PL235218B1 - Sposób oddzielania mikroilości skandu od makroilości wapnia - Google Patents

Sposób oddzielania mikroilości skandu od makroilości wapnia Download PDF

Info

Publication number
PL235218B1
PL235218B1 PL421758A PL42175817A PL235218B1 PL 235218 B1 PL235218 B1 PL 235218B1 PL 421758 A PL421758 A PL 421758A PL 42175817 A PL42175817 A PL 42175817A PL 235218 B1 PL235218 B1 PL 235218B1
Authority
PL
Poland
Prior art keywords
scandium
calcium
mol
column
concentration
Prior art date
Application number
PL421758A
Other languages
English (en)
Other versions
PL421758A1 (pl
Inventor
Dariusz Wojciech Pawlak
K Dariusz Wojciech Pawla
Wioletta Wojdowska
Leon Józef Parus
Renata Mikołajczak
Jczak Rena Ta Mikoła
Original Assignee
Narodowe Centrum Badan Jadrowych Osrodek Radioizotopow Polatom
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Narodowe Centrum Badan Jadrowych Osrodek Radioizotopow Polatom filed Critical Narodowe Centrum Badan Jadrowych Osrodek Radioizotopow Polatom
Priority to PL421758A priority Critical patent/PL235218B1/pl
Publication of PL421758A1 publication Critical patent/PL421758A1/pl
Publication of PL235218B1 publication Critical patent/PL235218B1/pl

Links

Landscapes

  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
  • Compounds Of Alkaline-Earth Elements, Aluminum Or Rare-Earth Metals (AREA)

Description

Opis wynalazku
Przedmiotem wynalazku jest sposób oddzielania mikroilości skandu od makroilości wapnia w procesie otrzymywania radionuklidów Sc dla celów medycznych, zwłaszcza do wytwarzania radiofarmaceutyków przeznaczonych do stosowania w diagnostyce i leczeniu chorób nowotworowych.
Obecnie w medycynie nuklearnej obserwuje się wzmożone zainteresowanie wykorzystaniem izotopów skandu do celów diagnostycznych i terapeutycznych. Izotopy promieniotwórcze skandu o masach atomowych 43, 44 i 47 mają okresy połowicznego zaniku wynoszące od kilku do kilkudziesięciu godzin, dzięki czemu mogą być wykorzystywane do wytwarzania radiofarmaceutyków. Najczęściej izotopy te otrzymuje się po napromieniowaniu materiału tarczowego Ca protonami lub neutronami. Dla celów medycznych niezbędne jest oddzielenie radionuklidów skandu od wapnia z napromieniowanego materiału tarczowego. Znane są różne metody rozdzielania, przedstawione w publikacjach naukowych takich jak: Severin et al., 14th International Workshop on Targetry and Target Chemistry AIP Conf Proc. 1509, 125-128 (2012) z zastosowaniem żywicy hydroksamowej, Krajewski et al., Radiochim. Acta, 2013, 101; 333-338 z zastosowaniem żywicy jonowymiennej Chelex - 100, Muller et al., J. Nucl. Med., 2013, 54: 2168-2174 z użyciem żywicy DGA w połączeniu z żywicą DOWEX lub Valdovinos et al., Apll. Radiat. Isot., 2015, 95; 23-29 z żywicą UTEVA.
Metoda obejmująca zastosowanie żywicy DGA oraz DOWEX została opisana w zgłoszeniu patentowym przedstawionym w publikacji WO 2015/173098 dotyczącym otrzymywania radionuklidu 43Sc oraz radiofarmaceutyku z tym radionuklidem do zastosowań w tomografie pozytronowym. Zgodnie z wynalazkiem jako materiał wyjściowy dla otrzymania radionuklidu 43Sc stosuje się napromieniowanie wzbogaconej tarczy 43Ca wiązką protonów. Otrzymaną tarczę poddaje się procesowi chromatografii ekstrakcyjnej dla oddzielenia izotopu 43Sc od Ca, prowadzonej na dwóch kolumnach. Kwasowy roztwór napromieniowanej tarczy przepuszcza się przez pierwszą kolumnę chromatograficzną wypełnioną sorbentem w postaci żywicy DGA w celu absorpcji jonów 43Sc. W drugiej kolumnie wypełnionej żywicą kationową DOWEX prowadzi się proces wydzielania 43Sc, który wypłukuje się z zastosowaniem mieszaniny CH3COONH4/HCI lub NaCl/HCl.
Z kolei z polskiego patentu PL 217857 znany jest sposób otrzymywania terapeutycznych ilości radionuklidu 47Sc poprzez naświetlanie alkalicznych soli kompleksowych fluorkowych tytanu oraz zastosowanie procesu wydzielania 47Sc z materiału tarczowego przez adsorpcję w postaci anionowych kompleksów fluorkowych. Tarczę z alkalicznej soli heksafluorku tytanu, korzystnie soli litowej, poddaje się naświetlaniu strumieniem neutronów prędkich, następnie napromieniowaną tarczę zawierającą materiał tarczowy i radionuklid 47Sc przenosi do roztworu HF, przepuszczanego przez kolumnę chromatograficzną zawierającą żywicę anionowymienną. Radionuklid 47Sc eluuje się z kolumny roztworem HNO3 i HF. Wyciek z kolumny odparowuje się i rozpuszcza w roztworze HCl. Następnie roztwór nanosi się na kolumnę zawierającą żywicę kationowymienną, a radionuklid 47Sc eluuje się roztworem octanu amonowego.
Zgodnie z wynalazkiem sposób oddzielania mikroilości skandu od makroilości wapnia w procesie otrzymywania radionuklidów Sc dla celów medycznych z napromieniowanej protonami lub neutronami tarczy Ca, polega na wprowadzeniu na kolumnę ekstrakcyjną roztworu materiału tarczowego w kwasie solnym lub kwasie azotowym. Oddzielanie mikroilości skandu od makroilości wapnia prowadzi się na kolumnie ekstrakcyjnej w trzech etapach. W pierwszym etapie obejmującym proces wiązania jonów skandu, stosuje się kolumnę wypełnioną sorbentem stanowiącym żywicę z trójbutylofosforanem TBP. Przez kolumnę przepuszcza się roztwór napromieniowanego materiału tarczowego, zawierający wapń i izotopy skandu, w kwasie solnym o stężeniu powyżej 9 mol/dm3 lub w kwasie azotowym o stężeniu powyżej 7,5 mol/dm3, z szybkością w granicach 0,5-1,0 cm3/min. W drugim etapie prowadzi się proces wypłukiwania wapnia, przepuszczając przez kolumnę kwas solny HCl o stężeniu co najmniej 9 mol/dm3 lub azotowy HNO3 o stężeniu powyżej 7,5 mol/dm3. W trzecim etapie proces wypłukiwania izotopów promieniotwórczych skandu, przepuszczając przez kolumnę rozcieńczony kwas solny HCl o stężeniu poniżej 0,01 mol/dm3 lub roztwór chlorku sodu NaCl o stężeniu 0,15 mol/dm3 lub wodę.
Istotną zaletą sposobu według wynalazku jest wysoka wydajność oddzielania i odzyskiwania skandu wynosząca ponad 90%, a także krótki czas prowadzenia procesu separacji wynoszący około 1 godziny, w porównaniu do znanych i dotychczas stosowanych metod. Otrzymany produkt charakteryzuje się wysoką czystością o zawartości wapnia nieprzekraczającej 10 μg/cm3.
Wynalazek jest bliżej wyjaśniony w czterech przykładach wykonania i na rysunku, który przedstawia charakterystykę wymywania skandu i wapnia z kolumny ekstrakcyjnej w drugim przykładzie wykonania wynalazku.
PL 235 218 B1
Przykład 1.
Proces oddzielania mikroilości skandu od makroilości wapnia prowadzi się na kolumnie ekstrakcyjnej o średnicy 2,1 mm i długości 100 mm. Kolumna jest wypełniona 100 mg żywicy zawierającej TBP. W pierwszym etapie przez kolumnę przepuszcza się 10 cm3 roztworu zawierającego 20 mg wapnia Ca i około 50 kBq 46Sc - 0,3 μg Sc w kwasie solnym o stężeniu 9 mol/dm3 z szybkością przepływu wynoszącą 0,6 cm3/min. W drugim etapie prowadzi się proces wypłukiwania wapnia, przepuszczając przez kolumnę 10 cm3 kwasu solnego HCl o stężeniu co najmniej 9 mol/dm3. W trzecim etapie z kolumny wypłukuje się izotop promieniotwórczy skandu - 46 rozcieńczonym kwasem solnym HCl o stężeniu poniżej 0,01 mol/dm3 w ilości 5 cm3. Czas trwania procesu wynosi 1 godzinę.
Wydajność odzysku mikroilości skandu od makroilości wapnia wynosi 97,16%, a straty skandu po pierwszym etapie wyniosły 1,45%, a po drugim etapie - 0,79%. Zawartość wapnia w otrzymanym produkcie końcowym nie przekracza 10 μg/cm3.
Przykład 2.
Proces oddzielania mikroilości skandu od makroilości wapnia prowadzi się na kolumnie ekstrakcyjnej o średnicy 2,1 mm i długości 100 mm. Kolumna jest wypełniona 100 mg żywicy zawierającej TBP. W pierwszym etapie przez kolumnę przepuszcza się 10 cm3 roztworu zawierającego 40 mg wapnia Ca i około 50 kBq 46Sc - 0,3 μg Sc w kwasie solnym o stężeniu 9 mol/dm3 z szybkością przepływu wynoszącą 1,0 cm3/min. W drugim etapie prowadzi się proces wypłukiwania wapnia, przepuszczając przez kolumnę 10 cm3 kwasu solnego HCl o stężeniu co najmniej 9 mol/dm3. W trzecim etapie z kolumny wypłukuje się izotop promieniotwórczy skandu - 46 wodą. Czas trwania procesu wynosi 1 godzinę.
Wydajność odzysku mikroilości skandu od makroilości wapnia wynosi 95,21%, a straty skandu po pierwszym etapie wyniosły 1,15%, a po drugim etapie - 0,72%. Zawartość wapnia w otrzymanym produkcie końcowym nie przekracza 10 μg/cm3.
Przykład 3.
Proces oddzielania mikroilości skandu od makroilości wapnia prowadzi się na kolumnie ekstrakcyjnej o średnicy 2,1 mm i długości 100 mm. Kolumna jest wypełniona 100 mg żywicy zawierającej TBP. W pierwszym etapie przez kolumnę przepuszcza się 103 cm roztworu zawierającego 40 mg wapnia Ca i około 50 kBq 46Sc - 0,3 μg Sc w kwasie solnym o stężeniu 9 mol/dm3 z szybkością przepływu wynoszącą 0,5 cm3/min. W drugim etapie prowadzi się proces wypłukiwania wapnia, przepuszczając przez kolumnę 10 cm3 kwasu solnego HCl o stężeniu co najmniej 9 mol/dm3. W trzecim etapie z kolumny wypłukuje się izotop promieniotwórczy skandu - 46 roztworem chlorku sodowego o stężeniu 0,15 mol/dm3 w ilości 5 cm3. Czas trwania procesu wynosi 1 godzinę.
Wydajność odzysku mikroilości skandu od makroilości wapnia wynosi 96,14%, a straty skandu po pierwszym etapie wyniosły 0,97%, a po drugim etapie - 0,64%. Zawartość wapnia w otrzymanym produkcie końcowym nie przekracza 10 μg/cm3.
P r z y k ł a d 4.
Proces oddzielania mikroilości skandu od makroilości wapnia prowadzi się na kolumnie ekstrakcyjnej o średnicy 2,1 mm i długości 100 mm. Kolumna jest wypełniona 100 mg żywicy zawierającej TBP. W pierwszym etapie przez kolumnę przepuszcza się 10 cm3 roztworu zawierającego 40 mg wapnia Ca i około 50 kBq 46Sc - 0,3 μg Sc w kwasie azotowym o stężeniu 7,5 mol/dm3 z szybkością przepływu wynoszącą 1,0 cm3/min. W drugim etapie prowadzi się proces wypłukiwania wapnia, przepuszczając przez kolumnę 10 cm3 kwasu solnego HCl o stężeniu co najmniej 9 mol/dm3. W trzecim etapie z kolumny wypłukuje się izotop promieniotwórczy skandu - 46 rozcieńczonym kwasem solnym HCl o stężeniu poniżej 0,01 mol/dm3 w ilości 5 cm3. Czas trwania procesu wynosi 1 godzinę.
Wydajność odzysku mikroilości skandu od makroilości wapnia wynosi 97,07%, a straty skandu po pierwszym etapie wyniosły 0,87%, a po drugim etapie - 0,75%. Zawartość wapnia w otrzymanym produkcie końcowym nie przekracza 10 μg/cm3.

Claims (1)

1. Sposób oddzielania mikroilości skandu od makroilości wapnia w procesie otrzymywania radionuklidów Sc dla celów medycznych z napromieniowanej protonami lub neutronami tarczy Ca, polegający na wprowadzeniu na kolumnę ekstrakcyjną roztworu materiału tarczowego w kwasie solnym lub kwasie azotowym, znamienny tym, że oddzielanie mikroilości skandu od makroilości wapnia prowadzi się na kolumnie ekstrakcyjnej w trzech etapach tak, że
PL 235 218 Β1 w pierwszym etapie obejmującym proces wiązania jonów skandu, stosuje się kolumnę wypełnioną sorbentem stanowiącym żywicę z trójbutylofosforanem TBP, przez którą przepuszcza się roztwór napromieniowanego materiału tarczowego, zawierający wapń i izotopy skandu, w kwasie solnym o stężeniu powyżej 9 mol/dm3 lub w kwasie azotowym o stężeniu powyżej 7,5 mol/dm3, z szybkością w granicach 0,5-1,0 cm3/min, a w drugim etapie prowadzi się proces wypłukiwania wapnia, przepuszczając przez kolumnę kwas solny HCI o stężeniu co najmniej 9 mol/dm3 lub kwas azotowy HNO3 o stężeniu powyżej 7,5 mol/dm3, po czym w trzecim etapie prowadzi się proces wypłukiwania izotopów promieniotwórczych skandu, przepuszczając przez kolumnę rozcieńczony kwas solny HCI o stężeniu poniżej 0,01 mol/dm3 lub roztwór chlorku sodu NaCI o stężeniu 0,15 mol/dm3 lub wodę.
PL421758A 2017-05-31 2017-05-31 Sposób oddzielania mikroilości skandu od makroilości wapnia PL235218B1 (pl)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PL421758A PL235218B1 (pl) 2017-05-31 2017-05-31 Sposób oddzielania mikroilości skandu od makroilości wapnia

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PL421758A PL235218B1 (pl) 2017-05-31 2017-05-31 Sposób oddzielania mikroilości skandu od makroilości wapnia

Publications (2)

Publication Number Publication Date
PL421758A1 PL421758A1 (pl) 2018-12-03
PL235218B1 true PL235218B1 (pl) 2020-06-15

Family

ID=64460959

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PL421758A PL235218B1 (pl) 2017-05-31 2017-05-31 Sposób oddzielania mikroilości skandu od makroilości wapnia

Country Status (1)

Country Link
PL (1) PL235218B1 (pl)

Also Published As

Publication number Publication date
PL421758A1 (pl) 2018-12-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US9951399B2 (en) Separation of protactinum, actinium, and other radionuclides from proton irradiated thorium target
Guhlke et al. Simple new method for effective concentration of 188Re solutions from alumina-based 188W—188Re Generator
JP2018159716A (ja) 同位体の製造方法
US20210027905A1 (en) Systems, apparatus and methods for separating actinium, radium, and thorium
US10704123B2 (en) Process for the separation and purification of medical isotopes
Guseva Radioisotope generators of short-lived α-emitting radionuclides promising for use in nuclear medicine
US10344355B2 (en) Process for the separation and purification of scandium medical isotopes
Mohapatra et al. Evaluation of several multiple diglycolamide-functionalized calix [4] arene ligands for the isolation of carrier free 90Y from 90Sr
Kandil et al. A comparative study on the separation of radioyttrium from Sr-and Rb-targets via ion-exchange and solvent extraction techniques, with special reference to the production of no-carrier-added 86 Y, 87 Y and 88 Y using a cyclotron
PL235218B1 (pl) Sposób oddzielania mikroilości skandu od makroilości wapnia
AU2003230886B2 (en) Multicolumn selectivity inversion generator for production of ultrapure radionuclides
US20040005272A1 (en) Method for separation of 90Y from 90Sr
JP2023550075A (ja) スカンジウム-44を発生させる方法
Mani Reactor production of radionuclides for generators
RU2522892C1 (ru) Способ получения активной фармацевтической субстанции для синтеза препаратов галлия-68
Milyutin et al. Sorption Method for Purification of Ittrium-90 Radionuclides and Separation of 90Sr/90Y Pair
Kikuchi et al. Separation of actinoids from HLW by thiacalix [4] arene compound impregnated silica ion-exchanger
Damasceno et al. Study of new routes for purification of fission 99Mo
Betenekov et al. Prospects for the Development of an 225 Ac/213 Bi Generator Using Inorganic Hydroxide Sorbents
Kayurin et al. Preparation of high-specific-activity 89Sr
AU2017312531B2 (en) Methods for purifying molybdenum-99
Brown et al. Process for the separation and purification of scandium medical isotopes
JP2022138042A (ja) 目的核種の生成方法
IL34751A (en) Production of fission product technetium 99-m generator
JP6818342B2 (ja) ギブサイト系アルミナのモリブデン吸着剤及びそれを用いた99Mo/99mTcジェネレータ