RU2624636C1 - Способ получения радионуклида лютеций-177 - Google Patents
Способ получения радионуклида лютеций-177 Download PDFInfo
- Publication number
- RU2624636C1 RU2624636C1 RU2016122117A RU2016122117A RU2624636C1 RU 2624636 C1 RU2624636 C1 RU 2624636C1 RU 2016122117 A RU2016122117 A RU 2016122117A RU 2016122117 A RU2016122117 A RU 2016122117A RU 2624636 C1 RU2624636 C1 RU 2624636C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- solution
- ytterbium
- acetate
- amalgam
- contact
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
- G21G1/04—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators
- G21G1/06—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators by neutron irradiation
Abstract
Изобретение относится к способу получения радионуклида лютеций-177 для ядерной медицины. В заявленном способе в процессе контактного восстановления с помощью капельной подачи в ячейку с хлоридно-ацетатным раствором амальгамы натрия и раствора кислот (соляная, уксусная и др.) с одновременным перемешиванием рабочего раствора магнитной мешалкой достигается регулировка pH рабочего раствора и увеличение времени проведения процесса контактного восстановления для более глубокой очистки Lu от Yb. При этом для уменьшения потерь лютеция и возможности загрязнения очищенного раствора иттербием, на поверхность рабочего раствора до введения амальгамы наливают не смешивающийся с водным раствором легкокипящий органический растворитель. Техническим результатом является увеличение глубины очистки лютеция без носителя от макроколичества иттербия и уменьшение трудозатрат при разделении иттербия и 177Lu методом контактного восстановления иттербия на амальгаме натрия из ацетатно-хлоридного раствора, содержащего облученный в реакторе тепловыми нейтронами 176Yb. 7 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 пр.
Description
Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний.
При терапии онкологических заболеваний все более широкое применение находят β-излучающие радионуклиды. Это связано с большой начальной энергией (1-0,5 МэВ) и коротким пробегом (сотни микрон) β-частиц в биологических тканях и, следовательно, высоким уровнем выделения энергии в области локализации распадающихся нуклидов. Созданные биохимические транспортные средства для β-излучающих радионуклидов, в состав которых входят или моноклональные антитела, или пептиды, или энзимы, с высокой специфичностью к определенным онкогенам позволяют доставлять их в опухолевый узел или метастатический очаг. Благодаря малым пробегам β-частиц возможно селективное воздействие излучения на патологические объекты с минимальной лучевой нагрузкой на окружающие здоровые ткани.
Настоящее изобретение может быть использовано при создании устройств для производства из иттербия, облученного в ядерном реакторе, β-излучающего радионуклида 177Lu, который применяется в составе медицинских радиофармпрепаратов (РФП) в качестве противоопухолевого терапевтического средства.
ПРЕДШЕСТВУЮЩИЙ УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ
Одним из перспективных направлений в ядерной медицине является радиоиммунотерапия и, в частности, адресная радиотерапия с использованием β-излучателей. Применение короткоживущих β-излучающих радионуклидов для терапии онкологических заболеваний представляет интерес с радиобиологической точки зрения, поскольку является эффективным способом разрушения опухолевых клеток благодаря высокой ионизирующей способности.
Из-за требований к радионуклидам, применяемым в медицине, в частности в онкологии, список радионуклидов, кандидатов для использования в методе адресной радиотерапии онкологических заболеваний, не велик. Одним из перспективных β-излучающих радионуклидов считается лютеций-177 (177Lu). Период полураспада T1/2=6,71 суток, максимальная энергия β-частиц Емакс=0,497 МэВ, сопутствующее γ-излучение Eγ=113 кэВ (6,4%) и 208 кэВ (11%).
Известны два способа производства 177Lu.
Производство 177Lu под условным названием в литературе «прямой» способ заключается в облучении в реакторе тепловыми нейтронами природного (176Lu 2,59% и 175Lu 97,41%) или обогащенного по 176 массе лютеция. Наиболее существенные превращения лютеция при облучении показаны в таблице 1. Реакции в мишени лютеция при облучении тепловыми нейтронами [Van So Le // Molecules 2011, 16, 818-846].
По реакции Lu-1 образуется целевой радионуклид 177Lu. Величина удельной активности зависит от потока нейтронов, времени облучения, сечения реакции и обогащения мишени изотопом 176Lu. Расчеты показывают, что величина удельной активности при прямом способе получения 177Lu не превышает 40% от максимальной удельной активности (4,07⋅1012 Бк/мг). Реакция Lu-2 показывает, что целевой радионуклид (PH) будет загрязнен долгоживущим 177mLu.
Два последних обстоятельства ограничивают использование 177Lu, полученного «прямым» методом, в медицинских целях. В экспериментальных исследованиях 177Lu, произведенный этим методом, широко используется в связи с простотой применения - после облучения и растворения облученной мишени получают готовый для использования радионуклид.
В другом, «непрямом», способе производства 177Lu в нейтронном потоке облучают мишень, содержащую соединения иттербия природного состава или обогащенные по 176Yb. Основные процессы, происходящие в такой мишени при облучении тепловыми нейтронами, представлены в таблице 2 [Van So Le // Molecules 2011, 16, 818-846].
После облучения мишень должна быть выдержана в течение суток для преобразования 177Yb в 177Lu. 175Yb и 169Yb исследователи используют в качестве индикатора присутствия иттербия в процедуре по выделению 177Lu из мишени. Если все атомы 1 мг 176Yb преобразовать в 177Lu, то удельная активность этой массы иттербия будет равна 4,07⋅1012 Бк - максимально возможной теоретически удельной активности препарата 177Lu.
Выделение 177Lu из облученной мишени из иттербия представляет сложную задачу. Сложности производства 177Lu указанным способом заключаются в следующем:
1) на среднепоточных ядерных реакторах (поток ~1014 н⋅см-2с-1) можно получить мишени 176Yb, содержащие не более 10-2% ядер 177Lu. Причина - невысокое сечение реакции Yb-1;
2) лантаниды Yb и Lu по физико-химическим свойствам мало отличаются друг от друга. Важное отличие Yb от Lu - способность Yb+3 восстанавливаться до Yb+2 при определенных условиях, у Lu такая способность не обнаружена. Это отличие используется в методе контактного восстановления иттербия с использованием амальгамы щелочного металла [Мольнар Ф., Халкин В., Херрманн Э. // Физика элементарных частиц и ядра, 1973, т. 4, вып. 4, стр. 1115-1123] и электрохимическом восстановлении Yb на ртутном катоде [Chakravarty R., Das Т., Dash A. et al. // Nucl. Med. Biol. 2010. Vol. 37, p. 811-820]. Иттербий образует амальгаму, а лютеций нет и остается в растворе.
В работе [Lebedev N.A., Novgorodov A.F., Misiak R. et al. // Appl. Radiat. Isot., 2000. Vol. 53. P. 421-425] авторы получали 177Lu методом контактного восстановления иттербия на амальгаме натрия (содержание натрия 0,4 масс. %) из ацетатно-хлоридного раствора с начальным pH≈3,4. После восьми процедур контактного восстановления количество иттербия в растворе уменьшалась в 104 раз. Последующая хроматография на катионите Aminex A6 с использованием 0,07 моль/л α-гидроксиизомасляной кислоты приводила к удалению еще 102 частей иттербия. В результате количество иттербия уменьшалось в 106 раз. Выход 177Lu составлял 75±5%. Вся переработка мишени занимала примерно 4-5 часов. Эта работа взята за прототип предложенного изобретения.
В прототипе описаны следующие элементы процедуры:
- облученную мишень оксида иттербия Yb2O3 (200 мг) растворяли в соляной кислоте 1,4 мл 4М HCl, добавляли 3 мл 4,5М CH3COONa и воду, доводя объем раствора до 6 мл. При этом pH раствора был 3,4;
- полученный раствор переносили в специальный сосуд для перемешивания, добавляли 4 мл амальгамы натрия (содержание натрия 0,4 масс. %) и перемешивали в течение 90 с;
- амальгаму удаляли из сосуда, pH раствора доводили снова до значения 3,4 (добавляя 0,2 мл 8М CH3COOH), вносили амальгаму натрия и перемешивали раствор, но уже 120 с;
- после проведения четвертой и восьмой (последней) процедуры контактного восстановления 177Lu и следы иттербия с добавлением лантана осаждали 4М NaOH и отделяли от раствора центрифугированием. После этого осадок растворяли 2,5 мл ОДМ HCl;
- окончательную очистку 177Lu от иттербия проводили на ионообменной колонке (2×80 мм) с катионитом Aminex А6, раствором 0,07 моль/л α-гидроксиизомасляной кислоты.
Приведенный способ получения радионуклида 177Lu из облученной мишени иттербия имеет ряд недостатков:
- низкая эффективность удаления иттербия из раствора в каждой процедуре контактного восстановления и в связи с этим недостаточный коэффициент очистки посредством только контактного восстановления;
- следующим из предыдущего пункта недостатком прототипа является дополнительное подключение другого способа удаления иттербия, связанного с различием констант комплексообразования лютеция и иттербия с α-гидроксиизомасляной кислотой;
- важным фактором эффективности удаления иттербия из раствора в каждой процедуре контактного восстановления является взаимодействие раствора с поверхностью амальгамы. В прототипе взаимодействие раствора с поверхностью амальгамы не ясно, как контролируется и регулируется;
- большое число процедур контактного восстановления и связанное с этим большое число удалений из раствора отработавшей амальгамы, операций осаждения, центрифугирования, растворения и перемещений раствора в новые сосуды является трудоемким процессом и приводит к потерям 177Lu (на стенках сосудов и поверхности амальгамы).
РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Целью изобретения является повышение эффективности очистки лютеция, полученного по реакции 176Yb(n,γ) 177Yb (1,9 час) β- →177Lu, от иттербия и уменьшение трудозатрат при разделении иттербия и 177Lu методом контактного восстановления иттербия на амальгаме натрия из водного ацетатно-хлоридного раствора. Этого результата можно добиться за счет: 1) увеличения коэффициента очистки раствора от иттербия за одну процедуру контактного восстановления и тем самым сократить число повторов процедуры для получения необходимого результата; 2) уменьшения потерь 177Lu в процессе контактного восстановления; 3) исключения сложных операций осаждения, центрифугирования, растворения.
Для достижения указанного результата предложен способ получения радионуклида лютеций-177, включающий облучение нейтронами мишени с изотопом 176Yb, наработку по реакции 176Yb(n,γ) 177Yb (1,9 час) β- →177Lu целевого радиоизотопа 177Lu, растворение облученной мишени, последующее разделение 177Lu и Yb путем многократного контактного восстановления иттербия в ячейке на амальгаме натрия из ацетатно-хлоридного раствора в присутствии кислот при перемешивании, при этом амальгаму натрия в ячейку подают в капельном режиме и регулируют pH ацетатно-хлоридного раствора постоянным введением кислоты, а перед восстановлением иттербия в ячейку наливают не смешивающийся с ацетатно-хлоридным раствором легкокипящий органический растворитель.
Кроме того:
- контактное восстановление иттербия в ячейке проводят в четыре стадии;
- в качестве вводимых кислот во время контактного восстановления, используют или соляную, или уксусную кислоту, или их смесь, поддерживая pH раствора в диапазоне 5-6;
- в качестве легкокипящего органического растворителя используют гептан;
- для приготовления водного ацетатно-хлоридного раствора используют уксусную кислоту, приводя начальную кислотность раствора к pH 2,5-4,3;
- при контактном восстановлении иттербия перемешивают ацетатно-хлоридный раствор магнитной мешалкой или механическим способом;
- каждую стадию контактного восстановления иттербия проводят за время от 12 до 25 минут;
- легкокипящий органический растворитель удаляют из раствора нагреванием.
В предлагаемом изобретении так же, как и в прототипе, иттербий восстанавливали на амальгаме натрия (содержание натрия 0,3-0,4 масс. %) из ацетатно-хлоридного раствора с начальным pH=2,5-4,3. В предлагаемом способе контактное восстановление проводили в сосуде, помещенном между вертикальными магнитами (высота 80 мм) магнитной мешалки. Достоинством такой конструкции магнитов было то, что вертикальное перемещение сосуда позволяло изменять взаимное расположение перемешивающего элемента и поверхности амальгамы. Перемешивание можно проводить и при помощи дисковых или пропеллерных мешалок. Лучшие результаты по контактному восстановлению получались при расположении перемешивающего элемента вблизи поверхности амальгамы или на ее поверхности. Контактное восстановление иттербия проводили при pH в интервале 4,0-6,0 при наличии ацетат-иона в растворе и натрия в амальгаме. В предложенном способе контактного восстановления использовали капельный способ подачи амальгамы натрия в раствор и постоянное введение кислот в раствор. Такой способ подачи позволял пролонгировать контактное восстановление до 30 минут и более, поддерживая pH раствора на уровне 5,0-6,0 и количество натрия в амальгаме на достаточном уровне.
При переносе раствора в новую ячейку происходит потеря 177Lu. Капли раствора, которые остаются на стенках сосуда и поверхности амальгамы, содержат 177Lu. В процессе контактного восстановления выделяется водород. При выходе пузырьков газа на поверхность они лопаются и разбрызгивают раствор на стенки сосуда выше поверхности раствора. Происходит загрязнение очищаемого раствора иттербием и потеря лютеция. На четырех ступенях потери лютеция могут доходить до 20%. Этот канал потерь можно ликвидировать или заметно сократить, если на поверхность раствора ввести раствор легкокипящей нерастворимой в воде органики, которая будет препятствовать разбрызгиванию водного раствора. По завершении процесса очистки раствора от иттербия легкокипящая жидкость удаляется небольшим нагреванием раствора.
Результатом предпринятых мер по улучшению организации процесса было увеличение коэффициента очистки (отношение исходной концентрации иттербия к концентрации иттербия после очистки) после четырех стадий очистки 108 и выше.
В процессе контактного восстановления образуются соединения ртути, которые переходят в раствор. Возможны и другие источники загрязнения (используемые реактивы, коммуникации, поверхности ячейки и др.). Раствор 177Lu удается очистить от примесей, проводя рутинную операцию очистки на катионите Дауэкс 50×8. Для этого доводят раствор до рН=1. 177Lu из раствора 0,1 моль/дм3 HCl сорбируют на смолу в колонке, последовательно промывают колонку 0,1 моль/дм3 и 1 моль/дм3 HCl для удаления примесей, затем 177Lu смывают со смолы 6 моль/дм3 HCl.
Предлагаемый способ получения радионуклида 177Lu обладает следующими преимуществами по сравнению с описанным прототипом:
- количество удаленного иттербия из раствора значительно увеличивается за счет контролируемого перемешивания раствора и амальгамы («левитирующая» магнитная мешалка - перемешивает только водный раствор), капельного способа ввода амальгамы и пролонгирования процесса с использованием ввода кислот в раствор для поддержания pH раствора на уровне 5,0-6,0;
- использование не растворимого в воде органического растворителя на поверхности перерабатываемого водного раствора гарантированно сократило потери 177Lu до менее 20% от исходного количества при проведении четырех цементаций;
- рутинная операция элюирования солянокислого раствора 177Lu через колонку, заполненную катионитом Дауэкс 50×8, позволяет сконцентрировать 177Lu в нужном объеме и удалить примеси ртути и других катионов.
ПРИМЕР ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Мишень из оксида иттербия Yb2O3 (10 мг обогащенного по 176Yb до 99,94% ат.) облучали в реакторе в течение 109 часов при средней мощности реактора 6 МВт. Плотность потока и флюенс тепловых нейтронов в месте расположения мишени определялись с использованием активационного датчика и составили соответственно:
ϕтепл=(7,43±0,64)⋅1013 см-2×c-1 ϕтепл=(2,91±0,28)⋅1019 см-2.
После выдержки активность 177Lu, полученного по реакции 176Yb(n,γ) 177Yb (1,9 час) β- →177Lu, в образце составила (6,0±0,4)⋅108 Бк. Содержание 177Lu в образце составляло 1,5±0,1×10-3 масс. % или 150±10 нг.
Подготовка рабочего раствора состояла из нескольких операций. Оксид иттербия Yb2O3 с наработанным 177Lu (облученная мишень) растворяли в 6 моль/дм3 HCl, упаривали. Сухой остаток растворяли в водном растворе уксусной кислоты. Концентрация уксусной кислоты в растворе 0,4 моль/дм3. Начальный pH раствора выбирался в диапазоне 2,5-4,3. Объем рабочего раствора - 10 мл, концентрация по иттербию 1 мг/мл.
Раствор переносили в ячейку из полипропилена (площадь сечения 6 см2) для проведения контактного восстановления иттербия на амальгаме натрия. Затем в ячейку добавили 5 мл гептана. Включили магнитную мешалку (200 об/мин) и перистальтическим насосом начинали подавать 5 мл амальгамы натрия (содержание натрия 0,3 масс. %) капельным методом в ячейку. Скорость подачи 0,4-0,5 мл/мин (40-50 капель в минуту при объеме капли 10-20 мкл). За 5-7 минут pH раствора повышалась до 5 (контролировали микроэлектродом pH-метра рН420), после чего включали подачу соляной кислоты потоком 1,4 мл/час перистальтическим насосом по тефлоновой трубке в раствор, поддерживая pH раствора в диапазоне 5-6. Для контроля концентрации иттербия в растворе пробы раствора подвергали анализу на гамма-спектрометре. Через 12 минут операцию очистки прекращали. Раствор переносили во вторую ячейку. В новой ячейке pH раствора доводили до значения 3,8-4,3 путем добавления 6 моль/дм3 соляной кислоты и процесс контактного восстановления повторяли. Время второй стадии занимало 15 минут, третьей стадии - 20 минут, четвертой стадии - 25 минут. Потери 177Lu на одной стадии контактного восстановления менее 5%. Коэффициент очистки иттербия для первого процесса до 250, для второго процесса до 150, для третьего до 100 и 60 для четвертого процесса, всего при проведении четырех процессов коэффициент очистки достигает 108.
По окончании контактного восстановления иттербия раствор переносили в пробирку и нагревали для удаления гептана (температура кипения гептана 98,4°C). После удаления гептана для концентрирования 177Lu и очистки раствора от загрязнений, которые могли возникнуть в процессе контактного восстановления, проводили рутинную операцию очистки раствора от примесей посторонних катионов в ионообменной колонке с катионитом Дауэкс 50×8 растворами соляной кислоты. Кислотность раствора доводили до pH=1 путем добавления 6 моль/дм3 соляной кислоты. Далее раствор элюировали через колонку и затем колонку последовательно промывали растворами 0,1 моль/дм3 и 1 моль/дм3 HCl для удаления примесей, а 177Lu десорбировали 4 мл 6 моль/дм3 HCl. Полученный раствор выпаривали досуха, остаток растворяли в необходимом объеме 0,05-0,1 моль/дм3 соляной кислоты.
Таким образом, изобретение позволит получать лютеций-177, который востребован для производства медицинских радиофармпрепаратов (РФП) в качестве противоопухолевого терапевтического средства, в нужном объеме с удельной активностью, близкой к максимально возможной, повысить качество очистки лютеция без носителя от макроколичества иттербия и уменьшить трудозатраты при разделении иттербия и 177Lu.
Claims (8)
1. Способ получения радионуклида лютеций-177, включающий облучение нейтронами мишени с изотопом 176Yb, наработку по реакции 176Yb(n,γ) 177Yb (1,9 час) β-→177Lu целевого радиоизотопа 177Lu, растворение облученной мишени, последующее разделение 177Lu и Yb путем многократного контактного восстановления иттербия в ячейке на амальгаме натрия из ацетатно-хлоридного раствора в присутствии кислот при перемешивании, отличающийся тем, что амальгаму натрия в ячейку подают в капельном режиме и регулируют рН ацетатно-хлоридного раствора постоянным введением кислоты, а перед восстановлением иттербия в ячейку наливают не смешивающийся с ацетатно-хлоридным раствором легкокипящий органический растворитель.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что контактное восстановление иттербия в ячейке проводят в четыре стадии.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве вводимых кислот во время контактного восстановления используют или соляную, или уксусную кислоту, или их смесь, поддерживая рН раствора в диапазоне 5-6.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве легкокипящего органического растворителя используют гептан.
5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что для приготовления водного ацетатно-хлоридного раствора используют уксусную кислоту, приводя начальную кислотность раствора к рН 2,5-4,3.
6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в процессе контактного восстановления иттербия проводят перемешивание ацетатно-хлоридного раствора магнитной мешалкой или механическим способом.
7. Способ по п. 1, отличающийся тем, что каждую стадию контактного восстановления иттербия проводят за время от 12 до 25 минут.
8. Способ по п. 1, отличающийся тем, что легкокипящий органический растворитель удаляют из раствора нагреванием.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016122117A RU2624636C1 (ru) | 2016-06-03 | 2016-06-03 | Способ получения радионуклида лютеций-177 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2016122117A RU2624636C1 (ru) | 2016-06-03 | 2016-06-03 | Способ получения радионуклида лютеций-177 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2624636C1 true RU2624636C1 (ru) | 2017-07-05 |
Family
ID=59312610
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016122117A RU2624636C1 (ru) | 2016-06-03 | 2016-06-03 | Способ получения радионуклида лютеций-177 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2624636C1 (ru) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2674260C1 (ru) * | 2017-12-05 | 2018-12-06 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Ульяновский государственный университет" | Способ производства трихлорида лютеция-177 и технологическая линия для его реализации |
| RU2695635C1 (ru) * | 2018-11-26 | 2019-07-25 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ получения радионуклеида лютеций-177 |
| RU2756621C1 (ru) * | 2019-11-29 | 2021-10-04 | Ион Бим Аппликейшнз | Способ получения ас-225 из ra-226 |
| RU2823124C1 (ru) * | 2023-12-29 | 2024-07-18 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский Томский политехнический университет" | Способ получения фармацевтической субстанции на основе лютеция-177 из облученного в нейтронном потоке иттербия-176 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2273511C2 (ru) * | 2001-01-05 | 2006-04-10 | Фраматом Анп | Способ разделения изотопов |
| WO2006074960A1 (en) * | 2005-01-14 | 2006-07-20 | European Organisation For Nuclear Research - Cern | Method for production of radioisotope preparations and their use in life science, research, medical application and industry |
| DE102010006433A1 (de) * | 2010-02-01 | 2011-08-04 | Siemens Aktiengesellschaft, 80333 | Verfahren und Vorrichtung zur Erzeugung zweier verschiedener radioaktiver Isotope |
| RU2542733C1 (ru) * | 2013-08-30 | 2015-02-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ получения радиоизотопа лютеций-177 |
-
2016
- 2016-06-03 RU RU2016122117A patent/RU2624636C1/ru active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2273511C2 (ru) * | 2001-01-05 | 2006-04-10 | Фраматом Анп | Способ разделения изотопов |
| WO2006074960A1 (en) * | 2005-01-14 | 2006-07-20 | European Organisation For Nuclear Research - Cern | Method for production of radioisotope preparations and their use in life science, research, medical application and industry |
| DE102010006433A1 (de) * | 2010-02-01 | 2011-08-04 | Siemens Aktiengesellschaft, 80333 | Verfahren und Vorrichtung zur Erzeugung zweier verschiedener radioaktiver Isotope |
| RU2542733C1 (ru) * | 2013-08-30 | 2015-02-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ получения радиоизотопа лютеций-177 |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2674260C1 (ru) * | 2017-12-05 | 2018-12-06 | федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Ульяновский государственный университет" | Способ производства трихлорида лютеция-177 и технологическая линия для его реализации |
| RU2695635C1 (ru) * | 2018-11-26 | 2019-07-25 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ получения радионуклеида лютеций-177 |
| RU2756621C1 (ru) * | 2019-11-29 | 2021-10-04 | Ион Бим Аппликейшнз | Способ получения ас-225 из ra-226 |
| RU2823124C1 (ru) * | 2023-12-29 | 2024-07-18 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский Томский политехнический университет" | Способ получения фармацевтической субстанции на основе лютеция-177 из облученного в нейтронном потоке иттербия-176 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Horwitz et al. | A process for the separation of 177Lu from neutron irradiated 176Yb targets | |
| JP6530007B2 (ja) | 担体無添加（１７７）Ｌｕ化合物を含有する放射性医薬品 | |
| KR101886883B1 (ko) | 동위원소 제조 방법 | |
| JP5197603B2 (ja) | 種々の供給源からのラジウムの精製方法 | |
| EP3992988A1 (en) | Radionuclide production method and radionuclide production system | |
| RU2624636C1 (ru) | Способ получения радионуклида лютеций-177 | |
| KR20040075883A (ko) | 수용액 중의 금속 원소의 이온을 분리하는 방법 및 장치 | |
| RU2542733C1 (ru) | Способ получения радиоизотопа лютеций-177 | |
| RU2704005C1 (ru) | Способ получения радионуклида Lu-177 | |
| RU2014127513A (ru) | Генератор радионуклидов, имеющий первый и второй атомы первого элемента | |
| US20060024223A1 (en) | Method of separating and purifying cesium-131 from barium carbonate | |
| CA2571349A1 (en) | Method of separating and purifying cesium-131 from barium nitrate | |
| Cieszykowska et al. | Separation of Ytterbium from 177 Lu/Yb mixture by electrolytic reduction and amalgamation | |
| Guseva | Radioisotope generators of short-lived α-emitting radionuclides promising for use in nuclear medicine | |
| Katabuchi et al. | Production of 67 Cu via the 68 Zn (p, 2p) 67 Cu reaction and recovery of 68 Zn target | |
| RU2768732C2 (ru) | Способ получения изотопа | |
| RU2430440C1 (ru) | Способ получения радионуклида висмут-212 | |
| RU2695635C1 (ru) | Способ получения радионуклеида лютеций-177 | |
| KR101041181B1 (ko) | Ｃｕ-64를 제조하기 위해 Ｃｕ-64가 형성된 Ｎｉ-64 농축 표적으로부터 Ｃｕ-64를 분리하는 방법 | |
| RU2439727C1 (ru) | Способ получения радионуклида висмут-212 | |
| RU2498434C1 (ru) | Способ получения радионуклида висмут-212 | |
| CN114231763A (zh) | 一种从钆铽混合溶液中提取铽的分离方法 | |
| RU2803641C1 (ru) | Способ получения радиоизотопа тербий-161 | |
| RU2430441C1 (ru) | Способ получения радионуклида висмут-213 | |
| US20240029909A1 (en) | Method for producing high purity and high specific activity radionuclides |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| QB4A | Licence on use of patent |
Free format text: LICENCE FORMERLY AGREED ON 20180110 Effective date: 20180110 |