TWI401212B - 自鎵製程廢液獲取高純度銅-64同位素之方法 - Google Patents

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自鎵製程廢液獲取高純度銅-64同位素之方法
本發明係關於一種獲取高純度銅-64同位素之方法,尤其是關於一種從鋅-68獲取鎵-67同位素的過程所產生之酸流洗廢液中獲取高純度銅-64同位素的方法。
近年來,正子斷層攝影(Positron Emission Tomography,簡稱PET)以飛快的速度崛起,成為醫學上一項重要的診斷造影模式,主要被用來確定癌症的發生與嚴重性、神經系統的狀況以及心血管方面的疾病。目前PET已被公認在某些疾病判定方面特別有效,包括判斷癌症是否存在,是否已擴散轉移,對治療是否有所反應,檢查癌症是否復發以及病患在治療後是否已不再有癌細胞,使用PET特別有效的癌症包括肺癌、頭頸癌、大腸直腸癌、食道癌、淋巴瘤、黑色素瘤、乳癌、甲狀腺癌、子宮頸癌、胰臟癌以及腦瘤。
簡言之,使用PET造影,需在病人身上注射放射性藥物,放射性藥物在病人體內釋出訊號,而被體外的PET掃瞄儀所接收,繼而形成影像,利用PET所攝得的影像可顯現出器官或組織(如腫瘤)的化學變化。
再者,放射性同位素依其釋出之輻射線種類之不同,研製成核醫藥物劑型後,可應用於疾病之診斷或治療。迴旋加速器為臨床核醫藥物之重要同位素產生器,可產製鉈-201、銦-111、碘-123、氟-18及鎵-67等中長半衰期同位素,以及碳-11、氧-15及氮-13等短半衰期之核種,應用於心血管疾病、甲狀腺功能、腫瘤、發炎及代謝疾病等等之診斷。
隨著核子醫學之進展與臨床之需求,迴旋加速器除了診斷用同位素之研製,對於治療用同位素之產製與應用亦漸受注意,其中兼具診斷與治療功能之放射性同位素銅-64尤其受到重視。銅-64的半衰期適中(12.7小時),可以釋出511keV的能量,適合於PET造影,亦可釋放1346keV之貝它射線,兼具治療之潛力。64 Cu結合上適當之配位子(例如小分子化合物、胜肽或單株抗體)可應用於疾病之診斷或治療用途,例如,應用於心臟灌注造影的64 Cu-PTSM,缺氧造影劑的64 Cu-ATSM,用於偵測多重抗藥性(multidrug resistance)的64 Cu-bis(diphosphine) complexes,用於內分泌腫瘤之診療用64 Cu-TETA-Octreotide,缺氧標靶治療的64 Cu-diacetyl-bis(N-methylthiosemicarba-zone),64 Cu標幟單株抗體則可應用於放射免疫製劑。
由於64 Cu之半衰期僅為12.7小時,不易保存,有鑑於此,通常以30MeV中型迴旋加速器進行銅-64同位素之研製,其係將高豐度穩定同位素鎳-64電鍍於固體靶後,以15~18MeV的質子射束照射,再經分離純化步驟,可獲得高純度之放射性同位素銅-64。但是,高豐度穩定同位素的鎳-64價格相當昂貴,為節省成本,仍積極思考其它產製銅-64放射性同位素的方法。
另一方面,鎵-67(67 Ga)為重要的醫用放射性同位素之一,目前既有技術已建立以鋅-68固體靶經迴旋加速器照射研製鎵-67同位素的技術,研製成67 Ga-citrate核醫藥物的生產,廣泛應用於感染、發炎及淋巴癌等診斷。參考鋅-68的核反應圖,可知其產生之核種除了鎵-66、鎵-67以及鎵-68外,另一重要的產物即為銅-64,以往為取得高純度之鎵-67同位素,銅-64被視為核種不純物而將之分離至獲取鎵-67製程中的酸流洗廢液(以下簡稱鎵-67酸流洗廢液)內。
有鑑於此,乃思考自鎵-67酸流洗廢液回收並純化出銅-64的技術。該技術將可建立鋅-68靶材同時產製兩種具有應用價值的放射性同位素鎵-67以及銅-64,能為核醫藥物研發及疾病的診療帶來新的契機。
本發明提供一種獲取高純度銅-64同位素之方法,其係利用質子束照射鋅-68固體靶,除了利用已建立的技術例行生產同位素鎵-67外,本發明乃自鋅-68研製鎵-67所產生之鎵-67酸流洗廢液中,進一步利用離子交換樹脂分離純化技術,獲得另一種同位素銅-64,其核種純度高於99%。
為使 貴審查委員能對本發明之特徵、目的及功能有更進一步的認知與瞭解,下文特將本發明之方法的相關細部結構以及設計的理念原由進行說明,以使得 審查委員可以了解本發明之特點,詳細說明陳述如下:本發明提供一種獲取高純度銅-64同位素之方法,尤其是指一種從鋅-68獲取鎵-67同位素的過程所產生之酸流洗廢液中獲取高純度銅-64同位素的方法。
圖一係為習知技術利用鋅-68獲取鎵-67同位素之方法的流程示意圖。如圖一所示,利用鋅-68獲取鎵-67同位素之方法1包括下列步驟:步驟11:提供一鍍有鋅-68之銅基銀靶;步驟12:以質子束照射該鍍有鋅-68之銅基銀靶;步驟13:對該鍍有鋅-68之銅基銀靶進行獲取鎵-67同位素之酸洗以及純化程序;以及步驟14:收集鎵-67酸流洗廢液。
如圖一所示之步驟11~14,本發明係採迴旋加速器之銅基銀靶,在步驟11先將高豐度的鋅-68(豐度大於98%以上)電鍍於該銅基銀靶之靶面上,送入該迴旋加速器之照射靶站,接著在步驟12經29±2MeV的質子撞擊反應,接著在步驟13以當量濃度9N的HCL溶液溶解後,經由化學純化分離程序,得到鎵-67同位素,然後在步驟14收集鎵-67酸流洗廢液。
接著,將前述之9N HCl流洗廢液(即步驟14所收集之鎵-67酸流洗廢液)先通過陽離子交換樹脂(AG50W-X2,100-200mesh,hydrogen form),再通過陰離子交換樹脂(AG 1-X8,100-200mesh,chloride form,Bio-Rad),以進行高核種純度之銅-64同位素的回收純化,並去除鎵-67/68等核種不純物。圖二係為本發明獲取高純度銅-64同位素之方法的流程示意圖。如圖二所示,本發明獲取高純度銅-64同位素之方法2包括下列步驟:步驟21:提供一鎵-67酸流洗廢液;步驟22:以一條件化溶液將一第一離子交換樹脂與一第二離子交換樹脂活化;步驟23:將該鎵-67酸流洗廢液通過一充填有該第一離子交換樹脂之第一管柱,並繼續加入適量之特定濃度的HCl溶液清洗該第一管柱,並收集該第一管柱之流出液;步驟24:將第一管柱之流出液通過一充填有第二離子交換樹脂之第二管柱,並繼續加入適量之特定濃度的HCl溶液清洗該第二管柱,並收集該第二管柱之流出液;以及步驟25:取適量之特定濃度之HCl溶液加入該第二管柱,並收集其流出液。
以下以實際之實施例詳細說明之。
在步驟21將上述步驟14所收集之鎵-67酸流洗廢液取20毫升(以下將「毫升」簡稱ml),準備進行後續步驟,以從中獲取高純度銅-64同位素。
在上述步驟22本發明之實施方式中,第一離子交換樹脂係為一陽離子交換樹脂(AG50W-X2,100-200mesh,hydrogen form),第二離子交換樹脂係為一陰離子交換樹脂(AG 1-X8,100-200mesh,chloride form,Bio-Rad)。但是,實際之操作順序並不以此為限,第一離子交換樹脂亦可為一陰離子交換樹脂,此時第二離子交換樹脂則為一陽離子交換樹脂。
本實施例在步驟22之條件化溶液係使用當量濃度9N的HCl溶液,分別取30ml通過該陽離子交換樹脂與該陰離子交換樹脂,使該陽離子交換樹脂與該陰離子交換樹脂活化,以進行從鎵-67酸流洗廢液純化分離銅-64同位素的程序。
然後進行步驟23,將步驟21所提供之20ml鎵-67酸流洗廢液,通過一充填有陽離子交換樹脂之第一管柱,並繼續加入10ml之當量濃度9N的HCl溶液清洗該第一管柱,並收集該第一管柱之流出液。
然後進行步驟24,將該第一管柱之流出液通過一充填有陰離子交換樹脂之第二管柱,並繼續加入40ml之當量濃度9N的HCl溶液清洗該第二管柱,並收集該第二管柱之流出液。
接著進行步驟25,取適量之當量濃度1N或2N之HCl溶液加入該第二管柱,並收集該第二管柱之流出液。該流出液即含有高純度銅-64同位素。
在步驟25取得含有高純度銅-64同位素之流出液後,使用者可以根據其濃度需求,再進行濃縮除酸的步驟以得到不同濃度之高純度銅-64同位素,濃縮除酸的方法在習知技術已多有揭露,在此不再贅述。
穩定同位素鋅-68經迴旋加速器照射後,未反應之鋅-68必須回收再利用。因此在步驟25取得含有高純度銅-64同位素之流出液後,可以對該第二管柱繼續加入適量的(在本實施例使用120ml)水,並收集其流出液,即可得鋅-68收集液,再經適當濃縮處理後,即可回收再度用於固體的銅基銀靶之電鍍。其中,濃縮處理的方法在習知技術已多有揭露,在此不再贅述。
本發明亦進行實驗測試,將鎵-67酸流洗廢液通過陽離子交換樹脂(AG 50W-X2,100~200mesh,hydrogen form),以分析對於銅-64之回收率的影響,所有樣品皆以多頻道脈高能譜分析儀(Multi-Channel Analyzer,以下簡稱MCA)進行核種分析鑑定,結果顯示陽離子交換樹脂可使銅-64回收率達98%以上,而鎵-67之去除率則達95%以上。將前述所得之收集液,再經陰離子交換樹脂(AG 1-X8,100-200mesh,chloride form)做進一步分離純化,實驗結果顯示鎵-67可以進一步去除,銅-64回收率為97%以上,顯示經由陽、陰離子兩階段交換樹脂的分離純化銅-64,可提高銅-64的回收率,且銅-64核種純度高達99.5%以上。
此外,為求最佳分離條件,本發明同時進行陰陽離子交換樹脂之不同充填管柱規格對於銅-64分離之影響。首先比較陽離子交換樹脂之兩種內徑0.5cm以及1cm之管柱(長度皆為15cm)的差異,實驗顯示兩者之銅-64流洗率皆大於99%,兩種管柱內徑皆適合使用。然後再比較陰離子交換樹脂,在此使用三種規格之管柱,分別為:(1)內徑0.5cm×長度10cm、(2)內徑1cm×長度10cm以及(3)內徑1cm×長度15cm,分析結果顯示銅-64吸附率分別為(1)98.5%、(2)99.5%以及(3)99.99%,皆合適當做陰離子交換樹脂之管柱規格。
再者,比較不同酸度之HCl淘洗液對銅-64收集率之影響。圖三係顯示本發明使用不同酸度HCl淘洗液對銅-64收集率之效果關係圖。如圖三所示,當量濃度1N及2N的HCl淘洗液的銅-64收集率相似,大多集中於前20mL,相反地,使用當量濃度3N的HCl淘洗液時,銅-64較慢出現且分佈較廣,造成流洗液體積較多,不利於後續濃縮除酸之執行。
穩定同位素鋅-68經迴旋加速器照射後,未反應之鋅-68必須回收再利用,以節省鋅-68之使用量。本發明同時分析不同酸度之HCl淘洗液對於鋅-68回收率之影響。因一物質的回收率可從其在溶液中的活度反映出,所以,圖四係顯示本發明使用不同酸度HCl淘洗液對鋅-68回收率之效果關係圖。如圖四所示,以當量濃度2N的HCl淘洗液之鋅-68回收率略高於1N的HCl淘洗液之結果,但不具統計之差異性,顯示以當量濃度1N及2N的HCl淘洗液皆為合適之流洗液。
如以上實驗的結果所示,使用當量濃度1N或2N的HCl淘洗液之流洗結果較3N的HCl淘洗液更理想,銅大量被洗出,鋅及鎵則都被吸附於管柱內,繼續以水為洗流液時,則鋅大量被洗出。因此,本發明可以先使用當量濃度1N或2N的HCl淘洗液作為洗流層析管柱的溶液,以吸附住鎵-67及鋅-68,而且洗流出銅-64,達到純化核種之目的,接著將該陰離子交換樹脂繼續使用水進行流洗,藉以回收鋅-68。
本發明亦可用於建立鉛室內之半自動化同位素銅-64的生產技術,產量穩定且品質優異。本發明不僅可節省穩定同位素鋅-68之使用量,且可提升加速器使用之效率,使其能一次照射獲得兩種醫用同位素鎵-67與銅-64,達到節能之目的,自動化設計並能降低工作人員之輻射劑量,深具應用潛力。
惟以上所述者,僅為本發明之實施例,當不能以之限制本發明範圍。即大凡依本發明申請專利範圍所做之均等變化及修飾,仍將不失本發明之要義所在,亦不脫離本發明之精神和範圍,故都應視為本發明的進一步實施狀況。
1...利用鋅-68獲取鎵-67同位素之方法
11~14...步驟
2...獲取高純度銅-64同位素之方法
21~25...步驟
圖一係為習知技術利用鋅-68獲取鎵-67同位素之方法的流程示意圖。
圖二係為本發明獲取高純度銅-64同位素之方法的流程示意圖。
圖三係顯示本發明使用不同酸度HCl淘洗液對銅-64收集率之效果關係圖。
圖四係顯示本發明使用不同酸度HCl淘洗液對鋅-68回收率之效果關係圖。
2‧‧‧獲取高純度銅-64同位素之方法
21~25‧‧‧步驟

Claims (2)

  1. 一種自鎵製程廢液獲取高純度銅-64同位素之方法,其係包括有下列步驟:提供一鎵-67酸流洗廢液;以9N HCl溶液將一陽離子交換樹脂與陰離子交換樹脂進行活化;將該鎵-67酸流洗廢液通過一充填有該陽離子交換樹脂之第一管柱,並繼續加入9N HCl溶液清洗該第一管柱,並收集該第一管柱之流出液,獲得含銅-64、Zn-68之流出液;將第一管柱之流出液通過一充填有陰離子交換樹脂之第二管柱,並繼續加入1~2N HCl溶液清洗該第二管柱,並收集該第二管柱之流出液而獲得含有銅-64之流出液。
  2. 如申請專利範圍第1項所述之自鎵製程廢液獲取高純度銅-64同位素之方法,其中於收集第二管柱之流出液之後,更包括有下一步驟:以水作為溶離液溶洗第二管柱,並收集其流出液進而回收鋅-68。
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
TWI795911B (zh) * 2021-09-17 2023-03-11 行政院原子能委員會核能研究所 自銅-64製程回收鋅-68同位素之方法

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
TWI488684B (zh) * 2013-05-14 2015-06-21 Inst Nuclear Energy Res A Method for Purification of Gallium - 69 Isotopes
US10948912B2 (en) * 2017-10-31 2021-03-16 Passion Mobility Ltd. Automatic following system and method
CN113574613A (zh) * 2019-03-28 2021-10-29 住友重机械工业株式会社 靶照射系统及来自固体靶的放射性同位素的回收方法
CN117065808A (zh) * 2023-10-17 2023-11-17 北京先通国际医药科技股份有限公司 一种64Ni纯化方法及其用途

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4487738A (en) * 1983-03-21 1984-12-11 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method of producing 67 Cu

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4487738A (en) * 1983-03-21 1984-12-11 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method of producing 67 Cu

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
TWI795911B (zh) * 2021-09-17 2023-03-11 行政院原子能委員會核能研究所 自銅-64製程回收鋅-68同位素之方法

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