WO2019176585A1 - 放射性核種製造システム、放射性核種製造プログラムを記憶したコンピュータに読み取り可能な記憶媒体、放射性核種製造方法、及び端末装置 - Google Patents

放射性核種製造システム、放射性核種製造プログラムを記憶したコンピュータに読み取り可能な記憶媒体、放射性核種製造方法、及び端末装置 Download PDF

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unit
carrier gas
solvent
adsorption
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厚 篠原
厚史 豊嶋
子見 張
晃充 神田
聡一朗 市村
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国立大学法人大阪大学
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    • G21G4/08—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features specially adapted for medical application

Definitions

  • the present disclosure relates to a radionuclide production system for stably producing a radionuclide from a target, a computer-readable storage medium storing a radionuclide production program, a radionuclide production method, and a terminal device.
  • Patent Document 1 describes a method for generating 225 Ac (actinium) by irradiating a radium target with a cyclotron to separate and extract 225 Ac (actinium) for pharmaceutical use using an extraction chromatograph. ing.
  • radionuclides are bound to compounds that target specific organs and cells, and radiopharmaceuticals for diagnosis that detect and image radiation emitted from the radionuclides and radiation from the radionuclides.
  • research and development and practical application of therapeutic radiopharmaceuticals that attack and destroy tumor cells and the like with irradiated radiation are progressing.
  • it is expected to expand to various uses such as crop varieties improvement, industrial use such as semiconductor manufacturing and tire processing, sample dating, and analytical use such as non-destructive inspection. Yes. Therefore, it is required to produce the radionuclide more stably.
  • a radionuclide production system for producing a radionuclide more stably, a computer-readable storage medium storing a radionuclide production program, a radionuclide production method, And a terminal device.
  • a carrier gas is introduced into one end and the other end from which the carrier gas is discharged is configured to store a target in which a radionuclide is held.
  • a gas supply unit configured to include a heating unit, one end connected to the gas storage unit storing the carrier gas, and the other end connected to the one end of the heating unit, and An adsorbing portion connected to the other end to which the carrier gas is introduced and an other end from which the carrier gas is discharged, and configured to adsorb the radionuclide, and the adsorbing portion
  • a solvent supply unit configured to include an end connected to the other end, a storage unit configured to store a predetermined instruction command, and the target held by the target based on the instruction command Radionuclides can volatilize
  • the gas supply unit controls the heating unit to heat the target at a temperature, and supplies the carrier gas to the heating unit to transport the radionuclide volatilized in the heating unit to the adsorption unit.
  • a control unit configured to control the
  • a carrier gas is introduced into one end and the other end from which the carrier gas is discharged is configured to store a target in which a radionuclide is held.
  • a gas supply unit configured to include a heating unit, one end connected to the gas storage unit storing the carrier gas, and the other end connected to the one end of the heating unit, and An adsorbing portion connected to the other end to which the carrier gas is introduced and an other end from which the carrier gas is discharged, and configured to adsorb the radionuclide, and the adsorbing portion
  • a computer including a storage unit connected to a radionuclide production apparatus including a solvent supply unit configured to include an end connected to the other end and configured to store a predetermined instruction command; Based on order The carrier gas is used to control the heating unit to heat the target at a temperature at which the radionuclide held by the target can volatilize, and to transport the radionuclide volatilized by the heating unit to the adsorption unit.
  • the gas supply unit is controlled so as to be supplied to the heating unit, and the solvent supply unit is controlled to supply a solvent for eluting the radionuclide adsorbed by the adsorption unit to the adsorption unit.
  • a computer-readable storage medium storing a radionuclide production program for functioning as a control unit configured as described above is provided.
  • a carrier gas is introduced into one end and the other end from which the carrier gas is discharged is configured to store a target in which a radionuclide is held.
  • a gas supply unit configured to include a heating unit, one end connected to the gas storage unit storing the carrier gas, and the other end connected to the one end of the heating unit, and An adsorbing portion connected to the other end to which the carrier gas is introduced and an other end from which the carrier gas is discharged, and configured to adsorb the radionuclide, and the adsorbing portion
  • the processor includes: Said A method for producing a radionuclide processed by executing an instruction, wherein the heating unit is controlled to heat the target at a temperature at which the radionuclide held by the target can volatilize; and Controlling the gas supply unit
  • a carrier gas is introduced into one end and the other end from which the carrier gas is discharged is configured to store a target in which a radionuclide is held.
  • a gas supply unit configured to include a heating unit, one end connected to the gas storage unit storing the carrier gas, and the other end connected to the one end of the heating unit, and An adsorbing portion connected to the other end to which the carrier gas is introduced and an other end from which the carrier gas is discharged, and configured to adsorb the radionuclide, and the adsorbing portion
  • a terminal device connected to a radionuclide production apparatus including a solvent supply unit configured to include an end connected to the other end, and a storage unit configured to store a predetermined instruction command; , Based on the instruction instruction The carrier gas is used to control the heating unit to heat the target at a temperature at which the radionuclide held by the target can volatilize, and to transport the radionuclide volatilized by the heating unit to the ad
  • the gas supply unit is controlled so as to be supplied to the heating unit, and the solvent supply unit is controlled to supply a solvent for eluting the radionuclide adsorbed by the adsorption unit to the adsorption unit.
  • a control device configured as described above.
  • a radionuclide production system for producing a radionuclide more stably, a computer-readable storage medium storing a radionuclide production program, a radionuclide production method, and a terminal device are provided. it can.
  • FIG. 1 is a diagram conceptually illustrating extraction of a radionuclide used in a radionuclide production system according to the present disclosure.
  • FIG. 2 is a diagram illustrating an overall configuration of a radionuclide production system according to the present disclosure.
  • FIG. 3 is a block diagram illustrating an example of a configuration of a radionuclide production system according to the present disclosure.
  • FIG. 4 is a diagram illustrating a flow of a manufacturing process executed in the radionuclide manufacturing system according to the present disclosure.
  • FIG. 5 is a diagram illustrating a processing flow executed in the processor of the radionuclide production system according to the present disclosure.
  • FIG. 6 is a diagram illustrating operation timing of each component in the radionuclide production system according to the present disclosure.
  • FIG. 7 a is a diagram illustrating an example of the operation of the radionuclide production system according to the present disclosure.
  • FIG. 7 b is a diagram illustrating an example of the operation of the radionuclide production system according to the present disclosure.
  • FIG. 7c is a diagram illustrating an example of the operation of the radionuclide production system according to the present disclosure.
  • FIG. 7d is a diagram illustrating an operation example of the radionuclide production system according to the present disclosure.
  • FIG. 7e is a diagram illustrating an example of the operation of the radionuclide production system according to the present disclosure.
  • FIG. 8 is a diagram conceptually showing the radiation dose detected by the first sensor of the radionuclide production system according to the present disclosure.
  • FIG. 9 is a diagram conceptually showing the radiation dose detected by the second sensor of the radionuclide production system according to the present disclosure.
  • the radionuclide production system extracts the radionuclide from a target that holds the radionuclide therein by, for example, irradiating with a cyclotron. It is a system for collecting as a contained solution.
  • FIG. 1 is a diagram conceptually showing extraction of a radionuclide used in a radionuclide production system according to the present disclosure. Specifically, FIG. 1 shows that a radionuclide 13 is extracted from a target plate 10 comprising a target 12 that holds a radionuclide 13 therein and a metal support foil 11 that supports the target 12 by being irradiated with radiation in a cyclotron. It is a figure which shows the principle performed.
  • a target plate 10 is prepared.
  • the target plate 10 is heated to a temperature exceeding the melting point of the metal constituting the target 12, the target 12 is dissolved as shown in FIG.
  • the boiling point of the radionuclide is exceeded and the target plate 10 is further heated to a temperature at which the radionuclide held therein can move to the surface of the target 12 due to thermal vibration of the metal constituting the target 12, FIG.
  • the radionuclide volatilizes from the dissolved target 12 as a gas.
  • the volatilized radionuclide is eluted and collected in a solvent to finally obtain a desired radionuclide-containing solution.
  • the radionuclide 13 may be any radionuclide having a boiling point higher than the melting point of the target 12. Moreover, the radionuclide 13 may emit any of ⁇ rays, ⁇ rays, and ⁇ rays. For example, 67 Ga, 99m Tc, 111 In, 123 I, 131 I, 201 Tl, 81 m Examples include Kr, 18 F, 89 Sr, 90 Y, 223 Ra, 59 Fe, and 211 At. Among these, although the radionuclide 13 differs depending on the application, it can be appropriately selected from the viewpoints of the half-life and the type of radiation to be radiated. For example, 211 At can be used when used for pharmaceutical applications.
  • the target 12 has a melting point lower than the boiling point of the desired radionuclide 13, it can be appropriately selected from known targets corresponding to the desired radionuclide 13. For example, if it is 211 At illustrated as a radionuclide, 209 Bi can be used as the target 12.
  • Bi bismuth
  • this Bi target Bi is deposited in a predetermined thickness (for example, 5 to 30 mg / cm 2 ) in a vapor deposition apparatus on a tantalum metal board to which an aluminum foil is attached at a predetermined thickness (for example, 10 ⁇ m).
  • this Bi target is placed in the AVF cyclotron and irradiated with ⁇ rays. Thereby, a Bi target having 211 At held therein can be obtained.
  • this method is merely an example, and any method may be used as long as a desired target is obtained.
  • FIG. 2 is a diagram showing an overall configuration of the radionuclide production system 1 according to the present disclosure.
  • the radionuclide production system 1 controls the radionuclide production apparatus 100 for heating the target 140 holding the radionuclide and recovering the volatilized radionuclide, and the radionuclide production apparatus 100.
  • Terminal device 200 Note that the radionuclide production system 1 does not have to include all of the components shown in FIG. 2, and may have a configuration in which some of the components are omitted, or other components may be added. is there.
  • connection Even when terms such as “connection”, “linkage”, and “coupling” are used in the description of each component, these components are “directly” connected to each other. Does not mean to be “connected”, “coupled”, or “coupled”. In other words, it is possible to include “indirectly”, “connected”, “coupled”, or “coupled” to each other with another component in between, without any particular indication.
  • a radionuclide production apparatus 100 includes a pump 103, a mass flow controller (MFC) 104, a tubular furnace 105, a heater 106, a gas syringe pump 107, a solvent syringe pump 108, an adsorption tube 111, and a filter 114.
  • the first valve 121 to the sixth valve 126 and the leak valve 127 are included.
  • Each of these components is connected to each other by a pipeline 141, and is also connected to the terminal device 200 via a control line and a data line.
  • the radionuclide production apparatus 100 further includes a first sensor 131 to a third sensor 133 that detect various types of information to be processed by the terminal device 200.
  • the pump 103 includes an end portion 103 a connected to one end 105 a of the tubular furnace 105 via the first valve 121 and the second valve 122.
  • the pump 103 functions as a suction portion for evacuating the pipe line 141, the tubular furnace 105, and the adsorption pipe 111 in the vacuuming process.
  • the mass flow controller 104 includes one end 104 a connected to a tank (gas storage unit) that stores carrier gas, and the other end 104 b connected to one end 105 a of the tubular furnace 105 via the second valve 122. Carrier gas and exhaust gas are introduced into the pipe line 141 from the other end 104b.
  • the mass flow controller 104 can control not only the on / off of the supply of the carrier gas and the exhaust gas, but also the supply amount and gas mixing ratio. In the present disclosure, it functions as a gas supply unit for supplying the carrier gas and the exhaust gas to the tubular furnace 105.
  • any desired carrier gas can be used as appropriate depending on the radionuclide.
  • He and / or O 2 are used.
  • the volume ratio of He to O 2 is preferably 99: 1 to 51:49, more preferably 90:10 to 60:40, and even more preferably 80:20 to 70:30.
  • the volume ratio is in the above range, an increase in the yield of radionuclide is expected.
  • the carrier gas preferably contains a predetermined amount of H 2 O from the viewpoint of improving the yield of radionuclide.
  • the amount of H 2 O contained is 1 to 15 ⁇ g / cm 3 , preferably 2 to 10 ⁇ g / cm 3 , more preferably 5 to 8 ⁇ g / cm 3 .
  • the flow rate of the carrier gas depends on the size of the target 140 to be used, the size of the tubular furnace 105 to be used, and / or the thickness of the pipe line 141 to be used, but from the viewpoint of improving the yield of the radionuclide, It is preferably 5 to 40 mL / min, more preferably 1 to 30 mL / min, and further preferably 1.5 to 25 mL / min.
  • the exhaust gas a desired one can be used as appropriate according to the radionuclide.
  • He and / or O 2 are used, preferably He is used.
  • the tubular furnace 105 is connected to one end 105 a connected to the end 103 a of the pump 103 and the other end 104 b of the mass flow controller 104 and the one end 111 a of the adsorption pipe 111 via the first valve 121 and / or the second valve 122. And the other end 105b.
  • the carrier gas and the exhaust gas are introduced into the tubular furnace 105 from one end 105 a and discharged from the other end 105 b to the outside of the tubular furnace 105.
  • the tubular furnace 105 functions as a heating unit that stores the target 140 therein and heats the target 140 at a temperature at which the radionuclide held by the target 140 can volatilize.
  • the heating temperature can be appropriately determined according to the boiling point of the desired radionuclide, that is, the temperature at which volatilization is possible.
  • it is preferably 600 to 850 ° C., more preferably 700 to 850 ° C., and further preferably 800 to 850 ° C.
  • the temperature is preferably 600 to 850 ° C., more preferably 700 to 850 ° C., and further preferably 800 to 850 ° C.
  • the heater 106 is disposed so as to cover at least a part of the adsorption pipe 111 connected to the other end 105 b of the tubular furnace 105.
  • the heater 106 is configured by a ribbon heater, for example, and is wound around the adsorption tube 111 from the end of the adsorption tube 111 on the tubular furnace 105 side (that is, one end 111a), leaving an adsorption area where the radionuclide is adsorbed.
  • the heater 106 can also be connected to a temperature controller for on / off and temperature control.
  • the heater 106 covers a part of the adsorption tube 111 from the end of the adsorption tube 111 on the tubular furnace 105 side (that is, one end 111a), and heats the coated adsorption tube 111 and the radionuclide passing therethrough. It functions as a warming part. This is because the solvent is supplied to the adsorption area of the adsorption tube 111 to elute the radionuclide. At this time, if the tubular furnace 105 and the adsorption area are in direct contact, the solvent is evaporated by the tubular furnace 105 heated to a high temperature. This is to prevent this from happening.
  • the temperature heated by the heater 106 is determined in consideration of the temperature at which the radionuclide is adsorbed as a liquid or solid and the temperature at which the solvent evaporates.
  • the temperature is preferably 50 to 600 ° C, more preferably 80 to 200 ° C, and further preferably 100 to 150 ° C. In the production of 211 At, it is preferably 50 to 600 ° C., more preferably 80 to 200 ° C., and further preferably 100 to 150 ° C.
  • the adsorption tube 111 has one end 111a connected to the other end 105b of the tubular furnace 105, and the other end 111b connected to the syringe pumps 107 and 108 and the recovery container 110 via the third valve 123 to the fifth valve 125. including.
  • the carrier gas and the exhaust gas are introduced into the adsorption tube 111 from the one end 111a, and are discharged from the other end 111b to the outside of the adsorption tube 111. Further, the solvent is introduced from the other end 111b and is again discharged from the other end 111b by the exhaust gas.
  • the adsorption tube 111 includes a Teflon tube, a glass tube, a quartz tube, or the like.
  • the adsorption tube 111 is coated with a heater 106 from one end 111a side and heated to a desired temperature, and the radionuclide (gas) transported by the carrier gas from the tubular furnace 105 becomes a solid and becomes a solid wall. And an adsorption area to be adsorbed. Therefore, the adsorption tube 111 functions as an adsorption unit that adsorbs the radionuclide that is volatilized in the tubular furnace 105 and transported by the carrier gas. In addition, the radionuclide is not adsorbed or is hardly adsorbed in the heating area heated by the heater 106 as compared with the adsorption area. In addition, the adsorption area is not heated by the heater 106 in this embodiment, but can be heated or cooled from the viewpoint of yield or stability.
  • the gas syringe pump 107 and the solvent syringe pump 108 include end portions 107a and 108a connected to the other end 111b of the adsorption tube 111 via the third valve 123 and the fourth valve 124, respectively.
  • Both the syringe pumps 107 and 108 are a solvent supply unit that pushes out a certain amount of solvent supplied from the solvent syringe pump 108 by the gas supplied from the gas syringe pump 107 and transports it to the adsorption area of the adsorption tube 111. Function as.
  • the gas syringe pump 107 and the solvent syringe pump 108 are provided separately.
  • any one can be used as long as a certain amount of solvent can be transported to the adsorption area. It is possible to adopt. That is, it is not necessary to use the syringe pumps separately, and they may be integrated or a solvent supply device other than the syringe pump.
  • the solvent supplied to the adsorption tube 111 can be appropriately selected according to the radionuclide to be adsorbed, but preferably sodium hydroxide, hydrochloric acid, nitric acid, alcohols such as ethanol and methanol, other organic solvents, Saline and distilled water are preferable, and physiological saline and distilled water are more preferable.
  • the amount of solvent supplied depends on the amount of radionuclide retained in the target 140 and the thickness of the adsorption tube 111, but is preferably 1 to 1000 ⁇ L from the viewpoint of improving the yield of radionuclide. More preferably 10 to 500 ⁇ L, still more preferably 50 to 200 ⁇ L.
  • the gas supplied from the gas syringe pump 107 may be the same component as the carrier gas or the exhaust gas, or other gases such as air may be used.
  • the filter 114 has one end 114a connected to the end 103a of the pump 103 via the leak valve 127 and the first valve 121, and the other end connected to the other end 111b of the adsorption pipe 111 via the third valve 123 and the like. 114b.
  • the filter 114 functions as a filter unit that removes nuclide residues and the like carried together with the carrier gas when the carrier gas or the like in the pipe 141 is discharged from the discharge port 109.
  • a column containing anhydrous sodium sulfate, activated carbon, or the like can be used alone or in appropriate combination.
  • the recovery container 110 is not necessarily included as one of the components of the radionuclide production system 1 according to the present disclosure, but is disposed after the adsorption tube 111 and is used for recovering the radionuclide eluted in the solvent. Functions as a collection unit.
  • An example of the collection container 110 is an eppendle tube, but can be appropriately selected according to the amount and type of radionuclide or solvent.
  • the first valve 121 to the sixth valve 126 and the leak valve 127 are valves that can be controlled by receiving a signal from the terminal device 200, such as an electromagnetic valve, an electric valve, and a valve to which an electric motor is connected. Either can be used.
  • the first valve 121 to the fifth valve 125 are three-way valves,
  • the first valve 121 is a connection between the second valve 122 and the pump 103 or the leak valve 127.
  • the second valve 122 is a connection between the tubular furnace 105 and the mass flow controller 104 or the first valve 121.
  • the third valve 123 connects the adsorption pipe 111 and the fourth valve 124 or the fifth valve 125
  • the fourth valve 124 is a connection between the third valve 123 and the gas syringe pump 107 or the solvent syringe pump 108.
  • the fifth valve 125 is a connection between the third valve 123 and the collection container 110 or the sixth valve 126. Control each one.
  • the sixth valve 126 and the leak valve 127 are two-way valves, The sixth valve 126 connects the fifth valve 125 and the filter 114, The leak valve 127 is a connection between the first valve 121 and the filter 114. Control each one.
  • the configuration of the terminal device 200 will be described in detail with reference to FIG.
  • FIG. 3 is a block diagram illustrating an example of a configuration of a radionuclide production system according to the present disclosure.
  • the radionuclide production system 1 includes the pump 103, the mass flow controller 104, the tubular furnace 105, the heater 106, the gas syringe pump 107, the solvent syringe pump 108, the first valve 121 to the first valve described in detail in FIG.
  • the terminal device 200 and the first sensor 131 to the third sensor 133 are included. These components are electrically connected to each other through a control line and a data line.
  • the radionuclide production system 1 does not have to include all of the components shown in FIG. 3, and may have a configuration in which some are omitted or may include other components. In FIG. 3, some of the components shown in FIG. 2 are not shown.
  • the terminal device 200 includes at least a processor 201 and a memory 202, and displays an input interface (such as a touch panel and a keyboard) for inputting various settings of the radionuclide manufacturing apparatus 100, set information, detected information, and the like.
  • a communication interface for transmitting / receiving setting information, detected information, and the like to / from other terminal devices and server devices remotely installed may be included as appropriate (none of which are shown).
  • Examples of the terminal device 200 include a laptop personal computer and a desktop personal computer, but any terminal device capable of executing the program according to the present disclosure may be used.
  • the processor 201 is composed of a CPU (microcomputer) and outputs a control signal to other connected components based on various programs stored in the memory 202 to control each component. Function as.
  • the processor 201 performs processing for executing the instruction command stored in the memory 202, that is, the radionuclide manufacturing program and the OS according to the present disclosure. Note that the processor 201 may be configured by a single CPU, but may be configured by combining a plurality of CPUs.
  • the memory 202 includes a RAM, a ROM, or a nonvolatile memory (in some cases, an HDD), and functions as a storage unit.
  • the ROM stores an instruction command for controlling the radionuclide production system and an instruction command for executing the OS as a program.
  • the RAM is a memory used for writing and reading data while the program stored in the ROM is being processed by the processor 201.
  • the non-volatile memory is a memory in which data is written and read by executing the program, and the data written therein is stored even after the execution of the program is completed. As an example, radiation dose data and pressure data detected by the first sensor 131 to the third sensor 133 are stored.
  • the first sensor 131 is disposed in the adsorption area of the adsorption tube 111 or in the vicinity thereof.
  • the first sensor 131 functions as a first detection unit that detects the radiation dose emitted from the radionuclide that is volatilized from the target 140, transported by the carrier gas, and adsorbed on the adsorption tube 111.
  • the first sensor 131 can be composed of a known radiation dose detector according to the type of radiation emitted by the radionuclide.
  • the first sensor 131 can use a Geiger-Muller counter, a scintillator, a photodiode, or the like. From the viewpoint of detecting a more accurate radiation dose, Geiger-Muller counters and scintillators are preferred.
  • the radiation dose detected by the first sensor 131 is output to the terminal device 200, stored in the memory 202, and processed by the processor 201 to be used as a trigger for starting the liquid feeding process.
  • the second sensor 132 is arranged in the adsorption tube 111 or in the vicinity thereof, more specifically, in the adsorption tube 111 in the adsorption area where the radionuclide is adsorbed or in the vicinity thereof.
  • the second sensor 132 is a second detection unit for detecting that the solvent is pushed out by the gas supplied from the gas syringe pump 107, passes through the adsorption area of the adsorption tube 111, and reaches the heating area. Function as. More specifically, when the radionuclide is transported in the direction of the heating area by the solvent, the second sensor 132 decreases the radiation dose in the adsorption area. By detecting this radiation dose, the second sensor 132 detects the solvent in the adsorption area.
  • the second sensor 132 can be composed of a known radiation dose detector according to the type of radiation emitted by the radionuclide.
  • the second sensor 132 can use a Geiger-Muller counter, a scintillator, a photodiode, or the like, but the accuracy of the detected radiation dose is not required as compared with the first sensor 131. A cheaper photodiode is preferred.
  • the radiation dose detected by the second sensor 132 is output to the terminal device 200, stored in the memory 202, and processed by the processor 201 to be used as a trigger for starting the air feeding process.
  • the first sensor 131 and the second sensor 132 are provided. However, only one of them can function in the same manner.
  • the third sensor 133 is arranged connected to any position of the first valve 121 to the sixth valve 126 in the pipe line 141, and functions as a third detection unit for detecting the atmospheric pressure in the pipe line 141. .
  • the atmospheric pressure detected by the third sensor 133 is output to the terminal device 200, stored in the memory 202, and processed by the processor 201 to be used as a trigger for starting the ventilation process or starting the separation process. It is.
  • the pump 103, the mass flow controller 104, the tubular furnace 105, the heater 106, the gas syringe pump 107, the solvent syringe pump 108, the first valve 121 to the sixth valve 126, and the leak valve 127 will be described in detail with reference to FIG. Therefore, it is omitted here.
  • FIG. 4 is a diagram illustrating a flow of a production process executed in the radionuclide production system according to the present disclosure. Specifically, FIG. 4 shows an outline of a radionuclide production method executed by the radionuclide production system when the processor 201 processes a radionuclide production program according to the present disclosure.
  • the radionuclide manufacturing method according to the present disclosure is started after the target 140 holding the radionuclide therein is placed in the tubular furnace 105 by being irradiated with high-energy radiation accelerated in an accelerator.
  • the pump 103 performs a vacuuming step (S101) for evacuating the inside of the pipe line 141, the tubular furnace 105, and the adsorption pipe 111 of the radionuclide production apparatus 100.
  • a ventilation step (S102) for supplying the carrier gas from the mass flow controller 104 to the tubular furnace 105 is performed.
  • the target 140 is heated at a temperature at which the radionuclide can be volatilized in the tubular furnace 105, and the radionuclide is volatilized from the target 140.
  • a process (S103) is performed. In this separation step, the volatilized radionuclide is transported to the adsorption tube 111 by the carrier gas, and the radionuclide is adsorbed to the adsorption area of the adsorption tube 111.
  • the solvent supplied in advance from the solvent syringe pump 108 is pushed out by the gas supplied from the gas syringe pump 107, and the adsorption area of the adsorption tube 111 is obtained.
  • the liquid feeding process (S104) for feeding the liquid to is performed.
  • the radionuclide eluted in the delivered solvent is pushed out to the recovery container 110 by the exhaust gas supplied from the mass flow controller 104, and the air supply step of recovering the solvent in which the radionuclide is eluted in the recovery container 110 (S105). ) Is executed.
  • the radionuclide is produced as a radionuclide-containing solution from which the radionuclide separated from the target 140 is eluted.
  • FIG. 5 is a diagram illustrating a processing flow executed in the processor of the radionuclide production system according to the present disclosure. Specifically, FIG. 5 is performed mainly by the processor 201 outputting a control signal to each component of the radionuclide production apparatus 100 to control each component in the radionuclide production method shown in FIG. A processing flow is shown.
  • the radionuclide manufacturing method is started after the target 140 holding the radionuclide inside is placed in the tubular furnace 105 by being irradiated with high-energy radiation accelerated in an accelerator.
  • FIG. 6 is a diagram showing operation timing of each component in the radionuclide production system according to the present disclosure. Specifically, FIG. 6 is a diagram illustrating the on / off timing of the operation of each component when a control signal is output from the processor 201.
  • 7a to 7e are diagrams illustrating an example of the operation of the radionuclide production system according to the present disclosure. Specifically, FIG. 7a to FIG. 7e show the connection relationship of each component that changes as each component operates at the timing shown in FIG. In FIG. 7, each component operates (or the valve opens) when the vertical axis is “high”, and each component does not operate (or the valve closes) when “Low”. It is shown that. That is, in FIG. 7, each component operates (or the valve opens) at the timing when hatched hatching is performed.
  • the processor 201 controls the first valve 121 to connect between the pump 103 and the second valve 122 and closes the sixth valve 126. That is, as shown in FIG. 7a, the processor 201 starts from the pump 103 with the first valve 121, the second valve 122, the tubular furnace 105, the adsorption pipe 111, the third valve 123, the fifth valve 125, and the sixth valve 126. Each component is controlled so as to form a system connected to each other. Referring to FIG. 5 again, the processor 201 turns on the pump 103 and starts evacuation in the system shown in FIG. 7A (S201).
  • the processor 201 monitors the atmospheric pressure detected by the third sensor 133, and determines whether or not the inside of the system is in a vacuum state, that is, whether or not the inside atmospheric pressure is below a predetermined threshold value. Judgment is made (S202). The processor 201 repeats the above determination at predetermined intervals until the atmospheric pressure becomes equal to or lower than the threshold value. When the processor 201 determines that the atmospheric pressure has become equal to or lower than the threshold value, the evacuation process ends.
  • the processor 201 ends the evacuation process based on the atmospheric pressure detected by the third sensor 133 in S202, and controls the mass flow controller 104 to start supplying the carrier gas into the tubular furnace 105. (Aeration process). Specifically, referring to FIG. 6, the processor 201 controls the second valve 122 to connect between the mass flow controller 104 and the tubular furnace 105, and controls the sixth valve 126 to control the filter 114 and the fifth valve. 125 are connected. That is, as shown in FIG.
  • the processor 201 sends the second valve 122, the tubular furnace 105, the adsorption pipe 111, the third valve 123, the fifth valve 125, the sixth valve 126, the filter 114, and the like from the mass flow controller 104. Each component is controlled so as to form a system in which the discharge ports 109 are connected to each other.
  • the processor 201 controls the mass flow controller 104 to introduce a carrier gas into the system (S203).
  • the processor 201 monitors the atmospheric pressure detected by the third sensor 133 and determines whether or not the increased atmospheric pressure is lower than the atmospheric pressure (S204). ).
  • the processor 201 repeats the above determination at predetermined intervals until the atmospheric pressure becomes equal to or higher than the atmospheric pressure. When the processor 201 determines that the atmospheric pressure has become equal to or higher than the atmospheric pressure, the ventilation process ends.
  • the processor 201 controls the solvent syringe pump 108 to supply a predetermined amount (for example, 100 ⁇ L) supplied to the adsorption tube 111.
  • a predetermined amount for example, 100 ⁇ L
  • the processor 201 controls the solvent syringe pump 108 to push out from the fourth valve 124 toward the third valve 123 by a predetermined amount (arrow 151).
  • a solvent may be prepared at an aeration process, it may be anytime if it is prepared and cleaned in advance before a liquid feeding process. That is, for example, it is possible to prepare in a vacuuming process or a separation process.
  • the processor 201 controls the tubular furnace 105 to start heating the target 140 by controlling the tubular furnace 105 based on the atmospheric pressure detected by the third sensor 133 in S204 (separation process).
  • the open / close state of each valve in the separation step is the same as that in the ventilation step. Therefore, as shown in FIG. 7c, from the mass flow controller 104 to the second valve 122, the tubular furnace 105, the adsorption pipe 111, the third valve 123, the fifth valve 125, the sixth valve 126, the filter 114, and the discharge port 109. Are connected to each other. Referring again to FIG.
  • the processor 201 turns on the operation of the heater 106 and heats the adsorption tube 111 to a predetermined temperature (for example, 120 ° C.) (S205).
  • the processor 201 turns on the operation of the tubular furnace 105 and heats the target 140 at a temperature at which the radionuclide can be volatilized (S206).
  • the carrier gas is continuously supplied from the mass flow controller 104 into the system while the mass flow controller 104 remains on. Therefore, the radionuclide that is volatilized by being heated in the tubular furnace 105 and separated from the target 140 is transported to the adsorption area of the adsorption tube 111 by the carrier gas. At this time, since a part (heating area) of the adsorption tube 111 on the tubular furnace 105 side is heated by the heater 106, the radionuclide is not adsorbed in the heating area. On the other hand, the adsorption area closer to the collection container than the heating area is maintained at a temperature at which the radionuclide becomes solid. Therefore, the radionuclide (gas) transported by the carrier gas is cooled in the adsorption area and adsorbed on the inner wall of the adsorption area.
  • FIG. 8 is a diagram conceptually showing the radiation dose detected by the first sensor 131 of the radionuclide production system according to the present disclosure.
  • the radiation dose detected by the first sensor 131 increases with time (FIG. 8). 8: t1 to t2).
  • the radiation dose reaches an equilibrium state (FIG. 8: after t2).
  • the processor 201 calculates the slope (differentiation) of the radiation dose increase curve at predetermined intervals, and reaches equilibrium by determining whether the slope is equal to or less than a predetermined slope (generally zero). It is possible to determine whether or not.
  • the processor 201 monitors the radiation dose detected by the first sensor 131, and determines whether or not the radiation dose has reached an equilibrium state (S207). The processor 201 repeats the above determination at predetermined intervals until the radiation dose reaches an equilibrium state. When the processor 201 determines that the radiation dose has reached an equilibrium state, the heating of the heater 106 is terminated (S208).
  • the processor 201 determines whether or not the temperature of the heater 106 has been cooled to a temperature that does not evaporate the solvent (for example, 90 ° C.) (S209). The processor 201 repeats the determination until the temperature reaches the above temperature. Then, when the processor 201 determines that the temperature has reached the above temperature, the introduction of the carrier gas is stopped, and the separation process ends.
  • a temperature that does not evaporate the solvent for example, 90 ° C.
  • the processor 201 ends the separation process based on the radiation dose detected by the first sensor 131 in S207, and controls the gas syringe pump 107 to start the supply of the solvent (liquid feeding process). Specifically, referring to FIG. 6, the processor 201 controls the first valve 121 to connect between the leak valve 127 and the second valve 122, and controls the third valve to control the adsorption pipe 111 and the fourth valve. 124, the fourth valve is controlled to connect the third valve 123 and the gas syringe pump 107, and the leak valve 127 is controlled to connect the first valve 121 and the filter 114. That is, as shown in FIG.
  • the processor 201 starts from the gas syringe pump 107 with the fourth valve 124, the third valve 123, the adsorption pipe 111, the tubular furnace 105, the second valve 122, the first valve 121, and the leak valve.
  • Each component is connected so that 127, the filter 114, and the discharge port 109 may be connected to each other.
  • the processor 201 controls the gas syringe pump 107 to supply gas into the formed system.
  • a predetermined amount of solvent prepared on the third valve 123 side of the fourth valve 124 in the ventilation process is pushed out toward the adsorption pipe 111 by the gas supplied from the gas syringe pump 107 (arrow in FIG. 7d).
  • a predetermined amount of solvent is supplied to the adsorption tube 111 (S210).
  • the radionuclide adsorbed in the separation step elutes into the solvent.
  • the decrease in the amount of radiation detected by the second sensor 132 disposed in the adsorption area reaches an equilibrium state.
  • FIG. 9 is a diagram conceptually showing the radiation dose detected by the second sensor of the radionuclide production system according to the present disclosure.
  • the radiation dose detected by the second sensor 132 is the separation step. The radiation dose immediately after is maintained. Thereafter, when the solvent reaches the adsorption area (s2), the radionuclide is eluted in the solvent and transported together with the solvent toward the heating area of the adsorption tube 111. Then, the radiation dose detected by the second sensor 132 decreases with time after s2.
  • the processor 201 calculates the slope (differentiation) of the radiation dose reduction curve at predetermined intervals, and reaches equilibrium by determining whether the slope is equal to or less than a predetermined slope (generally zero). It is possible to determine whether or not. Referring back to FIG. 5, the processor 201 determines that the solvent has completely reached the adsorption area of the adsorption tube 111 and passed based on whether or not the decrease in the radiation dose detected by the second sensor 132 has reached equilibrium. It is determined whether or not it has been done (S211). The processor 201 repeats the above determination at predetermined intervals until it is determined that the solvent has completely passed. When the processor 201 determines that the solvent has completely passed, the operation of the gas syringe pump 107 is stopped, and the liquid feeding process is ended.
  • the processor 201 ends the liquid feeding process and controls to start supplying exhaust gas from the mass flow controller 104 (air feeding process). Specifically, referring to FIG. 6, the processor 201 controls the second valve 122 to connect the mass flow controller 104 and the tubular furnace 105, and controls the third valve 123 to control the adsorption pipe 111 and the fifth valve. 125, and the fifth valve 125 is controlled to connect the third valve 123 and the pipe line on the collection container 110 side. That is, as shown in FIG.
  • the processor 201 extends from the mass flow controller 104 to the second valve 122, the tubular furnace 105, the adsorption pipe 111, the third valve 123, the fifth valve 125, and the pipe line on the collection container 110 side. Are controlled so as to form a system connected to each other. Then, the processor 201 controls the mass flow controller 104 to introduce exhaust gas into the system (S212).
  • Exhaust gas introduced from the mass flow controller 104 exists in the heating area of the adsorption tube 111, and pushes out the solvent from which the radionuclide has been eluted in the direction of the recovery container 110. Therefore, the solvent from which the radionuclide is eluted passes through the system shown in FIG. 7e, and is discharged from the conduit on the recovery container 110 side to the recovery container 110 (S213). As a result, the radionuclide is finally produced as a radionuclide-containing solution.
  • the radionuclide is finally produced as a radionuclide-containing solution.
  • the solution may be further concentrated or diluted to prepare a radionuclide-containing solution having a higher or lower concentration.
  • each component of the radionuclide production apparatus 100 is operated under the control of the processor 201 to produce a radionuclide. Accordingly, the radionuclide can be produced more stably.
  • the switching of each manufacturing process was performed based on the radiation dose and atmospheric pressure detected by the first sensor 131 to the third sensor 133. Therefore, more accurate and stable production of the radionuclide is possible.
  • the radionuclide production apparatus 100 includes a timer.
  • the timer functions as, for example, a time measuring unit that measures time since each manufacturing process is started.
  • the processor 201 determines whether or not the measured time has exceeded a predetermined time.
  • the processor 201 determines. When it is determined that the time has been exceeded, the processor 201 controls to introduce the carrier gas from the mass flow controller 104 (S203).
  • the processor 201 determines whether or not the atmospheric pressure in the system has become an atmospheric pressure in S204 of the processing flow shown in FIG.
  • the time after the introduction of the carrier gas into the system (S203) is started is measured with a timer, and whether or not the time required to bring the system to atmospheric pressure calculated in advance has been exceeded.
  • the processor 201 determines whether or not. When it is determined that the time has been exceeded, the processor 201 controls to start heating by the heater 106 (S205).
  • the processor 201 measures the time from the start of heating (S206) in the tubular furnace 105 with a timer, and the processor 201 determines whether or not the time until the equilibrium state calculated in advance has been exceeded. to decide. When it is determined that the time has been exceeded, the processor 201 controls to end the heating by the heater 106 (S208).
  • the processor 201 determines whether or not a pre-calculated arrival time has been exceeded by measuring the time after the supply of the solvent (S210) by the gas syringe pump 107 is started with a timer. . When it is determined that the time has been exceeded, the processor 201 controls to end the supply of the solvent by the gas syringe pump 107.
  • the radionuclide is manufactured by operating each component of the radionuclide manufacturing apparatus 100 under the control of the processor 201. Accordingly, the radionuclide can be produced more stably. Moreover, switching of each manufacturing process was judged based on the comparison between the time calculated in advance and the time measured by the timer. Therefore, more accurate and stable production of the radionuclide is possible.
  • the processes and procedures described in this specification can be realized not only by those explicitly described in the embodiment but also by software, hardware, or a combination thereof. Specifically, the processes and procedures described in this specification are realized by mounting logic corresponding to the processes on a medium such as an integrated circuit, a volatile memory, a nonvolatile memory, a magnetic disk, or an optical storage. Is done. Further, the processes and procedures described in the present specification can be implemented as a computer program and executed by various computers including a terminal device.

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Abstract

【課題】　より安定して放射性核種を製造するための放射性核種製造システム、放射性核種製造プログラムを記憶したコンピュータに読み取り可能な記憶媒体、放射性核種製造方法、及び端末装置を提供する。 【解決手段】　放射性核種が保持されたターゲットを内部に格納するように構成された加熱部と、ガス供給部と、前記放射性核種を吸着するように構成された吸着部と、溶媒供給部と、所定の指示命令を記憶するように構成された記憶部と、前記指示命令に基づいて、前記ターゲットに保持される前記放射性核種が揮発可能な温度で前記ターゲットを加熱するように前記加熱部を制御し、前記加熱部で揮発した前記放射性核種を前記吸着部に輸送するためにキャリアガスを前記加熱部に供給するように前記ガス供給部を制御し、前記吸着部に吸着された前記放射性核種を溶出するための溶媒を前記吸着部へ供給するために前記溶媒供給部を制御するように構成された制御部と、を含む放射性核種製造システムである。

Description

放射性核種製造システム、放射性核種製造プログラムを記憶したコンピュータに読み取り可能な記憶媒体、放射性核種製造方法、及び端末装置
　本開示は、放射性核種をターゲットから安定して製造するための放射性核種製造システム、放射性核種製造プログラムを記憶したコンピュータに読み取り可能な記憶媒体、放射性核種製造方法、及び端末装置に関する。
　従来より、サイクロトロン等を用いて生成された放射性核種を含むターゲットから、様々な方法により放射性核種を分離・抽出し、例えば医薬用途で利用可能な放射性核種を製造する方法が知られていた。たとえば、特許文献１には、サイクロトロンにおいてラジウム標的に放射線を照射して２２５Ａｃ（アクチニウム）を生成し、抽出クロマトグラフを用いて医薬用途の２２５Ａｃ（アクチニウム）を分離・抽出する方法が記載されている。
　一方で、現在、例えば特定の臓器や細胞をターゲットとする化合物に放射性核種を結合させ、その放射性核種から放射される放射線を検出して画像化する診断用の放射性医薬品や、その放射性核種から放射される放射線で腫瘍細胞などを攻撃し破壊する治療用の放射性医薬品の研究開発や実用化が進んでいる。また、このような医薬用途に限らず、農作物の品種改良、半導体製造やタイヤ加工等の工業用途や試料の年代測定、非破壊検査等の分析用途など、様々な用途への拡大が見込まれている。そのため、より安定して放射性核種を製造することが求められている。
特表２００９－５２７７３１号公報
　そこで、上記のような技術を踏まえ、本開示では、より安定して放射性核種を製造するための放射性核種製造システム、放射性核種製造プログラムを記憶したコンピュータに読み取り可能な記憶媒体、放射性核種製造方法、及び端末装置を提供する。
　本開示の一態様によれば、「キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、放射性核種が保持されたターゲットを内部に格納するように構成された加熱部と、前記キャリアガスを貯留するガス貯留部に接続される一端と、前記加熱部の前記一端に接続される他端と、を含むように構成されたガス供給部と、前記加熱部の前記他端に接続され前記キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、前記放射性核種を吸着するように構成された吸着部と、前記吸着部の前記他端に接続される端部を含むように構成された溶媒供給部と、所定の指示命令を記憶するように構成された記憶部と、前記指示命令に基づいて、前記ターゲットに保持される前記放射性核種が揮発可能な温度で前記ターゲットを加熱するように前記加熱部を制御し、前記加熱部で揮発した前記放射性核種を前記吸着部に輸送するために前記キャリアガスを前記加熱部に供給するように前記ガス供給部を制御し、前記吸着部に吸着された前記放射性核種を溶出するための溶媒を前記吸着部へ供給するために前記溶媒供給部を制御するように構成された制御部と、を含む放射性核種製造システム」が提供される。
　本開示の一態様によれば、「キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、放射性核種が保持されたターゲットを内部に格納するように構成された加熱部と、前記キャリアガスを貯留するガス貯留部に接続される一端と、前記加熱部の前記一端に接続される他端と、を含むように構成されたガス供給部と、前記加熱部の前記他端に接続され前記キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、前記放射性核種を吸着するように構成された吸着部と、前記吸着部の前記他端に接続される端部を含むように構成された溶媒供給部とを含む放射性核種製造装置に接続され、所定の指示命令を記憶するように構成された記憶部を含むコンピュータを、前記指示命令に基づいて、前記ターゲットに保持される前記放射性核種が揮発可能な温度で前記ターゲットを加熱するように前記加熱部を制御し、前記加熱部で揮発した前記放射性核種を前記吸着部に輸送するために前記キャリアガスを前記加熱部に供給するように前記ガス供給部を制御し、前記吸着部に吸着された前記放射性核種を溶出するための溶媒を前記吸着部へ供給するために前記溶媒供給部を制御するように構成された制御部として機能させるための放射性核種製造プログラムを記憶した、コンピュータに読み取り可能な記憶媒体」が提供される。
　本開示の一態様によれば、「キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、放射性核種が保持されたターゲットを内部に格納するように構成された加熱部と、前記キャリアガスを貯留するガス貯留部に接続される一端と、前記加熱部の前記一端に接続される他端と、を含むように構成されたガス供給部と、前記加熱部の前記他端に接続され前記キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、前記放射性核種を吸着するように構成された吸着部と、前記吸着部の前記他端に接続される端部を含むように構成された溶媒供給部とを含む放射性核種製造装置に接続され、所定の指示命令を記憶するように構成された記憶部を含むコンピュータにおいて、プロセッサが前記指示命令を実行することにより処理される放射性核種製造方法であって、前記ターゲットに保持される前記放射性核種が揮発可能な温度で前記ターゲットを加熱するように前記加熱部を制御する段階と、前記加熱部で揮発した前記放射性核種を前記吸着部に輸送するために前記キャリアガスを前記加熱部に供給するように前記ガス供給部を制御する段階と、前記吸着部に吸着された前記放射性核種を溶出するための溶媒を前記吸着部へ供給するために前記溶媒供給部を制御する段階と、を含む、放射性核種製造方法」が提供される。
　本開示の一態様によれば、「キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、放射性核種が保持されたターゲットを内部に格納するように構成された加熱部と、前記キャリアガスを貯留するガス貯留部に接続される一端と、前記加熱部の前記一端に接続される他端と、を含むように構成されたガス供給部と、前記加熱部の前記他端に接続され前記キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、前記放射性核種を吸着するように構成された吸着部と、前記吸着部の前記他端に接続される端部を含むように構成された溶媒供給部とを含む放射性核種製造装置に接続される端末装置であって、所定の指示命令を記憶するように構成された記憶部と、前記指示命令に基づいて、前記ターゲットに保持される前記放射性核種が揮発可能な温度で前記ターゲットを加熱するように前記加熱部を制御し、前記加熱部で揮発した前記放射性核種を前記吸着部に輸送するために前記キャリアガスを前記加熱部に供給するように前記ガス供給部を制御し、前記吸着部に吸着された前記放射性核種を溶出するための溶媒を前記吸着部へ供給するために前記溶媒供給部を制御するように構成された制御部と、を含む端末装置」が提供される。
　本開示によれば、より安定して放射性核種を製造するための放射性核種製造システム、放射性核種製造プログラムを記憶したコンピュータに読み取り可能な記憶媒体、放射性核種製造方法、及び端末装置を提供することができる。
　なお、上記効果は説明の便宜のための例示的なものであるにすぎず、限定的なものではない。上記効果に加えて、または上記効果に代えて、本開示中に記載されたいかなる効果や当業者であれば明らかな効果を奏することも可能である。
図１は、本開示に係る放射性核種製造システムにおいて用いられる放射性核種の抽出を概念的に示す図である。 図２は、本開示に係る放射性核種製造システムの全体の構成を示す図である。 図３は、本開示に係る放射性核種製造システムの構成の例を示すブロック図である。 図４は、本開示に係る放射性核種製造システムにおいて実行される製造工程のフローを示す図である。 図５は、本開示に係る放射性核種製造システムのプロセッサにおいて実行される処理フローを示す図である。 図６は、本開示に係る放射性核種製造システムにおいて各構成要素の動作のタイミングを示す図である。 図７ａは、本開示に係る放射性核種製造システムの動作の例を示す図である。 図７ｂは、本開示に係る放射性核種製造システムの動作の例を示す図である。 図７ｃは、本開示に係る放射性核種製造システムの動作の例を示す図である。 図７ｄは、本開示に係る放射性核種製造システムの動作の例を示す図である。 図７ｅは、本開示に係る放射性核種製造システムの動作の例を示す図である。 図８は、本開示に係る放射性核種製造システムの第１センサーで検出される放射線量を概念的に示す図である。 図９は、本開示に係る放射性核種製造システムの第２センサーで検出される放射線量を概念的に示す図である。
　添付図面を参照して本開示の様々な実施形態を説明する。なお、図面における共通する構成要素には同一の参照符号が付されている。
［第１実施形態］
１．本開示に係る放射性核種製造システムの概要
　本開示に係る放射性核種製造システムは、例えばサイクロトロンにおいて放射線を照射することにより、その内部に放射性核種を保持したターゲットから、当該放射性核種を抽出し、放射性核種含有溶液として回収するためのシステムである。
　図１は、本開示に係る放射性核種製造システムにおいて用いられる放射性核種の抽出を概念的に示す図である。具体的には、図１は、サイクロトロンにおいて放射線が照射されることにより内部に放射性核種１３を保持したターゲット１２とそれを支持する金属支持箔１１とからなるターゲット板１０から、放射性核種１３が抽出される原理を示す図である。
　まず、図１（Ａ）によれば、例えばサイクロトロン等の加速器において加速された高エネルギー放射線を照射されることにより内部に放射性核種１３を保持したターゲット１２と、それを支持する金属支持箔１１と、からなるターゲット板１０が用意されている。そして、ターゲット１２を構成する金属の融点を超える温度にターゲット板１０が加熱されると、ターゲット１２が図１（Ｂ）に示すとおり溶解する。次に、放射性核種の沸点を超え、ターゲット１２を構成する金属の熱振動により、内部に保持する放射性核種がターゲット１２の表面まで移動可能な温度になるまでターゲット板１０をさらに加熱すると、図１（Ｃ）に示すとおり、溶解したターゲット１２から放射性核種が気体となって揮発する。本開示に係る放射性核種製造システムでは、この揮発した放射性核種を溶媒に溶出して回収することにより、最終的に所望の放射性核種含有溶液を得る。
　本開示において、放射性核種１３は、ターゲット１２の融点よりも高い沸点を有する放射性核種であればいずれでもよい。また、放射性核種１３は、α線、β線及びγ線のいずれを放射するものであってもよく、一例としては、６７Ｇａ、９９ｍＴｃ、１１１Ｉｎ、１２３Ｉ、１３１Ｉ、２０１Ｔｌ、８１ｍＫｒ、１８Ｆ、８９Ｓｒ、９０Ｙ、２２３Ｒａ、５９Ｆｅ、及び２１１Ａｔなどが挙げられる。このうち、放射性核種１３は、用途に応じても異なるが、半減期や放射する放射線の種類などの観点から適宜選択でき、例えば医薬用途で用いられる場合には、２１１Ａｔなどが利用できる。
　ターゲット１２は、所望の放射性核種１３の沸点よりも低い融点を有するものであれば、所望の放射性核種１３に対応する公知のターゲットから適宜選択することが可能である。たとえば、放射性核種として例示した２１１Ａｔであれば、２０９Ｂｉをターゲット１２として利用することができる。
　一例として、２１１Ａｔ（アスタチン）を放射性核種１３として分離するにあたっては、ターゲット１２は２０９Ｂｉ（ビスマス）が利用される。このＢｉターゲットは、一例としては、アルミニウム箔を所定の厚さ（例えば、１０μｍ）で取り付けたタンタル製の金属ボードに、Ｂｉを蒸着装置内で所定の厚さ（例えば、５～３０ｍｇ／ｃｍ２）で蒸着する。次いで、ＡＶＦサイクロトロン内に、このＢｉターゲットを配置し、それにα線を照射する。これによって、内部に２１１Ａｔが保持されたＢｉターゲットを得ることができる。なお、当該方法は、単なる一例であって、所望のターゲットが得られればいずれの方法を用いてもよい。
２．本開示に係る放射性核種製造システムの構成
　図２は、本開示に係る放射性核種製造システム１の全体の構成を示す図である。図２によると、放射性核種製造システム１は、放射性核種が保持されたターゲット１４０を加熱し揮発した放射性核種を回収するための放射性核種製造装置１００と、当該放射性核種製造装置１００を制御するための端末装置２００とを含む。なお、放射性核種製造システム１は、図２に示された構成要素の全てを備える必要はなく、一部を省略した構成をとることも可能であるし、他の構成要素を加えることも可能である。たとえば、放射性核種製造装置１００の前段にターゲット１４０を製造するための加速器及びターゲット１４０を放射性核種製造装置１００内に運搬するための運搬装置をさらに含むことも可能であるし、後段に製造された放射性核種含有溶液を運搬用容器にパッケージングするためのパッケージング装置をさらに含むことも可能である。
　なお、本開示においては、各構成要素の説明において、「接続」、「連結」、「結合」等の用語が用いられていたとしても、これらは各構成要素が、互いに、「直接的」に、「接続」、「連結」、又は「結合」することのみを意味するわけではない。すなわち、特に明示をせずとも、両者が互いに、別の構成要素を間に挟んで、いわば「間接的」に、「接続」、「連結」、又は「結合」することも含みうる。
　図２を参照すると、放射性核種製造装置１００は、ポンプ１０３、マスフローコントローラ（ＭＦＣ）１０４、管状炉１０５、ヒーター１０６、ガス用シリンジポンプ１０７、溶媒用シリンジポンプ１０８、吸着管１１１、及びフィルター１１４に加えて、第１バルブ１２１～第６バルブ１２６、及びリークバルブ１２７を含む。これらの各構成要素は、互いに管路１４１によって接続され、また制御ライン及びデータラインを介して端末装置２００とも接続されている。なお、図２には具体的に図示していないものの、放射性核種製造装置１００には、端末装置２００で処理するための各種情報を検出する第１センサー１３１～第３センサー１３３をさらに含む。
　ポンプ１０３は、第１バルブ１２１及び第２バルブ１２２を介して、管状炉１０５の一端１０５ａに接続される端部１０３ａを含む。当該ポンプ１０３は、真空引き工程において管路１４１、管状炉１０５、及び吸着管１１１内を真空状態にするための吸込部として機能する。
　マスフローコントローラ１０４は、キャリアガスを貯留したタンク（ガス貯留部）に接続される一端１０４ａと、第２バルブ１２２を介して管状炉１０５の一端１０５ａに接続される他端１０４ｂとを含む。キャリアガス及び排出ガスは他端１０４ｂから管路１４１内に導入される。当該マスフローコントローラ１０４は、キャリアガス及び排出ガスの供給のオン・オフを制御するだけでなく、その供給量やガスの混合比を制御することも可能である。本開示においては、管状炉１０５にキャリアガス及び排出ガスを供給するためのガス供給部として機能する。
　なお、キャリアガスには、放射性核種に応じて適宜所望のものを用いることが可能である。一例としては、Ｈｅ及び／又はＯ２が用いられる。特に、Ｈｅ及びＯ２の混合物が用いられる場合、ＨｅとＯ２の体積比は、好ましくは９９：１～５１：４９であり、より好ましくは９０：１０～６０：４０であり、さらに好ましくは８０：２０～７０：３０である。体積比が上記の範囲である場合には、放射性核種の収率の増加などが期待される。
　また、キャリアガス中には、放射性核種の収率向上の観点から、所定量のＨ２Ｏを含むことが望ましい。含まれるＨ２Ｏの量は、１～１５μｇ／ｃｍ３であり、好ましくは２～１０μｇ／ｃｍ３であり、より好ましくは５～８μｇ／ｃｍ３である。
　さらに、キャリアガスの流量は、用いるターゲット１４０の大きさ、用いる管状炉１０５の大きさ、及び／又は用いる管路１４１の太さなどにも依存するが、放射性核種の収率向上の観点から、好ましくは５～４０ｍＬ／分であり、より好ましくは１～３０ｍＬ／分であり、さらに好ましくは１．５～２５ｍＬ／分である。
　また、排出ガスには、放射性核種に応じて適宜所望のものを用いることが可能である。一例としては、Ｈｅ及び／又はＯ２が用いられ、好ましくはＨｅが用いられる。
　管状炉１０５は、第１バルブ１２１及び／又は第２バルブ１２２を介してポンプ１０３の端部１０３ａ及びマスフローコントローラ１０４の他端１０４ｂに接続される一端１０５ａと、吸着管１１１の一端１１１ａに接続される他端１０５ｂとを含む。キャリアガス及び排出ガスは、一端１０５ａから管状炉１０５の内部に導入され、他端１０５ｂから管状炉１０５の外部へと排出される。管状炉１０５は、その内部にターゲット１４０を格納し、そのターゲット１４０に保持された放射性核種が揮発可能な温度でターゲット１４０を加熱する加熱部として機能する。
　加熱する温度は、所望の放射性核種の沸点、すなわち揮発可能な温度に応じて適宜決めることが可能である。一例としては、放射性核種の収率向上の観点から、好ましくは６００～８５０℃であり、より好ましくは７００～８５０℃であり、さらに好ましくは８００～８５０℃である。なお、２１１Ａｔの製造においては、好ましくは６００～８５０℃であり、より好ましくは７００～８５０℃であり、さらに好ましくは８００～８５０℃である。
　ヒーター１０６は、管状炉１０５の他端１０５ｂに接続された吸着管１１１の少なくとも一部を被覆するように配置される。当該ヒーター１０６は、例えばリボンヒーターにより構成され、吸着管１１１の管状炉１０５側の端部（すなわち一端１１１ａ）から、放射性核種が吸着される吸着エリアを残して、吸着管１１１に巻きつけられる。なお、ヒーター１０６は、そのオン・オフ及び温度制御のために温度調節器に接続されて利用することも可能である。
　当該ヒーター１０６は、吸着管１１１の管状炉１０５側の端部（すなわち一端１１１ａ）から吸着管１１１の一部を被覆し、その被覆された吸着管１１１と、それを通過する放射性核種を加温する加温部として機能する。これは、吸着管１１１の吸着エリアに溶媒を供給して放射性核種を溶出するが、このとき管状炉１０５と吸着エリアとが直接接していると、高温に加熱された管状炉１０５によって溶媒が蒸発してしまうのを防止するためである。したがって、ヒーター１０６によって加温される温度は、放射性核種が液体又は固体として吸着される温度と、溶媒の蒸発する温度を考慮して決定される。好ましくは５０～６００℃であり、より好ましくは８０～２００℃であり、さらに好ましくは１００～１５０℃である。なお、２１１Ａｔの製造においては、好ましくは５０～６００℃であり、より好ましくは８０～２００℃であり、さらに好ましくは１００～１５０℃である。
　吸着管１１１は、管状炉１０５の他端１０５ｂに接続される一端１１１ａと、第３バルブ１２３～第５バルブ１２５を介して各シリンジポンプ１０７及び１０８と回収容器１１０に接続される他端１１１ｂとを含む。キャリアガス及び排出ガスは、一端１１１ａから吸着管１１１の内部に導入され、他端１１１ｂから吸着管１１１の外部へと排出される。また、溶媒は、他端１１１ｂから導入され、排出ガスによって再び他端１１１ｂから排出される。吸着管１１１は、一例としては、テフロン製のチューブ、ガラス管、石英管などにより構成される。吸着管１１１は、一端１１１ａ側からヒーター１０６により被覆され所望の温度に加温される加温エリアと、管状炉１０５からキャリアガスによって輸送された放射性核種（気体）が固体となってその壁面に吸着する吸着エリアとを含んで構成される。したがって、当該吸着管１１１は、管状炉１０５で揮発し、キャリアガスによって輸送される放射性核種を吸着する吸着部として機能する。なお、このヒーター１０６により加温された加温エリアは、吸着エリアと比較して、放射性核種が吸着されないか、又は吸着されづらくなっている。また、吸着エリアは、本実施形態ではヒーター１０６で加温しないが、収率や安定性の観点から、加温したり冷却することが可能である。
　ガス用シリンジポンプ１０７及び溶媒用シリンジポンプ１０８は、第３バルブ１２３及び第４バルブ１２４を介して吸着管１１１の他端１１１ｂに接続される端部１０７ａ及び１０８ａをそれぞれ含む。両シリンジポンプ１０７及び１０８は、溶媒用シリンジポンプ１０８から供給される一定量の溶媒を、ガス用シリンジポンプ１０７から供給されるガスによって押し出して、吸着管１１１の吸着エリアに輸送する、溶媒供給部として機能する。
　なお、本開示においては、ガス用シリンジポンプ１０７と溶媒用シリンジポンプ１０８とをそれぞれ別々に設けたが、溶媒供給部として機能するためには一定量の溶媒を吸着エリアまで輸送できればいずれのものでも採用することが可能である。つまり、それぞれ別々にシリンジポンプを使う必要はなく、一体となったものでもよいし、シリンジポンプ以外の溶媒供給装置でもよい。
　吸着管１１１に供給される溶媒は、吸着される放射性核種に応じて適宜選択することが可能であるが、好ましくは水酸化ナトリウム、塩酸、硝酸、エタノールやメタノールなどのアルコール、その他の有機溶剤、生理食塩水、蒸留水であり、より好ましくは生理食塩水及び蒸留水である。また、供給される溶媒の量は、ターゲット１４０内に保持される放射性核種の量や吸着管１１１の太さにも依存するが、放射性核種の収率向上の観点から、好ましくは１～１０００μＬであり、より好ましくは１０～５００μＬであり、さらに好ましくは５０～２００μＬである。
　ガス用シリンジポンプ１０７から供給されるガスは、キャリアガスや排出ガスと同じ成分でもよいし、その他のガス、例えば空気を利用することも可能である。
　フィルター１１４は、リークバルブ１２７及び第１バルブ１２１を介してポンプ１０３の端部１０３ａに接続される一端１１４ａと、第３バルブ１２３等を介して吸着管１１１の他端１１１ｂに接続される他端１１４ｂとを含む。当該フィルター１１４は、管路１４１内のキャリアガス等が排出口１０９から排出される際に、キャリアガスとともに運ばれる核種残留物等を取り除くフィルター部として機能する。フィルター１１４は、無水硫酸ナトリウム、活性炭などを含むカラム等を、単独で又は適宜組み合わせて利用することができる。
　なお、回収容器１１０は、必ずしも本開示に係る放射性核種製造システム１の構成要素の一つとして含める必要はないが、吸着管１１１の後段に配置され、溶媒に溶出した放射性核種を回収するための回収部として機能する。当該回収容器１１０は、一例としてはエッペンドルチューブなどが挙げられるが、放射性核種や溶媒の量及び種類に応じて適宜選択することが可能である。
　第１バルブ１２１～第６バルブ１２６及びリークバルブ１２７は、一例としては電磁バルブ、電動バルブ、電動モータが接続されたバルブなど、端末装置２００からの信号を受信して制御可能なバルブであればいずれでも用いることが可能である。本開示においては、第１バルブ１２１～第５バルブ１２５は三方弁が用いられ、
・第１バルブ１２１は、第２バルブ１２２とポンプ１０３又はリークバルブ１２７間の接続を、
・第２バルブ１２２は、管状炉１０５とマスフローコントローラ１０４又は第１バルブ１２１間の接続を、
・第３バルブ１２３は、吸着管１１１と第４バルブ１２４又は第５バルブ１２５の接続を、
・第４バルブ１２４は、第３バルブ１２３とガス用シリンジポンプ１０７又は溶媒用シリンジポンプ１０８間の接続を、
・第５バルブ１２５は、第３バルブ１２３と回収容器１１０又は第６バルブ１２６間の接続を、
それぞれ制御する。また、第６バルブ１２６及びリークバルブ１２７は二方弁が用いられ、
・第６バルブ１２６は、第５バルブ１２５とフィルター１１４間の接続を、
・リークバルブ１２７は、第１バルブ１２１とフィルター１１４間の接続を、
それぞれ制御する。
　なお、端末装置２００の構成については、図３において詳しく説明する。
　図３は、本開示に係る放射性核種製造システムの構成の例を示すブロック図である。図３によると、放射性核種製造システム１は、図２で詳しく説明したポンプ１０３、マスフローコントローラ１０４、管状炉１０５、ヒーター１０６、ガス用シリンジポンプ１０７、溶媒用シリンジポンプ１０８、第１バルブ１２１～第６バルブ１２６、及びリークバルブ１２７に加えて、端末装置２００及び第１センサー１３１～第３センサー１３３を含む。そして、これらの各構成要素が制御ライン及びデータラインを介して互いに電気的に接続される。
なお、放射性核種製造システム１は、図３に示す構成要素の全てを備える必要はなく、一部を省略した構成をとることも可能であるし、他の構成要素を加えることも可能である。なお、図３には、図２に示された一部の構成要素については、図示されていない。
　端末装置２００は、少なくともプロセッサ２０１及びメモリ２０２を含むが、放射性核種製造装置１００の各種設定を入力するための入力インターフェイス（タッチパネルやキーボードなど）、設定された情報や検出された情報などを表示するためのディスプレイ、設定情報や検出された情報などを遠隔に設置された他の端末装置やサーバー装置との間で送受信するための通信インターフェイスなどを適宜含めてもよい（いずれも図示しない）。端末装置２００は、一例としては、ラップトップパソコン、デスクトップパソコンなどが挙げられるが、本開示に係るプログラムを実行可能な端末装置であればいずれでもよい。
　プロセッサ２０１は、ＣＰＵ（マイクロコンピュータ：マイコン）から構成され、メモリ２０２に記憶された各種プログラムに基づいて、接続された他の構成要素に制御信号を出力して、各構成要素を制御する制御部として機能する。プロセッサ２０１は、メモリ２０２に記憶された指示命令、すなわち本開示に係る放射性核種製造プログラムやＯＳを実行するための処理をする。なお、プロセッサ２０１は、単一のＣＰＵで構成されても良いが、複数のＣＰＵを組み合わせて構成されても良い。
　メモリ２０２は、ＲＡＭ、ＲＯＭ、又は不揮発性メモリ（場合によっては、ＨＤＤ）を含み、記憶部として機能する。ＲＯＭは、放射性核種製造システムを制御するための指示命令やＯＳを実行するための指示命令をプログラムとして記憶する。ＲＡＭは、ＲＯＭに記憶されたプログラムがプロセッサ２０１により処理されている間、データの書き込み及び読み込みをするために用いられるメモリである。不揮発性メモリは、上記プログラムの実行によってデータの書き込み及び読み込みが実行されるメモリであって、ここに書き込まれたデータは、当該プログラムの実行が終了した後でも保存される。一例としては、第１センサー１３１～第３センサー１３３により検出された放射線量データや圧力データなどが記憶される。
　第１センサー１３１は、吸着管１１１の吸着エリア又はその近傍に配置される。当該第１センサー１３１は、ターゲット１４０から揮発され、キャリアガスによって輸送され、吸着管１１１に吸着された放射性核種から放射される放射線量を検出する第１検出部として機能する。第１センサー１３１は、放射性核種が放射する放射線の種類に応じて、公知の放射線量検出器から構成することが可能である。第１センサー１３１は、一例としては、ガイガーミュラー計数管、シンチレータ、フォトダイオードなどを利用することが可能である。より正確な放射線量を検出するという観点から、ガイガーミュラー計数管やシンチレータが好ましい。第１センサー１３１により検出された放射線量は、端末装置２００に出力され、メモリ２０２に記憶されるとともに、プロセッサ２０１により処理されて送液工程の開始のトリガーとして利用することも可能である。
　第２センサー１３２は、吸着管１１１又はその近傍に、より具体的には、吸着管１１１のうち放射性核種が吸着される吸着エリア又はその近傍に配置される。当該第２センサー１３２は、溶媒が、ガス用シリンジポンプ１０７から供給されたガスにより押し出され、吸着管１１１の吸着エリアを通過し、加温エリアに到達したことを検出するための第２検出部として機能する。より具体的には、第２センサー１３２は、溶媒によって放射性核種が加温エリア方向に輸送されると吸着エリアの放射線量が減少するが、この放射線量を検出することによって、吸着エリアへの溶媒の到達と通過の判断に利用される。第２センサー１３２は、放射性核種が放射する放射線の種類に応じて、公知の放射線量検出器から構成することが可能である。第２センサー１３２は、一例としては、ガイガーミュラー計数管、シンチレータ、フォトダイオードなどを利用することが可能であるが、第１センサー１３１と比して検出された放射線量の正確性は必要ないため、より安価なフォトダイオードが好ましい。第２センサー１３２により検出された放射線量は、端末装置２００に出力され、メモリ２０２に記憶されるとともに、プロセッサ２０１により処理されて送気工程の開始のトリガーとして利用することも可能である。なお、本実施形態においては、第１センサー１３１と第２センサー１３２をそれぞれ設けたが、いずれか一つのみでも同様に機能させることが可能である。
　第３センサー１３３は、管路１４１内の第１バルブ１２１から第６バルブ１２６のいずれかの位置に接続して配置され、管路１４１内の気圧を検出するための第３検出部として機能する。第３センサー１３３により検出された気圧は、端末装置２００に出力され、メモリ２０２に記憶されるとともに、プロセッサ２０１により処理されて、通気工程の開始や分離工程の開始のトリガーとして利用することも可能である。
　なお、ポンプ１０３、マスフローコントローラ１０４、管状炉１０５、ヒーター１０６、ガス用シリンジポンプ１０７、溶媒用シリンジポンプ１０８、第１バルブ１２１～第６バルブ１２６、及びリークバルブ１２７については、図２で詳しく説明したので、ここでは省略する。
３．本開示に係る放射性核種製造方法
　図４は、本開示に係る放射性核種製造システムにおいて実行される製造工程のフローを示す図である。具体的には、図４は、本開示に係る放射性核種製造プログラムをプロセッサ２０１が処理することにより放射性核種製造システムで実行される放射性核種製造方法の概要を示す。
　本開示に係る放射性核種製造方法は、加速器において加速された高エネルギー放射線を照射されることにより内部に放射性核種を保持したターゲット１４０を管状炉１０５に配置した後に開始される。図４によると、ポンプ１０３によって、放射性核種製造装置１００の管路１４１、管状炉１０５、及び吸着管１１１の内部を真空状態にする真空引き工程（Ｓ１０１）が実行される。そして、管路１４１等の内部があらかじめ決められた気圧以下の真空状態になると、マスフローコントローラ１０４からキャリアガスを管状炉１０５に供給する通気工程（Ｓ１０２）が実行される。次に、キャリアガスが供給され管路１４１等の内部の気圧が大気圧になると、管状炉１０５において、放射性核種が揮発可能な温度でターゲット１４０を加熱し、ターゲット１４０から放射性核種を揮発させる分離工程（Ｓ１０３）が実行される。この分離工程においては、揮発された放射性核種がキャリアガスによって吸着管１１１に輸送されて、吸着管１１１の吸着エリアに放射性核種が吸着される。次に、放射性核種が吸着管１１１に吸着されると、あらかじめ溶媒用シリンジポンプ１０８から一定量供給された溶媒を、ガス用シリンジポンプ１０７から供給されたガスによって押し出して、吸着管１１１の吸着エリアまで送液する送液工程（Ｓ１０４）が実行される。最後に、送液された溶媒に溶出した放射性核種を、マスフローコントローラ１０４から供給された排出ガスによって回収容器１１０まで押し出して、回収容器１１０に放射性核種が溶出した溶媒を回収する送気工程（Ｓ１０５）が実行される。
　以上の工程を経ることによって、ターゲット１４０から分離された放射性核種が溶出した放射性核種含有溶液として、放射性核種が製造される。
　図５は、本開示に係る放射性核種製造システムのプロセッサにおいて実行される処理フローを示す図である。具体的には、図５は、図４に示す放射性核種製造方法において、主にプロセッサ２０１が、放射性核種製造装置１００の各構成要素に制御信号を出力して各構成要素を制御することにより行う処理フローを示す。
　図４で説明したとおり、放射性核種の製造方法は、加速器において加速された高エネルギー放射線を照射されることにより内部に放射性核種を保持したターゲット１４０を管状炉１０５に配置した後に開始される。
　ここで、図６は、本開示に係る放射性核種製造システムにおいて各構成要素の動作のタイミングを示す図である。具体的には、図６は、プロセッサ２０１から制御信号が出力されて、各構成要素の動作のオン・オフのタイミングを示す図である。また、図７ａ～図７ｅは、本開示に係る放射性核種製造システムの動作の例を示す図である。具体的には、図７ａ～図７ｅは、各構成要素が図６に示されたタイミングで動作することによって変化する、各構成要素の接続関係を示す。なお、図７において、縦軸が「ｈｉｇｈ（ハイ）」のとき各構成要素が動作し（又はバルブが開き）、「Ｌｏｗ（ロー）」のとき各構成要素は動作しない（又はバルブが閉じる）ことを示している。つまり、図７において、斜線のハッチングがなされたタイミングのときに、各構成要素は動作する（又はバルブが開く）。
＜真空引き工程＞
　図６によると、真空引き工程において、プロセッサ２０１は、第１バルブ１２１を制御してポンプ１０３と第２バルブ１２２間を接続するとともに、第６バルブ１２６を閉じる。つまり、図７ａに示すように、プロセッサ２０１は、ポンプ１０３から、第１バルブ１２１、第２バルブ１２２、管状炉１０５、吸着管１１１、第３バルブ１２３、第５バルブ１２５、及び第６バルブ１２６までが互いに接続された系を形成するように、各構成要素を制御する。図５を再び参照して、プロセッサ２０１は、ポンプ１０３をオンにして、図７ａに示す系内の真空引きを開始する（Ｓ２０１）。次に、プロセッサ２０１は、第３センサー１３３で検出された気圧を監視し、系内が真空状態になったか否か、つまりは系内の気圧があらかじめ決められた閾値以下になったか否かを判断する（Ｓ２０２）。プロセッサ２０１は、気圧が閾値以下になるまで上記判断を所定間隔で繰り返す。そして、プロセッサ２０１が、気圧が閾値以下になったと判断すると、真空引き工程が終了する。
＜通気工程＞
　プロセッサ２０１は、Ｓ２０２において第３センサー１３３で検出された気圧に基づいて、真空引き工程を終了させるとともに、マスフローコントローラ１０４を制御して管状炉１０５内にキャリアガスの供給を開始するように制御する（通気工程）。具体的には、図６を参照すると、プロセッサ２０１は、第２バルブ１２２を制御してマスフローコントローラ１０４と管状炉１０５間を接続するとともに、第６バルブ１２６を制御してフィルター１１４と第５バルブ１２５間を接続する。つまり、図７ｂに示すように、プロセッサ２０１は、マスフローコントローラ１０４から、第２バルブ１２２、管状炉１０５、吸着管１１１、第３バルブ１２３、第５バルブ１２５、第６バルブ１２６、フィルター１１４、及び排出口１０９までが互いに接続された系を形成するように、各構成要素を制御する。図５を再び参照して、プロセッサ２０１は、マスフローコントローラ１０４を制御して、キャリアガスを系内に導入する（Ｓ２０３）。次に、キャリアガスの導入によって系内の気圧が上昇するが、プロセッサ２０１は、第３センサー１３３で検出された気圧を監視し、上昇した気圧が大気圧より低いか否かを判断する（Ｓ２０４）。プロセッサ２０１は、気圧が大気圧以上になるまで上記判断を所定間隔で繰り返す。そして、プロセッサ２０１が、気圧が大気圧以上になったと判断すると、通気工程が終了する。
　ここで、通気工程において、図６に示すとおり、キャリアガスの導入と並行して、プロセッサ２０１は、溶媒用シリンジポンプ１０８を制御して、吸着管１１１に供給する所定量（例えば、１００μＬ）の溶媒を用意する。具体的には、図７ｂに示すように、プロセッサ２０１は、第４バルブ１２４から、所定量分（矢印１５１）だけ第３バルブ１２３方向に押し出すよう、溶媒用シリンジポンプ１０８を制御する。なお、溶媒は、通気工程で用意してもよいが、送液工程の前にあらかじめ用意できれいればいつでもよい。つまり、例えば真空引き工程や分離工程で用意することも可能である。
　＜分離工程＞
　プロセッサ２０１は、Ｓ２０４において第３センサー１３３で検出された気圧に基づいて、通気工程を終了させるとともに、管状炉１０５を制御してターゲット１４０の加熱を開始するように制御する（分離工程）。図６を参照すると、分離工程の各バルブの開閉状態は、通気工程と同じである。したがって、図７ｃに示すように、マスフローコントローラ１０４から、第２バルブ１２２、管状炉１０５、吸着管１１１、第３バルブ１２３、第５バルブ１２５、第６バルブ１２６、フィルター１１４、及び排出口１０９までが互いに接続された系が形成される。図５を再び参照して、プロセッサ２０１は、ヒーター１０６の動作をオンにして、所定の温度（例えば、１２０℃）に吸着管１１１を加温する（Ｓ２０５）。また、プロセッサ２０１は、管状炉１０５の動作をオンにして、放射性核種が揮発可能な温度でターゲット１４０を加熱する（Ｓ２０６）。
　ここで、マスフローコントローラ１０４はオンになったままで、系内にマスフローコントローラ１０４からキャリアガスが引き続き供給されている。したがって、管状炉１０５で加熱されることで揮発し、ターゲット１４０から分離した放射性核種が、キャリアガスによって吸着管１１１の吸着エリアに輸送される。このとき、吸着管１１１の管状炉１０５側の一部（加温エリア）はヒーター１０６によって加温されているため、加温エリアには放射性核種が吸着されない。一方、加温エリアより回収容器側にある吸着エリアは、放射性核種が固体になる温度に保持されている。したがって、キャリアガスによって輸送された放射性核種（気体）は、吸着エリアで冷やされて、吸着エリアの内壁に吸着される。
　次に、プロセッサ２０１は、第１センサー１３１で検出された放射線量を監視する。ここで、図８は、本開示に係る放射性核種製造システムの第１センサー１３１で検出される放射線量を概念的に示す図である。図８に示すように、分離した放射性核種がキャリアガスによって吸着部１１１に輸送され始めると（図８：ｔ１）、時間の経過ともに、第1センサー１３１で検出される放射線量が増加する（図８：ｔ１～ｔ２）。そして、ターゲット１４０から完全に放射性核種が分離され、すべての放射性核種が吸着管１１１に輸送されると、その放射線量が平衡状態に達する（図８：ｔ２以降）。つまり、プロセッサ２０１は、放射線量の増加曲線の傾き（微分）を所定間隔で算出し、その傾きがあらかじめ決められた傾き以下（概ねゼロ）になったか否かを判断することによって平衡に達したか否かを判断することが可能である。図５を再び参照して、プロセッサ２０１は、第１センサー１３１で検出された放射線量を監視し、放射線量が平衡状態になったか否かを判断する（Ｓ２０７）。プロセッサ２０１は、放射線量が平衡状態になるまで上記判断を所定間隔で繰り返す。そして、プロセッサ２０１が、放射線量が平衡状態になったと判断すると、ヒーター１０６の加温を終了させる（Ｓ２０８）。そして、プロセッサ２０１は、ヒーター１０６の温度が溶媒を蒸発させない程度の温度（例えば、９０℃）まで冷えたか否かを判断する（Ｓ２０９）。プロセッサ２０１は、温度が上記温度になるまで、当該判断を繰り返す。そして、プロセッサ２０１が、温度が上記温度になったと判断すると、キャリアガスの導入が停止され、分離工程が終了する。
　＜送液工程＞
　プロセッサ２０１は、Ｓ２０７において第１センサー１３１で検出された放射線量に基づいて、分離工程を終了させるとともに、溶媒の供給を開始するようガス用シリンジポンプ１０７を制御する（送液工程）。具体的には、図６を参照すると、プロセッサ２０１は、第１バルブ１２１を制御してリークバルブ１２７と第２バルブ１２２間を接続し、第３バルブを制御して吸着管１１１と第４バルブ１２４間を接続し、第４バルブを制御して第３バルブ１２３とガス用シリンジポンプ１０７間を接続し、さらにリークバルブ１２７を制御して第１バルブ１２１とフィルター１１４間を接続する。つまり、図７ｄに示すように、プロセッサ２０１は、ガス用シリンジポンプ１０７から、第４バルブ１２４、第３バルブ１２３、吸着管１１１、管状炉１０５、第２バルブ１２２、第１バルブ１２１、リークバルブ１２７、フィルター１１４、及び排出口１０９までが互いに接続された系を形成するように、各構成要素を接続する。
　そして、プロセッサ２０１は、ガス用シリンジポンプ１０７を制御して、形成された系内にガスを供給する。これにより、通気工程で第４バルブ１２４の第３バルブ１２３側に準備された所定量の溶媒が、ガス用シリンジポンプ１０７から供給されたガスによって吸着管１１１の方向に押し出され（図７ｄの矢印１５２）、吸着管１１１に所定量の溶媒が供給される（Ｓ２１０）。このとき、供給された溶媒が吸着管１１１の吸着エリアを通過する間に、分離工程で吸着した放射性核種が溶媒に溶出する。そして、この溶媒が吸着エリアに全て到達し通過した場合には、吸着エリアに配置された第２センサー１３２で検出される放射線量の減少が平衡状態に達する。
　ここで、図９は、本開示に係る放射性核種製造システムの第２センサーで検出される放射線量を概念的に示す図である。図９に示すように、溶媒の送液が開始された段階（ｓ１）では、まだ溶媒が吸着管１１１の吸着エリアに達していないため、第２センサー１３２で検出される放射線量は、分離工程直後の放射線量を維持している。その後、溶媒が吸着エリアに到達した段階（ｓ２）で、溶媒に放射性核種が溶出され溶媒とともに吸着管１１１の加温エリア方向に輸送される。すると、第２センサー１３２で検出される放射線量は、ｓ２以降、時間の経過とともに減少する。そして、全ての溶媒が吸着エリアに到達し、加温エリア方向に輸送された結果、放射線量の減少が平衡に達する（ｓ３）。つまり、プロセッサ２０１は、放射線量の減少曲線の傾き（微分）を所定間隔で算出し、その傾きがあらかじめ決められた傾き以下（概ねゼロ）になったか否かを判断することによって平衡に達したか否かを判断することが可能である。図５を再び参照して、プロセッサ２０１は、第２センサー１３２で検出された放射線量の減少が平衡に達したか否かに基づいて、溶媒が吸着管１１１の吸着エリアに完全に到達し通過したか否かを判断する（Ｓ２１１）。プロセッサ２０１は、溶媒が完全に通過したと判断するまで、上記判断を所定間隔で繰り返す。そして、プロセッサ２０１が、溶媒が完全に通過したと判断すると、ガス用シリンジポンプ１０７の動作を停止させ、送液工程が終了する。
　＜送気工程＞
　プロセッサ２０１は、Ｓ２１１において第２センサー１３２で検出された放射線量に基づいて、送液工程を終了させるとともに、マスフローコントローラ１０４から排出ガスの供給を開始するよう制御する（送気工程）。具体的には、図６を参照すると、プロセッサ２０１は、第２バルブ１２２を制御してマスフローコントローラ１０４と管状炉１０５間を接続し、第３バルブ１２３を制御して吸着管１１１と第５バルブ１２５間を接続し、第５バルブ１２５を制御して第３バルブ１２３と回収容器１１０側の管路間を接続する。つまり、図７ｅに示すように、プロセッサ２０１は、マスフローコントローラ１０４から、第２バルブ１２２、管状炉１０５、吸着管１１１、第３バルブ１２３、第５バルブ１２５、及び回収容器１１０側の管路までが互いに接続された系を形成するように、各構成要素を制御する。そして、プロセッサ２０１は、マスフローコントローラ１０４を制御して、系内に排出ガスを導入する（Ｓ２１２）。
　マスフローコントローラ１０４から導入された排出ガスは、吸着管１１１の加温エリアに存在し、放射性核種が溶出した溶媒を、回収容器１１０方向に押し出す。したがって、放射性核種が溶出した溶媒は、図７ｅに示す系内を通過して、回収容器１１０側の管路から回収容器１１０へと排出される（Ｓ２１３）。これにより、最終的に、放射性核種が、放射性核種含有溶液として製造される。
　なお、本開示においては、最終的に放射性核種含有溶液として放射性核種を製造したが、当該溶液をさらに濃縮又は希釈して、より高濃度又は低濃度の放射性核種含有溶液に調製してもよい。また、得られた放射性核種含有溶液に、他の有効成分を適宜添加してもよい。つまり、得られた放射性核種含有溶液は、その用途に応じて、所望の形態に適宜調製・加工することが可能である。
　以上、本実施形態においては、プロセッサ２０１の制御によって、放射性核種製造装置１００の各構成要素を動作させ、放射性核種を製造した。したがって、より安定して放射性核種の製造が可能となる。また、各製造工程の切り替えを、第１センサー１３１～第３センサー１３３で検出された放射線量や気圧に基づいて行った。したがって、より正確で安定した放射性核種の製造が可能となる。
［第２実施形態］
　第１実施形態では、各製造工程の切り替えのタイミングを、第１センサー１３１～第３センサー１３３で検出された放射線量や気圧に基づいて判断する場合について説明した。第２実施形態では、第１センサー１３１～第３センサー１３３に代えて、放射性核種製造装置１００がタイマーを含む場合について説明する。なお、本実施形態は、以下で具体的に説明する点を除いて、第１及び第２実施形態における構成、処理、手順と同様である。したがって、それらの事項の詳細な説明は省略する。
　本実施形態では、上記のとおり、放射性核種製造装置１００は、タイマーを含む。当該タイマーは、例えば各製造工程が開始されてからの時間を計測する計時部として機能する。プロセッサ２０１は、その計測された時間があらかじめ決められた時間を超えたか否かを判断する。
　具体的には、第１実施形態では、図５に示す処理フローのＳ２０２において、系内の気圧が閾値になったか否かを判断する。しかし、本実施形態においては、系内の真空引き（Ｓ２０１）が開始されてからの時間をタイマーで計測し、あらかじめ算出された系内を真空状態にするのに要する時間を超えたか否かをプロセッサ２０１は判断する。そして、その時間を超えたと判断すると、プロセッサ２０１は、マスフローコントローラ１０４からキャリアガスを導入するよう制御する（Ｓ２０３）。
　また、第１実施形態では、図５に示す処理フローのＳ２０４において、系内の気圧が大気圧になったか否かを判断する。しかし、本実施形態においては、系内にキャリアガスの導入（Ｓ２０３）が開始されてからの時間をタイマーで計測し、あらかじめ算出された系内を大気圧にするのに要する時間を超えたか否かをプロセッサ２０１は判断する。そして、その時間を超えたと判断すると、プロセッサ２０１は、ヒーター１０６による加温を開始するよう制御する（Ｓ２０５）。
　また、第１実施形態では、図５に示す処理フローのＳ２０７において、吸着管１１１の吸着エリア近傍で検出される放射線量が平衡状態に達したか否かを判断する。しかし、本実施形態においては、管状炉１０５での加熱（Ｓ２０６）が開始されてからの時間をタイマーで計測し、あらかじめ算出された平衡状態に達するまでの時間を超えたか否かをプロセッサ２０１は判断する。そして、その時間を超えたと判断すると、プロセッサ２０１は、ヒーター１０６による加温を終了するよう制御する（Ｓ２０８）。
　また、第１実施形態では、図５に示す処理フローのＳ２１１において、吸着エリア近傍で検出される放射線量に基づいて吸着エリアに溶媒が全て到達したか否かを判断する。しかし、本実施形態においては、ガス用シリンジポンプ１０７により溶媒の供給（Ｓ２１０）が開始されてからの時間をタイマーで計測し、あらかじめ算出された到達時間を超えたか否かをプロセッサ２０１は判断する。そして、その時間を超えたと判断すると、プロセッサ２０１は、ガス用シリンジポンプ１０７による溶媒の供給を終了するよう制御する。
　以上、第１実施形態と同様に、本実施形態においては、プロセッサ２０１の制御によって、放射性核種製造装置１００の各構成要素を動作させ、放射性核種を製造した。したがって、より安定して放射性核種の製造が可能となる。また、各製造工程の切り替えを、あらかじめ算出された時間とタイマーで計測された時間との比較に基づいて判断した。したがって、より正確で安定した放射性核種の製造が可能となる。
［その他］
　なお、各実施形態で説明した各要素を適宜組み合わせるか、それらを置き換えてシステムを構成することも可能である。
　本明細書で説明される処理及び手順は、実施形態において明示的に説明されたものによってのみならず、ソフトウェア、ハードウェア又はこれらの組み合わせによっても実現可能である。具体的には、本明細書で説明された処理及び手順は、集積回路、揮発性メモリ、不揮発性メモリ、磁気ディスク、光ストレージ等の媒体に、当該処理に相当するロジックを実装することによって実現される。また、本明細書で説明される処理及び手順は、それらの処理・手順をコンピュータプログラムとして実装し、端末装置を含む各種のコンピュータに実行させることが可能である。
　本明細書中で説明される処理及び手順が単一の装置、コンポーネント、モジュールによって実行される旨が説明されたとしても、そのような処理又は手順は、複数の装置、複数のコンポーネント、及び／又は、複数のモジュールによって実行されるものとすることができる。また、本明細書中で説明される各種情報が単一のメモリや記憶部に格納される旨が説明されたとしても、そのような情報は、単一の装置に備えられた複数のメモリ又は複数の装置に分散して配置された複数のメモリに分散して格納されるものとすることができる。さらに、本明細書において説明されるハードウェアの要素は、それらをより少ない構成要素に統合して、又は、より多い構成要素に分解することによって実現されるものとすることができる。
　１　放射性核種製造システム
　１００　放射性核種製造装置
　２００　端末装置

Claims (14)

  1. 　キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、放射性核種が保持されたターゲットを内部に格納するように構成された加熱部と、
    　前記キャリアガスを貯留するガス貯留部に接続される一端と、前記加熱部の前記一端に接続される他端と、を含むように構成されたガス供給部と、
    　前記加熱部の前記他端に接続され前記キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、前記放射性核種を吸着するように構成された吸着部と、
    　前記吸着部の前記他端に接続される端部を含むように構成された溶媒供給部と、
    　所定の指示命令を記憶するように構成された記憶部と、
    　前記指示命令に基づいて、前記ターゲットに保持される前記放射性核種が揮発可能な温度で前記ターゲットを加熱するように前記加熱部を制御し、前記加熱部で揮発した前記放射性核種を前記吸着部に輸送するために前記キャリアガスを前記加熱部に供給するように前記ガス供給部を制御し、前記吸着部に吸着された前記放射性核種を溶出するための溶媒を前記吸着部へ供給するために前記溶媒供給部を制御するように構成された制御部と、
    　を含む放射性核種製造システム。
  2. 　前記吸着部の一部を被覆するように配置され、前記キャリアガスによって輸送される前記放射性核種を加温するための加温部と、をさらに含む請求項１に記載の放射性核種製造システム。
  3. 　前記制御部は、前記加温部に被覆された前記一部を、前記溶媒が揮発しない温度まで加温するために前記加温部を制御するように構成された、請求項２に記載の放射性核種製造システム。
  4. 　前記加熱部に接続される端部を含み、前記加熱部を真空状態にするための吸込部と、をさらに含む請求項１に記載の放射性核種製造システム。
  5. 　前記制御部は、前記加熱部を真空状態にするために前記吸込部を制御するように構成された、請求項４に記載の放射性核種製造システム。
  6. 　前記溶媒を前記吸着部に供給するタイミングを決定するための第１検出部と、をさらに含む請求項１に記載の放射性核種製造システム。
  7. 　前記第１検出部は、前記吸着部又はその近傍に配置され、
    　前記制御部は、前記第１検出部で検出された放射線量に基づいて、前記溶媒を前記吸着部に供給するために前記溶媒供給部を制御するように構成された、
    　請求項６に記載の放射性核種製造システム。
  8. 　前記放射性核種が溶出された前記溶媒を回収するための回収部へ前記溶媒を排出するために、排出ガスを前記ガス供給部から前記吸着部に供給するタイミングを決定するための第２検出部と、をさらに含む請求項１に記載の放射性核種製造システム。
  9. 　前記第２検出部は、前記吸着部又はその近傍に配置され、
    　前記制御部は、前記第２検出部で検出された放射線量に基づいて、前記排出ガスを前記吸着部に供給するために前記ガス供給部を制御するように構成された、
    　請求項８に記載の放射性核種製造システム。
  10. 　前記ターゲットはＢｉ（ビスマス）である、請求項１に記載の放射性核種製造システム。
  11. 　前記放射性核種は２１１Ａｔ（アスタチン）である、請求項１に記載の放射性核種製造システム。
  12. 　キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、放射性核種が保持されたターゲットを内部に格納するように構成された加熱部と、前記キャリアガスを貯留するガス貯留部に接続される一端と、前記加熱部の前記一端に接続される他端と、を含むように構成されたガス供給部と、前記加熱部の前記他端に接続され前記キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、前記放射性核種を吸着するように構成された吸着部と、前記吸着部の前記他端に接続される端部を含むように構成された溶媒供給部とを含む放射性核種製造装置に接続され、所定の指示命令を記憶するように構成された記憶部を含むコンピュータを、
    　前記指示命令に基づいて、前記ターゲットに保持される前記放射性核種が揮発可能な温度で前記ターゲットを加熱するように前記加熱部を制御し、前記加熱部で揮発した前記放射性核種を前記吸着部に輸送するために前記キャリアガスを前記加熱部に供給するように前記ガス供給部を制御し、前記吸着部に吸着された前記放射性核種を溶出するための溶媒を前記吸着部へ供給するために前記溶媒供給部を制御するように構成された制御部
    　として機能させるための放射性核種製造プログラムを記憶した、コンピュータに読み取り可能な記憶媒体。
  13. 　キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、放射性核種が保持されたターゲットを内部に格納するように構成された加熱部と、前記キャリアガスを貯留するガス貯留部に接続される一端と、前記加熱部の前記一端に接続される他端と、を含むように構成されたガス供給部と、前記加熱部の前記他端に接続され前記キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、前記放射性核種を吸着するように構成された吸着部と、前記吸着部の前記他端に接続される端部を含むように構成された溶媒供給部とを含む放射性核種製造装置に接続され、所定の指示命令を記憶するように構成された記憶部を含むコンピュータにおいて、プロセッサが前記指示命令を実行することにより処理される放射性核種製造方法であって、
    　前記ターゲットに保持される前記放射性核種が揮発可能な温度で前記ターゲットを加熱するように前記加熱部を制御する段階と、
    　前記加熱部で揮発した前記放射性核種を前記吸着部に輸送するために前記キャリアガスを前記加熱部に供給するように前記ガス供給部を制御する段階と、
    　前記吸着部に吸着された前記放射性核種を溶出するための溶媒を前記吸着部へ供給するために前記溶媒供給部を制御する段階と、
    　を含む、放射性核種製造方法。
  14. 　キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、放射性核種が保持されたターゲットを内部に格納するように構成された加熱部と、前記キャリアガスを貯留するガス貯留部に接続される一端と、前記加熱部の前記一端に接続される他端と、を含むように構成されたガス供給部と、前記加熱部の前記他端に接続され前記キャリアガスが導入される一端と、前記キャリアガスが排出される他端と、を含み、前記放射性核種を吸着するように構成された吸着部と、前記吸着部の前記他端に接続される端部を含むように構成された溶媒供給部とを含む放射性核種製造装置に接続される端末装置であって、
    　所定の指示命令を記憶するように構成された記憶部と、
    　前記指示命令に基づいて、前記ターゲットに保持される前記放射性核種が揮発可能な温度で前記ターゲットを加熱するように前記加熱部を制御し、前記加熱部で揮発した前記放射性核種を前記吸着部に輸送するために前記キャリアガスを前記加熱部に供給するように前記ガス供給部を制御し、前記吸着部に吸着された前記放射性核種を溶出するための溶媒を前記吸着部へ供給するために前記溶媒供給部を制御するように構成された制御部と、
    　を含む端末装置。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2021092483A (ja) * 2019-12-11 2021-06-17 株式会社東芝 アスタチン同位元素の製造方法および装置、アスタチン同位元素の分離・回収方法および装置
JP2021096147A (ja) * 2019-12-17 2021-06-24 株式会社東芝 放射性同位体製造方法および放射性同位体製造装置

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
WO2012039037A1 (ja) * 2010-09-22 2012-03-29 独立行政法人放射線医学総合研究所 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
WO2014057900A1 (ja) * 2012-10-10 2014-04-17 国立大学法人大阪大学 Ｒｉの単離装置
JP2016080574A (ja) * 2014-10-20 2016-05-16 株式会社日立製作所 放射性薬剤製造システム、放射性薬剤製造装置および放射性薬剤の製造方法
JP2016166764A (ja) * 2015-03-09 2016-09-15 住友重機械工業株式会社 放射性同位元素精製装置
WO2017093069A1 (en) * 2015-11-30 2017-06-08 Areva Med Sas New method and apparatus for the production of high purity radionuclides

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4681727A (en) * 1984-04-10 1987-07-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Process for producing astatine-211 for radiopharmaceutical use
US4664869A (en) * 1985-07-01 1987-05-12 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for the simultaneous preparation of Radon-211, Xenon-125, Xenon-123, Astatine-211, Iodine-125 and Iodine-123
US5102651A (en) * 1989-12-29 1992-04-07 Neorx Corporation Process for isolation and radiolabeling of pharmaceuticals with isotopes of astatine
US5280505A (en) * 1991-05-03 1994-01-18 Science Research Laboratory, Inc. Method and apparatus for generating isotopes
WO2011156446A2 (en) * 2010-06-09 2011-12-15 General Atomics Methods and apparatus for selective gaseous extraction of molybdenum-99 and other fission product radioisotopes
JP5906936B2 (ja) * 2012-05-15 2016-04-20 株式会社島津製作所 分取精製装置
JP6162063B2 (ja) * 2014-03-17 2017-07-12 住友重機械工業株式会社 放射性同位元素の精製装置、及び放射性同位元素の精製方法
JP6830435B2 (ja) * 2014-06-18 2021-02-17 リンデグレン、ストゥーレ アスタチン−２１１［Ａｔ−２１１］放射性医薬品の生産のための自動化プロセスプラットフォーム

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
WO2012039037A1 (ja) * 2010-09-22 2012-03-29 独立行政法人放射線医学総合研究所 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
WO2014057900A1 (ja) * 2012-10-10 2014-04-17 国立大学法人大阪大学 Ｒｉの単離装置
JP2016080574A (ja) * 2014-10-20 2016-05-16 株式会社日立製作所 放射性薬剤製造システム、放射性薬剤製造装置および放射性薬剤の製造方法
JP2016166764A (ja) * 2015-03-09 2016-09-15 住友重機械工業株式会社 放射性同位元素精製装置
WO2017093069A1 (en) * 2015-11-30 2017-06-08 Areva Med Sas New method and apparatus for the production of high purity radionuclides

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
See also references of EP3767638A4

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2021092483A (ja) * 2019-12-11 2021-06-17 株式会社東芝 アスタチン同位元素の製造方法および装置、アスタチン同位元素の分離・回収方法および装置
JP7286525B2 (ja) 2019-12-11 2023-06-05 株式会社東芝 アスタチン同位元素の製造方法および装置、アスタチン同位元素の分離・回収方法および装置
JP2021096147A (ja) * 2019-12-17 2021-06-24 株式会社東芝 放射性同位体製造方法および放射性同位体製造装置

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