RU2752845C1 - Способ получения высокочистого радия-223 - Google Patents

Способ получения высокочистого радия-223 Download PDF

Info

Publication number
RU2752845C1
RU2752845C1 RU2020116765A RU2020116765A RU2752845C1 RU 2752845 C1 RU2752845 C1 RU 2752845C1 RU 2020116765 A RU2020116765 A RU 2020116765A RU 2020116765 A RU2020116765 A RU 2020116765A RU 2752845 C1 RU2752845 C1 RU 2752845C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
radium
thorium
mol
nitric acid
actinium
Prior art date
Application number
RU2020116765A
Other languages
English (en)
Inventor
Леонид Владиленович Красников
Александр Александрович Лумпов
Александр Иванович Костылев
Надежда Андреевна Семенова
Original Assignee
Акционерное Общество "Наука И Инновации"
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 Акционерное Общество "Наука И Инновации" filed Critical Акционерное Общество "Наука И Инновации"
Priority to RU2020116765A priority Critical patent/RU2752845C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2752845C1 publication Critical patent/RU2752845C1/ru

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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G4/00—Radioactive sources

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области ядерной медицины и может быть использовано для получения изотопа радий-223 медицинской чистоты. Способ заключается в предварительной глубокой очистке тория-227 от материнского актиния-227 на сильном анионите (АВ-17) за счет элюирования последнего 8 моль/л азотной кислотой, смыве тория-227 с анионита в минимальном объеме элюата, что достигается использованием в качестве элюата 2 моль/л соляной кислоты. Далее переводят торий в раствор 8 моль/л азотной кислоты и выделяют накопленный после определенной выдержки радий-223 на анионите элюированием 8 моль/л азотной кислотой. Техническим результатом является возможность гарантированно не допустить загрязнения препарата радия-223 актинием-227 и минимизировать его загрязнение продуктами деструкции органических носителей.

Description

Изобретение относится к области ядерной медицины и может быть использовано для получения изотопа радий -223 медицинской чистоты.
Для получения препарата радия-223 медицинской чистоты используются либо ионообменные, либо экстракционные хроматографические методы. При этом либо выделят радий-223, накопленный предварительно из смеси актиний-227-торий-227 вне хроматографической системы, либо накопленный из фиксированной на колонке смеси актиний-227-торий-227.
Так в GB 201007353 D0 (2010-06-16) (Algeta, Bayer) смесь 277Ac-277Th-223Ra сорбируют на колонке заполненной твердофазным экстрагентом на основе дигликоль амида, затем с нее элюируется 223Ra, после чего с колонки обратным ходом элюента смывается смесь 227Ac-227Th. Поскольку радий смывается с колонки, содержащей актиний и торий, всегда существует возможность его загрязнения материнскими нуклидами. Особенно не желательно загрязнение актинием из-за его относительно большого периода полураспада и сложности количественного экспресс-анализа. Кроме того, при использовании твердофазных экстрагентов неизбежно происходит загрязнение элюатов продуктами деструкции носителя и экстрагента и собственно высвободившимся с носителя экстрагентом. Значительная радиационная нагрузка существенно увеличивает такое загрязнение. При выбранном авторами способе основная часть таких загрязнений оказывается в смыве фракции 227Ас-227Th и может серьезно сказаться на качестве получаемого радия-223.
В работе [Reza Bagheri, Hossein Aiarideh, Mohammad Ghannadi-Maragheh, Ali Bahrami-Samani & Simindokht Shirvani-Arani, «Production of 223Ra from 226Ra in Tehran Research Reactor for treatment of bone metastases» Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, volume 304, pages 1185-1191(2015)] описывается способ выделения радия-223 из облученного радия-226. Способ принят за прототип. По этому способу исходная смесь 227Ас-227Th-223Ra сначала пропускается через колонку с сильноосновным анионитом Dowex 1X8, на которой полностью отделяется от тория. Затем элюат, содержащий смесь 227Ac-223Ra, выпаривается, растворяется в 1 М азотной кислоте и пропускается через колонку с сильнокислым катионитом Dowex 50WX8. Радий-223 в этих условиях на катионите не сорбируется. Актиний-227 остается на колонке для повторного накопления и смыва радия-223. Если вследствие не высокой радиационной нагрузки на катионит из-за отсутствия значительных количеств тория-227 и небольших объемов элюирования выделенный в первой порции радий-223 оказывается достаточно чистым, то последующие порции могут оказаться существенно загрязненными как продуктами деструкции смолы, так и актинием-227.
Задачей предлагаемого изобретения является разработка способа, позволяющего гарантировано не допустить загрязнения препарата радия-223 актинием-227 и минимизировать его загрязнение продуктами деструкции органических носителей.
Технический результат достигается предлагаемым способом
Для решения этой задачи предлагается получать радий-223 из предварительно очищенного от актиния-227 тория-227. Торий-227 сорбируется из смеси 227Ac-227Th-223Ra на колонке с сильноосновным анионитом (АВ-17 или Dowex 1X8) из 8М азотной кислоты. Колонка дополнительно промывается кислотой той же концентрации, что гарантирует полное отделение 227Ас и 223Ra. Из выделеннного актиния-227 после соответствующий выдержки можно снова выделить торий-227. Торий с колонки смывается 2М HCl. Поскольку торий в этих условиях не взаимодействует с анионитом, смыв осуществляется в минимальном объеме элюента и в короткие сроки. Очищенный таким образом торий выдерживается расчетное время для накопления радия-223, переводится в раствор 8 М азотной кислоты. Накопленный радий-223 отделяют от тория пропусканием через колонку с сильноосновным анионитом (АВ-17 или Dowex 1Х8) в растворе 8 М азотной кислоты. При необходимости цикл накопления радия-223 из тория-227 можно повторить. Таким образом, полученный раствор радия-223 не содержит примесей материнских нуклидов и за счет малого времени контакта практически свободен от продуктов деструкции анионита.
Пример.
В модельном эксперименте на колонку, наполненную анионитом АВ-17-В (2 мл), подавали раствор, содержащий равновесную смесь актиний-227-торий-227-радий-223 в 8 моль/л азотной кислоте (30 МБк по актинию-227). Колонку промыли 8 моль/л азотной кислотой. Объем нанесения и промывки составил 4 мл. Торий-227 смыли с колонки раствором 2 М соляной кислоты. Объем элюата составил 4 мл. Общее время контакта растворов со смолой составило ~10 мин. Элюат актиния выпарили и оставили для накопления тория-227. Элюат тория выпарили, перевели в раствор 8 М азотной кислоты и оставили на 20 суток для накопления радия-223. Элюирование радия-223 проводили 8 моль/л азотной кислотой с колонки наполненной анионитом АВ-17-В (2 мл). В элюате оказалось расчетное количество радия-223 (~12 МБк, более 95%), активность тория-227 оказалась менее <0,001% (по результатам γ-спектрометрических измерении распада-накопления от времени).

Claims (1)

  1. Способ получения высокочистого радия-223 из тория-227, отличающийся тем, что проводят предварительную глубокую очистку тория-227 от материнского актиния-227 на сильноосновном анионите, смывают высокоочищенный торий-227 с анионита в минимальном объеме элюата с последующим накоплением радия-223 и переводом тория в раствор 8 моль/л азотной кислоты и отделяют радий-223 от материнского тория-227 на сильноосновном анионите элюированием около 8 моль/л азотной кислотой.
RU2020116765A 2020-05-13 2020-05-13 Способ получения высокочистого радия-223 RU2752845C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2020116765A RU2752845C1 (ru) 2020-05-13 2020-05-13 Способ получения высокочистого радия-223

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2020116765A RU2752845C1 (ru) 2020-05-13 2020-05-13 Способ получения высокочистого радия-223

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2752845C1 true RU2752845C1 (ru) 2021-08-11

Family

ID=77348953

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2020116765A RU2752845C1 (ru) 2020-05-13 2020-05-13 Способ получения высокочистого радия-223

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2752845C1 (ru)

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1999063550A1 (en) * 1998-06-02 1999-12-09 European Community (Ec) METHOD FOR PRODUCING Ac-225 BY IRRADIATION OF Ra-226 WITH PROTONS
US6635234B1 (en) * 1999-01-04 2003-10-21 Anticancer Therapeutic Inventions As Preparation and use of radium-223 to target calcified tissues for pain palliation, bone cancer therapy, and bone surface conditioning
WO2004001767A1 (en) * 2002-06-21 2003-12-31 Lynntech, Inc. Ion exchange materials for use in a bi-213 generator
US20070076834A1 (en) * 2003-10-13 2007-04-05 Actinium Pharmaceuticals Inc. Radium Target and method for producing it
RU2317607C1 (ru) * 2006-06-27 2008-02-20 Владимир Анатольевич Загрядский СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ Th-228 И Ra-224 ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ТЕРАПЕВТИЧЕСКОГО ПРЕПАРАТА НА ОСНОВЕ РАДИОНУКЛИДОВ Bi-212
EA022226B1 (ru) * 2010-04-30 2015-11-30 Алгета Аса Способ получения изотопа радия
EA022498B1 (ru) * 2010-04-30 2016-01-29 Алгета Аса Способ получения изотопа

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1999063550A1 (en) * 1998-06-02 1999-12-09 European Community (Ec) METHOD FOR PRODUCING Ac-225 BY IRRADIATION OF Ra-226 WITH PROTONS
US6635234B1 (en) * 1999-01-04 2003-10-21 Anticancer Therapeutic Inventions As Preparation and use of radium-223 to target calcified tissues for pain palliation, bone cancer therapy, and bone surface conditioning
US20030206857A1 (en) * 1999-01-04 2003-11-06 Larsen Roy H. Preparation and use of radium-223 to target calcified tissues for pain palliation, bone cancer therapy, and bone surface conditioning
WO2004001767A1 (en) * 2002-06-21 2003-12-31 Lynntech, Inc. Ion exchange materials for use in a bi-213 generator
US20070076834A1 (en) * 2003-10-13 2007-04-05 Actinium Pharmaceuticals Inc. Radium Target and method for producing it
RU2317607C1 (ru) * 2006-06-27 2008-02-20 Владимир Анатольевич Загрядский СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ Th-228 И Ra-224 ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ТЕРАПЕВТИЧЕСКОГО ПРЕПАРАТА НА ОСНОВЕ РАДИОНУКЛИДОВ Bi-212
EA022226B1 (ru) * 2010-04-30 2015-11-30 Алгета Аса Способ получения изотопа радия
EA022498B1 (ru) * 2010-04-30 2016-01-29 Алгета Аса Способ получения изотопа

Similar Documents

Publication Publication Date Title
McAlister et al. Automated two column generator systems for medical radionuclides
US11306003B2 (en) Method for the manufacture of highly purified 68Ge material for radiopharmaceutical purposes
JP5294180B2 (ja) テクネチウム含有モリブデンからのテクネチウムの分離・精製方法、装置、及び、モリブデンの回収方法・装置
Romero et al. Preparation of 68Ga-labelled DOTA-peptides using a manual labelling approach for small-animal PET imaging
RU2752845C1 (ru) Способ получения высокочистого радия-223
US20110277592A1 (en) Separation method for carrier-free radiolanthanides
CN107405538B (zh) 用于从来源于68Ge/68Ga发生器的洗脱物纯化Ga-68的工艺和用于所述工艺中的色谱柱
CN109437343B (zh) 一种高锝酸钠溶液的制备方法
Larenkov et al. Preparation of high-purity 68Ga solutions by ion exchange in mixed acetone-hydrochloric acid medium
Braker et al. Adsorption of radioiodine on platinum: a fast and simple column method to obtain concentrated and pure radioiodide in either water or anhydrous solvents
IL34751A (en) Production of fission product technetium 99-m generator
Kubota et al. Preparation of 99 Mo, 132 Te isotopes and 99m Tc, 132 I generators
US7101484B2 (en) Sr-90/Y-90 radionuclide generator for production of high-quality Y-90 solution
RU2778249C1 (ru) Способ генераторного получения висмута-213 через отделение и распад франция-221
Jao et al. Study on chemical separation of 67 Ga VIA nat Zn (p, xn) reaction
RU2575881C1 (ru) СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ ПРЕПАРАТА АКТИНИЯ 225Ac ИЗ СМЕСИ 228Th И 229Th
Mushtaq et al. Separation of fission Iodine-131
KR20240125572A (ko) Yb 표적으로부터 177Lu 생성
RU1778073C (ru) Способ выделени изотопно-чистого нептуни - 239
Nakao et al. Rapid and efficient purification of positron emission tomography probes by hydrophilic interaction chromatography
AU2020424030A1 (en) Systems and methods for preparing tailored radioactive isotope solutions
RU2102125C1 (ru) Способ выделения из металлов радиоактивных изотопов, образовавшихся в результате ядерного превращения
CN115029566A (zh) 一种使用teva-uteva树脂分离钇样品中锆的方法