WO2022064812A1 - 放射性標識物の製造方法及び放射性標識物の製造装置並びに放射性金属核種の蒸発濃縮方法 - Google Patents

放射性標識物の製造方法及び放射性標識物の製造装置並びに放射性金属核種の蒸発濃縮方法 Download PDF

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radioactive metal
organic solvent
boiling point
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寿 鈴木
幸恵 吉井
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国立研究開発法人量子科学技術研究開発機構
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Definitions

  • the present invention relates to a method for producing a radioactively labeled substance obtained by labeling a compound or the like with a radioactive metal nuclide, an apparatus for producing a radioactively labeled substance, and a method for evaporating and concentrating the radioactive metal nuclide.
  • Beta ( ⁇ ) rays which are a type of radiation, have low material permeability, and therefore have the property of giving a large amount of energy per unit transit length.
  • radiological therapeutic agents have been developed in which a radioactive metal nuclide that emits ⁇ -rays is bound to a compound having a property of gathering in cells at a diseased lesion site.
  • a radiotherapy drug When a radiotherapy drug is administered into the body, it concentrates on the lesion site, and by emitting ⁇ -rays there, the cells in the lesion site are selectively destroyed to treat the disease.
  • 64 Cu One of the radioactive metal nuclides that emit ⁇ rays is 64 Cu. Since 64 Cu emits special electrons (Auger electrons) that effectively damage cancer cell DNA in addition to ⁇ rays, it is expected to be used as a therapeutic drug for cancer.
  • 64 Cu is produced by irradiating a target such as a gold plate plated with metallic nickel (Ni) with a proton beam to cause a nuclear reaction of 64 Ni (p, n) 64 Cu.
  • the 64 Cu produced on the target is dissolved and recovered using an acidic solution such as hydrochloric acid or nitric acid. Since the recovered solution contains not only 64 Cu but also Ni and other products, it is necessary to separate and purify 64 Cu from these.
  • the work of separating and purifying 64 Cu from a solution containing 64 Cu, Ni, etc. is performed by the following method. First, a solution containing 64 Cu, Ni, etc. is flowed through a column filled with an anion exchange resin, and 64 Cu in the solution is adsorbed on the anion exchange resin. Then, an acidic separation solution such as hydrochloric acid is flowed through the column to separate 64 Cu adsorbed on the anion exchange resin from the resin, and the 64 Cu is recovered together with the separation solution ( 64 Cu separation step).
  • an acidic separation solution such as hydrochloric acid
  • a separation solution containing 64 Cu is placed in a flask, and the flask is heated with a heater while rotating to evaporate the separation solution. As a result, the separation solution is concentrated and 64 Cu is precipitated ( 64 Cu concentration step).
  • the 64 Cu obtained in the concentration step is dissolved in an appropriate solution and then mixed with a reaction solution containing the compound (therapeutic agent) to be labeled. As a result, 64 Cu and the compound are bound to obtain a radioactive therapeutic agent labeled with 64 Cu ( 64 Cu labeling step).
  • Patent Document 1 proposes a series of operations from the above-mentioned 64 Cu separation step to the 64 Cu labeling step.
  • manual radiation exposure of workers is unavoidable. Therefore, for some processes and some processes of each process, an apparatus for automatically executing these processes has been developed (Patent Document 1).
  • each treatment in the 64 Cu separation step and the 64 Cu concentration step is executed in the state where the radioactive metal nuclide such as 64 Cu is dissolved in an acidic solution such as hydrochloric acid or nitric acid.
  • an acidic solution such as hydrochloric acid or nitric acid.
  • the reaction between 64 Cu contained in the recovered product and the labeled compound is carried out under neutral conditions, an appropriate solution is added to the recovered product to adjust the pH value before mixing with the reaction solution containing the labeled compound. Work to adjust is done.
  • the pH value of the recovered product depends on the amount of the residual acid solution contained in the recovered product, but the amount of the residual acid solution varies depending on various factors. Further, since the amount of the recovered product is small, it is difficult to measure the pH value of the recovered product, and it is necessary for the operator to measure the pH value while adding the solution to the recovered product.
  • the problem to be solved by the present invention is to separate the radioactive metal nuclide from the radioactive solution formed by dissolving the radioactive metal nuclide in an acidic aqueous solution and react it with the compound to be labeled to produce a radioactive labeled substance. It is to be able to do it without the help of.
  • the first aspect of the present invention made to solve the above-mentioned problems is a method for evaporating and concentrating radioactive metal nuclides.
  • the first evaporative concentration step of heating a radioactive solution formed by dissolving at least the radioactive metal nuclide in an acidic aqueous solution and evaporating the solvent in the radioactive solution to obtain a concentrated solution of the radioactive metal nuclide.
  • a low boiling point organic solvent having a boiling point lower than that of water is added to the concentrated solution, and the mixture is heated to azeotrope the low boiling point organic solvent and the concentrated solution to obtain an evaporation concentrate of the radioactive metal nuclei. Process and It has.
  • the radioactive solution when the radioactive solution is heated in the first evaporative concentration step, the water as the solvent in the radioactive solution mainly evaporates, and the concentrated solution having a higher dissolution concentration and acid concentration of the radioactive metal nuclei than the radioactive solution is produced. can get.
  • the second evaporation concentration step when a low boiling point organic solvent is added to the concentrated solution and heated, the concentrated solution (concentrated acidic aqueous solution contained therein) and the low boiling point organic solvent azeotrope to the low boiling point organic solution.
  • the solvent and acidic aqueous solution evaporate to obtain an evaporative concentrate of radioactive metal nuclei. Since the acidic aqueous solution contained in the concentrate evaporates, the evaporation concentrate tends to be more neutral than the concentrate.
  • the low boiling point organic solvent is added to the concentrated liquid and heated, and then the same type or a different type of low boiling point organic solvent as the low boiling point organic solvent is added again and heated.
  • the evaporative concentrate may be obtained. According to the above method, more acidic aqueous solution can be removed from the evaporation concentrate.
  • an acidic aqueous solution containing one selected from evaporatively concentrating acids such as hydrochloric acid, nitric acid, and phosphoric acid can be used.
  • the low boiling point organic solvent include ethanol (boiling point: about 78.5 ° C.), acetonitrile (boiling point: about 82 ° C.), acetone (boiling point: about 56 ° C.) and the like.
  • the radioactive metal nuclei are selected from 61 Cu, 62 Cu, 64 Cu, 66 Cu, 67 Cu, 28 Mg, 43 Sc, and 68 Ga that are adsorbed on the ion exchange resin and can be eluted with an acidic eluate. It is a kind.
  • a second aspect of the present invention which has been made to solve the above problems, is a method for producing a radioactively labeled substance obtained by labeling a compound with a radioactive metal nuclide.
  • An adsorption step in which a radioactive solution prepared by dissolving a radioactive metal nuclei in an acidic solution is passed through an ion exchange resin to adsorb the radioactive metal nuclei on the ion exchange resin.
  • An elution step in which an acidic eluate is flowed through the ion exchange resin and the radioactive metal nuclei adsorbed on the ion exchange resin are ion-exchanged with the eluate to be recovered as a radioactive solution.
  • the radioactive solution recovered in the elution step is heated and the solvent in the radioactive solution is evaporated to obtain a concentrated solution of the radioactive metal nuclide.
  • a low boiling point organic solvent having a boiling point lower than that of water is added to the concentrated solution, and the mixture is heated to azeotrope the low boiling point organic solvent and the concentrated solution to obtain an evaporation concentrate of the radioactive metal nuclei.
  • Concentration process and It has a labeling step of reacting a radioactive metal nuclide contained in the evaporative concentrate with a compound to be labeled to obtain a radioactive labeled substance.
  • the third aspect of the present invention made to solve the above-mentioned problems is an evaporation concentration device for radioactive metal nuclides.
  • Concentration container and A heater that heats the concentrating container and An organic solvent tank for accommodating a low boiling point organic solvent having a boiling point lower than that of water, An introduction unit for introducing a low boiling point organic solvent contained in the organic solvent tank into the concentration container through an introduction path, and an introduction section.
  • a temperature sensor that detects the temperature of the concentrating container and Equipped with a control unit The control unit drives the heater to heat the concentration container in a state where the radioactive solution in which the radioactive metal nuclei are dissolved in an acidic aqueous solution is contained in the concentration container, and the radioactive solution contains the radioactive solution.
  • the heater is driven to heat the concentration container, and the concentrate and the low boiling point organic solvent are heated.
  • a second evaporative concentration step of azeotropically boiling is configured to sequentially carry out a second evaporative concentration step of azeotropically boiling to obtain an evaporative concentrate of the radioactive metal nuclei.
  • the fourth aspect of the present invention made to solve the above-mentioned problems is an apparatus for producing a radioactively labeled substance.
  • a separation / recovery unit that separates the radioactive metal nuclei from the radioactive solution in which the radioactive metal nuclei and impurities are dissolved in an acidic solution and recovers the radioactive metal nuclei as a radioactive solution.
  • An evaporative concentration unit that heats the radioactive solution recovered in the separation / recovery unit and evaporates the solvent in the radioactive solution to evaporate and concentrate the radioactive metal nuclide. It is provided with a labeling unit for producing a radioactively labeled substance by reacting the evaporatively concentrated radioactive metal nuclide with a compound to be labeled.
  • the evaporative concentration section Concentration container and A heater that heats the concentrating container and An organic solvent tank for accommodating a low boiling point organic solvent having a boiling point lower than that of water, An introduction unit for introducing a low boiling point organic solvent in the organic solvent tank into the concentration container through an introduction path, and an introduction unit.
  • a temperature sensor that detects the temperature of the concentrating container and Equipped with a control unit The control unit drives the heater to heat the concentration container in a state where the radioactive solution in which the radioactive metal nuclei are dissolved in an acidic aqueous solution is contained in the concentration container, and the radioactive solution contains the radioactive solution.
  • the first evaporative concentration step of evaporating the solvent to obtain a concentrated solution of the radioactive metal nuclei.
  • the heater After introducing the low boiling point organic solvent in the organic solvent tank into the introduction unit, the heater is driven to heat the concentration container, and the concentrate and the low boiling point organic solvent are heated. Is configured to carry out a second evaporative enrichment step of azeotropically boiling to obtain an evaporative concentrate of the radioactive metal nuclei.
  • a low boiling organic solvent is added to the radioactive solution formed by dissolving the radioactive metal nuclei in an acidic aqueous solution and heated, so that the acidic aqueous solution contained in the radioactive solution is a low boiling organic. Removed by co-boiling with a solvent. Therefore, the evaporative concentrate of the radioactive metal nuclide becomes neutral. Therefore, unlike the conventional method, it is not necessary to neutralize the evaporation concentrate before reacting the radioactive metal nuclide with the compound to be labeled. Therefore, the radioactive metal nuclide is dissolved in an acidic aqueous solution such as hydrochloric acid.
  • the work of recovering the radioactive metal nuclide from the solution and reacting it with the compound to be labeled to produce a radioactively labeled substance can be performed without human intervention.
  • the figure which shows the schematic whole structure of the manufacturing system of the radioactive label which is one Embodiment of this invention.
  • the figure which shows the whole structure of a melting apparatus The figure which shows the whole structure of the separation purification part.
  • Schematic block block diagram of the manufacturing system The figure for demonstrating the operation flow of each part of a melting apparatus and a radioactive label manufacturing apparatus in a manufacturing system.
  • FIG. 1 shows a schematic overall configuration of a radioactively labeled manufacturing system 100.
  • the manufacturing system 100 includes a melting device 1, a radioactively labeled product manufacturing device 2, and a gas supply device 10, and the radioactively labeled product manufacturing device 2 includes a separation and purification unit 3, an evaporation concentration unit 4, and a labeling unit 5. is doing.
  • the melting device 1, the radioactive label manufacturing device 2, and the gas supply device 10 are collectively arranged in one hot cell 6.
  • FIG. 2 shows a schematic overall configuration of the melting device 1 and the gas supply device 10. As shown in FIGS. 1 and 2, the melting device 1 and the gas supply device 10 are arranged side by side in the hot cell 6.
  • the dissolution device 1 has a dissolution tank 11, a dissolution liquid tank 14, a dilution water tank 12, and a washing water tank 13.
  • the dissolution tank 11 is a tank for melting nickel plating (gold plate) in which 64 Cu is generated by irradiation with a proton beam to generate a radioactive dissolution liquid.
  • the solution tank 14 contains an acidic solution such as a nitric acid solution or a hydrochloric acid solution.
  • the solution containing the radioactive metal nuclei obtained in the dissolving apparatus 1, that is, the solution obtained by dissolving the raw metal in which the radioactive metal nuclei are produced in the acidic solution is referred to as a radioactive solution.
  • the radioactive solution is a solution before the radioactive metal nuclide is separated by the separation and purification section described later.
  • the diluting water tank 12 stores diluted water for adjusting the concentration (nitrite concentration, hydrochloric acid concentration) of the solution in addition to the radioactive solution generated in the solution tank 11.
  • the washing water tank 13 stores washing water for washing the flow path R1 from the dissolving device 1 to the radioactive labeled product manufacturing device 2 (evaporation concentration unit 4).
  • the gas supply device 10 has a nitrogen gas supply unit 101 and an air supply unit 102.
  • the nitrogen gas supply unit 101 supplies nitrogen gas, which is an inert gas, to each unit of the melting device 1 and the radioactive labeled product manufacturing device 2 through the gas supply path G1.
  • the air supply unit 102 supplies air to each unit of the melting device 1 and the radioactive labeled product manufacturing device 2 through the gas supply path G2.
  • a valve is provided in the middle of the gas supply paths G1 and G2, and the supply destination of nitrogen gas and air can be switched by opening and closing the valve.
  • FIG. 3 shows a schematic overall configuration of the separation / purification unit 3.
  • the separation / purification unit 3 corresponds to the separation / recovery unit of the present invention.
  • the separation / purification unit 3 includes a buffer tank 31, a column 32, a column washing water tank 33, a column washing liquid tank 34, a first eluent tank 35, a second eluent tank 36, and a third eluent tank 37. , Has a waste liquid tank 38.
  • the inside of the column 32 is filled with an ion exchange resin for separating 64 Cu from Ni and other components.
  • a flow path R1 is connected to the inlet of the buffer tank 31, and the radioactive dissolution liquid sent from the dissolution device 1 is introduced into the buffer tank 31.
  • the radioactive dissolution liquid introduced into the buffer tank 31 is housed in the waste liquid tank 38 through a flow path formed by a tube pump (peristaltic pump) 321 and a column 32 and the like. In this process, Ni and other components and 64 Cu are adsorbed on the column 32.
  • the discharge port of the tube pump 321 is connected to the evaporation concentration unit 4 via the flow path R2.
  • a flow rate sensor 321 is provided in the flow path R1 near the inlet of the column 32, and a radioactivity (RI) sensor 322 is provided between the column 32 and the tube pump 323.
  • the buffer tank 31 collects the washing water flowing from the washing water tank 13 for washing the melting tank 11 and the flow path R1 via the flow path R1.
  • the first eluent tank 35 contains an eluate for 64 Cu elution.
  • 64 The eluate for Cu elution consists of an acidic aqueous solution.
  • the second and third eluate tanks 36 and 37 contain eluates for recovering Ni.
  • the eluates contained in the second and third eluent tanks 36 and 37 may be the same or different.
  • the eluate containing 64 Cu which is discharged from the column 32 by flowing the eluate for elution of 64 Cu through the column 32, is referred to as a radioactive solution.
  • the solution containing the radioactive metal nuclide separated by the separation / purification unit 3 is referred to as a radioactive solution in distinction from the above-mentioned radioactive solution.
  • the acidic aqueous solution used for eluting the radioactive metal nuclide in the separation and purification unit 3 is referred to as an acidic aqueous solution to distinguish it from the above-mentioned acidic solution.
  • the column cleaning water tank 33 and the column cleaning liquid tank 34 store cleaning water and cleaning liquid for cleaning the ion exchange resin in the column 32, respectively.
  • the waste liquid tank 38 is for recovering the washing water and the washing liquid, or the eluate containing Ni and the like, which has flowed through the column 32.
  • FIG. 4 shows a schematic overall configuration of the evaporation concentration unit 4.
  • the evaporation concentration unit 4 has an evaporator unit 41, an organic solvent tank 42, a syringe pump 43, a vacuum pump 44, and a Dewar bottle 45.
  • the organic solvent tank 42 contains an organic solvent having a boiling point lower than that of water (low boiling point organic solvent).
  • the syringe pump 43 supplies the low boiling point organic solvent contained in the syringe to the evaporator unit 41 by operating a syringe (not shown) mounted therein.
  • the evaporator unit 41 includes a flask 411 which is a container for concentration, a heater 412 for heating the flask 411, and a rotary holder 413 for holding the flask 411.
  • the flask 411 consists of an eggplant-shaped flask or a round-bottomed flask having a hemispherical bottom surface. The flask 411 held in the rotary holder 413 is rotated by the rotary holder 413.
  • the mouth of the flask 411 is sealed with a lid 414.
  • the lid 414 has a pressure reducing tube 415 for depressurizing the inside of the flask 411 and a pressure tube 416 for pressurizing the inside of the flask 411.
  • the pressure reducing tube 415 is connected to the vacuum pump 44 via the Dewar bottle 45, and the pressure tube 416 is connected to the nitrogen gas supply unit 101 (see FIG. 2) through the gas flow path.
  • the lid 414 has an introduction tube 417 and a lead-out tube 418.
  • the introduction tube 417 is for introducing the radioactive solution sent from the separation / purification unit 3 and the low boiling point organic solvent supplied from the syringe pump 43 into the flask 411.
  • the lead-out tube 418 is for leading out the contents in the flask 411 to the labeling unit 5.
  • the flow path from the introduction tube 417 and the syringe pump 43 to the introduction tube 417, and the flow path from the organic solvent tank 42 to the flask 411 correspond to the introduction path of the present invention.
  • the introduction path, the syringe pump 43, the vacuum pump 44, and the control unit 200 constitute the introduction unit.
  • FIG. 5 shows a schematic overall configuration of the sign section 5.
  • the labeling unit 5 has a reaction liquid tank 51, a dissolution liquid tank 52, and an additive liquid tank 53, and is arranged on the separation / purification unit 3 in the hot cell 6.
  • the reaction solution tank 51 contains a reaction solution containing the compound to be labeled. Further, an appropriate dissolution liquid used for dissolving the radioactive metal nuclide is stored in the dissolution liquid tank 52, and the additive liquid tank 53 contains the additive necessary for the reaction between the radioactive metal nuclide and the compound. The liquid is stored.
  • reaction liquid tank 51 the dissolution liquid tank 52, and the additive liquid tank 53 all use a container having a V-shaped cross section on the bottom surface. This is to make it easy to take out the entire amount of the liquid regardless of the amount of the liquid contained in each tank.
  • the dissolution device 1, the separation / purification unit 3 of the radioactively labeled product manufacturing device 2, the evaporation concentration unit 4, and the labeling unit 5 include various liquids such as washing water and washing liquid in addition to the flow paths R1 to R3. It has a liquid flow path for flowing the gas, and a gas flow path for flowing nitrogen gas and air sent through the gas flow paths G1 and G2. A valve is provided in these liquid flow paths and gas flow paths, and the flow of liquid and gas can be switched by opening and closing the valves.
  • FIG. 6 is a schematic block configuration diagram of the manufacturing system 100.
  • the manufacturing system 100 includes a control unit 200, which includes a flow sensor 322, a temperature sensor 201, an RI sensor 323, a pressure sensor 202, a flow meter 203, a heater 412, and a tube.
  • Pump 321, rotary holder 413, syringe pump 43, vacuum pump 44, gas supply device 10 (nitrogen gas supply unit 101, air supply unit 102), electromagnetic valve 204 for liquid flow path, electromagnetic valve 205 for gas flow path, And the operation unit 206 are connected.
  • the temperature sensor 201 detects the temperature of the flask 411.
  • the pressure sensor 202 detects the pressure of the gas supplied from the gas supply device 10.
  • the control unit 200 Based on the signals input from the flow sensor 322, the temperature sensor 201, the RI sensor 323, the pressure sensor 202, and the flow meter 203, the control unit 200 has the heater 412, the tube pump 321 and the like according to a program stored in advance in the control unit 200. It controls the drive of the rotary holder 413, the syringe pump 43, the vacuum pump 44, the electromagnetic valve 204 for the liquid flow path, and the electromagnetic valve 205 for the gas flow path.
  • a step of melting the nickel plating (gold plate) in which 64 Cu is generated by irradiation with a proton beam is executed.
  • a nickel plating (gold plate) in which 64 Cu is generated is placed in the melting tank 11, and a predetermined amount of nitrogen gas is supplied from the nitrogen gas supply unit 10 to the dissolution liquid tank 14, and the dissolution liquid tank is used. It is started by pumping an acidic solution such as a nitrate solution or a hydrochloric acid solution in 14 to the dissolution tank 11.
  • an acidic solution such as a nitrate solution or a hydrochloric acid solution in 14
  • the control unit 200 controls the gas supply device 10 to supply the dissolution tank 11 with a predetermined amount of nitrogen gas from the nitrogen gas supply unit 101.
  • the radioactive dissolution liquid in the dissolution tank 11 is pressure-fed to the buffer tank 31 of the separation / purification unit 3 through the flow path R1.
  • the diluted water is pressure-fed from the dilution water tank 12 to the dissolution tank 11 in order to adjust the acid concentration of the radioactive dissolution liquid. You may do so.
  • a step of separating / purifying 64 Cu from the radioactive solution is executed.
  • 64 The Cu separation and purification step is started by introducing the radioactive dissolution liquid in the buffer tank 31 sent from the dissolution tank 11 into the column 32.
  • the control unit 200 drives the tube pump 321.
  • the radioactive solution introduced into the column 32 passes through the ion exchange resin, and at this time, 64 Cu and Ni existing as anions in the radioactive solution are adsorbed on the ion exchange resin ( 64 Cu adsorption step).
  • control unit 200 controls the solenoid valves 204 and 205 to secure a flow path from the column cleaning water tank 33 to the waste liquid tank 38 via the column 32, and starts the tube pump 323 to start the column cleaning water tank 33 to the column.
  • the washing water is sucked in and the column 32 is washed.
  • a flow path from the column cleaning liquid tank 34 to the waste liquid tank 38 via the column 32 is secured, and the tube pump 323 is started to suck the column cleaning liquid from the column cleaning liquid tank 34 to remove impurities in the column 32.
  • the tube pump 323 is started to use an acidic aqueous solution containing nitric acid, hydrochloric acid, etc. from the first eluent tank 35.
  • a certain 64 Cu eluate for elution (hereinafter referred to as the first eluate) is sucked into the column 32.
  • a hydrochloric acid solution having a pH of about 1 is used as the first eluate.
  • ion exchange occurs and 64 Cu is eluted ( 64 Cu elution step).
  • the control unit 200 controls the solenoid valve that switches to the flow path R2 to the evaporation concentration unit 4, and sends a radioactive solution containing 64 Cu to the evaporation concentration unit 4. Liquid.
  • the tube pump 323 is stopped and the liquid feeding is terminated.
  • control unit 200 controls the solenoid valves 204 and 205 to secure a flow path from the second eluent tank 36 to the waste liquid tank 38 via the column 32, and starts the tube pump 323.
  • Ni in the column 32 is eluted and collected in the waste liquid tank 38.
  • the number of times the eluate for Ni recovery is introduced into the column 32 is not limited to two times, and may be one time or three times or more.
  • the evaporation concentration step of heating the radioactive solution to evaporate the solvent in the radioactive solution and concentrating 64 Cu is executed.
  • the evaporation concentration step is started by introducing the radioactive solution sent from the separation / purification unit 3 through the flow path R2 into the flask 411 via the introduction tube 417.
  • the control unit 200 drives the vacuum pump 44 to reduce the pressure in the flask 411. Further, the flask 411 is heated from the heater 412 and the rotary holder 413 is rotated.
  • the radioactive solution in the flask 411 is heated in a state where the flask 411 is rotated, and the solvent (mainly the first eluate) contained in the radioactive solution evaporates. A part of the evaporated solvent is liquefied (condensed) in the upper part of the flask 411 and refluxed.
  • 64 Cu of the radioactive solution is concentrated to obtain a concentrated solution ( 64 Cu first evaporation concentration step).
  • 64 Cu first evaporation concentration step water and hydrochloric acid in the first eluate are refluxed in the same manner. Therefore, the hydrochloric acid concentration of the concentrated solution is almost the same as the hydrochloric acid concentration of the radioactive solution, and the concentrated solution becomes acidic.
  • the control unit 200 stops the rotation of the rotary holder 413 and stops the heating by the heater 412. Then, when a predetermined time has elapsed (when the temperature of the concentrated solution becomes equal to or lower than a predetermined value), the vacuum pump 44 is driven to suck a predetermined amount of low boiling point organic solvent from the organic solvent tank 42 into the flask 411. Add to the concentrate of. Then, the flask 411 is heated again by the heater 412, and the rotary holder 413 is rotated. As a result, the concentrated solution in the flask 411 and the low boiling point organic solvent azeotrope, and the first eluate and the low boiling point organic solvent contained in the concentrated solution evaporate. As a result, 64 Cu, a small amount of the hydrochloric acid solution that did not evaporate, and the low boiling point organic solvent remain in the flask 411.
  • the syringe pump 43 is then driven to add a predetermined amount of low boiling organic solvent to the residue in flask 411. Then, the flask 411 is heated again by the heater 412, and the rotary holder 413 is rotated. As a result, the first eluate contained in the residue and the low boiling point organic solvent azeotrope, and almost all of the small amount of eluate contained in the residue evaporates together with the low boiling point organic solvent.
  • the control unit 200 stops the heater 412 when a predetermined time has elapsed from the start of heating by the heater 412. As a result, an evaporative concentrate of 64 Cu is produced in the flask 411 ( 64 Cu second evaporative concentration step).
  • the evaporative concentrate of 64 Cu consists of a dry solid of 64 Cu or a mixture of a small amount of the first eluate and a low boiling organic solvent and 64 Cu. Whether it is a dry product or a mixture is determined by conditions such as the heating time by the heater 412 and the heating temperature, but in either case, the first eluate, which is an acidic aqueous solution, is not contained at all or is contained.
  • the evaporative concentrate is in the neutral region, if at all.
  • control unit 200 controls the solenoid valves 204 and 205 to secure a flow path from the dissolution liquid tank 52 of the labeling unit 5 to the flask 411 via the flow path R3, and drives the vacuum pump 44 to drive the flask.
  • the entire amount of the solution in the solution tank 52 is sucked into the 411.
  • the rotary holder 413 and the vacuum pump 44 are stopped.
  • control unit 200 controls the solenoid valves 204 and 205 to secure a flow path from the flask 411 to the flow path R3, and the entire amount of the solution in the flask 511 is filled in the reaction tank of the labeling unit 5 through the flow path R3. Send to 51.
  • a 64 Cu labeling step of reacting 64 Cu in the solution with the compound to be labeled to obtain a radioactively labeled substance is executed.
  • the labeling step is started by introducing the dissolution liquid sent from the evaporation concentration unit 4 into the reaction liquid tank 51.
  • the control unit 200 controls the gas supply device 10 to supply nitrogen gas from the nitrogen gas supply unit 101 to the additive liquid tank 53.
  • the entire amount of the additive liquid contained in the additive liquid tank 53 is introduced into the reaction liquid tank 51.
  • the reaction liquid tank 51, the dissolution liquid tank 52, and the additive liquid tank 53 contain in advance an amount of the reaction liquid, the dissolution liquid, and the additive liquid necessary for the reaction between 64 Cu and the compound to be labeled. Therefore, in the reaction liquid tank 51, the reaction between 64 Cu and the compound to be labeled proceeds at an accurate liquid volume, and a radioactively labeled substance is produced.
  • 64 Cu-ATSM 64 Cu-diacetyl-bis (N 4 -methylthiosemicarbazone)] as a radioactive label is manufactured using the manufacturing system 100 of the above embodiment.
  • 64 Cu-ATSM is a radioactive therapeutic agent developed for the treatment of malignant brain tumors.
  • the melting device 1 and the hot cell 6 used products manufactured by Sumitomo Heavy Industries, Ltd. Further, as the ion exchange resin to be filled in the column 32, a cationic resin (AG 50W-X8 100-200 H + manufactured by Bio-Rad Laboratories Co., Ltd.) was used. Then, the melting device 1, the radioactively labeled product manufacturing device 2, and the gas supply device 10 are connected by a flow path, and are provided in the melting device 1, the radioactively labeled product manufacturing device 2, the gas supply device 10, and each flow path. By centrally controlling the valve with one control system, all the steps from 64 Cu melting step to 64 Cu separation and purification step, 64 Cu evaporative concentration step, and 64 Cu labeling step were automatically executed.
  • a cationic resin AG 50W-X8 100-200 H + manufactured by Bio-Rad Laboratories Co., Ltd.
  • the amount of the radioactive solution introduced into the flask 411 from the separation / purification unit 3 in the evaporation concentration step is 60 mL, and this radioactive solution is heated by using the evaporator unit 41 to carry out the evaporation concentration step.
  • the desired evaporative concentrate could be obtained 30 minutes after the start.
  • the method of the present invention in which ethanol (low boiling point organic solvent) is added to the concentrate in the step of evaporating and concentrating 64 Cu takes 1/3 of the time to obtain the evaporative concentrate as compared with the conventional method.
  • this evaporative concentrate in the neutral region can be obtained in the 64 Cu evaporative concentration step, this evaporative concentrate can be used in the 64 Cu labeling step without the intervention of an operator. It turned out that it can be migrated to. Therefore, by using the evaporative concentration method of the present invention, all the steps from the 64 Cu melting step to the 64 Cu labeling step can be automated in the production of the radioactively labeled product.
  • the amount of radiation exposed to workers can be significantly reduced (according to the experiments of the present inventor, it could be reduced to about 1/5), and the radiopharmaceuticals and the like are radioactive. It is possible to stably and mass-produce labeled products.
  • a low boiling point organic solvent is added to the flask 411 to azeotrope with the first eluate.
  • the process of allowing the sample to evaporate was performed twice, but in some cases, the azeotropic treatment may be performed once.
  • the mixture is concentrated by one azeotropic treatment. Almost all of the first eluate contained in the liquid can be evaporated to obtain an evaporative concentrate in the neutral region.
  • the present invention relates to the radioactive metal nuclide that is processed in a state of being dissolved in an acidic aqueous solution and adsorbed on an ion exchange resin. Evaporation concentration methods can be applied.
  • radioactive metal nuclides include 61 Cu, 62 Cu, 64 Cu, 66 Cu, 67 Cu, 28 Mg, 43 Sc, and 68 Ga.
  • the acidic aqueous solution in which the radioactive metal nuclide is dissolved is selected according to the type of the radioactive metal nuclide, and hydrochloric acid, nitric acid, and phosphoric acid are exemplified.
  • ethanol is used as the low boiling point organic solvent, but the present invention is not limited to this, and any solvent having a boiling point lower than that of water such as acetonitrile and acetone can be used.
  • the low boiling point organic solvent one kind of organic solvent may be used, or a mixed solvent composed of a plurality of kinds of organic solvents may be used.
  • Heater 413 ... Rotary holder 414 ... Lid 415 ... Decompression tube 416 ... Pressurized tube 417 ... Introduction tube 418 ... Derivation Tube 42 ... Organic solvent tank 43 ... Syringe pump 44 ... Vacuum pump 45 ... Dewar bottle 5 ... Labeling part 51 ... Reaction liquid tank 52 ... Dissolution tank 53 ... Additive liquid tank 6 ... Hot cell

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Abstract

本発明は放射性金属核種の蒸発濃縮方法であって、放射性金属核種が酸性水溶液に溶解して成る放射性溶液を加熱し、該放射性溶液中の溶媒を蒸発させて、前記放射性金属核種の濃縮液を得る、第１蒸発濃縮工程と、前記濃縮液に、水よりも沸点の低い低沸点有機溶媒を加え、加熱して前記低沸点有機溶媒と前記濃縮液を共沸させ、前記放射性金属核種の蒸発濃縮物を得る、第２蒸発濃縮工程とを有するものである。本発明によれば、酸性水溶液に放射性金属核種が溶解して成る放射性溶液から放射性金属核種を分離し、標識対象化合物と反応させて放射性標識物を生成するまでの処理を、人の手を介さずに行うことができる。

Description

放射性標識物の製造方法及び放射性標識物の製造装置並びに放射性金属核種の蒸発濃縮方法
　本発明は、化合物等を放射性金属核種で標識して成る放射性標識物の製造方法及び放射性標識物の製造装置並びに放射性金属核種の蒸発濃縮方法に関する。
　放射線の一種であるベータ（β）線は、物質透過性が低く、このため単位通過長さ当たりに与えるエネルギーが大きいという性質を有する。β線のこのような性質を利用して、疾患の病変部位の細胞に集まる性質を有する化合物にβ線を放出する放射性金属核種を結合させた放射性治療薬が開発されている。放射性治療薬は体内に投与されると病変部位に集中するため、そこでβ線を放出することによって病変部位の細胞を選択的に破壊し、疾患を治療する。
　β線を放出する放射性金属核種の一つに６４Ｃｕがある。６４Ｃｕは、β線の他にがん細胞ＤＮＡを効果的に損傷する特殊な電子（オージェ電子）を放出することから、がん治療薬への利用が期待されている。
　６４Ｃｕは、金属ニッケル（Ｎｉ）がメッキされた金プレート等のターゲットに陽子線を照射し、６４Ｎｉ（ｐ，ｎ）６４Ｃｕ核反応を起こさせることにより、生成される。ターゲット上に生成された６４Ｃｕは、塩酸や硝酸等の酸性溶液を用いて溶解され、回収される。回収された溶解液には、６４ＣｕだけでなくＮｉやその他の生成物が含まれるため、これらの中から６４Ｃｕを分離し、精製する必要がある。
　一般的に、６４Ｃｕ、Ｎｉ等を含む溶解液から６４Ｃｕを分離精製する作業は以下の方法により行われる。
　まず、６４Ｃｕ、Ｎｉ等を含む溶解液をアニオン交換樹脂が充填されたカラムに流し、溶解液中の６４Ｃｕをアニオン交換樹脂に吸着させる。その後、カラムに塩酸等の酸性の分離溶液を流してアニオン交換樹脂に吸着している６４Ｃｕを該樹脂から離脱させ、分離溶液とともに回収する（６４Ｃｕ分離工程）。
　続いて、６４Ｃｕを含む分離溶液をフラスコに入れ、該フラスコを回転させながらヒータで加熱し、分離溶液を蒸発させる。これにより、分離溶液が濃縮され、６４Ｃｕが析出する（６４Ｃｕ濃縮工程）。
　濃縮工程で得られた６４Ｃｕは適宜の溶解液に溶解された後、標識対象の化合物（治療薬）を含む反応液と混合される。これにより、６４Ｃｕと化合物が結合し、６４Ｃｕで標識された放射性治療薬が得られる（６４Ｃｕ標識工程）。
特開2009-84246号公報
　従来一般的に、上述した６４Ｃｕ分離工程から６４Ｃｕ標識工程までの一連の作業は手作業で行われている。しかし、手作業では、作業者の放射線被ばくを避けられない。そこで、一部の工程や各工程の一部の処理については、これらの処理を自動的に実行する装置が開発されている（特許文献１）。
　ところが、以下の事情により、６４Ｃｕ濃縮工程については自動化することが難しかった。すなわち、６４Ｃｕのような放射性金属核種は、塩酸や硝酸等の酸性溶液に溶解している状態で６４Ｃｕ分離工程及び６４Ｃｕ濃縮工程における各処理が実行される。６４Ｃｕ分離工程で得られた分離溶液を６４Ｃｕ濃縮工程において加熱しても、該分離溶液に含まれる酸性溶液を十分に蒸発させることができないため、酸性溶液の一部がフラスコ内に残留する。したがって、６４Ｃｕ濃縮工程において回収される回収物が酸性になってしまう。
　回収物に含まれる６４Ｃｕと標識対象化合物との反応は中性条件下で行われるため、標識対象化合物を含む反応液と混合する前に、回収物に適宜の溶解液を加えてｐＨ値を調整する作業が行われる。回収物のｐＨ値は回収物に含まれる酸性溶液の残留物の量によって異なるが、酸性溶液の残留物の量は様々な要因によって変動する。また、回収物は少量であるため、回収物のｐＨ値を測定することが難しく、作業者が回収物に溶解液を加えつつｐＨ値を測定する必要があった。
　本発明が解決しようとする課題は、酸性水溶液に放射性金属核種が溶解して成る放射性溶液から放射性金属核種を分離し、標識対象化合物と反応させて放射性標識物を生成するまでの処理を、人の手を介さずに行うことができるようにすることである。
　上記課題を解決するために成された本発明の第１態様は、放射性金属核種の蒸発濃縮方法であって、
　少なくとも放射性金属核種が酸性水溶液に溶解して成る放射性溶液を加熱し、該放射性溶液中の溶媒を蒸発させて、前記放射性金属核種の濃縮液を得る、第１蒸発濃縮工程と、
　前記濃縮液に、水よりも沸点の低い低沸点有機溶媒を加え、加熱して前記低沸点有機溶媒と前記濃縮液を共沸させ、前記放射性金属核種の蒸発濃縮物を得る、第２蒸発濃縮工程と、
　を有するものである。
　上記方法では、第１蒸発濃縮工程において、放射性溶液を加熱すると該放射性溶液中の溶媒である水が主に蒸発し、放射性金属核種の溶解濃度及び酸濃度がともに放射性溶液よりも高い濃縮液が得られる。続いて、第２蒸発濃縮工程において、前記濃縮液に低沸点有機溶媒を加えて加熱すると、濃縮液（これに含まれる濃縮された酸性水溶液）と低沸点有機溶媒が共沸して低沸点有機溶媒及び酸性水溶液が蒸発し、放射性金属核種の蒸発濃縮物が得られる。濃縮液に含まれていた酸性水溶液が蒸発するため、蒸発濃縮物は濃縮液よりも中性側に傾く。
　なお、上記放射性金属核種の蒸発濃縮方法においては、
　前記第２蒸発濃縮工程が、前記濃縮液に前記低沸点有機溶媒を加え、加熱した後、再度、前記低沸点有機溶媒と同じ種類又は異なる種類の低沸点有機溶媒を加え、加熱することにより、前記蒸発濃縮物を得るようにしても良い。
　上記方法によれば、蒸発濃縮物からより多くの酸性水溶液を除去することができる。
　ここで、前記酸性水溶液として、塩酸、硝酸、りん酸等の蒸発濃縮可能な酸から選ばれる一種を含む酸性水溶液を用いることができる。
　また、前記低沸点有機溶媒としては、エタノール（沸点：約78.5℃）、アセトニトリル（沸点：約82℃）、アセトン（沸点：約56℃）等が挙げられる。
　また、前記放射性金属核種は、イオン交換樹脂に吸着し酸性の溶出液で溶出可能な６１Ｃｕ、６２Ｃｕ、６４Ｃｕ、６６Ｃｕ、６７Ｃｕ、２８Ｍｇ、４３Ｓｃ、及び６８Ｇａから選択される一種である。
　また、上記課題を解決するために成された本発明の第２態様は、化合物を放射性金属核種で標識して成る放射性標識物を製造する方法であって、
　放射性金属核種が酸性の溶解液に溶解されて成る放射性溶解液を、イオン交換樹脂に通して前記放射性金属核種を前記イオン交換樹脂に吸着させる吸着工程と、
　前記イオン交換樹脂に酸性の溶出液を流して、前記イオン交換樹脂に吸着している前記放射性金属核種を前記溶出液とイオン交換することで、放射性溶液として回収する溶出工程と、
　前記溶出工程で回収された放射性溶液を加熱し、前記放射性溶液中の溶媒を蒸発させて、前記放射性金属核種の濃縮液を得る、第１蒸発濃縮工程と、
　前記濃縮液に、水よりも沸点の低い低沸点有機溶媒を加え、加熱して前記低沸点有機溶媒と前記濃縮液を共沸させて、前記放射性金属核種の蒸発濃縮物を得る、第２蒸発濃縮工程と、
　前記蒸発濃縮物に含まれる放射性金属核種と標識対象化合物とを反応させて放射性標識物を得る標識工程と
　を有するものである。
　また、上記課題を解決するために成された本発明の第３態様は、放射性金属核種の蒸発濃縮装置であって、
　濃縮用容器と、
　前記濃縮用容器を加熱するヒータと、
　水よりも沸点の低い低沸点有機溶媒を収容するための有機溶媒槽と、
　前記有機溶媒槽内に収容されている低沸点有機溶媒を導入路を通して前記濃縮用容器に導入する導入部と、
　前記濃縮用容器の温度を検出する温度センサと、
　制御部とを備え、
　前記制御部が、前記濃縮用容器内に放射性金属核種が酸性水溶液に溶解して成る放射性溶液が収容されている状態で前記ヒータを駆動して前記濃縮用容器を加熱し、前記放射性溶液に含まれる溶媒を蒸発させて前記放射性金属核種の濃縮液を得る第１蒸発濃縮工程と、
　前記導入部に、前記有機溶媒槽内の前記低沸点有機溶媒を前記濃縮用容器に導入させた後、前記ヒータを駆動して前記濃縮用容器を加熱し、前記濃縮液と前記低沸点有機溶媒を共沸させて前記放射性金属核種の蒸発濃縮物を得る、第２蒸発濃縮工程とを
順に実行するように構成されているものである。
　さらにまた、上記課題を解決するために成された本発明の第４態様は、放射性標識物の製造装置であって、
　放射性金属核種及び不純物が酸性の溶解液に溶解されて成る放射性溶解液から前記放射性金属核種を分離し、放射性溶液として回収する分離回収部と、
　前記分離回収部で回収された前記放射性溶液を加熱し、前記放射性溶液中の溶媒を蒸発させることにより放射性金属核種を蒸発濃縮する蒸発濃縮部と、
　前記蒸発濃縮された放射性金属核種を、標識対象化合物と反応させて放射性標識物を製造する標識部とを備え、
　前記蒸発濃縮部が、
　濃縮用容器と、
　前記濃縮用容器を加熱するヒータと、
　水よりも沸点の低い低沸点有機溶媒を収容するための有機溶媒槽と、
　前記有機溶媒槽内の低沸点有機溶媒を導入路を通して前記濃縮用容器に導入する導入部と、
　前記濃縮用容器の温度を検出する温度センサと、
　制御部とを備え、
　前記制御部が、前記濃縮用容器内に放射性金属核種が酸性水溶液に溶解して成る放射性溶液が収容されている状態で前記ヒータを駆動して前記濃縮用容器を加熱し、前記放射性溶液に含まれる溶媒を蒸発させて前記放射性金属核種の濃縮液を得る第１蒸発濃縮工程と、
　前記導入部に、前記有機溶媒槽内の前記低沸点有機溶媒を前記濃縮用容器に導入させた後、前記ヒータを駆動して前記濃縮用容器を加熱し、前記濃縮液と前記低沸点有機溶媒を共沸させて前記放射性金属核種の蒸発濃縮物を得る、第２蒸発濃縮工程とを
実行するように構成されているものである。
　本発明においては、放射性金属核種を濃縮する処理において、放射性金属核種が酸性水溶液に溶解して成る放射性溶液に低沸点有機溶媒を加えて加熱するため、放射性溶液に含まれる酸性水溶液が低沸点有機溶媒と共沸して除去される。このため、放射性金属核種の蒸発濃縮物が中性になる。したがって、従来の方法と異なり、放射性金属核種と標識対象化合物を反応させる前に蒸発濃縮物を中性にする処理が不要となるため、放射性金属核種が塩酸等の酸性水溶液に溶解して成る放射性溶液から放射性金属核種を回収し、標識対象化合物と反応させて放射性標識物を生成するまでの作業を、人の手を介さずに行うことができる。
本発明の一実施形態である、放射性標識物の製造システムの概略的な全体構成を示す図。 溶解装置の全体構成を示す図。 分離精製部の全体構成を示す図。 蒸発濃縮部の全体構成を示す図。 標識部の全体構成を示す図。 製造システムの概略的なブロック構成図。 製造システムにおける溶解装置及び放射性標識物製造装置の各部の動作の流れを説明するための図。
　以下、本発明を実施するための形態について図面を参照して説明する。
　［本実施形態のシステムの構成］
　図１は、放射性標識物の製造システム１００の概略的な全体構成を示している。ここでは、放射性標識物として、放射性金属核種の一つである６４Ｃｕで化合物を標識して成る放射性標識物を例に挙げて説明する。
　製造システム１００は、溶解装置１、放射性標識物製造装置２、及びガス供給装置１０を備えており、前記放射性標識物製造装置２は、分離精製部３、蒸発濃縮部４、標識部５を有している。これら溶解装置１、放射性標識物製造装置２、ガス供給装置１０は、まとめて一つのホットセル６内に配置されている。
　図２は、溶解装置１及びガス供給装置１０の概略的な全体構成を示している。図１及び図２に示すように、溶解装置１とガス供給装置１０は、ホットセル６内において上下に並べて配置されている。
　溶解装置１は、溶解槽１１と、溶解液槽１４と、希釈水槽１２と、洗浄水槽１３を有している。溶解槽１１は、陽子ビームの照射により６４Ｃｕが生成されたニッケルメッキ（金プレート）を溶解して放射性溶解液を生成するための槽である。溶解液槽１４には硝酸溶液、塩酸溶液等の酸性の溶解液が収容されている。以下の説明では、溶解装置１において得られる放射性金属核種を含む溶液、即ち、放射性金属核種が生成された原料金属が酸性の溶解液に溶解されて得られた溶液を放射性溶解液という。当該放射性溶解液は後述される分離精製部にて放射性金属核種が分離される前の溶液である。
　希釈水槽１２には、溶解槽１１で生成された放射性溶解液に加えられて該溶解液の濃度（硝酸濃度、塩酸濃度）を調整するための希釈水が貯留されている。洗浄水槽１３には、溶解装置１から放射性標識物製造装置２（蒸発濃縮部４）に至る流路Ｒ１を洗浄するための洗浄水が貯留されている。
　ガス供給装置１０は、窒素ガス供給部１０１、空気供給部１０２を有している。窒素ガス供給部１０１は、ガス供給路Ｇ１を通じて溶解装置１、放射性標識物製造装置２の各部に不活性ガスである窒素ガスを供給する。また、空気供給部１０２は、ガス供給路Ｇ２を通じて溶解装置１、放射性標識物製造装置２の各部に空気を供給する。ガス供給路Ｇ１、Ｇ２の途中部にはバルブが設けられており、バルブの開閉動作により窒素ガス、空気の供給先が切り替えられる。
　図３は分離精製部３の概略的な全体構成を示している。分離精製部３は、本発明の分離回収部に相当する。この図に示すように、分離精製部３は、バッファタンク３１、カラム３２、カラム洗浄水槽３３、カラム洗浄液槽３４、第１溶出液槽３５、第２溶出液槽３６、第３溶出液槽３７、廃液タンク３８を有している。
　カラム３２の内部には、Ｎｉ及びその他の成分と６４Ｃｕを分離するためのイオン交換樹脂が充填されている。バッファタンク３１の入口部には流路Ｒ１が接続され、溶解装置１から送られてくる放射性溶解液が該バッファタンク３１に導入される。該バッファタンク３１に導入された放射性溶解液は、チューブポンプ（ペリスタルティックポンプ）３２１、カラム３２等により形成された流路を通って廃液タンク３８に収容される。この過程で、Ｎｉ及びその他の成分と６４Ｃｕをカラム３２に吸着させる。チューブポンプ３２１の吐出口は、流路Ｒ２を介して蒸発濃縮部４に接続されている。なお、カラム３２の入口部付近の流路Ｒ１には流量センサ３２１が、カラム３２とチューブポンプ３２３の間には放射能（ＲＩ）センサ３２２がそれぞれ設けられている。
　また、バッファタンク３１は、溶解槽１１及び流路Ｒ１の洗浄のために洗浄水槽１３から流された洗浄水を流路Ｒ１経由で回収する。
　第１溶出液槽３５には６４Ｃｕ溶出用の溶出液が収容されている。６４Ｃｕ溶出用の溶出液は酸性の水溶液から成る。また、第２及び第３溶出液槽３６、３７にはＮｉ回収用の溶出液が収容されている。第２及び第３溶出液槽３６、３７に収容されている溶出液は同じでも良く、異なるものでもよい。なお、以下の説明では、６４Ｃｕ溶出用の溶出液がカラム３２に流されることにより該カラム３２から排出される、６４Ｃｕを含んだ溶出液を放射性溶液という。即ち、分離精製部３にて分離された放射性金属核種を含む溶液を、前述の放射性溶解液と区別して放射性溶液という。また、以下の説明では、分離精製部３にて放射性金属核種を溶出するために用いられる酸性の水溶液を、前述の酸性の溶解液と区別して酸性水溶液という。
　カラム洗浄水槽３３、カラム洗浄液槽３４には、それぞれカラム３２内のイオン交換樹脂を洗浄するための洗浄水及び洗浄液が貯留されている。廃液タンク３８は、カラム３２に流された洗浄水及び洗浄液、或いはＮｉ等を含んだ溶出液を回収するためのものである。
　図４は蒸発濃縮部４の概略的な全体構成を示している。この図に示すように、蒸発濃縮部４は、エバポレータユニット４１、有機溶媒槽４２、シリンジポンプ４３、真空ポンプ４４、デュワー瓶４５を有している。有機溶媒槽４２には、水よりも沸点の低い有機溶媒（低沸点有機溶媒）が収容されている。シリンジポンプ４３は、そこに装着されるシリンジ（図示せず）を操作することにより該シリンジに収容されている低沸点有機溶媒をエバポレータユニット４１に供給する。エバポレータユニット４１は、濃縮用容器であるフラスコ４１１と、該フラスコ４１１を加熱するヒータ４１２と、前記フラスコ４１１を保持するロータリホルダ４１３とを備えている。フラスコ４１１は、底面が半球状のナス型フラスコ又は丸底フラスコから成る。ロータリホルダ４１３に保持されたフラスコ４１１はロータリホルダ４１３によって回転される。
　フラスコ４１１の口部は蓋体４１４で密閉されている。蓋体４１４は、フラスコ４１１内を減圧するための減圧チューブ４１５と、フラスコ４１１内を加圧するための加圧チューブ４１６を有している。減圧チューブ４１５はデュワー瓶４５を介して真空ポンプ４４に接続され、加圧チューブ４１６はガス流路を通じて窒素ガス供給部１０１（図２参照）に接続されている。
　また、蓋体４１４は、導入チューブ４１７と導出チューブ４１８を有している。導入チューブ４１７は、分離精製部３から送られてくる放射性溶液、シリンジポンプ４３から供給される低沸点有機溶媒をフラスコ４１１内に導入するためのものである。導出チューブ４１８は、フラスコ４１１内の収容物を標識部５に導出するためのものである。導入チューブ４１７とシリンジポンプ４３から導入チューブ４１７に至る流路、及び有機溶媒槽４２からフラスコ４１１に至る流路が本発明の導入路に相当する。また、前記導入路とシリンジポンプ４３、真空ポンプ４４、制御部２００が導入部を構成する。
　図５は標識部５の概略的な全体構成を示している。標識部５は、反応液槽５１、溶解液槽５２、添加剤液槽５３を有しており、ホットセル６内において分離精製部３の上に配置されている。反応液槽５１には、標識対象化合物を含む反応液が収容されている。また、溶解液槽５２には放射性金属核種を溶解するために使用される適宜の溶解液が貯留されており、添加剤液槽５３には、放射性金属核種と化合物との反応に必要な添加剤液が貯留されている。
　本実施形態では、反応液槽５１、溶解液槽５２、添加剤液槽５３は、いずれも底面が断面Ｖ字状の容器が使用されている。これは、各槽に収容される液体の量の多少に関係なく、該液体を全量、取り出し易くするためである。
　詳しい説明は省略するが、溶解装置１、放射性標識物製造装置２の分離精製部３、蒸発濃縮部４、標識部５は、流路Ｒ１～Ｒ３以外に、洗浄水、洗浄液等の種々の液体を流すための液体流路、ガス流路Ｇ１、Ｇ２を通して送られてくる窒素ガスや空気を流すためのガス流路を有している。これらの液体流路、ガス流路にはバルブが設けられており、該バルブの開閉動作によって、液体、ガスの流れが切り替えられるようになっている。
　図６は、製造システム１００の概略的なブロック構成図である。この図に示すように、製造システム１００は制御部２００を備えており、この制御部２００には、流量センサ３２２、温度センサ２０１、ＲＩセンサ３２３、圧力センサ２０２、フローメータ２０３、ヒータ４１２、チューブポンプ３２１、ロータリホルダ４１３、シリンジポンプ４３、真空ポンプ４４、ガス供給装置１０（窒素ガス供給部１０１、空気供給部１０２）、液体流路用の電磁弁２０４、ガス流路用の電磁弁２０５、及び操作部２０６が接続されている。温度センサ２０１はフラスコ４１１の温度を検出する。圧力センサ２０２はガス供給装置１０から供給されるガスの圧力を検出する。
　制御部２００は、流量センサ３２２、温度センサ２０１、ＲＩセンサ３２３、圧力センサ２０２、フローメータ２０３から入力される信号に基づき、制御部２００に予め記憶されたプログラムに従って、ヒータ４１２、チューブポンプ３２１、ロータリホルダ４１３、シリンジポンプ４３、真空ポンプ４４、液体流路用の電磁弁２０４、ガス流路用の電磁弁２０５の駆動を制御する。
　［本実施形態の製造システムにおける各装置の概略的な動作］
　次に、図７を参照して、上述した製造システム１００における溶解装置１及び放射性標識物製造装置２の各部のそれぞれの動作を概略的に説明する。
　溶解装置１においては、陽子ビームの照射により６４Ｃｕが生成されたニッケルメッキ（金プレート）を溶解する工程が実行される。６４Ｃｕ溶解工程は、溶解槽１１に、６４Ｃｕが生成されたニッケルメッキ（金プレート）を入れ、窒素ガス供給部１０から溶解液槽１４に所定量の窒素ガスを供給し、該溶解液槽１４内の硝酸溶液、塩酸溶液等の酸性の溶解液を溶解槽１１に圧送することにより開始される。これにより、６４Ｃｕ、Ｎｉ（６４Ｎｉを含む）及びその他の生成物が溶解液に溶解し、放射性溶解液が生成される。Ｎｉ（６４Ｎｉを含む）及びその他の生成物が本発明の不純物に相当する。
　溶解槽１１に溶解液が圧送されてから所定時間が経過すると、制御部２００はガス供給装置１０を制御し、窒素ガス供給部１０１から溶解槽１１に所定量の窒素ガスを供給させる。これにより、溶解槽１１内の放射性溶解液が流路Ｒ１を通って分離精製部３のバッファタンク３１に圧送される。なお、必要に応じて、溶解槽１１から分離精製部３に放射性溶解液を圧送する前に、該放射性溶解液の酸濃度調整のために、希釈水槽１２から希釈水を溶解槽１１に圧送するようにしても良い。
　分離精製部３においては、放射性溶解液から６４Ｃｕを分離精製する工程が実行される。６４Ｃｕ分離精製工程は、溶解槽１１から送られてきたバッファタンク３１内の放射性溶解液をカラム３２に導入することで開始する。分離精製工程が開始されると、制御部２００はチューブポンプ３２１を駆動する。これにより、カラム３２に導入された放射性溶解液がイオン交換樹脂を通過し、この際、放射性溶解液に陰イオンとして存在する６４Ｃｕ、Ｎｉはイオン交換樹脂に吸着する（６４Ｃｕ吸着工程）。
　次に、制御部２００は、電磁弁２０４、２０５を制御してカラム洗浄水槽３３からカラム３２を経て廃液タンク３８に至る流路を確保し、チューブポンプ３２３を起動してカラム洗浄水槽３３からカラム洗浄水を吸引し、カラム３２を洗浄する。続いてカラム洗浄液槽３４からカラム３２を経て廃液タンク３８に至る流路を確保し、チューブポンプ３２３を起動してカラム洗浄液槽３４からカラム洗浄液を吸引し、カラム３２内の不純物を取り除く。さらに続いて、第１溶出液槽３５からカラム３２を経て廃液タンク３８に至る流路を確保し、チューブポンプ３２３を起動して第１溶出液槽３５から硝酸、塩酸等を含む酸性の水溶液である６４Ｃｕ溶出用の溶出液（以下、第１溶出液という）をカラム３２内に吸引する。ここでは、第１溶出液としてｐＨが１程度の塩酸溶液が用いられることとする。これにより、イオン交換が起こり６４Ｃｕが溶出される（６４Ｃｕ溶出工程）。このとき、カラム３２の出口側に設けられたＲＩセンサ３２２をモニタリングすることで、放射性の６４Ｃｕの溶出開始を判断できる。ＲＩセンサ３２２の測定値がバックグラウンドレベルより上昇したならば、制御部２００は蒸発濃縮部４への流路Ｒ２に切り替える電磁弁を制御し、６４Ｃｕを含む放射性溶液を蒸発濃縮部４へ送液する。ＲＩセンサの測定値がバックグラウンド以下になればチューブポンプ３２３を停止させ、送液を終了させる。
　次に、制御部２００は、電磁弁２０４、２０５を制御して第２溶出液槽３６からカラム３２を経て廃液タンク３８に至る流路を確保し、チューブポンプ３２３を起動する。これにより、カラム３２内のＮｉが溶出し廃液タンク３８に回収される。このようにＮｉ回収用の溶出液をカラム３２に流すことによりイオン交換樹脂に残存しているＮｉをほぼ完全に排出することができる。ただし、Ｎｉ回収用の溶出液をカラム３２に導入する回数は２回に限らず、１回でも良く、３回以上でも良い。
　蒸発濃縮部４では、放射性溶液を加熱して該放射性溶液中の溶媒を蒸発させ、６４Ｃｕを濃縮する蒸発濃縮工程が実行される。蒸発濃縮工程は、分離精製部３から流路Ｒ２を通じて送られてきた放射性溶液が導入チューブ４１７を介してフラスコ４１１内に導入されることにより開始する。蒸発濃縮工程が開始すると、制御部２００は真空ポンプ４４を駆動してフラスコ４１１内を減圧する。また、ヒータ４１２よりフラスコ４１１を加熱するとともに、ロータリホルダ４１３を回転させる。これにより、フラスコ４１１が回転した状態でフラスコ４１１内の放射性溶液が加熱され、該放射性溶液に含まれる溶媒（主に第１溶出液）が蒸発する。蒸発した溶媒の一部はフラスコ４１１内の上部で液化（凝縮）し、還流する。この結果、放射性溶液の６４Ｃｕが濃縮され、濃縮液が得られる（６４Ｃｕ第１蒸発濃縮工程）。６４Ｃｕ第１蒸発濃縮工程では、第１溶出液中の水と塩酸が同じように還流される。そのため、濃縮液の塩酸濃度は放射性溶液の塩酸濃度とほぼ同じであり、濃縮液は酸性となる。
　次に、制御部２００はロータリホルダ４１３の回転を停止するとともにヒータ４１２による加熱を停止する。そして、所定時間が経過した時点（濃縮液の温度が所定値以下になる時点）で、真空ポンプ４４を駆動して、有機溶媒槽４２より所定量の低沸点有機溶媒を吸引し、フラスコ４１１内の濃縮液に加える。その後、再び、ヒータ４１２によりフラスコ４１１を加熱するとともに、ロータリホルダ４１３を回転させる。これにより、フラスコ４１１内の濃縮液と低沸点有機溶媒が共沸し、濃縮液に含まれる第１溶出液と低沸点有機溶媒が蒸発する。この結果、フラスコ４１１内には６４Ｃｕと、蒸発しなかった僅かな量の塩酸溶液及び低沸点有機溶媒が残留する。
　次にシリンジポンプ４３を駆動し、所定量の低沸点有機溶媒をフラスコ４１１内の残留物に加える。その後、再び、ヒータ４１２によりフラスコ４１１を加熱するとともに、ロータリホルダ４１３を回転させる。これにより、残留物に含まれる第１溶出液と低沸点有機溶媒が共沸し、残留物に含まれていた僅かな量の溶出液のほぼ全てが低沸点有機溶媒とともに蒸発する。制御部２００は、ヒータ４１２による加熱を開始してから所定時間が経過した時点でヒータ４１２を停止する。この結果、フラスコ４１１内に６４Ｃｕの蒸発濃縮物が生成される（６４Ｃｕ第２蒸発濃縮工程）。６４Ｃｕの蒸発濃縮物は、６４Ｃｕの乾固物、もしくは、僅かな量の第１溶出液及び低沸点有機溶媒と６４Ｃｕの混合物から成る。乾固物及び混合物のいずれになるかは、ヒータ４１２による加熱時間、加熱温度等の条件によって決まるが、いずれの場合も、酸性水溶液である第１溶出液が全く含まれないか、含まれていたとしても僅かであるため、蒸発濃縮物は中性領域となる。
　続いて、制御部２００は電磁弁２０４、２０５を制御して、標識部５の溶解液槽５２から流路Ｒ３を経てフラスコ４１１に至る流路を確保し、真空ポンプ４４を駆動して、フラスコ４１１内へ溶解液槽５２の溶解液を全量吸引する。そして、ロータリホルダ４１３を回転させフラスコ４１１内を攪拌させて蒸発濃縮物を溶解させた後、ロータリホルダ４１３及び真空ポンプ４４を停止する。その後、制御部２００は電磁弁２０４、２０５を制御して、フラスコ４１１から流路Ｒ３に至る流路を確保し、該フラスコ５１１内の溶解液を全量、流路Ｒ３を通じて標識部５の反応槽５１に送る。
　標識部５では、溶解液中の６４Ｃｕと標識対象化合物とを反応させて放射性標識物を得る６４Ｃｕ標識工程が実行される。標識工程は、蒸発濃縮部４から送られてきた溶解液が反応液槽５１に導入されることで開始する。標識工程が開始すると、制御部２００はガス供給装置１０を制御して窒素ガス供給部１０１から窒素ガスを添加剤液槽５３に供給する。これにより、添加剤液槽５３に収容されている添加剤液が全量、反応液槽５１に導入される。反応液槽５１、溶解液槽５２、添加剤液槽５３には、６４Ｃｕと標識対象化合物の反応に必要な量の反応液、溶解液、添加剤液が予め収容されている。このため、反応液槽５１内では、正確な液量で６４Ｃｕと標識対象化合物との反応が進行し、放射性標識物が生成される。
　［実施例］
　次に、上記実施形態の製造システム１００を用いて放射性標識物としての６４Ｃｕ－ＡＴＳＭ［６４Ｃｕ－diacetyl-bis (Ｎ４-methylthiosemicarbazone)］を製造した実施例について説明する。６４Ｃｕ－ＡＴＳＭは、悪性脳腫瘍の治療を目的として開発された放射性治療薬である。
　実施例では、溶解装置１及びホットセル６は、いずれも住友重機械工業株式会社製の製品を使用した。また、カラム３２に充填するイオン交換樹脂として、カチオン樹脂（バイオ・ラッド　ラボラトリーズ株式会社製、AG 50W-X8 100-200 H+）を使用した。そして、溶解装置１と放射性標識物製造装置２及びガス供給装置１０の間を流路で接続するとともに、溶解装置１、放射性標識物製造装置２及びガス供給装置１０、並びに各流路に設けられたバルブを一つの制御系で一元的に制御することにより、６４Ｃｕ溶解工程から６４Ｃｕ分離精製工程、６４Ｃｕ蒸発濃縮工程、６４Ｃｕ標識工程までの全工程を自動的に実行した。
　６４Ｃｕ－ＡＴＳＭの製造に先立ち、６４Ｎｉがメッキされた標的金プレートに、サイクロトロン（住友重機械工業株式会社製、HM-12S）により陽子ビームを照射し、［６４Ｎｉ（ｐ，ｎ）６４Ｃｕ］核反応により６４Ｃｕを製造した。
　各工程において使用した各種溶液の種類及び液量は以下の表１に示されている通りである。
Figure JPOXMLDOC01-appb-T000001
　本実施例では、６４Ｃｕ－ＡＴＳＭの製造試験を３回行った。その結果を表２に示す。
Figure JPOXMLDOC01-appb-T000002
　表２に示す通り、３回の試験の全てにおいて、品質規格に合致する治療用量の６４Ｃｕ－ＡＴＳＭを製造することができた。
　また、本実施例では、蒸発濃縮工程において、分離精製部３からフラスコ４１１に導入された放射性溶液は６０mLであり、この放射性溶液は、エバポレータユニット４１を用いて加熱することにより、蒸発濃縮工程を開始してから３０分で所期の蒸発濃縮物を得ることができた。
　一方、比較試験として、１０mLの溶出回収液をフラスコに入れ、ブロックヒータでフラスコを１２０℃に加熱するという従来法で、放射性溶液の蒸発濃縮処理を行ったところ、液量が少ないにもかかわらず、蒸発濃縮物を得るまでに３０分の時間を要した。このことから、エバポレータユニット４１を用いた本実施例の試験では、比較試験に比べて単位液量当たりの濃縮乾固時間を１／６に短縮できることが分かった。
　また、上記した３回の試験とは別に、６０mLの放射性溶液をエバポレータユニット４１を用いて濃縮処理を行ったところ（本発明の第１蒸発濃縮工程に相当する処理）、フラスコ４１１内の濃縮液のｐＨは「１」であり、強酸性であった。そこで、この濃縮液に１０mLのエタノールを加えて加熱した後、再度、エタノールを加えて加熱する処理（本発明の第２蒸発濃縮工程に相当する処理）を行ったところ、フラスコ４１１内の蒸発濃縮物のｐＨは「６．５」となり、ほぼ中性になった。また、この処理にかかった時間は４分であった。
　なお、濃縮液に１０mLのエタノールを加えて加熱する処理を１回だけ行った場合、この処理は２分で終了したが、得られた蒸発濃縮物のｐＨは３であり、依然として酸性であった。
　また、本実施例の３回の試験で得られた６４Ｃｕ－ＡＴＳＭに残留するエタノールをガスクロマトグラフィー（株式会社島津製作所製）により測定したところ、基準値（5000 ppm）以下であった。
　以上の結果から、６４Ｃｕを蒸発濃縮する工程で濃縮液にエタノール（低沸点有機溶媒）を添加する本発明の方法は、従来法に比べると、蒸発濃縮物を得るまでの時間を１／３から１／２程度に短縮することができ、さらに、６４Ｃｕ蒸発濃縮工程で中性領域の蒸発濃縮物が得られることから、この蒸発濃縮物を作業者の手を介さずに６４Ｃｕ標識工程に移行できることが分かった。
　したがって、本発明の蒸発濃縮方法を用いることにより、放射性標識物を製造する際において、６４Ｃｕ溶解工程から６４Ｃｕ標識工程までの全ての工程を自動化することができる。また、全工程を自動化することにより、作業者の被爆量を大幅に低減することができる（本発明者の実験によると１／５程度まで低減することができた）とともに、放射性医薬品等の放射性標識物を安定的に且つ大量生産に対応することが可能となる。
　なお、上記の実施形態では、６４Ｃｕ第２蒸発濃縮工程において得られる蒸発濃縮物を確実に中性領域とするために、フラスコ４１１内に低沸点有機溶媒を加えて第１溶出液と共沸させる処理を２回行ったが、場合によっては、共沸処理は１回でも良い。例えば、フラスコ４１１内の濃縮液に加える低沸点有機溶媒の量を多くしたり、ヒータ４１２による加熱時間を長くしたりする等、条件を適宜に設定することにより、１回の共沸処理によって濃縮液に含まれる第１溶出液のほぼ全てを蒸発させて中性領域の蒸発濃縮物を得ることができる。
　放射性金属核種として６４Ｃｕを用いたが、放射性標識物を製造するための処理が、酸性水溶液に溶解した状態で行われ、且つイオン交換樹脂に吸着する放射性金属核種であれば、本発明に係る蒸発濃縮方法を適用することができる。このような放射性金属核種としては、６１Ｃｕ、６２Ｃｕ、６４Ｃｕ、６６Ｃｕ、６７Ｃｕ、２８Ｍｇ、４３Ｓｃ、及び６８Ｇａが挙げられる。
　放射性金属核種が溶解される酸性水溶液は、放射性金属核種の種類に応じて選択され、塩酸、硝酸、りん酸が例示される。
　また、上記実施形態では、低沸点有機溶媒としてエタノールを用いたが、これに限らず、アセトニトリル、アセトン等の水よりも沸点の低い溶媒であれば使用することができる。また、低沸点有機溶媒として、一種類の有機溶媒を用いても良く、複数種の有機溶媒から成る混合溶媒を用いても良い。
１００…製造システム
１…溶解装置
　１０…ガス供給装置
　　１０１…窒素ガス供給部
　　１０２…空気供給部
　１１…溶解槽
　１２…希釈水槽
　１３…洗浄水槽
　１４…溶解液槽
２…放射性標識物製造装置
３…分離精製部
　３１…バッファタンク
　３２…カラム
　３２…該カラム
　　３２１…流量センサ
　　３２２…ＲＩセンサ
　　３２３…チューブポンプ
　３３…カラム洗浄水槽
　３４…カラム洗浄液槽
　３５…第１溶出液槽
　３６…第２溶出液槽
　３７…第３溶出液槽
　３８…廃液タンク
４…蒸発濃縮部
　４１…エバポレータユニット
　　４１１…フラスコ
　　４１２…ヒータ
　　４１３…ロータリホルダ
　　４１４…蓋体
　　４１５…減圧チューブ
　　４１６…加圧チューブ
　　４１７…導入チューブ
　　４１８…導出チューブ
　４２…有機溶媒槽
　４３…シリンジポンプ
　４４…真空ポンプ
　４５…デュワー瓶
５…標識部
　５１…反応液槽
　５２…溶解液槽
　５３…添加剤液槽
６…ホットセル

Claims (9)

  1. 　少なくとも放射性金属核種が酸性水溶液に溶解して成る放射性溶液を加熱し、該放射性溶液中の溶媒を蒸発させて、前記放射性金属核種の濃縮液を得る、第１蒸発濃縮工程と、
    　前記濃縮液に、水よりも沸点の低い低沸点有機溶媒を加え、加熱して前記低沸点有機溶媒と前記濃縮液を共沸させ、前記放射性金属核種の蒸発濃縮物を得る、第２蒸発濃縮工程と、
    　を有する、放射性金属核種の蒸発濃縮方法。
  2. 　請求項１に記載の放射性金属核種の蒸発濃縮方法において、
    　前記第２蒸発濃縮工程が、前記濃縮液に前記低沸点有機溶媒を加え、加熱した後、再度、前記低沸点有機溶媒と同じ種類又は異なる種類の低沸点有機溶媒を加え、加熱することにより、前記蒸発濃縮物を得る、放射性金属核種の蒸発濃縮方法。
  3. 　請求項１又は２に記載の放射性金属核種の蒸発濃縮方法において、
    　前記酸性水溶液が塩酸、硝酸、りん酸から選ばれる一種を含む、放射性金属核種の蒸発濃縮方法。
  4. 　請求項１～３のいずれかに記載の放射性金属核種の蒸発濃縮方法において、
    　前記低沸点有機溶媒が、エタノール、アセトニトリル、アセトンから選択される一種の溶媒または複数種の混合溶媒である、放射性金属核種の蒸発濃縮方法。
  5. 　請求項１に記載の放射性金属核種の蒸発濃縮方法において、
    　前記放射性金属核種が、イオン交換樹脂に吸着し酸性の溶出液で溶出可能な６１Ｃｕ、６２Ｃｕ、６４Ｃｕ、６６Ｃｕ、６７Ｃｕ、２８Ｍｇ、４３Ｓｃ、及び６８Ｇａから選択される一種である、放射性金属核種の蒸発濃縮方法。
  6. 　化合物を放射性金属核種で標識して成る放射性標識物を製造する方法であって、
    　放射性金属核種が酸性の溶解液に溶解されて成る放射性溶解液を、イオン交換樹脂に通して前記放射性金属核種を前記イオン交換樹脂に吸着させる吸着工程と、
    　前記イオン交換樹脂に酸性の溶出液を流して、前記イオン交換樹脂に吸着している前記放射性金属核種を前記溶出液とイオン交換することで、放射性溶液として回収する溶出工程と、
    　前記溶出工程で回収された放射性溶液を加熱し、前記放射性溶液中の溶媒を蒸発させて、前記放射性金属核種の濃縮液を得る、第１蒸発濃縮工程と、
    　前記濃縮液に、水よりも沸点の低い低沸点有機溶媒を加え、加熱して前記低沸点有機溶媒と前記濃縮液を共沸させて、前記放射性金属核種の蒸発濃縮物を得る、第２蒸発濃縮工程と、
    　前記蒸発濃縮物に含まれる放射性金属核種と標識対象化合物とを反応させて放射性標識物を得る標識工程と
    　を有する、放射性標識物の製造方法。
  7. 　濃縮用容器と、
    　前記濃縮用容器を加熱するヒータと、
    　水よりも沸点の低い低沸点有機溶媒を収容するための有機溶媒槽と、
    　前記有機溶媒槽内に収容されている低沸点有機溶媒を導入路を通して前記濃縮用容器に導入する導入部と、
    　前記濃縮用容器の温度を検出する温度センサと、
    　制御部とを備え、
    　前記制御部が、前記濃縮用容器内に放射性金属核種が酸性水溶液に溶解して成る放射性溶液が収容されている状態で前記ヒータを駆動して前記濃縮用容器を加熱し、前記放射性溶液に含まれる溶媒を蒸発させて前記放射性金属核種の濃縮液を得る第１蒸発濃縮工程と、
    　前記導入部に、前記有機溶媒槽内の前記低沸点有機溶媒を前記濃縮用容器に導入させた後、前記ヒータを駆動して前記濃縮用容器を加熱し、前記濃縮液と前記低沸点有機溶媒を共沸させて前記放射性金属核種の蒸発濃縮物を得る、第２蒸発濃縮工程とを
    順に実行するように構成されている、放射性金属核種の蒸発濃縮装置。
  8. 　放射性金属核種及び不純物が酸性の溶解液に溶解されて成る放射性溶解液から前記放射性金属核種を分離し、放射性溶液として回収する分離回収部と、
    　前記分離回収部で回収された前記放射性溶液を加熱し、前記放射性溶液中の溶媒を蒸発させることにより放射性金属核種を蒸発濃縮する蒸発濃縮部と、
    　前記蒸発濃縮された放射性金属核種を、標識対象化合物と反応させて放射性標識物を製造する標識部とを備え、
    　前記蒸発濃縮部が、
    　濃縮用容器と、
    　前記濃縮用容器を加熱するヒータと、
    　水よりも沸点の低い低沸点有機溶媒を収容するための有機溶媒槽と、
    　前記有機溶媒槽内の低沸点有機溶媒を導入路を通して前記濃縮用容器に導入する導入部と、
    　前記濃縮用容器の温度を検出する温度センサと、
    　制御部とを備え、
    　前記制御部が、前記濃縮用容器内に放射性金属核種が酸性水溶液に溶解して成る放射性溶液が収容されている状態で前記ヒータを駆動して前記濃縮用容器を加熱し、前記放射性溶液に含まれる溶媒を蒸発させて前記放射性金属核種の濃縮液を得る第１蒸発濃縮工程と、
    　前記導入部に、前記有機溶媒槽内の前記低沸点有機溶媒を前記濃縮用容器に導入させた後、前記ヒータを駆動して前記濃縮用容器を加熱し、前記濃縮液と前記低沸点有機溶媒を共沸させて前記放射性金属核種の蒸発濃縮物を得る、第２蒸発濃縮工程とを
    実行するように構成されている、放射性標識物製造装置。
  9. 　請求項８に記載の放射性標識物製造装置において、
    　前記標識部が、断面Ｖ字状の底面を有する反応液槽を備える、放射性標識物製造装置。
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