RU2080878C1 - Method of preparing strontium-89-base preparation - Google Patents
Method of preparing strontium-89-base preparation Download PDFInfo
- Publication number
- RU2080878C1 RU2080878C1 RU94041037A RU94041037A RU2080878C1 RU 2080878 C1 RU2080878 C1 RU 2080878C1 RU 94041037 A RU94041037 A RU 94041037A RU 94041037 A RU94041037 A RU 94041037A RU 2080878 C1 RU2080878 C1 RU 2080878C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- yttrium
- strontium
- isotopes
- mixture
- extraction
- Prior art date
Links
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 title claims abstract description 9
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 12
- 229910052727 yttrium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 14
- VWQVUPCCIRVNHF-UHFFFAOYSA-N yttrium atom Chemical compound [Y] VWQVUPCCIRVNHF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 14
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 10
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 8
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims abstract description 7
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- 239000002253 acid Substances 0.000 claims abstract description 5
- SIWVEOZUMHYXCS-UHFFFAOYSA-N oxo(oxoyttriooxy)yttrium Chemical compound O=[Y]O[Y]=O SIWVEOZUMHYXCS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 5
- CIOAGBVUUVVLOB-OUBTZVSYSA-N strontium-89 Chemical compound [89Sr] CIOAGBVUUVVLOB-OUBTZVSYSA-N 0.000 claims description 13
- 229940006509 strontium-89 Drugs 0.000 claims description 12
- 239000012467 final product Substances 0.000 claims description 9
- 239000007858 starting material Substances 0.000 claims description 4
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 claims description 3
- 238000002955 isolation Methods 0.000 claims description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 5
- 238000002425 crystallisation Methods 0.000 abstract description 4
- 230000008025 crystallization Effects 0.000 abstract description 4
- 239000007795 chemical reaction product Substances 0.000 abstract 1
- 229910052712 strontium Inorganic materials 0.000 description 5
- CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N strontium atom Chemical compound [Sr] CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 4
- NGDQQLAVJWUYSF-UHFFFAOYSA-N 4-methyl-2-phenyl-1,3-thiazole-5-sulfonyl chloride Chemical compound S1C(S(Cl)(=O)=O)=C(C)N=C1C1=CC=CC=C1 NGDQQLAVJWUYSF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- CIOAGBVUUVVLOB-NJFSPNSNSA-N Strontium-90 Chemical compound [90Sr] CIOAGBVUUVVLOB-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 3
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 3
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000047 product Substances 0.000 description 3
- CIOAGBVUUVVLOB-IGMARMGPSA-N strontium-88 atom Chemical compound [88Sr] CIOAGBVUUVVLOB-IGMARMGPSA-N 0.000 description 3
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 2
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 230000001678 irradiating effect Effects 0.000 description 2
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 2
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 2
- VWQVUPCCIRVNHF-IGMARMGPSA-N yttrium-89 atom Chemical compound [89Y] VWQVUPCCIRVNHF-IGMARMGPSA-N 0.000 description 2
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M Chloride anion Chemical compound [Cl-] VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- 229910002651 NO3 Inorganic materials 0.000 description 1
- 206010028980 Neoplasm Diseases 0.000 description 1
- NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N Nitrate Chemical compound [O-][N+]([O-])=O NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- KJNGJIPPQOFCSK-WQEMXFENSA-N [85SrH2] Chemical compound [85SrH2] KJNGJIPPQOFCSK-WQEMXFENSA-N 0.000 description 1
- 150000007513 acids Chemical class 0.000 description 1
- 239000003708 ampul Substances 0.000 description 1
- 201000011510 cancer Diseases 0.000 description 1
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 239000013078 crystal Substances 0.000 description 1
- 238000005520 cutting process Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 239000003814 drug Substances 0.000 description 1
- 229940079593 drug Drugs 0.000 description 1
- 230000002427 irreversible effect Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 1
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 1
Landscapes
- Pharmaceuticals Containing Other Organic And Inorganic Compounds (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к технологии получения лекарственных препаратов, содержащих радиоактивные вещества, и может быть использовано для лечения и моделирования онкологических заболеваний, а также в качестве бета-источника в приборостроении и биологических исследованиях. The invention relates to a technology for producing drugs containing radioactive substances, and can be used for the treatment and modeling of cancer, as well as a beta source in instrumentation and biological research.
Известен способ получения соединений, меченных радионуклидами, выделяемыми из смеси продуктов деления урана [1] Для этого используют ядерную реакцию деления урана при облучении его нейтронами, а стронций-89 выделяется химическими методами сразу после окончания облучения. Известному способу присуще наличие в конечном продукте стронция-90, т.к. при делении 100 атомов урана образуется 3,6 атомов стронция-89 и 5,6 атомов долгоживущего стронция-90. Поставляемые препараты стронция-89 могут содержать до 40% стронция-90, при этом за каждые два месяца хранения относительное содержание последнего увеличивается в два раза. A known method of producing compounds labeled with radionuclides released from a mixture of uranium fission products [1] To do this, use the nuclear fission reaction of uranium when irradiated with neutrons, and strontium-89 is isolated by chemical methods immediately after irradiation. The known method is inherent in the presence of strontium-90 in the final product, because When 100 uranium atoms are divided, 3.6 strontium-89 atoms and 5.6 long-lived strontium-90 atoms are formed. The supplied preparations of strontium-89 may contain up to 40% strontium-90, while for each two months of storage the relative content of the latter doubles.
Наиболее близким по технической сути к заявляемому является известный способ (прототип), в соответствии с которым для получения препаратов стронция-89 применяют облучение тепловыми нейтронами мишени, выполненной из углекислого стабильного стронция-88. Затем мишень растворяют в кислоте и конечный продукт получают химическим выделением. Недостатком прототипа является то, что препараты, полученные таким путем, не могут иметь большой удельной активности, так как содержат значительное количество стабильных изотопов стронция. При облучении стронциевой мишени нейтронами образуется смесь стронция-85, стронция-88 и стронция-89. Поскольку все изотопы данного элемента обладают одинаковыми химическими свойствами, отделение радиоактивных изотопов стронция от основной массы стабильных изотопов мишени химическими методами невозможно, поэтому конечный продукт химически очищают только от примесей посторонних элементов. Кроме того, при использовании продукта, полученного указанным способом в медицинских целях, неизбежны безвозвратные потери обогащенного дорогостоящего стронция-88. The closest in technical essence to the claimed is a known method (prototype), according to which to obtain strontium-89 preparations, thermal target neutrons are irradiated with a target made of stable strontium-88 carbon dioxide. Then the target is dissolved in acid and the final product is obtained by chemical isolation. The disadvantage of the prototype is that the preparations obtained in this way cannot have a large specific activity, since they contain a significant amount of stable isotopes of strontium. When a strontium target is irradiated with neutrons, a mixture of strontium-85, strontium-88 and strontium-89 is formed. Since all isotopes of this element have the same chemical properties, the separation of radioactive strontium isotopes from the bulk of stable target isotopes by chemical methods is impossible, therefore, the final product is chemically purified only from impurities of extraneous elements. In addition, when using the product obtained by the specified method for medical purposes, the irreversible loss of enriched expensive strontium-88 is inevitable.
Перед авторами стояла задача создания способа получения препарата на основе стронция-89 с высокой удельной активностью и лишенного микро- и макропримесей. Поставленная задача решается тем, что в способе, включающем облучение исходного продукта, растворение полученной смеси изотопов в кислотах и химическом выделении конечного продукта в качестве исходного материала, применяют оксид природного иттрия, облучение производят быстрыми нейтронами по реакции (n, p), растворение смеси изотопов при постоянной кислотности, находящейся в пределах 2-4 М, а выделение конечного продукта осуществляют кристаллизацией иттрия и экстракцией иттрия трибутилфосфатом (ТБФ). The authors were faced with the task of creating a method for producing a preparation based on strontium-89 with high specific activity and devoid of micro and macro impurities. The problem is solved in that in a method that includes irradiating the initial product, dissolving the resulting mixture of isotopes in acids and chemically isolating the final product as the starting material, natural yttrium oxide is used, irradiation is performed with fast neutrons by the reaction (n, p), dissolution of the mixture of isotopes at a constant acidity in the range of 2-4 M, and the final product is isolated by crystallization of yttrium and extraction of yttrium with tributyl phosphate (TBP).
Облучение оксида природного иттрия быстрыми нейтронами дает возможность получить после облучения смесь химически разнородных изотопов (иттрий-89 и стронций-89), что позволяет в последующем разделить их химическими методами. А растворение смеси изотопов в кислоте при постоянной кислотности 2-4 М и выделение конечного продукта кристаллизацией иттрия, экстракцией иттрия ТБФ позволяет получить конечный продукт лишенными микро- и макропримесей. Таким образом достигается указанный технический результат. Irradiation of natural yttrium oxide with fast neutrons makes it possible to obtain a mixture of chemically dissimilar isotopes (yttrium-89 and strontium-89) after irradiation, which subsequently allows them to be separated by chemical methods. And the dissolution of a mixture of isotopes in acid at a constant acidity of 2-4 M and the selection of the final product by crystallization of yttrium, extraction of yttrium TBP allows you to get the final product devoid of micro and macro impurities. Thus, the specified technical result is achieved.
На чертеже представлена технологическая схема получения хлорида стронция-89, где: 1 изготовление ампулы облучательного устройства (ОУ), содержащей прессованные и спеченные таблетки из оксида иттрия; 2 облучение ОУ в быстром реакторе, где по (n, p)-реакции на природном иттрии-89 получается стронций-89; 3 разделка ОУ, извлечение таблеток, растворение таблеток в азотной кислоте при постоянной кислотности 2-4 М (постоянная кислотность достигается дозированием с определенным расходом концентрированной азотной кислоты), глубокая упарка раствора; 4 кристаллизация нитрата иттрия с целью отделения основной массы иттрия (осуществляется введением затравки кристаллов нитрата иттрия в раствор концентрированной азотной кислоты); 5 экстракция иттрия ТБФ с целью доочистки стронция от миллиграммовых количеств иттрия; 6 - глубокая упарка раствора стронция-89, корректировка раствора по содержанию комплексона и PH, сорбционная доочистка стронция-89 от остатков иттрия и радионуклидов; 7 получение солей стронция-89, например хлорида, нитрата, с заданной удельной активностью; 8 реэкстракция иттрия, подготовка ТБФ к следующему экстракционному циклу отделения иттрия; 9 сбор нитрата иттрия для последующего хранения и повторного использования в качестве исходного материала. The drawing shows a flow diagram of the production of strontium chloride-89, where: 1 manufacture of an ampoule of an irradiating device (OS) containing pressed and sintered tablets from yttrium oxide; 2 OS irradiation in a fast reactor, where strontium-89 is obtained from the (n, p) -reaction in natural yttrium-89; 3 cutting OU, extracting tablets, dissolving tablets in nitric acid at a constant acidity of 2-4 M (constant acidity is achieved by dosing with a certain flow rate of concentrated nitric acid), a deep evaporation of the solution; 4 crystallization of yttrium nitrate in order to separate the bulk of yttrium (by introducing the seed crystals of yttrium nitrate in a solution of concentrated nitric acid); 5 extraction of yttrium TBP in order to purify strontium from milligram amounts of yttrium; 6 - deep evaporation of a solution of strontium-89, adjustment of the solution according to the content of complexon and PH, sorption after-treatment of strontium-89 from yttrium and radionuclide residues; 7 obtaining salts of strontium-89, for example chloride, nitrate, with a given specific activity; 8 yttrium re-extraction, TBP preparation for the next extraction cycle of yttrium separation; 9 collection of yttrium nitrate for subsequent storage and reuse as starting material.
Использование изобретения позволит получать препараты на основе стронция-89 с высокой удельной активностью (более 2•104 кюри/г), практически не содержащие примесей.Using the invention will make it possible to obtain preparations based on strontium-89 with high specific activity (more than 2 • 10 4 curie / g), practically free of impurities.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU94041037A RU2080878C1 (en) | 1994-11-17 | 1994-11-17 | Method of preparing strontium-89-base preparation |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU94041037A RU2080878C1 (en) | 1994-11-17 | 1994-11-17 | Method of preparing strontium-89-base preparation |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2080878C1 true RU2080878C1 (en) | 1997-06-10 |
| RU94041037A RU94041037A (en) | 1997-12-10 |
Family
ID=20162315
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU94041037A RU2080878C1 (en) | 1994-11-17 | 1994-11-17 | Method of preparing strontium-89-base preparation |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2080878C1 (en) |
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2155398C1 (en) * | 1999-02-23 | 2000-08-27 | РНЦ "Курчатовский институт" | Radioisotope strontium-89 production process |
| RU2155399C1 (en) * | 1999-04-01 | 2000-08-27 | РНЦ "Курчатовский институт" | Strontium-89 radioisotope production process |
| RU2187336C1 (en) * | 2001-06-01 | 2002-08-20 | Государственное унитарное предприятие Государственный научный центр Российской Федерации Физико-энергетический институт им. акад. А.И.Лейпунского | Method of producing preparation based on strontium-89 |
| RU2191033C1 (en) * | 2001-05-24 | 2002-10-20 | Юминов Олег Аркадьевич | Radiopharmaceutical preparation "astat-211" for treatment of oncological disease of thyroid |
| RU2216516C2 (en) * | 2001-12-27 | 2003-11-20 | Государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт им. акад. А.И.Лейпунского" | Method of production of strontium chloride solution with strontium-89 radionuclide |
| RU2270170C2 (en) * | 2000-04-14 | 2006-02-20 | ПиДжи РИСЁЧ ФАУНДЭЙШН, ИНК. | Method for isolation and purification of yttrium isotope |
| RU2276816C2 (en) * | 2004-07-13 | 2006-05-20 | Дмитрий Юрьевич Чувилин | Method for producing strontium-89 radioisotope |
| RU2276817C2 (en) * | 2004-07-13 | 2006-05-20 | Дмитрий Юрьевич Чувилин | Method for producing strontium-89 radioisotope |
| RU2356113C1 (en) * | 2008-03-27 | 2009-05-20 | Институт ядерных исследований РАН (ИЯИ РАН) | Method for radiostrontium preparation (versions) |
-
1994
- 1994-11-17 RU RU94041037A patent/RU2080878C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Корпусов Г.В., Озиранер С.Н. Радиоактивный стронций. - М.: Госатомиздат, 1961, с.7 и 8. * |
Cited By (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2155398C1 (en) * | 1999-02-23 | 2000-08-27 | РНЦ "Курчатовский институт" | Radioisotope strontium-89 production process |
| RU2155399C1 (en) * | 1999-04-01 | 2000-08-27 | РНЦ "Курчатовский институт" | Strontium-89 radioisotope production process |
| RU2270170C2 (en) * | 2000-04-14 | 2006-02-20 | ПиДжи РИСЁЧ ФАУНДЭЙШН, ИНК. | Method for isolation and purification of yttrium isotope |
| RU2191033C1 (en) * | 2001-05-24 | 2002-10-20 | Юминов Олег Аркадьевич | Radiopharmaceutical preparation "astat-211" for treatment of oncological disease of thyroid |
| RU2187336C1 (en) * | 2001-06-01 | 2002-08-20 | Государственное унитарное предприятие Государственный научный центр Российской Федерации Физико-энергетический институт им. акад. А.И.Лейпунского | Method of producing preparation based on strontium-89 |
| RU2216516C2 (en) * | 2001-12-27 | 2003-11-20 | Государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт им. акад. А.И.Лейпунского" | Method of production of strontium chloride solution with strontium-89 radionuclide |
| RU2276816C2 (en) * | 2004-07-13 | 2006-05-20 | Дмитрий Юрьевич Чувилин | Method for producing strontium-89 radioisotope |
| RU2276817C2 (en) * | 2004-07-13 | 2006-05-20 | Дмитрий Юрьевич Чувилин | Method for producing strontium-89 radioisotope |
| RU2356113C1 (en) * | 2008-03-27 | 2009-05-20 | Институт ядерных исследований РАН (ИЯИ РАН) | Method for radiostrontium preparation (versions) |
| WO2009120110A1 (en) * | 2008-03-27 | 2009-10-01 | Институт Ядерных Исследований Российской Академии Наук | Method for producing radiostrontium |
| US8929503B2 (en) | 2008-03-27 | 2015-01-06 | Uchrezhdenie Rossiiskoi Akademii Nauk Institut Yadernykh Issledovany Ran (Iyai Ran) | Method for producing radiostrontium |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP0541543B1 (en) | Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium | |
| US5145636A (en) | Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium | |
| CA2797901C (en) | Isotope preparation method | |
| US4664869A (en) | Method for the simultaneous preparation of Radon-211, Xenon-125, Xenon-123, Astatine-211, Iodine-125 and Iodine-123 | |
| AU2011247362A1 (en) | Isotope production method | |
| RU2080878C1 (en) | Method of preparing strontium-89-base preparation | |
| Ramanujam et al. | Separation of carrier-free 90Y from high level waste by supported liquid membrane using KSM-17 | |
| Veselsky et al. | The determination of U, Np and Pu in urine by sequential extraction with alamine-336 from hydrochloric acid medium | |
| RU2430440C1 (en) | Bismuth-212 radionuclide obtaining method | |
| Lee et al. | Study on the separation of carrier-free yttrium-90 from strontium-90 | |
| CN115612868A (en) | Purification process for separating actinium 225 from thorium, actinium and radium | |
| RU94041037A (en) | METHOD FOR OBTAINING A DRUG BASED ON STRONTIUM-89 | |
| RU2317607C1 (en) | METHOD FOR ACQUIRING Th-228 AND Ra-224 RADIONUCLIDES TO PRODUCE Bi-212 RADIONUCLIDE BASED THERAPEUTIC PREPARATION | |
| RU2439727C1 (en) | Method to produce radionuclide bismuth-212 | |
| RU2155398C1 (en) | Radioisotope strontium-89 production process | |
| RU2187336C1 (en) | Method of producing preparation based on strontium-89 | |
| Thomas | Recovery and isolation of Curie quantities of hafnium and the lanthanides from LAMPF-irradiated tantalum targets | |
| Zvonarev et al. | 89Sr production in fast reactors | |
| RU2216516C2 (en) | Method of production of strontium chloride solution with strontium-89 radionuclide | |
| Klofutar et al. | Radiochemical separation of rhenium (VII) from tungsten (VI) | |
| CA2098560A1 (en) | Medical isotope production reactor | |
| Mansur et al. | Separation of yttrium-90 from strontium-90 via colloid formation | |
| Hagami et al. | Studies on the direct synthesis of [O-15]-H2O | |
| Blagojevic et al. | The extraction of fission product molybdenum-99 by dithiol precipitation | |
| RU2210124C2 (en) | Method of preparing radionuclide thorium-229 - starting material for preparation of therapeutic agent based on radionuclide bismuth-213 |