RU2073928C1 - Способ получения генератора индия-113*00м - Google Patents

Способ получения генератора индия-113*00м Download PDF

Info

Publication number
RU2073928C1
RU2073928C1 RU94016976A RU94016976A RU2073928C1 RU 2073928 C1 RU2073928 C1 RU 2073928C1 RU 94016976 A RU94016976 A RU 94016976A RU 94016976 A RU94016976 A RU 94016976A RU 2073928 C1 RU2073928 C1 RU 2073928C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
tin
sorption
indium
solution
column
Prior art date
Application number
RU94016976A
Other languages
English (en)
Other versions
RU94016976A (ru
Inventor
В.В. Басманов
О.В. Старков
М.Д. Козлова
Р.В. Юдинцев
Original Assignee
Физико-энергетический институт
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 Физико-энергетический институт filed Critical Физико-энергетический институт
Priority to RU94016976A priority Critical patent/RU2073928C1/ru
Publication of RU94016976A publication Critical patent/RU94016976A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2073928C1 publication Critical patent/RU2073928C1/ru

Links

Landscapes

  • Medicines Containing Antibodies Or Antigens For Use As Internal Diagnostic Agents (AREA)

Abstract

Использование: изобретение относится к производству радиоактивного препарата индия -113м, применяемого в качестве визуализирующего агента в составе радиофармацевтических препаратов для целей медицинской диагностики. Сущность: способ получения генератора индия-113м заключается в том, что облученное потоком нейтронов олово растворяют в концентрированной соляной кислоте в присутствии окислителя, разбавляют раствор водой, стерилизуют полученный раствор хлорида олова и пропускают его через предварительно простерилизованную сорбционную колонку. Для стерилизации водного раствора хлорида олова его пропускают через обработанный гидрофильным веществом микробиологический фильтр. Колонку с сорбированным материнским радионуклидом промывают и элюируют индий-113м разбавленной соляной кислотой. Концентрацию облученного олова в растворе для сорбции выбирают в интервале от 0,02 до 0,2 мг/мл, а расход устанавливают в пределах от 1 до 5 мл/мин. Технический эффект заключается в устранении трудоемкости и многостадийности прецизионных ручных операций с радиоактивными веществами, повышении безопасности работ, сокращении длительности процесса до 60-180 мин при увеличении степени сорбции олова до 99,99%. 2 з.п. ф-лы.

Description

Изобретение относится к производству радиоактивного препарата индия-113м, применяемого в качестве визуализирующего агента в составе радиофармацевтических препаратов для целей медицинской диагностики.
Известен способ получения генератора индия-113м без носителя, заключающийся в том, что металлическое олово, обогащенное по изотопу 112, облучают в высокопоточном реакторе в течение 500 5000 часов, растворяют в концентрированной соляной кислоте в присутствии окислителя перекиси водорода, разбавляют водой до минимальной концентрации олова 0,5 мг/мл и 0,3-0,5 моль/л НСl и сорбируют олово в статических условиях силикагелем при нагревании от 40 до 100oC в течение 15 20 мин с последующим выстаиванием от 2 до 24 час при комнатной температуре. После этого силикагель с адсорбированным оловом загружают в колонку генератора, проводят лучевую стерилизацию колонки с радиоактивным оловом, помещают ее в защитный контейнер, промывают колонку 125 мл 0,07 М раствора НСl и элюируют индий-113м 5 мл 0,01-0,1 М раствора HCl. Выход индия-113м 95% радиоизотопная чистота препарата более 99,98% [1] К недостаткам этого способа относится длительность процесса сорбции, трудоемкость и многостадийность ручного дистанционного осуществления прецизионных операций, сравнительно низкий выход индия-113м и относительно невысокий показатель радионуклидной чистоты элюата.
Наиболее близким техническим решением является способ получения генератора индия-113м путем растворения при нагревании облученного олова в концентрированной соляной кислоте в присутствии окислителя, разбавлении водой до концентрации HCl 0,1-0,2 М и статической сорбции силикагелем дисперсностью 0,18-0,25 мм с добавкой диоксида церия. Затем загружают сорбент с радиоактивным оловом в колонку генератора, содержащую защитный слой силикагеля без покрытия с дисперсностью 0,1-0,18 мм и проводят элюирование индия-113м 0,01-0,07 С раствором HCl [2] Стерилизацию колонки с сорбентом, содержащим радиоактивное олово осуществляют одним из известных способов [3] Сорбция олова сорбентом 98% выход индия-113м 99% радиоизотопная чистота ≅ 10-4% Данное техническое решение не сокращает длительность процесса сорбции и не устраняет трудоемкость и многостадийность проведения прецизионных операций вручную. Кроме того, величина сорбции олова сравнительно невысока.
Перед авторами стояла задача устранить указанные недостатки. Для достижения желаемого технического результата, т.е. для сокращения длительности процесса сорбции, улучшения технологичности процесса и увеличения степени сорбции олова с сохранением выхода и радионуклидной чистоты индия-113м предлагается способ получения генератора индия-113м в динамических условиях. По этому способу металлическое олово, обогащенное по изотопу Sn-112, облучают в высокопоточном реакторе в течение 500 5000 час, растворяют в концентрированной соляной кислоте в присутствии окислителя, например перекиси водорода, разбавляют дистиллированной водой до концентрации олова 0,02-0,2 мг/мл и концентрации HCl 0,15-0,2 моль/л и проводят динамическую сорбцию олова в колонке на силикагеле, содержащем 3% диоксида церия в виде покрытия. Силикагель предварительно загружают в колонку сверху. Нижний защитный слой сорбента в колонке состоит из силикагеля без покрытия. Стерилизацию колонки и загрузку ее в защитный контейнер проводят перед сорбцией радиоактивного олова в обычных, не связанных с радиоактивностью, условиях. Радиоактивный раствор олова стерилизуют путем фильтрации через микробиологический фильтр, что обеспечивает стерильность элюата индия-113м. Объемный расход раствора для сорбции 1-5 мл/мин. После проведения сорбции колонку промывают 100-150 мл раствора 0,05 М HCl и элюируют индий 113 м 5-10 мл 0,05 М раствора HCl.
Пример 1. Навеску радиоактивного олова 50 мг растворяют в 50 мл концентрированной HCl в присутствии перекиси водорода. Аликвотную часть раствора объемом 10 мл разбавляют водой до концентрации по олову 0,02 мг/мл и по соляной кислоте 0,2 моль/л. Полученный раствор стерилизуют пропусканием через микробиологический фильтр, обработанный гидрофильным веществом. Стеклянную колонку диаметром 22 мм и высотой рабочей части 75 мм заполняют двумя слоями силикагеля. Верхний слой содержит 5 г силикагеля, покрытого диоксидом церия. Вес защитного нижнего слоя силикагеля без покрытия составляет 2,5 г. Колонку и коммуникации предварительно стерилизуют и помещают в свинцовый контейнер. Раствор олова с объемным расходом 5 мл/мин пропускают через колонку с сорбентом в течение 100 мин, затем колонку промывают 150 мл 0,05 М раствора HCl и элюируют индий-113м 10 мл 0,05 М раствора HCl через соответствующие промежутки времени. Сорбция олова на колонке составляет 99,99% выход индия-113 м 98% радионуклидная чистота 10-4%
Пример 2. Навеску радиоактивного олова 50 мг растворяют в 50 мл концентрированной HCl в присутствии перекиси водорода. Аликвотную часть раствора объемом 10 мл разбавляют водой до концентрации 0,2 мг/мл по олову и 0,2 моль/л соляной кислоте. Стеклянную колонку диаметром 12 мм и высотой рабочей части 75 мм заполняют двумя слоями сорбента с покрытием и без покрытия (см. пример 1) весом 4 г и 1,5 г соответственно. После стерилизации колонки и коммуникаций и размещения их в свинцовом контейнере пропускают раствор олова с объемным расходом 1 мл/мин в течение 50 мин, промывают колонку 100 мл 0,05 М раствора HCl и элюируют индий-113м 5 мл 0,05 М раствора HCl. Сорбция олова 99,98% выход индия 99% радионуклидная чистота 10-5%
Использование изобретения позволит устран6ить трудоемкость и многостадийность ручных операций с радиоактивными веществами, повысить безопасность работ и сократить длительность процесса до 60-180 мин при увеличении степени сорбции олова-113 до 99,99% Причем характеристики радионуклидной чистоты, выхода индия-113м и содержания стабильных примесей остаются на уровне 10% 100% и 1 мкг/мл соответственно.

Claims (3)

1. Способ получения генератора индия-113м путем растворения облученного олова в концентрированной соляной кислоте в присутствии окислителя, разбавлении раствора водой, сорбции облученного олова, промывки и элюировании индия-113м разбавленной соляной килотой, отличающийся тем, что раствор облученного олова последовательно пропускают через обработанный гидрофильным веществом стерилизующий микробиологический фильтр и через предварительно простерилизованную сорбционную колонку.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что концентрацию облученного олова в растворе для сорбции выбирают в интервале от 0,02 до 0,2 мг/мл.
3. Способ по п. 1 или 2, отличающийся тем, что расход раствора облученного олова устанавливают в пределах от 1 до 5 мл/мин.
RU94016976A 1994-05-11 1994-05-11 Способ получения генератора индия-113*00м RU2073928C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU94016976A RU2073928C1 (ru) 1994-05-11 1994-05-11 Способ получения генератора индия-113*00м

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU94016976A RU2073928C1 (ru) 1994-05-11 1994-05-11 Способ получения генератора индия-113*00м

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU94016976A RU94016976A (ru) 1996-01-27
RU2073928C1 true RU2073928C1 (ru) 1997-02-20

Family

ID=20155667

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU94016976A RU2073928C1 (ru) 1994-05-11 1994-05-11 Способ получения генератора индия-113*00м

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2073928C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107293346A (zh) * 2017-06-08 2017-10-24 天津汇康药业有限公司 一种Sn‑113/In‑113m发生器及制备方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Патент Великобритании N 1215354, кл. G 21 G 1/00, 1970. 2. Патент США N 5109160, кл. G 21 G 1/00, 1992. З. Авторское свидетельство СССР N 310531, кл. С 01 G 15/00, 1972. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107293346A (zh) * 2017-06-08 2017-10-24 天津汇康药业有限公司 一种Sn‑113/In‑113m发生器及制备方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5053186A (en) Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium
JPS628760B2 (ru)
CN112999868B (zh) 一种低比活度99mTc溶液的浓缩方法及装置
JP2843441B2 (ja) レニウム−188およびテクネチウム−99mジェネレーターの製造方法
US3970583A (en) Isotope generator provided with a carrier material which in addition to Al2 O3 contains fully or partly hydrated MnO2
US4001387A (en) Process for preparing radiopharmaceuticals
US4206358A (en) Technetium-99 generators
IL29607A (en) Production of high purity radioactive technetium-99m
NO154296B (no) Fremgangsmaate og radioisotopgenerator for fremstilling av en ikke-toksisk, farmasoeytisk akseptabel 195m au-holdig vaeske.
CA1252621A (en) Strontium-82/rubidium-82 generator
RU2073928C1 (ru) Способ получения генератора индия-113*00м
US20070009409A1 (en) 212Bi or 213Bi Generator from supported parent isotope
EP4318499A2 (en) Method for manufacturing and increasing the yield of a medical strontium-82/rubidium-82 generator
US3830746A (en) Method for preparing technetium-99m generators loaded with fission product molybdenum-99
RU2091878C1 (ru) Способ получения генератора рения-188
AU591372B2 (en) Rhenium generator system and method for its preparation and use
IL34751A (en) Production of fission product technetium 99-m generator
RU2153357C1 (ru) Генератор для получения стерильного радиопрепарата технеция-99m и способ его приготовления
Allan et al. Separation of 113m In from 113 Sn based on activated carbon used as column matrix
US3450597A (en) Production of high purity radioactive indium-113m
US3663177A (en) Radioactive barium-137
Deptuła et al. Separation of 113m In from 113 Sn on an isotope generator with inorganic ionite
JP2966521B2 (ja) 可溶照射ターゲット及び放射性レニウムの製法
RU2126271C1 (ru) Радионуклидный генератор 68ge/68ga для получения физиологически приемлемого раствора 68ga
CA1323748C (en) Rhenium generator system and method for its preparation and use