 의한 오염의 위험이 없는(이로써, Sr-90 방법에서 필요한 초-고 정제(purification) 기법들에 대한 현재의 필요성을 제거함), Y-90을 제조하기 위한 방법 및 시스템에 대한 필요가 존재한다.

[0017] 본 실시예들은, 지르코늄-90(Zr-90)으로부터 이트륨-90(Y-90)의 제조를 위한 시스템 및 방법에 관한 것이다. 일부 실시예들에서, 방법은, Zr-90의 적어도 일부로 구성된 지르코늄 타겟을 조사 챔버에 로딩하는 단계; 전자들을 가속시키고 고-Z 재료 상에 충돌시켜서, 고-Z 재료에 의해 이어서 흡수되는 광자들을 발생시켜, Zr-90(n,2n)Zr-89 반응의 임계치(약 12.1MeV) 미만의 최대 에너지 준위를 갖는 에너지들을 갖는 중성자들을 생성하기 위해, 콤팩트한 전자 가속기를 활용하는 단계; Zr-90(n, p)Y-90 반응을 통해 Zr-90의 적어도 일부를 Y-90으로 동위원소적으로(isotopically) 변환시키기 위해 중성자들이 지르코늄 타겟의 Zr-90에 충돌하는 조사 챔버 내에 중성자들을 도입하는 단계; Y-90을 선택적으로 용해시키기 위해 RTIL(room temperature ionic liquid)을 조사 챔버 내에 도입하는 단계; RTIL을 조사 챔버로부터 제거하는 단계; 및 RTIL로부터 Y-90을 회수(recover)하기 위해 전기분해 기법을 사용하는 단계를 포함한다.

[0018] Y-90을 제조하는 Sr-90(β-)Y-90 방법과 대조적으로, Zr-90(n, p)Y-90을 사용하는 이러한 이트륨 제조 시스템 및 방법은, 매우 유독한 Sr-90을 수반하지 않는다. 그러므로, Sr-90 오염을 제거하기 위한 고가의 정제가 필요없다.

[0019] Y-89(n, γ)Y-90 제조 방법과 대조적으로, Zr-90(n, p)Y-90 반응을 사용하는 이러한 이트륨 제조 시스템 및 방법은 주문형 제조 능력, 및 사용 현장 근처에서의 분배를 제공한다.

[0020] 더 무거운 입자들, 예컨대, 중양자들, 양성자들, 알파 입자들, 등을 가속시키는 선형 가속기들을 사용하는 방법들과 대조적으로, Zr-90(n,p)Y-90 반응을 사용하는 이러한 이트륨 제조 시스템 및 방법은, 고에너지 전자들을 생성하기 위해 전자 가속기를 사용하고, 따라서, 요구되는 에너지를 시스템 내에 도입한다. 전자들은, 광자들을 생성하기 위해 고-Z 타겟 상에 충돌하고, 광자들은, Zr-90(n,2n)Zr-89 반응의 임계치(약 12.1 MeV) 미만의 에너지 준위를 갖는 필요한 중성자들을 생성하기 위해, 고-Z 재료에 의해 흡수된다. 바람직하게, 대부분의 중성자들은 Zr-90(n,p)Y-90 반응의 임계치 초과(약 4.7 MeV)의 에너지 준위를 가질 것이다. 이러한 바람직한 범위의 중성자들은 동위원소 Y-90을 생성하면서, 원치 않는 동위원소들의 발생을 회피한다.

[0021] Zr-90(n, p)Y-90 반응 및 Zr-90의 다른 중성자-유도 반응들은, 도 2의 그래프에 도시된다(10-5 eV 내지 20 MeV의 입사(incident) 중성자 에너지 범위에서 400개 초과의 핵종들에 대한 중성자-유도 반응 데이터를 제공하는, 일본 원자력 연구개발 기구의 JENDL-4(Japanese Evaluated Nuclear Data Library)로부터 획득됨). 이러한 그래프는, 약 4.7 MeV 내지 약 12.1 MeV의 에너지들을 갖는 중성자들을 갖는 원하는 Y-90의 제조를 도시한다. 도 2에 도시된 바와 같이, 원치 않는 동위원소들은 더 높은 중성자 에너지들에서 발생된다. 그러므로, 본 발명의 Y-90 제조 방법은 약 4.7 MeV 내지 약 12.1 MeV의 에너지 범위 내의 중성자들을 사용한다.

[0022] Nagai 외의 미국 특허 공보 제 20100215137 호에서 Y-90의 제조에 잠재적으로 유용한 것으로서 Zr-90(n, p)Y-90 반응이 지나가면서 언급되었지만, 거기에 개시된 방법은 3.5 MeV 내지 20 MeV의 범위의 중성자들을 사용한다. 이러한 범위의 중성자들을 사용하는 것은, 도 2의 그래프에 도시된 바와 같이, 원치 않는 동위원소들의 발생을 야기하고, 이어서, 원치 않는 동위원소들은 분리를 필요로 할 것이다. 12.1 MeV 미만으로부터의 에너지들을 갖는 중성자들을 사용하는 것의 제한은, 이러한 에너지 범위를 초과하여 발생된 원치 않는 동위원소들로 인한 Y-90의 오염을 방지한다. 결과적으로, Zr-90(n, p)Y-90을 사용하는 예시적인 이트륨 제조 시스템 및 방법은, 현재의 Sr-90 제조 방법들과 비교하여, 비싼 초-정제를 제거함으로써, 선량 당 비용뿐만 아니라, 실질적인 합병증들, Y-89 제조 방법의 원자로 사용의 비용들 및 제한들(예컨대, 빠른 장거리 배송)을 매우 감소시킨다.

[0023] 본 발명의 목적은, Sr-90을 사용하는 제조 방법과 비교하여 매우 감소된 비용으로 의료용 동위원소 Y-90을 제조하는 Y-90 제조 시스템 및 방법을 제공하는 것이다.

[0024] 본 발명의 부가적인 목적은, 원자로의 사용 없이 의료용 동위원소 Y-90을 제조하는 Y-90 제조 시스템 및 방법을 제공하는 것이다.

[0025] 본 발명의 이러한 그리고 다른 목적들, 특징들, 및 장점들은, 첨부된 도면들로부터, 그리고 이하의 바람직한 실시예들의 상세한 설명으로부터 더 용이하게 자명해질 것이다.

[0026] 본 발명의 실시예들은 이하에서, 첨부된 도면들과 함께 설명될 것이고, 첨부된 도면들은 본 발명을 예시하기 위한 것이며 본 발명을 제한하기 위한 것이 아니고, 여기서, 유사한 명칭들(designations)은 유사한 요소들을 나타낸다.
[0027] 도 1은, (종래 기술의) Y-89(n,γ)Y-90 반응의 단면적(55) 대 중성자 에너지와, (본 실시예들의) Zr-90(n,p)Y-90의 단면적(50) 대 중성자 에너지를 도시하는 그래프이다.
[0028] 도 2는, 본 실시예들의 Zr-90(n,p)Y-90 단면적(50) 대 중성자 에너지와, Zr-90의 다른 중성자-유도 반응들의 단면적들 대 중성자 에너지를 도시하는 그래프이다.
[0029] 도 3은, 광중성자들을 발생시키고, 본 실시예들의 Zr-90(n,p)Y-90 반응을 통한 Y-90 제조를 초래하도록 이러한 광중성자들을 사용하기 위한 디바이스의 개념도이다.
[0030] 도 4는, 전자 발생 레이트(rate) 당 중성자들 대 예시적인 고-Z 재료들, 예컨대, 납 및 우라늄에 대한 발생된 중성자들의 에너지를 도시하는 그래프이다.
[0031] 도 5는, 광중성자 발생을 포함하는, 본 실시예들의 Zr-90(n,p)Y-90 반응을 사용한 Y-90 제조 방법을 요약하는 흐름도이다.
[0032] 도 6은, 유입구 및 배출구 추출(extraction)/순환(circulation) 배관(piping)을 갖는, 본 실시예들의 조사 챔버의 초기 생성을 예시하는 흐름도이다.
[0033] 도 7은, 본 실시예들의 Zr-90 타겟으로부터의 Y-90 추출을 예시하는 흐름도이다.
[0034] 도면들의 여러 도들에 걸쳐서, 유사한 참조 번호들은 유사한 부분들을 지칭한다.

[0035] 본 실시예들은, Zr-90(n,2n)Zr-89 반응의 임계치(약 12.1 MeV) 미만인 에너지 준위를 갖는 중성자들을 사용하는 Zr-90(n,p)Y-90 반응을 활용한, 지르코늄-90(Zr-90)으로부터의 이트륨-90(Y-90)의 제조를 위한 시스템 및 방법에 관한 것이다. 이러한 Y-90 제조 방법을 사용하는 것은, 현재의 Y-90 제조 방법들의 문제들을 해결하고, 따라서, Y-90 생성물의 가격을 매우 감소시킨다. Zr-90(n,p)Y-90 반응을 활용하는 것은, 현재의 Sr-90(β^-)Y-90 제조 방법에 내재되어 있는 유독한 Sr-90을 제거하기 위한 매우 고가의 정제에 대한 필요를 제거한다. 부가적으로, (Y-89(n,γ)Y-90 제조 방법에서 요구되는) 원자로는, 이러한 Zr-90 제조 방법을 사용할 때 필요하지 않고; 그러므로, Y-90 생성물은 지역 또는 지방의 제조 설비들에서 제조될 수 있어서, 원자로 제조 시설로부터 전국으로의 Y-90의 빠른 배송에 대한 현재의 필요를 제거한다.

[0036] 도 1은, 종래 기술의 종래의 Y-89(n,γ)Y-90 제조 방법을 통한 Y-90의 제조의 단면적(55), 및 본 발명의 Zr-90(n,p)Y-90 반응을 통한 Y-90의 제조의 단면적(50)을 예시한다. 도 1의 그래프로부터 볼 수 있는 바와 같이, Zr-90 제조 방법은 4.7 MeV 초과의 고속 중성자들(fast neutrons)을 사용하는 반면, Y-89 제조 방법은 더 낮은 에너지 중성자들을 사용한다.

[0037] 도 2는, 다양한 중성자-유도 Zr 반응들의 단면적들(barns로) 대 충돌 중성자 에너지(MeV로)를 도시한다. Zr-90(n, p)Y-90 반응은 약 4.7 MeV에서 중성자 임계 에너지를 가지며, 12.1 MeV에서 약 30 mbarns의 중성자 단면적 값에 도달한다. 원치 않는 경쟁성 반응인 Zr-90(n, 2n)Zr-89는 약 12.1 MeV에서 시작된다. 라디오메탈(radiometal) Zr-89(78.41 시간의 반감기)이 항체-기반 양전자 방출 단층 촬영(immuno-PET) 영상(imaging)을 이용하여 비특징화 (incharacterizing) 종양들에 유용하지만, 본 발명의 Y-90 제조 방법에서는 오염 물질이므로, 최대 입사 중성자 에너지의 신중한 선택에 의해 회피된다. 중성자 에너지를 최대 12.1 MeV로 제한하는 것은, 이러한 원치 않는 동위원소의 발생을 방지하고, 따라서, Zr-89 방사성 동위 원소를 제거하기 위해 Y-90을 정제할 필요를 제거한다. 그러므로, Zr-90 샘플 내의 원치 않는 생성물 불순물들을 제거하기 위해, Zr-90(n,2n) 상호 작용 미만의 전자 빔 에너지가 바람직하다.

[0038] 12.1 MeV 미만의 다른 2개의 경쟁성 반응들인, Zr-90(n, np)Y-89 및 Zr-90(n, 알파)Sr-87은, 안정적인 동위원소 Y-89 및 Sr-89를 발생시킨다.

[0039] 도 2에서, Zr-90 샘플 내의 원치 않는 생성물 불순물들을 제거하기 위해, Zr-90(n,2n) 상호 작용 미만의 전자 빔 에너지가 바람직하다는 것이 도시된다. 또한, 전자 빔 에너지가 6.6 MeV의 Zr-90(n, 알파)Y-87 반응 임계치를 초과할 때, Zr-90(n, 알파)Y-87 반응이 일어날 것이라는 것이 인식된다. 이러한 Y-87 불순물은 약 6.6 MeV의 반응 임계치 미만의 전자 빔 에너지를 사용함으로써 제거될 수 있다.

[0040] Zr-90(n, 알파)Y-87 반응 단면적의 정밀 검사(close examination)는, 이는 관심 있는 원하는 Zr-90(n, p) 반응 에너지 범위의 10배로 미만이고, Y-87을 발생시킨다는 것을 표시한다. Y-87은 양전자와 함께 안정적인 Sr-87로 붕괴된다. Y-87m이 또한, 약 380 keV의 감마선 에너지와 함께, 약 13.4 시간의 반감기로 Sr-87로 붕괴된다. Y-90의 전체 성능에 대한 Y-87의 기여도를 추정하는 것은 비교적 쉬운데, 이는, 둘 다 유사한 물리적 및 화학적 특성들을 갖기 때문이다.

[0041] 도 3에서 보는 바와 같이, 본 발명의 시스템은, 광중성자 생성기(photoneutron producer; 25) 내로 지향되는 전자 빔(20)을 발생시키는 전자 가속기(15)를 포함하고, 이어서, 광중성자 생성기(25)는 광중성자 생성기(25)로부터 지르코늄 타겟(35) 내로 방사되는 중성자 빔(30)을 발생시킨다. 일부 실시예들에서, 지르코늄 타겟(35)은 약 1 cm 내지 약 10 cm 범위의 두께를 갖는다.

[0042] 본 실시예의 시스템 및 방법에서, 방사성 동위원소 Y-90은 Zr-90 타겟 재료의 단일 원소에서, Zr-90 타겟 재료의 원소들의 시리즈(series) 내에서, 또는 Zr-90 타겟 재료의 원소들의 매트릭스(matrix) 내에서 제조될 수 있다. 지르코늄은 5개의 안정적인 동위원소들, Zr-90, Zr-91, Zr-92, Zr-94 및 Zr-86을 갖는다. Zr-90은 51.45%로 자연적으로 가장 풍부하다. 지르코늄은 84-99 + % Zr-90까지 포함하도록 농축될(enriched) 수 있다. 그러므로, 지르코늄 타겟(35)은 단일 원소, 원소들의 시리즈, 또는 원소들의 매트릭스의 형태일 수 있고, 천연 지르코늄일 수 있거나, 99% Zr-90 초과까지 농축된 지르코늄일 수 있다. 일부 실시예들에서, 지르코늄 타겟은 매트릭스의 형태이고, 농축된 Zr-90으로 구성된다.

[0043] 전자 가속기(15)는, 전자들이 12.1 MeV 미만의 에너지를 갖는 전자빔(20)을 생성하는 콤팩트한 고-전력(high-power) 전자 가속기이다. 바람직한 전자 가속기(15)는, 9.5 MeV까지의 전자들을 생성하고, 약 4.7 MeV의 Zr-90(n, p)Y-90 반응의 임계치를 초과하는 전자들을 생성한다. 적절한 전자 가속기(15)는, 성공적인 프로세스 구현을 위한 경제적 및 기술적 요건들에 대한 고려에 기반하여 선택된다.

[0044] 일부 실시예들에서, 광중성자 발생기(25)는, 중성자 최대 에너지가 최대 입사 전자 에너지와 대략 동일한 상태에서, 상대론적(relativistic) 전자들을 (e, γ) 반응(40)과 그에 후속하는 (γ,n) 반응(45)을 통해 중성자들(30)의 스펙트럼으로 변환시키기 위해, 입사 전자 빔(20)의 경로에 배치된 고-Z 재료를 포함한다. 다수의 고-Z 재료들 중 임의의 재료가 사용될 수 있지만, 예시적인 고-Z 재료들은 납(Pb) 및 우라늄(U)이다. 도 4의 그래프는, Pb 및 U의 예시적인 고-Z 재료들에 대해 0.1 내지 10 MeV의 중성자 에너지들에서 전자 당 발생된 중성자를 예시한다.

[0045] 도 5는, 도 3의 구조를 사용한 Y-90 동위원소의 제조 방법을 도시하는 흐름도이다. 광중성자 발생(32)은, 단계(33)에서, 전자 가속기(15)가, 고-Z타겟(25)에 충돌하는 고 에너지 전자 빔(20)을 발생시키고, 이에 의해, 단계(36)에서 광자들을 발생시킬 때 일어난다. 이어서, 단계(37)에서, 이러한 광자들은, 중성자들(30)이 방출되는 것을 야기하는 고-Z 재료에 의해 흡수된다. 단계(38)에서, 중성자들(30)은 지르코늄 타겟(35)의 Zr-90에 충돌하고, 그리고 r-90(n,p)Y-90 반응(50)을 통해, 단계(60)에서 방사성 동위원소(Y-90)가 제조된다.

[0046] 도 2의 그래프로부터 볼 수 있는 바와 같이, 12.1 MeV 미만의 에너지를 갖는 중성자들을 사용하여 Y-90을 생성하는 것은 원치 않는 동위원소들의 발생을 회피한다.

[0047] 도 6은, Y-90 제조 시스템의 초기 구성을 위한 예시적인 방법을 제공하지만, 단계들의 순서는 변할 수 있다. 단계(41)에서 조사 챔버(22)가 제공되거나 제조되고, 단계(42)에서 전자 생성기가 조사 챔버(22) 내에 설치된다. 단계(43)에서 고-Z 재료(25)가 입사 전자 빔(20)의 경로 내에 배치된다.

[0048] 추출/순환 배관(28)이, 단계(44)에서, 이를 유입구(24)로부터 조사 챔버(22) 내로 라우팅함으로써, 그리고 단계(46)에서, 이를 배출구(26)로부터 조사 챔버(22) 내로 라우팅함으로써 설치된다.

[0049] 일부 실시예들에서, 단계(47)에서, 하나 또는 그 초과의 내부 반사체들이 조사 챔버 내에 설치될 수 있고, 하나 또는 그 초과의 외부 반사체들이 조사 챔버 외부에 설치될 수 있다. 내부 반사체들은 Zr 타겟 격실(compartment)(들) 내에 있을 수 있거나, Zr 타겟 격실(들) 외부에 있을 수 있거나, 조사 챔버(22)의 외부 벽의 바로 내부에 배치될 수 있다. 일부 실시예들에서, 이어서, 단계(48)에서, 생물학적 차폐부(biological shield; 29)가 조사 챔버(22) 외부에 설치된다.

[0050] 단계(51)에서, 지르코늄 타겟(35)의 초기 공급이 획득된다. 일부 실시예들에서, 지르코늄 타겟(35) 재료는 Zr-90 농축 지르코늄이다. 단계(52)에서, 타겟(35) 재료는 원하는 타겟 폼 팩터(form factor)로 변환된다. 지르코늄 재료 타겟의 물리적 구조는, 시트들(sheets), 로드들(rods), 와이어(wire), 플레이트들(plates), 블록들(blocks), 과립들(granules) 또는 펠릿들(pellets), 등의 형태일 수 있다. 일부 실시예들에서, 지르코늄 타겟은 천연 지르코늄 재료로 형성되고, 다른 실시예들에서, 지르코늄 타겟은 농축 지르코늄 재료로 형성된다.

[0051] 단계(53)에서, 지르코늄 타겟(35)을 수용하도록 구성되는 하나 또는 그 초과의 격실들이 제공되거나 제조된다. 내부 구성은 지르코늄 타겟(35)의 물리적 폼 팩터에 기반한다. 단계(54)에서, 이어서, 격실(들)에 지르코늄 타겟(35)이 로딩되고, 선택적으로, 단계(56)에서, 밀봉된다. 이어서, 단계(57)에서, 격실 또는 격실들은 조사 챔버(22) 내에 설치된다. 조사 챔버(22)는 격실(들)을 수용하도록 구성된다.

[0052] 이어서, 단계(58)에서, 추출/순환 배관(28)은 유입구(24)로부터 타겟 격실(들)에, 그리고 배출구(26)로부터 타겟 격실(들)에 연결된다.

[0053] Y-90 추출 프로세스는 도 7에서 개괄적으로 제시된다. 약 12.1 MeV 미만의 에너지를 갖는 중성자들의 스트림은, 도 5에 제시된 광중성자 발생 방법(32)을 통해 발생된다. 단계(61)에서, 지르코늄 타겟 재료는 조사 챔버(22) 내로 로딩되고, 중성자 빔의 경로에 배치된다. 일부 실시예들에서, 타겟 재료(35)는 바람직하게, 먼저 하나 또는 그 초과의 격실들 내에 로딩되고, 이어서, 이 격실들이 조사 챔버(22) 내에 배치된다. 다른 실시예들에서, 타겟 재료(35)는 조사 챔버(22)의 타겟 수용 영역 내에 직접 배치될 수 있다. 단계(62)에서, Zr-90을 포함하는 타겟 재료(35)는 광중성자들에 의해 조사 챔버(22) 내에서 조사된다. 단계(63)에서, 지르코늄 타겟(35)의 Zr-90의 일 부분은 Zr-90(n,p)Y-90 반응(50)을 통해 Y-90으로 변환되고, 이어서, Y-90은 시스템으로부터 반드시 회수되어야 한다. 일부 실시예들에서, 중성자들의 스트림은, 대부분 약 4.7 MeV 초과의 에너지를 갖는다. 일부 실시예들에서, 스트림의 중성자들의 약 50% 초과, 약 60% 초과, 약 70% 초과, 약 80% 초과, 또는 약 90% 초과가, 약 4.7 MeV 초과의 에너지를 갖는다.

[0054] 이러한 예시적인 실시예에서, Y-90 회수 프로세스는 이온 액체들, 더 구체적으로 RTIL들(room-temperature ionic liquids)을 사용한다. 회수 프로세스는, 이제 설명될 바와 같은 일련의 하위-프로세스들을 포함한다. 초기에, 단계(64)에서, 재사용을 위해 지르코늄 타겟(35)을 온전하게 두고 재료 매트릭스 표면들로부터 Y-90 생성물을 선택적으로 용해시키는 데에 RTIL이 사용된다. 이어서, 단계(65)에서, 용해된 Y-90을 포함하는 용액은, 고체 형태로 Y-90을 회수하기 위해 전기분해 기법이 적용될 수 있도록, 화학적으로 조정된다. 선택적으로, 일부 실시예들에서, 단계(67)에서 Y-90이 적합한 양들로 포장되고 단계(68)에서 최종 사용자에게 배송되기 이전에, 단계(66)에서 품질 테스트가 수행될 수 있다.

[0055] 결과적으로, 본 발명의 Y-90 제조 방법은 사용되는 중성자들의 에너지를 12.1 MeV 미만으로 제한함으로써 (경쟁성 Zr-90(n, np)Y-89 반응으로부터의)Y-89의 원치 않는 발생을 회피한다. 종래의 Sr-90 방법의 대규모의 초-고 정제는, 그의 높은 비용과 함께 회피된다. 원자로가 필요없기 때문에, 본 발명의 비교적 콤팩트한 Y-90 제조 시스템이 편리한 지역 설비들(regional facilities)에 위치될 수 있으며, 이로써, 주문형 제조 능력을 제공한다.

[0056] 본원에 예시적으로 개시된 본 발명은, 본원에 구체적으로 개시되지 않은 임의의 요소의 부재시에도, 적절하게 실현될 수 있다.

[0057] 본 발명의 설명된 바람직한 실시예들에 대해, 많은 수정들, 변경들, 및 변화들이 상세하게 이루어질 수 있기 때문에, 전술한 설명 및 첨부된 도면들에 도시된 모든 사항들은 제한적인 의미가 아니라 예시적인 것으로서 해석되는 것으로 의도된다. 따라서, 본 발명의 범위는 첨부된 청구항들 및 그의 법적 등가물들에 의해 결정되어야 한다.

Claims (9)

1. 동위원소 변환 반응(isotopic conversion reaction)에 의해 Y-90을 제조하는 방법으로서,
   Zr-90을 포함하는 지르코늄 타겟(target)을 제공하는 단계;
   Zr-90(n,2n)Zr-89 반응의 임계치 미만의 최대 에너지 준위(energy level)를 갖는 중성자 빔(neutron beam)을 생성하기 위해 고-Z 변환기(high-Z converter) 상에 전자 빔을 지향시키는 단계; 및
   상기 Zr-90의 적어도 일 부분을 Y-90 동위원소로 동위원소적으로 변환시키기 위해 상기 지르코늄 타겟 상에 상기 중성자 빔을 지향시키는 단계를 포함하는,
   동위원소 변환 반응에 의해 Y-90을 제조하는 방법.
2. 제1 항에 있어서,
   상기 중성자 빔은 Zr-90(n,p)Y-90 반응의 임계치 초과의 에너지 준위를 갖는,
   동위원소 변환 반응에 의해 Y-90을 제조하는 방법.
3. 제1 항 또는 제2 항에 있어서,
   상기 지르코늄 타겟의 두께는, 약 1 cm 내지 약 10 cm의 범위의 두께를 갖는,
   동위원소 변환 반응에 의해 Y-90을 제조하는 방법.
4. 제1 항 내지 제3 항 중 어느 한 항에 있어서,
   상기 중성자 빔은 약 12.1 MeV 미만의 에너지 준위를 갖는,
   동위원소 변환 반응에 의해 Y-90을 제조하는 방법.
5. 제1 항 내지 제4 항 중 어느 한 항에 있어서,
   상기 중성자 빔은 약 4.7 MeV 내지 약 12.1 MeV의 에너지 준위를 갖는,
   동위원소 변환 반응에 의해 Y-90을 제조하는 방법.
6. 제1 항 내지 제5 항 중 어느 한 항에 있어서,
   상기 지르코늄 타겟은 천연 지르코늄 재료로 형성되는,
   동위원소 변환 반응에 의해 Y-90을 제조하는 방법.
7. 제1 항 내지 제6 항 중 어느 한 항에 있어서,
   상기 지르코늄 타겟은 농축된(enriched) 지르코늄 재료로 형성되는,
   동위원소 변환 반응에 의해 Y-90을 제조하는 방법.
8. 제1 항 내지 제7 항 중 어느 한 항에 있어서,
   상기 고-Z 변환기는 우라늄 재료인,
   동위원소 변환 반응에 의해 Y-90을 제조하는 방법.
9. 제1 항 내지 제8 항 중 어느 한 항에 있어서,
   상기 고-Z 변환기는 납 재료인,
   동위원소 변환 반응에 의해 Y-90을 제조하는 방법.

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