Способ получения генератора индия-113*00м

 

Использование: изобретение относится к производству радиоактивного препарата индия -113м, применяемого в качестве визуализирующего агента в составе радиофармацевтических препаратов для целей медицинской диагностики. Сущность: способ получения генератора индия-113м заключается в том, что облученное потоком нейтронов олово растворяют в концентрированной соляной кислоте в присутствии окислителя, разбавляют раствор водой, стерилизуют полученный раствор хлорида олова и пропускают его через предварительно простерилизованную сорбционную колонку. Для стерилизации водного раствора хлорида олова его пропускают через обработанный гидрофильным веществом микробиологический фильтр. Колонку с сорбированным материнским радионуклидом промывают и элюируют индий-113м разбавленной соляной кислотой. Концентрацию облученного олова в растворе для сорбции выбирают в интервале от 0,02 до 0,2 мг/мл, а расход устанавливают в пределах от 1 до 5 мл/мин. Технический эффект заключается в устранении трудоемкости и многостадийности прецизионных ручных операций с радиоактивными веществами, повышении безопасности работ, сокращении длительности процесса до 60-180 мин при увеличении степени сорбции олова до 99,99%. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к производству радиоактивного препарата индия-113м, применяемого в качестве визуализирующего агента в составе радиофармацевтических препаратов для целей медицинской диагностики.

Известен способ получения генератора индия-113м без носителя, заключающийся в том, что металлическое олово, обогащенное по изотопу 112, облучают в высокопоточном реакторе в течение 500 5000 часов, растворяют в концентрированной соляной кислоте в присутствии окислителя перекиси водорода, разбавляют водой до минимальной концентрации олова 0,5 мг/мл и 0,3-0,5 моль/л НСl и сорбируют олово в статических условиях силикагелем при нагревании от 40 до 100oC в течение 15 20 мин с последующим выстаиванием от 2 до 24 час при комнатной температуре. После этого силикагель с адсорбированным оловом загружают в колонку генератора, проводят лучевую стерилизацию колонки с радиоактивным оловом, помещают ее в защитный контейнер, промывают колонку 125 мл 0,07 М раствора НСl и элюируют индий-113м 5 мл 0,01-0,1 М раствора HCl. Выход индия-113м 95% радиоизотопная чистота препарата более 99,98% [1] К недостаткам этого способа относится длительность процесса сорбции, трудоемкость и многостадийность ручного дистанционного осуществления прецизионных операций, сравнительно низкий выход индия-113м и относительно невысокий показатель радионуклидной чистоты элюата.

Наиболее близким техническим решением является способ получения генератора индия-113м путем растворения при нагревании облученного олова в концентрированной соляной кислоте в присутствии окислителя, разбавлении водой до концентрации HCl 0,1-0,2 М и статической сорбции силикагелем дисперсностью 0,18-0,25 мм с добавкой диоксида церия. Затем загружают сорбент с радиоактивным оловом в колонку генератора, содержащую защитный слой силикагеля без покрытия с дисперсностью 0,1-0,18 мм и проводят элюирование индия-113м 0,01-0,07 С раствором HCl [2] Стерилизацию колонки с сорбентом, содержащим радиоактивное олово осуществляют одним из известных способов [3] Сорбция олова сорбентом 98% выход индия-113м 99% радиоизотопная чистота 10-4% Данное техническое решение не сокращает длительность процесса сорбции и не устраняет трудоемкость и многостадийность проведения прецизионных операций вручную. Кроме того, величина сорбции олова сравнительно невысока.

Перед авторами стояла задача устранить указанные недостатки. Для достижения желаемого технического результата, т.е. для сокращения длительности процесса сорбции, улучшения технологичности процесса и увеличения степени сорбции олова с сохранением выхода и радионуклидной чистоты индия-113м предлагается способ получения генератора индия-113м в динамических условиях. По этому способу металлическое олово, обогащенное по изотопу Sn-112, облучают в высокопоточном реакторе в течение 500 5000 час, растворяют в концентрированной соляной кислоте в присутствии окислителя, например перекиси водорода, разбавляют дистиллированной водой до концентрации олова 0,02-0,2 мг/мл и концентрации HCl 0,15-0,2 моль/л и проводят динамическую сорбцию олова в колонке на силикагеле, содержащем 3% диоксида церия в виде покрытия. Силикагель предварительно загружают в колонку сверху. Нижний защитный слой сорбента в колонке состоит из силикагеля без покрытия. Стерилизацию колонки и загрузку ее в защитный контейнер проводят перед сорбцией радиоактивного олова в обычных, не связанных с радиоактивностью, условиях. Радиоактивный раствор олова стерилизуют путем фильтрации через микробиологический фильтр, что обеспечивает стерильность элюата индия-113м. Объемный расход раствора для сорбции 1-5 мл/мин. После проведения сорбции колонку промывают 100-150 мл раствора 0,05 М HCl и элюируют индий 113 м 5-10 мл 0,05 М раствора HCl.

Пример 1. Навеску радиоактивного олова 50 мг растворяют в 50 мл концентрированной HCl в присутствии перекиси водорода. Аликвотную часть раствора объемом 10 мл разбавляют водой до концентрации по олову 0,02 мг/мл и по соляной кислоте 0,2 моль/л. Полученный раствор стерилизуют пропусканием через микробиологический фильтр, обработанный гидрофильным веществом. Стеклянную колонку диаметром 22 мм и высотой рабочей части 75 мм заполняют двумя слоями силикагеля. Верхний слой содержит 5 г силикагеля, покрытого диоксидом церия. Вес защитного нижнего слоя силикагеля без покрытия составляет 2,5 г. Колонку и коммуникации предварительно стерилизуют и помещают в свинцовый контейнер. Раствор олова с объемным расходом 5 мл/мин пропускают через колонку с сорбентом в течение 100 мин, затем колонку промывают 150 мл 0,05 М раствора HCl и элюируют индий-113м 10 мл 0,05 М раствора HCl через соответствующие промежутки времени. Сорбция олова на колонке составляет 99,99% выход индия-113 м 98% радионуклидная чистота 10-4% Пример 2. Навеску радиоактивного олова 50 мг растворяют в 50 мл концентрированной HCl в присутствии перекиси водорода. Аликвотную часть раствора объемом 10 мл разбавляют водой до концентрации 0,2 мг/мл по олову и 0,2 моль/л соляной кислоте. Стеклянную колонку диаметром 12 мм и высотой рабочей части 75 мм заполняют двумя слоями сорбента с покрытием и без покрытия (см. пример 1) весом 4 г и 1,5 г соответственно. После стерилизации колонки и коммуникаций и размещения их в свинцовом контейнере пропускают раствор олова с объемным расходом 1 мл/мин в течение 50 мин, промывают колонку 100 мл 0,05 М раствора HCl и элюируют индий-113м 5 мл 0,05 М раствора HCl. Сорбция олова 99,98% выход индия 99% радионуклидная чистота 10-5% Использование изобретения позволит устран6ить трудоемкость и многостадийность ручных операций с радиоактивными веществами, повысить безопасность работ и сократить длительность процесса до 60-180 мин при увеличении степени сорбции олова-113 до 99,99% Причем характеристики радионуклидной чистоты, выхода индия-113м и содержания стабильных примесей остаются на уровне 10% 100% и 1 мкг/мл соответственно.

Формула изобретения

1. Способ получения генератора индия-113м путем растворения облученного олова в концентрированной соляной кислоте в присутствии окислителя, разбавлении раствора водой, сорбции облученного олова, промывки и элюировании индия-113м разбавленной соляной килотой, отличающийся тем, что раствор облученного олова последовательно пропускают через обработанный гидрофильным веществом стерилизующий микробиологический фильтр и через предварительно простерилизованную сорбционную колонку.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что концентрацию облученного олова в растворе для сорбции выбирают в интервале от 0,02 до 0,2 мг/мл.

3. Способ по п. 1 или 2, отличающийся тем, что расход раствора облученного олова устанавливают в пределах от 1 до 5 мл/мин.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области преобразования химических элементов и источникам радиоактивности, предназначенным специально для медицинских целей, в частности, к способам получения радионуклида Tl-199 в виде хлорида таллия

Изобретение относится к радиохимии, в частности к способам получения радионуклида йод-125 в форме натрия йодистого без носителя для медицинских целей, и может использоваться для мечения радиофармацевтических препаратов и медико-биологических исследований

Изобретение относится к технологии получения радиофармпрепаратов, а конкретно к производству радиофармпрепарата с технецием-99м, применяемого для диагностики заболеваний головного мозга, печени, почек и т.п

Изобретение относится к прикладной радиохимии и может быть использовано при получении радионуклида таллий - 199 и радиофармацевтического препарата на его основе для кардиологических исследований

Изобретение относится к ядерной медицине
Изобретение относится к области радиохимии и ядерной химии и может быть использовано для получения радиоактивных изотопов без носителя, а также для создания изотопных генераторов
Изобретение относится к области радиохимии и ядерной химии и может быть использовано для облучения радиоактивных изотопов без носителя, а также для создания изотопных генераторов

Изобретение относится к области прикладной радиохимии, в частности к производству радиофармацевтических препаратов для медицины

Изобретение относится к производству генераторов стерильных радионуклидов, применяемых при получении радионуклидов для медицины и техники, в частности, генератора технеция-99m

Изобретение относится к способу изготовления радиоизотопных генераторов, в частности к промышленному способу изготовления генератора технеция-99м, применяемого в ядерной медицине для диагностических целей

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в химической технологии и аналитической химии

Изобретение относится к области радиохимии

Изобретение относится к области ядерной техники и представляет собой способ изготовления объёмных источников ионизирующего излучения с торцевой рабочей поверхностью, в частности источников гамма-излучения телетерапевтического назначения, используемых при лечении онкологических заболеваний
Наверх