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DE60035770T2 - Verfahren zur reinigung und konzentration von radiojod isotopen - Google Patents

Verfahren zur reinigung und konzentration von radiojod isotopen Download PDF

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DE60035770T2
DE60035770T2 DE60035770T DE60035770T DE60035770T2 DE 60035770 T2 DE60035770 T2 DE 60035770T2 DE 60035770 T DE60035770 T DE 60035770T DE 60035770 T DE60035770 T DE 60035770T DE 60035770 T2 DE60035770 T2 DE 60035770T2
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Germany
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metal
isotopes
platinum
solution
iodine
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DE60035770T
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Jacobus D. Herscheid
Frits Peter Moet
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Mallinckrodt Inc
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Mallinckrodt Inc
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    • C01B7/13Iodine; Hydrogen iodide
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Description

  • Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Reinigung und/oder Konzentration von (Radio-)Isotopen, ein Verfahren zur Reinigung von Jod-Isotopen, ein Verfahren zur Herstellung einer transportablen Form von Isotopen, und einen Apparat hierfür, sowie eine transportable Form von Isotopen.
  • Radiopharmaka werden für die diagnostische und therapeutische Anwendung in der Nuklearmedizin verwendet. Während des vergangenen Jahrzehnts hat sich die interne Radiotherapie zunehmend durchgesetzt, insbesondere auf den Gebieten der Onkologie, Endokrinologie und Rheumatologie. Isotope mit einer langen Halbwertszeit (> 4 Tage), z.B. Jod-131 und Strontium-89, wurden für diese Art der Therapie eingesetzt. Es ist wichtig, dass diese Isotopen α- und/oder β-Partikel emittieren, um die gewünschte absorbierte Strahlungsdosis in Zielgewebe (z.B. Tumorgewebe) zu erzielen.
  • Diagnostische Isotope haben im Allgemeinen eine kurze Halbwertszeit (< 4 Tage) mit einem γ-Zerfall (z.B. Technetium-99 und Jod-123) und werden zur Lokalisierung und Visualisierung von Tumoren, Entzündung oder metabolischen Erkrankungen verwendet.
  • Radiopharmaka sind Verbindungen, die bei der Bestimmung biologischer Prozesse eine wichtige Rolle spielen, indem sie an Peptide oder Proteine koppeln. Diese Verbindungen werden mit einem geeigneten Radioisotop markiert. Der biologisch aktive Teil ist häufig für das Aufspüren des Zielgewebes zuständig. Diagnostische, γ-emittierende Isotope können mit einer γ-Kamera erfasst werden, um das Zielgewebe (z.B. Tumor) zu visualisieren. Die Strahlungsdosis für den Patienten wird so niedrig gehalten, wie vertretbar ist (ALARA = As Low As Reasonably Achievable-Prinzip). Für die therapeutische Verwendung ist eine hohe und selektive Aufnahme und lange Zurückhaltung der Isotopen im Ziel wichtig, um das betroffene Gewebe zu zerstören.
  • Es gibt eine große Anzahl von Jod-Isotopen, die in der Nuklearmedizin eingesetzt werden, besonders für Schilddrüsenstudien, bei denen das (Radio-)Jod mit dem Tyrosin reagiert. Tabelle 1 zeigt eine Übersicht über die am häufigsten eingesetzten radiojodierten Verbindungen. Tabelle 1: Häufig eingesetzte radiojodierte Verbindungen
    Isotop markiertes Molekül Zielorgan
    Jod-123/131 Hippuran Niere
    Jod-123 Iomazenyl Gehirn
    Jod-123/131 Natriumjodid Schilddrüse
    Jod-123 MIBG Nebennieren (Mark)
    Jod-131 Norcholesterol Nebennieren (Cortex)
  • Radiojod ist in der Nuklearmedizin ein wichtiges Radioisotop für verschiedene Anwendungen (SPET, PET und Radioimmuntherapie). Diese weit verbreitete Anwendung in der Nuklearmedizin beinhaltet die Einhaltung von Spezifikationen wie etwa einer radionuklidischen Reinheit (z.B. niedriger Gehalt von 121Te, bei dem es sich um ein Nebenprodukt bei der Produktion von 123I handelt) und einer radiochemischen Reinheit (z.B. Abwesenheit von Radiojod, das Verunreinigungen wie etwa Jodat- oder Perjodatverbindungen enthält, aber auch Abwesenheit von 121Te, bei dem es sich um ein Nebenprodukt bei der Produktion von 123I handelt).
  • Die Erfüllung dieser Anforderungen ist unabdingbar für eine effiziente Produktion (hohe Markierungsausbeute) von radiojodierten Pharmazeutika. Bei früher entwickelten Verfahren wie etwa der Anionenaustauschchromatographie (Good et al., 1958, Harper et al., 1963) wurden Spuren von (oxygeniertem) Radiojod, das Verunreinigungen enthielt, auf Grund von dessen ungenügender Selektivität nicht vollständig entfernt. Die Verwendung eines Destillationsprozesses, ob nass (Acerbi et al., 1975) oder trocken (Weinreich et al., 1996), ist nicht nur weniger praktisch, sondern kann im Falle von Radiojodid ohne Zugabe eines Trägers auch zu einer gefährlichen und unerwünschten Erzeugung von Verunreinigungen in Folge von Erhitzen führen. Manchmal kann das Vorhandensein von Radiojodidverunreinigungen bei diesen Prozessen durch die Zugabe von Spuren von Reduzierungsmitteln unterdrückt werden.
  • Ein Konzentrations-Reinigungsprozess auf der Grundlage der Adsorptions/Desorptionsmerkmale von Radiojodid für Platin (Case et al., 1966, Kondo et al., 1977) wurde vormals beschrieben. Bei diesem Verfahren wurde Radiojodid aus einer Säurelösung auf einer mit Wasserstoffgas vorbehandelten Platinoberfläche (z.B. Folie oder Filz) adsorbiert und elektrochemisch desorbiert (Toth, 1961), oder durch Erhitzen in einer Sulfit enthaltenden alkalischen Lösung (Kondo et al., 1977). Die Adsorption und die Desorption waren nicht quantitativ (ca. 80% bzw. 60%), während der gesamte Prozess mühsam und zeitraubend ist.
  • Die Schrift CHEMICAL ABSTRACTS, Vol. 86, No. 18, 02.05.1977 (1977-05-02), Columbus, Ohio, US; Abstract Nr. 129442a, ARINO ET AL.: "Separation and purification of radioiodine using platinum-coated copper granules" beschreibt die Adsorption von Jodisotopen in einer Säurelösung auf Pt-beschichtetem Cu, gefolgt von Eluieren.
  • Es ist eine Aufgabe der vorliegenden Erfindung, ein schnelles und zuverlässiges Verfahren für die Reinigung von Radiojod zur Verfügung zu stellen. Dieses Verfahren muss in der Lage sein, die hohen Anforderungen an die radiochemische Reinheit sowie an die radionuklidische Reinheit zu erfüllen. Das Verfahren sollte eine höhe Leistungsfähigkeit besitzen, wenig oder keine Verunreinigung mit Telluriumverbindungen aufweisen, eine stabile und reproduzierbare Ausbeute besitzen, und das Radioisotop in der Jodidform liefern.
  • Das Verfahren sollte auch in der Lage sein, das Radiojodid in einer konzentrierten Form zu liefern und dadurch eine effizientere Behandlung zur Verfügung zu stellen. Eine weitere Aufgabe der Erfindung ist es daher, ein Verfahren für die Konzentration von Radiojod zur Verfügung zu stellen.
  • Es ist ferner eine weitere Aufgabe der vorliegenden Erfindung, ein Verfahren zur Verfügung zu stellen, das als Produktionsverfahren geeignet ist, und dazu geeignet ist, reduzierende Eigenschaften für die Entfernung radiochemischer Verunreinigungen des Radiojodids zur Verfügung zu stellen, wodurch eine hohe Rückgewinnung (> 95%) erzielt wird.
  • Somit umfasst die Erfindung ein Verfahren zur Reinigung von Radioisotopen, bei dem die Isotope in einer verdünnten Säurelösung gelöst werden und an der (gegebenenfalls aktivierten) Oberfläche von Platin, Palladium oder Nickelmetall adsorbiert werden, wobei die Isotope durch Eluieren durch Elutionsmittel in Gegenwart von Wasserstoff selektiv desorbiert werden.
  • Es ist möglich, dass die Ausdrücke Jodid und Jod auf untereinander austauschbare Weise verwendet werden können. Dies mag dem Mechanismus des Adsorptions-/Desorptionsprozesses zuzuschreiben sein, der nicht vollständig verstanden ist. Hierdurch werden jedoch der Grundgedanke und der Umfang der vorliegenden Erfindung nicht beeinträchtigt.
  • Abwandlungen bei Adsorptionsmaterial wie auch bei Elutionsbedingungen resultieren in unterschiedlichen Ausführungsformen der Erfindung und in einem effizienten Prozess, bei dem radiochemisch reines Radiojodid mit einer reproduzierbaren Ausbeute (> 95%) mit einer hohen Rückgewinnung erhalten wird. Eine Prozedur mit einer hohen Ausbeute, welche erfindungsgemäße Schritte umfasst, ist eine, bei der eine Säule mit dem Jod absorbierenden Metall wie etwa Platin befüllt wird. Das Metall wird optional durch Spülen mit Wasserstoffgas aktiviert. Anschließend wird eine das Radiojod enthaltende Säurelösung auf die Säule verbracht, und das Radiojod wird an dem Metall absorbiert. Wenn Platin verwendet wird, besitzt die Säule auch reduzierende Eigenschaften, so dass mögliche Oxidationsprodukte von Jodid, wie etwa Jodat oder Perjodat, zu Jod reduziert werden. Nach dem Absorbieren des Jodids wird die Säule gespült, um andere Verunreinigungen zu entfernen, die in der Beladungslösung vorhanden sind, und zwar derart, dass das Jodid auf dem Metall adsorbiert bleibt. Anschließend wird das Jodid in Form von Jod mit einer basischen Lösung eluiert, die optional andere Bestandteile wie etwa Wasserstoff enthält. Das gereinigte Jod wird gesammelt und ist für die weitere Verwendung bereit.
  • Durch Eluieren der Säule mit einem geeigneten Elutionsmittel wird das Jod in einer konzentrierten Form erhalten. Ein Aspekt der Erfindung ist daher ein Verfahren zur Konzentration von Radioisotopen, wobei die Isotopen in einer verdünnten Säurelösung gelöst werden und an der (gegebenenfalls aktivierten) Oberfläche eines d10-Metalls adsorbiert werden, wobei die Isotope durch Eluierung durch Elutionsmittel in Gegenwart von Wasserstoff selektiv desorbiert werden.
  • Bei einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung ist das Metall Platin.
  • Bei einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung wird das Metall in einer Säule angeordnet, wobei die Säule mit dem Jod adsorbierenden Metall befüllt ist. Jegliche auf diesem Fachgebiet bekannte Säule ist geeignet, wie etwa eine chromatographische Säule, bei der es sich um eine einfache Glas-, Metall- oder Plastiksäule oder -röhre mit einer beliebigen Größe und einem beliebigen Durchmesser handeln kann.
  • Das Metall kann in jeglicher geeigneten Form vorliegen, mit einem oder ohne ein Trägermaterial wie etwa Carbon, Silica, Aluminiumoxid oder andere Trägermaterialien, die auf diesem Fachgebiet an sich bekannt sind. Die Form des Metalls ist nicht von entscheidender Wichtigkeit, solange die Absorptions eigenschaften geeignet sind. Bei einer Ausführungsform der Erfindung liegt das Metall in einer Form vor, welche die Ausbildung einer mit dem Metall oder dem Metall enthaltenden Material befüllten Säule ermöglicht. Bei einer bevorzugten Ausführungsform liegt das Metall in Form von fein geschnittener Folie, Schwamm, Pulver oder kleinen Teilchen vor, wobei die Teilchengröße des Metalls von 1 μm bis 2 mm, vorzugsweise von 2 μm bis 1,5 mm, insbesondere von 5 μm bis 1 mm reicht. Eine bevorzugte Ausführungsform ist eine, bei der die Metallteilchen eine Größe in dem Bereich von 10 bis 20 μm haben. Es sollte darauf geachtet werden, die Metallteilchengröße so zu wählen, dass der Fluss der Säule nicht blockiert wird. Wenn Trägermaterialien verwendet werden, ist die Größe der Metallteilchen nicht von entscheidender Wichtigkeit.
  • Die Oberfläche des in der Säule verwendeten Metalls kann optional zuerst mit Wasserstoff aktiviert werden. Somit ist eine Ausführungsform der Erfindung eine solche, bei der die Oberfläche des Metalls mit Wasserstoff aktiviert ist, und eine andere Ausführungsform der Erfindung ist eine solche, bei der die Oberfläche des Metalls nicht aktiviert wurde.
  • Der optional zum Aktivieren der Oberfläche des Metalls verwendete Wasserstoff ist im Allgemeinen reiner Wasserstoff. Es ist auch möglich, Mischungen von Inertgasen mit Wasserstoff oder Wasserstoff enthaltende Lösungen zu verwenden. Es ist eine andere Ausführungsform der Erfindung, Wasserstoffgas in situ zu erzeugen, wie etwa durch die Zersetzung von Formiat in H2 und CO2, die bei erhöhten Temperaturen auftritt, oder durch andere Verbindungen, die bei Zersetzung oder anderweitig Wasserstoff oder andere Verbindungen erzeugen, welche die Oberfläche des Metalls aktivieren. Es ist daher eine bevorzugte Ausführungsform der Erfindung, die Oberfläche der Säule mittels Zersetzung von Formiat zu aktivieren.
  • Die Lösung, in der die Isotope gelöst werden, ist eine Säurelösung. Dabei kann es sich um jegliche nicht-halogenhaltige Säure wie Salpetersäure, Schwefelsäure, Phosphorsäure oder andere organische und anorganische Säuren, vorzugsweise Schwefelsäure, handeln. Eine Ausführungsform der Erfindung ist somit eine, bei der die Säurelösung eine Schwefelsäurelösung ist.
  • Das Eluieren der Säule wird mit einer basischen Lösung bewerkstelligt, beispielsweise einer wässrigen Lösung, die Hydroxidionen enthält. Die Quelle der Hydroxidionen ist nicht von entscheidender Wichtigkeit; es können Alkalihydroxide, Erdalkalihydroxide und Mischungen von diesen verwendet werden, vorzugsweise Natrium- oder Kaliumhydroxid. Bei einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung wird die Säule mit einer wässrigen Lösung eines Hydroxidanions eluiert, wobei die alkalische Lösung eine OH-Konzentration von 10–4 bis 1 M, vorzugsweise 10–3-0,75 M, insbesondere bevorzugt 5 × 10–2-0,5 M aufweist.
  • Im Zuge der Optimierung wurde festgestellt, dass eine optimaleres Ergebnis mit einem abwechselnden Fluss von alkalischer Lösung und Wasserstoffgas erhalten wurde. Durch abwechselndes Eluieren der Säule mit einem geringen Volumen der alkalischen Lösung und einem geringen Volumen Wasserstoffgas in einer so genannten "Train-Flution" oder Abfolge-Flution wurde der Wirkungsgrad beträchtlich verbessert. Daher wird die Säule bei einer bevorzugten Ausführungsform durch einen abwechselnden Fluss von alkalischer Lösung und Wasserstoffgas eluiert.
  • Bei einer alternativen Ausführungsform ist es auch möglich, die Säule mit einer Verbindung zu eluieren, die in situ Wasserstoff erzeugen kann. Ein Beispiel hierfür ist Formiat. Bei einer Ausführungsform der Erfindung enthält das Elutionsmittel eine Formiatlösung. Bei einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung wird die Säule durch eine Formiat enthaltende Lösung eluiert, vorzugsweise bei erhöhten Temperaturen.
  • Bei einer alternativen Ausführungsform der Erfindung wird die Säule unter nichtwässrigen Bedingungen eluiert. Vorzugsweise ermöglicht das bei der wasserfreien Elution verwendete Lösungsmittel eine basische Umgebung und löst zudem Jodid.
  • Bei einer Ausführungsform der Erfindung ist das Isotop aus I- und At-Isotopen ausgewählt, vorzugsweise aus Jod-Isotopen, insbesondere bevorzugt aus 121I, 123I, 125I, 131I, am meisten bevorzugt 123I und 131I.
  • Die Jod enthaltende Lösung kann auch Oxidationsprodukte von Jod enthalten. Die oxygenierten Jodprodukte wie etwa Jodat und Perjodat werden in situ auf der Metalloberfläche reduziert, wodurch der Wirkungsgrad des Prozesses der Reinigung der Jodverbindungen weiter verbessert wird.
  • Die Erfindung betrifft daher auch ein Verfahren zur Reinigung von Lösungen von Jod-Isotopen durch die Reduktion von oxidiertes Jod enthaltenden Verbindungen auf einem aktivierten Platin-, Palladium- oder Nickelmetall, vorzugsweise Platin. Das Isolieren kann dann durch selektives Eluieren der reduzierten Verbindungen bewerkstelligt werden. Bei einer alternativen Ausführungsform enthält die Säurelösung daher oxidierte Jodverbindungen wie etwa Jodat oder Perjodat. Bei einer Ausführungsform der Erfindung besitzt das Metall in situ reduzierende Eigenschaften. Die Beladungslösung, die im Allgemeinen unmittelbar aus dem Produktionsschritt von radioaktivem Jod erhalten wird, enthält im Allgemeinen das Radiojod und oxidierte Produkte des Radiojods.
  • Bei einem anderen Aspekt umfasst die Erfindung ein Verfahren zur Herstellung einer konzentrierten und transportablen Form von Radioisotopen, wobei die Jod-Isotope vor der Verwendung der Isotope auf der Säule absorbiert und aus der Säule eluiert werden. Eine bevorzugte Ausführungsform der Erfindung ist somit ein Kit mit einer Säule, die Platin oder Palladium aufweist, wodurch eine Menge an Jod an dem Metall absorbiert wird, und einem Mittel zum Eluieren des Jods. Auf diese Weise ist es möglich, das Jod frei von oxidierten Produkten und gebrauchsfertig zu erhalten.
  • Die Erfindung umfasst auch ein Verfahren zur Reinigung und Konzentration von Radiojod-Isotopen mit den folgenden Schritten:
    • a. optionales Aktivieren einer Platinoberfläche in einer Säule mit Wasserstoffgas,
    • b. Beladen der Säule mit einer sauren Radiojodlösung,
    • c. Eluieren der Säule.
  • Die Erfindung umfasst auch einen Apparat für die Reinigung von Radioisotopen, enthaltend eine Säule, optional Mittel zum Aktivieren des Metalls, Mittel zur Beladung der Säule, und Mittel zum Eluieren der Säule. Bei einer bevorzugten Ausführungsform umfasst die Erfindung einen Apparat für die Reinigung von Radioisotop, enthaltend eine Säule, optional Mittel zum Spülen der Säule mit Wasserstoff, Mittel zur Beladung der Säule, Mittel zum Waschen der Säule, Mittel zum Eluieren der Säule, Mittel zum Sammeln der eluierten Fraktion, und Mittel zum Sammeln von Abfallstoffen.
  • Die Erfindung umfasst somit eine Säule, die Platin und Radiojod enthält, wobei das Jod an dem Platin absorbiert ist, und die Erfindung umfasst auch eine Platin und Jod aufweisende Zusammensetzung in einem für die Aufbewahrung und Auslieferung geeigneten Gefäß.
  • Beschreibung der Figuren:
  • 1. Fotografien von Platinpulver und -schwamm.
  • 2. Adsorption/Desorption von Jod in Korrelation mit dem pH-Wert.
  • 3. Graph zur Darstellung des Einflusses der Natriumhydroxid-Konzentration auf die Ausbeute von Jod-123.
  • 4. Adsorptions-/Desorptionsapparat.
  • 5. HPLC-Chromatogramm.
  • Die Erfindung wird nun durch die nachfolgenden Beispiele, die nicht dazu bestimmt sind, den Umfang der Erfindung einzuschränken, weiter veranschaulicht:
  • Produktion von Radiojod
  • Das Jod-123, das in den Experimenten verwendet wurde, stammte aus der Cyclotron-Abteilung der Freien Universität Amsterdam (Vrije Universiteit Amsterdam). Diese Radiojod-Lösung war die erste Waschlösung nach dem Strippen der Hauptmasse von Jod-123 aus der Target-Kammer. Die Waschlösung enthielt ca. 70 mCi Jod-123,12 h nach dem Ende der Bombardierung, in 80 ml Wasser mit einem pH-Wert 6. Eine geringe Menge (4-150 MBq) der Jod-123-Aktivität wurde zum Spicken der Beladungslösung verwendet, die mit Schwefelsäure gesäuert war. Um den Zerfall während des Experiments zu korrigeren, wurden eine oder zwei Jod-123-Referenzlösungen bereitet. Dies machte die Berechnung der Ausbeute unmittelbar nach dem Experiment einfacher. Die Radioaktivität wurde in einem Veenstra Dosiskalibrator vom Typ VDC 404 gemessen. Jede Probe wurde in einem Plastikfläschchen (10 × 70 mm) gemessen, und um Probleme mit der Geometrie zu vermeiden, wurde das Volumen der zu messenden Probe bei 1 ml gehalten. Die Tellurium-121-Aktivität wurde auf einem Canberra S100 γ-Spektrometer mit einem Ge (Li)-Kristall gemessen. Die inaktive Jodid-Vorratslösung enthielt 17,5 mg Kaliumjodid in 250 ml 0,1 M Natriumhydroxid. Zehn Mikroliter entsprechen 1 Ci Jod-123. Um eine Jodverunreinigung und das Entweichen von flüchtigem Jod zu minimieren, wurden verkapselte Fläschchen mit einem Gummistopfen verwendet. Alle Experimente wurden mit einem selbstgefertigten Niederdruck-Flüssigchromatographiesystem ohne Pumpe durchgeführt. Das gesamte System befand sich unter Stickstoff, um ein Oxidieren von Jod zu vermeiden. Alle Verbindungen zwischen Säule, Ventilen und Fläschchen bestanden aus Teflonröhren (id 0,5 mm). Eine zeichnerische Darstellung des letztlichen Produktionssystems ist in 4 gezeigt. Die Bestimmung der radiochemischen Reinheit von Jod wurde mit einem HPLC-Verfahren vorgenommen. Es wurde ein LKB Pharmacia 2249 HPLC-System verwendet, wobei ein Online LKB Pharmacia VWM 2147 Wellenlängendetektor auf 225 nm eingestellt war. Die Radioaktivität wurde mit einem Nal-Durchflussdetektor von Ortec Electronics gemessen. Sowohl der Wellenlängen- als auch der Radioaktivitätsdetektor waren mit einem Personalcomputer verbunden, wo ein Softwareprogramm (Workstation DS4000, Version 5.0) die Daten in ein Chromatogramm umwandelte. Die Säule war eine Merck Lichrosorb RP Select B Säule (250 × 10 mm). Die Eluierpuffer waren 0,002 M Tetrabutylammoniumhydroxid + 0,05 M Natrium Dihydrogenphosphat. Die Durchflussrate betrug 0,8 ml/min, und alle Analysen wurden bei 22°C durchgeführt. Alle verwendeten Chemikalien waren PA-Qualität. Lösungen wurden stets mit sauerstofffreiem Milli-Q-Wasser hergesetllt. Die verwendeten Platin Black (Kat.-Nr. 183000), Schwamm (20 Mesh, Kat.-Nr. 00830) und Pulver (200 Mesh, Kat.-Nr. 2075) stammten von Johnson Matthey GmbH.
  • Adsorption von Jod
  • Testen verschiedener Platinpulver
  • Drei verschiedene Platinpulver wurden getestet: Platin Black, Schwamm (20 Mesh) und feines Pulver (200 Mesh). Die folgenden Parameter wurden untersucht: Oberfläche (nur 200 Mesh-Pulver), Teilchengrößeverteilung (nur 200 Mesh-Pulver). Es ist wichtig, eine gute Säule mit guten Fließeigenschaften herzustellen. In dem Experiment wird die Adsorption von Jodid an den Materialien getestet. Die verwendete Lösung ist eine mit Jodid-123 gespickte 0,5 M Schwefelsäurelösung. Der Einfluss der Adsorptionstemperatur wurde ebenfalls getestet.
  • Die Verwendung von Platin Black-Pulver führte nicht zu einer nützlichen Adsorption. Die kleinen Partikel verursachten einen hohen Druck im System, wodurch der Fluss der Lösung blockiert wurde. Platinschwamm hat eine Teilchengröße, die einen annehmbaren Druck in dem System ergibt. Neun Experimente mit nicht-aktiviertem Platin resultierten in einer mittleren Adsorption von 99%, was mit dem Resultat identisch war, das mit aktiviertem Platin erhalten wurde. Tabelle 2: Verschiedene Platinpulver
    Platin Volumen Temperatur Aktivität 123I Adsorption 123I
    Mesh ml °C μCi %
    Pulver -
    20 1 22 190 > 99
    20 1,3 37 105 > 99
    200 2 22 96 > 99
    200 2 59 86 > 99
  • Die Oberfläche des Platinpulvers < 200 Mesh beträgt 0,3824 m2/g. (BET-Verfahren). Von den 20 und 200 Mesh-Pulvern wurden Rasterelektronenmikroskopaufnahmen mit einer 100-fachen Vergrößerung in 1 gemacht. Die Oberflächenanalyse und die Elektronenmikroskopaufnahmen wurden bei der Energy Research Foundation hergestellt. Das Pulver erscheint als ein zerkleinertes Produkt ausgehend von dem Schwammpulver.
  • Weder die Temperatur noch die Teilchengröße des Platinpulvers haben irgend einen Einfluss auf die Adsorption von Jod.
  • Einfluss des pH-Wertes der Ziellösung auf die Jodadsorption
  • Der Einfluss des pH-Wertes der Ziellösung auf die Jodadsorption wird bestimmt. Bei diesem Experiment wird der pH-Wert von 1 auf 12 erhöht. Die Menge von inaktivem Jodid in der Beladungslösung entspricht 1 Ci.
  • Es scheint, dass die Adsorption von Jod auf Platin langsam abnimmt, wenn der pH-Wert der Ziellösung über 5 ansteigt (s. 2).
  • Kapazität der Säule
  • Bei diesem Experiment wurde die Kapazität der Platinsäule untersucht. Die Menge von Platin in der Säule betrug ca. 470 mg. Das Beladungsvolumen war 30 ml; in den anderen Experimenten betrug das Volumen 100 ml. Tabelle 3: Kapazität der Säule
    Inaktives Jodid Simuliert Aktivität Adsorption
    I-123 I-123
    μg Ci μCi %
    0,5 1 281 99
    1 2 400 99
    2,5 5 628 99
    7,5 15 1891 99
    14,5 29 4150 99
  • Die maximale Kapazität der Säule wurde nicht erreicht.
  • Die bislang größte getestete adsorbierte Menge von Jod beträgt 15 mg, was 29 Ci Jod-123 entspricht (s. Tabelle 3). Die 15 mg entsprechen 7 × 10–11 M Jod pro cm2 Platinoberfläche.
  • Desorption des adsorbierten Jods
  • Desorption mit verschiedenen Arten von Chemikalien
  • Wasserstoffgas ist wichtig für die Desorption von Jod. Im nächsten Experiment werden Wasserstoffgas und Formiat in Kombination mit Natriumhydroxid verwendet. Formiat zersetzt sich bei Temperaturen über 70°C zu Wasserstoff und Kohlendioxid. Tabelle 4: Effekt der Elutionsmittelzusammensetzung auf die Ausbeute
    Platin Volumen Temperatur Ausbeute Elutionsmittelzusammensetzung
    Mesh ml °C %
    20 2,0 22 < 0,5 0,1 M NaOHa
    20 2,0 22 < 0,1 0,1 M NaOH + Sulfit
    20 1,0 22 94 0,1 M NaOH, H2 b
    20 2,0 37 94 0,1 M NaOH, H2 b
    20 1,2 70 78 0,5 M Formiat
    • a10 min durchspülen mit H2, b In abwechselndem Fluss von NaOH und H2.
  • Durchspülen der Säule mit Wasserstoffgas gefolgt von 0,1 M Natriumhydroxid ergibt selbst dann schlechte Resultate, wenn Sulfit zu NaOH hinzugegeben wird. Gute Ausbeuten werden erhalten, wenn Wasserstoffgas in Kombination mit 0,1 M Natriumhydroxid verwendet wird (s. Tabelle 4). Ein ferngesteuertes 3-Wegventil kombiniert einige wenige ml Wasserstoffgas mit einigen wenigen ml verdünntem Natriumhydroxid. Diese alternatierende Zuführung von Flüssigkeit und Gas ergibt sehr hohe Ausbeuten. Dieses alternatierende Eluieren wird als "Train-Flution" oder Abfolge-Flution bezeichnet. In der Gasphase ist die Wechselwirkung von Platin mit Jod abgeschwächt, was anschließend in der Desorption von Jod durch die alkalische Lösung resultiert. Dieser Desorptionsvorgang ist sehr effizient, weil es viele Gas-Flüssigkeit-Sequenzen gibt. Für diese spezielle Elutionsprozedur ist es möglich, ein elektrisches 3-Wegventil zu verwenden, um schnelle Alterationen zu erzeugen. Die Temperatur der Säule während des Eluierens hat keinen beträchtlichen Einfluss auf die Ausbeute von Jod-123. Das Elutionsvolumen liegt zwischen 1 und 1,5 ml.
  • Ein normales Eluieren mit 0,5 M Formiat bei einer Säulentemperatur von 70°C ergibt eine annehmbare Ausbeute von 78%.
  • Bei dieser Temperatur zersetzt sich das Formiat auf Platin zu Wasserstoffgas und Kohlendioxid. Der erzeugte Wasserstoff ist für die Desorption des adsorbierten Jodids verantwortlich.
  • Einfluss der Molarität der Natriumhydroxidlösung auf die Desorption von Jod
  • Bei diesem Experiment reichte die Natriumhydroxidkonzentration von 0,1 M bis 10–4 M. 3 zeigt, dass eine Natriumhydroxidkonzentration von weniger als 0,01 M zu einer beträchtlichen Abnahme der Ausbeute von Jod-123 führt.
  • Reproduzierbarkeit der Joddesorption mit 0,1 M Natriumhydroxidlösung
  • Um die Reproduzierbarkeit der Joddesorption mit 0,1 M Natriumhydroxid in "Abfolge" mit Wasserstoffgas zu bewerten, wurden sieben Testproduktionen vorgenommen. Die Bedingungen der Testproduktionen sind gleich, 200 Mesh-Platinpulver, und die Desorptionstemperatur der Säule beträgt 55°C. Jede Produktion wurde mit nicht-radioaktivem Jodid äquivalent zu 1 Ci durchgeführt und mit Jodid-123 gespickt.
  • Die mittlere Jodausbeute von sieben Produktionen betrug 95,3% bei einer Standardabweichung von 3,2%. Somit ist die Desorption von Jod-123 unter der oben genannten Bedingung reproduzierbar.
  • Desorption von Jod mit Formiat
  • Frühere Experimente zeigten, dass 78% Jod in 0,5 M Formiat bei einer Säulentemperatur von 70°C desorbiert wird. Das gleiche Experiment wurde nun mit einer geringeren Formiatkonzentration in einer basischen Lösung durchgeführt. Die Säulentemperatur betrug 70°C oder 30°C.
  • Die Resultate sind in Tabelle 6 aufgeführt. Es scheint, dass eine Formiatkonzentration von 0,25 M in 0,05 M Natriumhydroxid zusammen mit einer Säulentemperatur von 70°C eine Jodausbeute von 90% ergibt. Die Jodausbeute bei einer Säulentemperatur von 30°C beträgt nur 26%. Tabelle 6: Desorption durch Formiat
    Formiat-Konzentration NaOH-Konzentration Volumen Temperatur Ausbeute
    M M ml °C %
    0,25 0,5 1,2 70 79
    0,25 0,05 1,2 70 90
    0,25 0,05 1,5 30 26
  • Reduktionskapazität der Platinsäule
  • Das Ziel dieses Experiments war es, die chemische Form des Jods sowohl in der Waschlösung als auch im Eluat nach dem Beladen der Säule mit Oxidationsprodukten von Jod zu bestimmen. Eine der wichtigen Markierungsbedingungen ist, dass die chemische Form von eluiertem Jod Jodid ist, ansonsten findet keine Markierung statt. Mit einem HPLC-Verfahren wurde die chemische Form des Jods in der Beladungs-, Wasch- und Eluatlösung bestimmt. Das Jodid in der Beladungslösung wird mit 10 ml verdünnter Hypochlorsäure (10 ml 15%ige Hypochlorsäure in 10 ml Wasser) oxidiert. Nach dem Experiment wurde auch die chemische Form des Jods in der Waschlösung und im Eluat bestimmt. Das Experiment wurde bei einem pH-Wert durchgeführt, bei dem die Adsorption nahezu 100% beträgt, und bei einem pH-Wert 6 ist dies der pH der ersten Waschlösung der Target-Kammer. Tabelle 7: Reduktionskapazität der Säule
    Beladungslösung Waschlösung Eluat
    Jodid Oxidations - Produkte Jodid Oxidations-Produkte Jodid Oxidations-Produkte Ausbeute
    pH % % % % % % %
    1 54 46 87 13 99 nd 90
    1 16 84 47 53 97 3 90
    6 98 2 96 4 99 nd 81
    6 24 76 22 78 99 nd 76
    • nd: nicht bestimmt.
  • Die Resultate sind in Tabelle 7 gezeigt. Der gesamte Prozentanteil von Tellurium 121 im Endprodukt (1 ml) beträgt 2,9% der anfänglichen Menge.
  • Bestes Produktionsverfahren
  • Nal (Merck), NaBr (Merck), NaCl (Merck), H2SO4 (Baker), TeO2 (Merck), NaOH (Baker), EtOH (rein, Riedel de Haën), Zitronensäure (Merck) und Oxalsäure (Merck) waren von Analysegüte und wurden ohne Reinigung verwendet.
  • Stickstoff und Wasserstoffgas mit einer Reinheit von > 99% wurden von Hoekloos, Niederlande bezogen.
  • Radiojodid (Na123I, ohne Trägerzusatz), hergestellt mittels einer 124Xe (p, 2n)-Nuklearreaktion, wurde von Mallinckrodt Medical, Niederlande bezogen.
  • Die mit Platin befüllte Säule, die für die Adsorption von Radiojodid verwendet wurde, war ein Eigenbau. Eine Chrompack Mini-Säule, 14 × 3 mm ∅, wurde trocken mit Platinschwamm 0,6 mm (ca. 210 mg) befüllt, der von Johnson Matthey GmbH bezogen worden war.
  • Die Radioaktivität wurde mit einem Veenstra Dosiskalibrator vom Typ VDC 404 gemessen.
  • Die Kontrolle der radiochemischen Reinheit des Radiojodids wurde mittels HPLC-Analyse unter Verwendung einer RP Select B, 5 μm Säule, 125 × 4 mm (Merck) vorgenommen. Das verwendete Elutionsmittel war: 0,05 M NaH2PO4, 0,002 M Tetrabutylammoniumhydroxid, pH 7, Durchflussrate 0,8 ml/min (Eersels et al., 1995). Spitzen wurden mit einem Durchfluss-Radioaktivitätsdetektor (Ortec) und einem LKB VWM-2141 UV-Monitor variabler Wellenlänge bei 220 nm erfasst. Chromatographische Daten wurden mit einer Nuclear Interfacesoftware erfasst und analysiert.
  • Die radionuklidische Reinheit wurde auf einem Canberra 5100 Gammaspektrometer mit einem Ge (Li)-Kristall gemessen.
  • Alle Experimente wurden mit einem selbst entwickelten Niederdruck (3-4 bar)-Flüssigkeitssystem durchgeführt, das in 4 dargestellt ist. Alle Verbindungen zwischen Säule, Ventilen und Fläschchens waren aus PTFE-Röhren hergestellt. Das gesamte System ist auf einer Platte montiert und von Luft oder Sauerstoff abgeschlossen. Flüssigkeiten werden durch Röhren, Ventile und Säule nur unter Stickstoff oder Wasserstoffgas gespült.
  • PIXE (Particle Induced X-ray Emission)-Messungen wurden gemäß der Beschreibung durch Vis et al. 1993 unter Verwendung von 100 ppm Yttrium als internem Standard vorgenommen.
  • Die Kontrolle von Spuren von Platin in dem 1 ml-Konzentrat wurde mittels ICP-AES vorgenommen; Messungen wurden auf Axialplasma mit 3 Standards (Pt-ICP-Standard: 100-1000 ppb) durchgeführt.
  • Adsorptions-/Desorptionsprozedur
  • Die allgemeine Prozedur für die Adsorption/Desorption des Radiojodids findet in 6 Hauptschritten statt, die sämtlich bei Raumtemperatur ausgeführt werden (vgl. 4):
    • – (1) das System 3 min lang mit N2 spülen (Durchflussrate 5 ml/min). Ventile stellen: Ventil 1; b-p, Ventil 2; p-a, Ventil 4; c-p.
    • – (2) die mit Platin befüllte Säule 2 min lang mit H2 aktivieren (Durchflussrate 5 ml/min), erneut mit N2 während 1 min spülen. Mit H2: Ventil 1; a-p, Ventil 2; p-a, Ventil 4; c-p. Mit N2: Ventil 1; b-p, Ventil 2; p-a, Ventil 4; c-p.
    • – (3) die Säule mit Radiojodidlösung beladen, einer 5 mM Schwefelsäure (Volumen 5-50 ml), (Flacon L-waste I), Durchflussrate von 3-4 ml/min, mit N2. Ventil 1; b-p, Ventil 2; p-b, Ventil 4; b-p, Ventil 5; p-a.
    • – (4) die Säule mit 5 ml Wasser spülen (Flacon L-Waste II) und das System trocken mit N2 spülen. Spülen: gleiche Position wie Beladen, Spülen trocken: Ventil 1; b-p, Ventil 2; p-a, Ventil 4; c-p.
    • – (5) das "adsorbierte" Radiojodid auf der "Platin"-Säule mit 1 ml 10–2 M NaOH und H2 in einer "Abfolge" mittels eines pneumatisch angesteuerten Ventils eluieren. Die alkalische Lösung (Flacon E) wird durch die Säule in Mikrovolumen von 50-100 μl gespült, alternierend mit Mikrovolumen von H2. Ventil 1; a-p, Ventil 2; p-c, Ventil 3; a/b-p, Ventil 4; a-p, Ventil 5; p-b.
    • – (6) die Säule mit 10 ml Wasser spülen (Flacon 1) und das System trocken mit N2 spülen. Ventil 1; b-p, Ventil 2; p-b, Ventil 4; b-p, Ventil 5; p-a.
  • Bei Verwendung von Platinpulver in einer Säulenkonfiguration und mit H2 vorbehandelt; das Radiojodid war innerhalb kurzer Zeit (wenige Minuten) quantitativ > 98% adsorbiert (s. 5). Dies ist anders als bei früher beschriebenen Verfahren (Case et al. 1966, Kondo et al. 1977), bei denen in einer Radiojodidlösung suspendierte Platinfolie oder -filz auf Grund eines langsamen Adsorptionsgleichgewichts-Prozesses zu einer geringeren Adsorption (≈ 80%) führte. Gemäß früherer Feststellungen ist die Adsorption von Radiojodid optimal und reproduzierbar, wenn das Metall mit H2 vorbehandelt ist (Toth, 1963), während im Falle einer fehlenden Vorbehandlung eine langsamere Adsorption erzielt wurde (≤ 70%). Wie in 2 gezeigt ist, findet in einer Schwefelsäurelösung eine optimale Adsorption in dem pH-Bereich von 0-3 statt.
  • Mit Hilfe eines ferngesteuerten Dreiwegventils wurden Mikrovolumina (50-100 μl) H2 und NaOH (0,1 M – gesamtes Elutionsvolumen 1 ml) alternierend durch die Säule gespült; hiermit wurden reproduzierbare Desorptionen mit Ausbeuten von bis zu 98-99% erzielt. Wie in 2 zu sehen ist, ist der Grad der Desorption aus der 10–2 M NaOH-Lösung optimal. Tabelle 8: Adsorption/Desorption von Radiojodid.
    tats. Volumen Träger < 37 MBq-10 ml 9,25 MBq-30 ml + 5 μg Na127I ≤ 37 MBq-10 ml + 15 μg Na127I ≤ 37 MBq-10 ml + 15 μg Na127I ≤ 37 MBq-10 ml + 15 μg Na127I
    Waste I 0,6% 1,5% 0,6% 0,8% 8%
    Waste II ≤ 0,1 ≤ 0,1 ≤ 0,1 ≤ 0,1 0,2
    Säule 0,3 0,4 0,3 0,3 0,3
    Eluat (1 ml) ≥ 99 ≥ 98 ≥ 99 ≥ 98 ≥ 91
  • Tabelle 8 zeigt mit den standardmäßigen Bedingungen gemäß der Beschreibung in der Adsorptions-/Desorptionsprozedur, dass der Adsorptions-Wirkungsgrad von dem verwendeten Betrag der Radioaktivität unabhängig ist: 37-9,250 MBq123I. Zugabe von Träger Nal (bis zu 10–7 Mol oder 15 μg, was 870 GBq 123I oder 60 GBq 131I entspricht) hatte keinen Einfluss auf den Adsorptions-Wirkungsgrad.
  • Unter völlig "wasserfreien" Bedingungen, d.h. mit 0,05 M alkalischem Ethanol (1 ml) in Kombination mit H2-Gas, wurde das adsorbierte Radiojodid aus der Platin-Säule eluiert. Es wurden reproduzierbare Rückgewinnungen bis zu 95-97% erzielt.
  • Bei allen diesen Experimenten zeigte die Analyse der radiochemischen Reinheit des Konzentrats (1 ml Eluat) eine radiochemische Reinheit von 99,8%. Spuren von Platin waren im Eluat zu finden, wobei diese geringer als 50 ppb (μg/l) oder 0,05 μg/ml waren.
  • Adsorptions-/Desorptionsparameter
  • Optimale Parameter der Adsorption sowie Desorption wurden untersucht. Auf einer "reduzierten" Platinsäule wurde das Radiojodid aus einer Schwefelsäure-Beladungslösung eingefangen. Der Einfang-Wirkungsgrad wurde mit zusätzlichem Träger Na127I und bei variierenden pH-Konzentrationen kontrolliert.
  • Um eine Vorstellung von der Desorption zu erhalten, wurde die beladene Säule mit H2 und danach mit unterschiedlichen Volumina variierender Konzentrationen einer Natriumhydroxidlösung gespült. Die radiochemische Reinheit des eluierten Radiojodids wurde kontrolliert.
  • Bei Verwendung von Platin-Pulver in einer Säulenkonfiguration und mit H2 vorbehandelt wurde das Radiojodid innerhalb kurzer Zeit (wenige Minuten) quantitativ > 98 W adsorbiert (s. 5).
  • Dies ist anders als bei früher beschriebenen Verfahren (Case et al. 1966, Kondo et al. 1977), bei denen in einer Radiojodidlösung suspendierte Platinfolie oder -filz auf Grund eines langsamen Adsorptionsgleichgewichts-Prozesses zu einer geringeren Adsorption (≈ 80%) führte. Gemäß früherer Feststellungen ist die Adsorption von Radiojodid optimal und reproduzierbar, wenn das Metall mit H2 vorbehandelt ist (Toth, 1963), während im Falle einer fehlenden Vorbehandlung eine langsamere Adsorption erzielt wurde (≤ 70%). Wie in 2 gezeigt ist, findet in einer Schwefelsäurelösung eine optimale Adsorption in dem pH-Bereich von 0-3 statt. Da die Desorption von Radiojodid auf Platin auf elektrochemischem Wege an der Kathode vorgenommen werden kann (Toth, 1961), wobei durch Elektrolyse H2 in situ gebildet wird, wurde versucht, das Radiojodid mit einer 0,5 M Formiatlösung bei erhöhter Temperatur (70°C) zu desorbieren. Es wurde auf Grund der Erzeugung von H2 durch katalytische Zersetzung von Formiat zu CO2 und H2 (Hudlicky, 1984) eine Desorption von 75% erhalten.
  • Mit Hilfe eines ferngesteuerten Dreiwegventils wurden Mikrovolumina (50-100 μl) H2 und NaOH (0,1 M – gesamtes Elutionsvolumen 1 ml) alternierend durch die Säule gespült; hiermit wurden reproduzierbare Desorptionen bis zu 98-99% erzielt.
  • Tabelle 8 zeigt mit den standardmäßigen Bedingungen gemäß der Beschreibung in der Adsorptions-/Desorptionsprozedur, dass der Adsorptions-Wirkungsgrad von dem verwendeten Betrag der Radioaktivität unabhängig ist: 37-9,250 MBq123I. Zugabe von Träger Na127I (bis zu 10–7 Mol oder 15 μg, was 870 GBq 123I oder 60 GBq 131I entspricht) hatte keinen Einfluss auf den Adsorptions-Wirkungsgrad. Diese Ergebnisse stimmen mit dem Reaktionmechanismus überein, der von Toth (1968) für die Adsorption von Radiojodid auf einer "reduzierten" Platinoberfläche vorgeschlagen wurde: (Pt) – H + *I + H+ ⇄ (Pt) – *I + H2
  • Wegen der strengen chemischen Bedingungen und der daraus folgenden geringen Desorption (s. weiter unten) kann gefolgert werden, dass das Radiojodid fest an die Metalloberfläche gebunden ist.
  • Eine einfache Kombination aus Elution und alkalische Lösung/H2 in "Abfolge" verschiebt jedoch das Reaktionsgleichgewicht auf optimale Weise auf die linke Seite. Hierbei sind die alkalische Spezies, das Hydroxidion und H2-Gas von entscheidender Wichtigkeit.
  • Unter völlig "wasserfreien" Bedingungen, d.h. mit 0,05 M alkalischem Ethanol (1 ml) in Kombination mit H2-Gas, wurde das adsorbierte Radiojodid aus der Platin-Säule eluiert. Es wurden reproduzierbare Rückgewinnungen bis zu 95-97% erzielt.
  • Bei allen diesen Experimenten zeigte die Analyse der radiochemischen Reinheit des Konzentrats (1 ml-Eluat) eine radiochemische Reinheit von 99,8%. Spuren von Platin waren im Eluat zu finden, wobei diese geringer als 50 ppb (μg/l) oder 0,05 μg/ml waren.
  • In situ-Reduktion
  • Radiochemische Verunreinigungen (+IO3 ) wurden durch die Behandlung einer Radiojodid-Beladungslösung (10 ml, 5 mM H2SO4) mit Zugabe von 10 μl verdünnter HOCl-Lösung (50 μl 15% NaClO/10 ml H2O) induziert. Die radiochemische Reinheit der Beladungslösung sowie des Eluats wurde kontrolliert.
  • Die reduzierenden Eigenschaften von H2 sind bekannt, aber an sich nicht sonderlich aktiv. Statt dessen sind die reduzierenden Eigenschaften bei "hydrogenisiertem" oder "reduziertem" Platin, wobei das H2-Molekül chemisorbiert wird, verbessert (Mellor, 1961 a), und wie von den gleichen Autoren beschrieben wurde, ist die Reduktion von Jodat zu Jodid durch Wasserstoff in Gegenwart von aktivem Platin quantitativ (Mellor, 1961 b).
  • Wie in 4 gezeigt ist, ist die Reduktionskapazität ausgezeichnet; in nahezu vollständig "oxidiertem" Radiojodid enthielt das Eluat nahezu "reines Radiojodid", während die Rückgewinnung annehmbar war (> 90%).
  • Einfluss von Anionen/Kationen
  • Anionen:
  • Die Untersuchung der Konkurrenz oder Störung im Adsorptionsmechanismus wurde mittels Zugabe anderer Halide vorgenommen; Cl- und Br-Anionen. Beide Experimente wurden durch separate Zugabe von Radiojodid in eine gesäuerte (5 mM H2SO4) 10 ml 10–2 M NaBr- oder NaCl-Lösung durchgeführt. Mit Hilfe von PIXE wurden Cl- und Br-Anionen in dem alkalischen Eluat aufgespürt. PIXE-Analysen wurden in einem nicht-radioaktiven Simulationsexperiment ausgeführt.
  • Adsorption und Desorption waren bei Vorhandensein der Anionen Cl and Br nicht beeinträchtigt. Die PIXE-Analysen zeigten Spuren von Bromid (Mittelwert 15 ppm) im Eluat, während die Spuren von Chloridionen 1-3 ppm betrugen. Diese Resultate können als Ergebnis des mittelweichen Charakters des Bromidions interpretiert werden, im Gegensatz zum Chloridion, das als hartes Ion eingestuft wird (Pearson, 1963).
  • Kationen:
    • Als Kation wurde Te4+ (Te in Form von Te oder TeO2) verwendet.
  • Zwei grundlegende Experimente wurden durchgeführt:
    • 1. Tracer-Mengen von Te: mittels 121Te (einem γ-Emitter 573 keV, t½ 16,8d.) wurde eine Radiojodid-Beladungslösung mit 121Te gespickt (ca. 500-1000 Bq/ml).
    • 2. Vorbereitende Mengen von Te: Simulation einer 124I-Produktion. Als Ausgangsmaterial wurde TeO2 verwendet. Wegen seiner geringen Löslichkeit selbst in einer Säurelösung wurde ein Lösen von 100 mg TeO2 in 5 ml 1 M NaOH bevorzugt.
  • Danach wurde diese Lösung langsam zu einer 10 ml 1 M H2SO4-Lösung hinzu gegeben (letztendlicher pH-Wert ca. 0,8). Die hierdurch erhaltene Telluritlösung (H2TeO3/HTeO3 ) war klar und gebrauchsfertig.
  • Die Kontrolle der Adsorption/Desorption wurde durch Spicken der Lösung mit 123I vorgenommen.
  • Unabhängig von der Menge von Tellurium, Tracer oder Massenbeträgen wurden Spuren von 0-0,3% 121Te seiner Gesamtaktivität in dem 1 ml-Eluat gefunden. Die Rückgewinnung von Radiojodid war bei beiden Te-Experimenten gleich (> 95%).
  • Was die Aktivitätsbilanz von 121Te betrifft, so konnten 80-85% in der Waschlösung aufgespürt werden, während eine Restaktivität auf der Platin-Säule von 15-20% festzustellen war. Die Zugabe von Komplexierungsmitteln wie etwa Zitronensäure oder Oxalsäure hatte geringe Auswirkungen auf die Restaktivität.
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Claims (21)

  1. Verfahren zur Reinigung und/oder Konzentration von Radioisotopen, wobei die Isotope in Säurelösung gelöst werden und an der Oberfläche von Platin, Palladium oder Nickelmetall adsorbiert werden, wobei die Isotope durch Eluierung durch Elutionsmittel in Gegenwart von Wasserstoff selektiv desorbiert werden.
  2. Verfahren zur Reinigung und/oder Konzentration von Radioisotopen nach Anspruch 1, wobei die Oberfläche des Metalls mit Wasserstoff vorbehandelt ist.
  3. Verfahren zur Reinigung und/oder Konzentration von Radioisotopen nach Anspruch, wobei die Oberfläche des Metalls nicht mit Wasserstoff vorbehandelt ist.
  4. Verfahren nach Ansprüchen 1 bis 3, wobei das Metall Platin ist.
  5. Verfahren nach den Ansprüchen 1 bis 4, wobei die Teilchengröße des Metalls von 1 μm bis 2 mm, vorzugsweise von 2 μm bis 1,5 mm, insbesondere von 5 μm bis 1 mm reicht.
  6. Verfahren nach Ansprüchen 1 bis 5, wobei die Säurelösung eine Schwefelsäurelösung ist.
  7. Verfahren nach Ansprüchen 1 bis 6, wobei das Elutionsmittel eine alkalische Lösung mit einer OH-Konzentration von 10–4 bis IM, vorzugsweise 10–3 bis 0,75, insbesonder 5 × 10–2-0,5 ist.
  8. Verfahren nach Ansprüchen 1 bis 7, wobei die Isotope durch einen abwechselnden Fluss von Alkalilösung und Wasserstoffgas selektiv eluiert werden.
  9. Verfahren nach Ansprüchen 1 bis 6, wobei das Elutionsmittel eine Formiatlösung enthält.
  10. Verfahren nach Anspruch 9, wobei die Isotopen durch eine Formiat enthaltende Lösung bei erhöhter Temperatur selektiv eluiert werden.
  11. Verfahren nach Ansprüchen 1 bis 10, wobei das Isotop aus J- und At-Isotopen ausgewählt ist.
  12. Verfahren nach Anspruch 11, wobei das Isotop aus 123J und 131J ausgewählt ist.
  13. Verfahren nach den Ansprüchen 1 bis 11 zur Reinigung von Lösungen von Jod-Isotopen durch die Reduktion oxidiertem Jod enthaltenden Verbindungen auf einem Platin-, Palladium- oder Nickelmetall, vorzugsweise Platin.
  14. Verfahren nach Anspruch 13, wobei das Metall mit Wasserstoff vorbehandelt ist.
  15. Verfahren nach Anspruch 13, wobei das Metall nicht mit Wasserstoff vorbehandelt ist.
  16. Verfahren nach Ansprüchen 13 bis 15, wobei die Lösung oxidierte Jodverbindungen, wie z.B. Jodat und Perjodat, enthält.
  17. Verfahren nach Ansprüchen 13 bis 15, wobei das Metall in situ reduzierende Eigenschaften besitzt.
  18. Verfahren zur Reinigung und Konzentrierung von Radiojod-Isotopen nach Ansprüchen 1 bis 12, wobei: a. eine Platin-, Palladium- oder Nickelmetalloberfläche in einer Säule zur Verfügung gestellt wird; b. die Säule mit einer saueren Radiojodlösung beladen wird; c. die Säule in Anwesenheit von Wasserstoff eluiert wird.
  19. Verfahren nach Anspruch 18, wobei vor Laden der Säule die Metalloberfläche mit Wasserstoff behandelt wird.
  20. Verfahren zur Herstellung einer transportablen Form von Isotopen, enthaltend ein Verfahren nach Ansprüchen 1 bis 12.
  21. Apparat für die Reinigung von Radioisotopen, enthaltend eine Platin-, Palladium- oder Nickelmetall enthaltende Säule, Mittel zur Vorbehandlung des Metalls mit Wasserstoff, Mittel zur Beladung der Säule und Mittel zum Eluieren der Säule in Anwesenheit von Wasserstoff.
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