子分类：
- G21G2001/0015： ..氟
- G21G2001/0021： ..镓
- G21G2001/0026： ..砷
- G21G2001/0031： ..铷
- G21G2001/0036： ..钼
- G21G2001/0042： ..锝
- G21G2001/0047： ..铑
- G21G2001/0052： ..钯
- G21G2001/0057： ..铟
- G21G2001/0063： ..碘
- G21G2001/0068： ..铯
- G21G2001/0073： ..铼
- G21G2001/0078： ..铊
- G21G2001/0084： ..铋
- G21G2001/0089： ..锕
- G21G2001/0094： ..其他同位素不提供在上面列出的组
| 序号 | 专利名 | 申请号 | 申请日 | 公开（公告）号 | 公开（公告）日 | 发明人 |
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| 21 | 从辐照的226Ra-目标物中提纯225Ac的工艺 | CN200780006072.5 | 2007-02-19 | CN101390171A | 2009-03-18 | 约苏埃·曼纽尔·莫雷诺·贝穆德斯; 安德里亚·特勒; 理查德·亨克尔曼; 伊娃·卡巴伊; 恩斯特·欣格斯 |
| 本发明描述了一种从支撑物上的辐照的226Ra－目标物中提纯225Ac的工艺，该工艺包括对226Ra－目标物进行淋洗处理，其利用硝酸或盐酸浸出基本上所有的225Ac和226Ra，接着进行第一萃取层析，用于从226Ra和其他Ra同位素中分离225Ac，和第二萃取层析，用于从210Po和210Pb中分离225Ac。最终纯化的225Ac可用于制备制药用的组合物。 | ||||||
| 22 | 放射性医薬品の生産 | JP2018042217 | 2018-03-08 | JP2018151385A | 2018-09-27 | イオアニス アクロティリアナキス; アミット チャクラボーティ; トッド プトヴィンスキー; エリック グリーサー; スティーヴン ジグラー |
| 【課題】核イメージングのための放射性医薬品を生産する生産施設において生産されるべき放射性医薬品の最適化量を決定するためのコンピュータ実装される方法の提供。 【解決手段】放射性医薬品の生産が、サイクロトロンボンバードメントプロセス段階;ターゲット抜き取りプロセス段階;放射性核種移送プロセス段階;品質管理プロセス段階;及び用量分配プロセス段階を包含し、コンピュータを使用して、生産施設における生産段階の用量分配プロセスの終了時に、NCYCL基のサイクロトロン及びNTRG個のターゲットによって生産が望まれる放射性核種QtDSPの総量を決定する。 【選択図】図3 |
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| 23 | テクネチウム−99Mのサイクロトロン生産のためのプロセス、システム、及び装置 | JP2017244111 | 2017-12-20 | JP2018095967A | 2018-06-21 | シャファー, ポール; ベナール, フランソワ; バックリー, ケネス, アール.; ヘーンメイヤー, ヴィクトアール; マニュエラ, コーネリア ヘーレ; クルグ, ジュリアス アレクサンダー; コバックス, マイケル エス.; モーリー, トーマス ジェイ.; ラス, トーマス ジェイ.; ヴァリアント, ジョン; ツァイスラー, ステファン ケー.; ドッド, モーリス ジー. |
| 【課題】サイクロトン等の加速器を用いてモリブデンからテクネチウム−99mを生産する方法の提供。 【解決手段】10ミクロン未満の粒径を持つ精製されたモリブデン−100金属粉末と結合剤とを極性有機溶媒に懸濁させ、混合させるステップと、モリブデン酸塩−100混合物に、遷移金属を含む陰極板と導電性金属を含む陽極板とを挿入するステップと、300V〜1300Vの電位を前記陽極板及び前記陰極板に印加するステップと、前記陰極板を前記モリブデン酸塩−100混合物から回収するステップと、前記陰極板を1200℃〜1900℃の温度で3時間〜8時間焼結させるステップとを含む、モリブデン−100金属で被覆された硬化した標的板を生産し、標的板に陽子を照射する方法。 【選択図】図1 |
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| 24 | 放射性同位元素を生成するための方法及び装置 | JP2016113143 | 2016-06-07 | JP6279656B2 | 2018-02-14 | フランシス ユーヘイ ツァング |
| 25 | 放射線源の製造方法 | JP2017527843 | 2015-12-04 | JP2018501471A | 2018-01-18 | バッツ,マシュー・デイビッド; シャンクス,チャールズ・イー |
| 赤道方向人為放射線源及びその製造方法について説明する。放射線源は、医療その他の産業における画像診断用途(例えば、コンピュータ化された3次元部分撮像、コンプトン散乱撮像技術、放射線検出器、特に医用イメージングにおいて一般的に使用されるCdZnTe検出器のチェック及び較正)に有用である。【選択図】図1 | ||||||
| 26 | 担体無添加高純度(177)Lu化合物の製造方法および担体無添加(177)Lu化合物 | JP2017090065 | 2017-04-28 | JP2017214355A | 2017-12-07 | マルクス, セバスチャン; ハルフェンステラー, マルク; ツェルノスコフ, コンスタンティン; ニクラ, トゥオモ |
| 【課題】担体無添加177Lu化合物を含有する放射性医薬品。 【解決手段】ルテチウム1mgあたり3.9TBqまでの177Luという比放射能を有し、177mLuを本質的に含まない担体無添加177Lu化合物、又、1μgのペプチド又はポリペプチドにつき400MBqの177Luを上回るマーキング比が達成される担体無添加177Lu化合物を含有する放射性医薬品。 【選択図】なし |
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| 27 | 担体無添加高純度(177)Lu化合物の製造方法およびシステム | JP2014519460 | 2012-04-12 | JP6219276B2 | 2017-10-25 | マルクス, セバスチャン; ハルフェンステラー, マルク; ツェルノスコフ, コンスタンティン; ニクラ, トゥオモ |
| 28 | 溶液ターゲットへの照射によりガリウム68を生成する方法 | JP2016110824 | 2016-06-02 | JP2017003577A | 2017-01-05 | アブルニョーザ, アンテロ; アウベス, ヴィトル; アウベス, フランシスコ |
| 【課題】溶液中の68亜鉛ターゲットを加速された粒子ビームにより照射して生成される68ガリウム同位体を精製して濃縮する方法を提供する。 【解決手段】加速された粒子ビームを亜鉛を含むターゲット溶液10に照射し、強カチオン交換体30に照射されたターゲット溶液を供給し洗浄するステップと、アセトンを含む亜鉛溶出液200により強カチオン交換体30から亜鉛同位体を溶出し洗浄するステップと、塩酸溶液により強カチオン交換体30から68ガリウム同位体を溶出して強陰イオン交換体50に供給し洗浄するステップと、塩酸溶液により強陰イオン交換体50から68ガリウム同位体を溶出して最終溶液60を得るステップとを有する68ガリウム同位体を製造し精製する方法において、前記強カチオン交換体30に前記ターゲット溶液20を供給する前に、前記ターゲット溶液20は、水により少なくとも5倍に希釈する方法。 【選択図】図1 |
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| 29 | 高同位体純度のプルトニウム−２３８を効率的に調製するためのシステムおよび方法 | JP2015541812 | 2013-10-31 | JP2016503339A | 2016-02-04 | バーチ，ティモシー，クレストン; ブラウン，ロイド，チョウンシー |
| 反応炉を利用してプルトニウム−238(Pu−238)を調製する方法は、中性子をネプツニウム−237(Np−237)系化合物に照射することにより、一部のNp−237系化合物をNp−238系化物に変換させる工程と、得られた混合物を含む液体を、Np−238系化合物が少なくとも部分的にプルトニウム−238(Pu−238)系化合物に変換するのに十分な時間、保持する工程と、を含み得る。当該方法は、蒸留法または化学的方法を用いて、ネプツニウム系化合物からPu−238系化合物を分離する工程をさらに含み得る。 | ||||||
| 30 | 高濃度かつ高放射能をもつテクネチウム−99m溶液の製造方法 | JP2011173260 | 2011-08-08 | JP5817977B2 | 2015-11-18 | 木村 明博; 西方 香緒里; 土谷 邦彦; 石原 正博; 棚瀬 正和; 藤崎 三郎; 太田 朗生 |
| 31 | Production from molybdenum metal target of technetium | JP2014502965 | 2012-04-10 | JP2014517258A | 2014-07-17 | ウィルソン，ジョン; ガニオン，キャサリン; マックァリー，スティーブン |
９９ｍ Ｔｃ又は ９４ｍ Ｔｃの大規模サイクロトロン製造のために好適な、同位体濃縮モリブデン金属ターゲットのリサイクルする方法であり、前記方法は、モリブデン金属ターゲットを荷電粒子で照射してテクネチウム同位体を製造し；前記モリブデンモリブデン金属の照射に続いて前記テクネチウム同位体を分離し；前記モリブデン金属を再生し；及び前記モリブデン金属を、前記モリブデン金属をターゲットサポートに結合させることで、さらなる照射ステップのためのさらなるモリブデンターゲットに改質することを含む方法。 このプロセスはその後繰り返され得る。 前記テクネチウム同位体の分離は、好ましくは、前記モリブデンの酸化的溶解し、それにより、それをターゲットサポートプレートから除去し、及びモリブデン酸塩及び過モリブデン酸塩を形成することで達成される。 前記テクネチウム同位体は種々の手段、例えばＡＢＥＣプロセスで分離される。 前記モリブデンを再使用するために、前記モリブデン酸塩を分離し、それをモリブデン金属に還元して戻す追加のステップが必要される。 前記回収されたモリブデン金属はその後、例えば圧縮又は圧縮と焼成によりターゲットとして改質してターゲットサポートプレートに結合させる。 |
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| 32 | Improved biomarker generator | JP2013501259 | 2011-01-20 | JP2013529351A | 2013-07-18 | ナット，ロナルド |
| 改善されたバイオマーカー発生器および単位用量程度の量の短命の放射性医薬品を効率よく製造するのに適した方法を提供する。 改善されたバイオマーカー発生器は、粒子加速器と放射性医薬品マイクロ合成システムとを備える。 改善されたバイオマーカー発生器のマイクロ加速器は、１単位用量程度の量の放射性医薬品を合成する際に有用な放射性同位体を製造する過程に最適化されており、従来の放射性医薬品サイクロトロンと比べたときにサイズ、必要電力、および重量の面で著しい軽減が可能である。 改善されたバイオマーカー発生器の放射性医薬品マイクロ合成システムは、マイクロリアクターおよび／またはマイクロ流体チップを備え、１単位用量程度の量の放射性医薬品を合成する過程に最適化され、従来の放射性医薬品処理システムと比べたときに必要な放射性同位体の量および処理時間の著しい低減が可能な少量化学合成システムである。
【選択図】図３ |
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| 33 | Method of manufacturing radioactive molybdenum | JP2012121785 | 2012-05-29 | JP2013127446A | 2013-06-27 | NISHIKATA KAORI; KIMURA AKIHIRO; ISHIDA TAKUYA; KITAGISHI SHIGERU; TSUCHIYA KUNIHIKO; AKIYAMA HIROAKI; NAGAKURA MASAAKI; SUZUKI KUNIHIKO |
| PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a method of manufacturing a radioactive molybdenum solution suitable to extraction ofTc as a radioactive diagnostic medicine by establishing a manufacturing process for high-density MoOpellet such that insoluble residues are small in dissolution.SOLUTION: The method includes the processes of: preparing MoOpowder; charging the MoOpowder in a die having been heated and performing sintering processing in the atmosphere to manufacture a MoOpellet; subjecting the MoOpellet to oxidation processing; irradiating the MoOpellet having been subjected to the oxidation processing with neutrons to manufacture the MoOpellet having been irradiated; and dissolving the MoOpellet having been irradiated to obtain a radioactive molybdenum solution. | ||||||
| 34 | Tritium removing device of lithium loop | JP2011170599 | 2011-08-04 | JP2013037792A | 2013-02-21 | MIURA KUNIAKI; FURUBAYASHI TORU; HAYASHIZAKI NORIYOSU; NAMIKI NOBUO |
| PROBLEM TO BE SOLVED: To remove tritium safely from a lithium loop forming a lithium target flow without diffusing the tritium into the atmosphere.SOLUTION: A tritium removing device of lithium loop comprises: a neutron source 1 generating neutrons by making a proton beam collide against a lithium flow; a lithium tank 11 into which the lithium passed through the neutron source 1 is made to flow and to be stored therein temporarily; and a lithium pump 17 which returns the lithium in the lithium tank 11 to the neutron source 1 through a fluid channel 9' on the supply side and supplies the lithium. The lithium tank 11 where hydrogen gas containing tritium gathers easily and the lithium pump 17 are sealed in an enclosed vessel 7 containing an inert gas, and even if the hydrogen gas containing tritium leaks to the enclosed vessel 7, it is removed by means of a hydrogen isotope removing filter. | ||||||
| 35 | 68Ga GENERATOR | JP2011204921 | 2011-09-20 | JP2012078353A | 2012-04-19 | CONSTANTIN ZERNSKOV; TUOMO NIKULA |
| PROBLEM TO BE SOLVED: To provide aGa generator which does not include metal impurity, does not require chemical processing before preparing a radioactive medicine and can be repeatedly used for over long time.SOLUTION: In theGa generator,Ge which is a parent nuclide ofGa is specifically connected to a carrier via a triethoxyphenyl group, continuously collapses to generate theGa, covalent bond of the triethoxyphenyl group is performed to a carrier material via a linker, and the metal impurity content is less than 100 ppb by mass ratio. | ||||||
| 36 | キレート交換樹脂を用いた放射性銅の分離方法 | JP2010518984 | 2009-06-17 | JPWO2010001728A1 | 2011-12-15 | 茂樹 渡邉; 典子 石岡 |
| 放射性銅と放射性コバルトを含むニッケルから放射性銅を迅速に分離する方法であって、放射性銅と放射性コバルトを含むニッケルを酸性溶液に溶解してキレート交換樹脂充填カラムに通液してニッケル、放射性銅及び放射性コバルトをキレート交換樹脂に保持した後、このキレート交換樹脂充填カラムに酸性溶液を通液してニッケル及び放射性コバルトを溶出し、次いでニッケル及び放射性コバルト溶出後のキレート交換樹脂充填カラムに前記酸性溶液よりも高濃度の酸性溶液を通液して放射性銅を溶出する。 | ||||||
| 37 | Flow cell, how radioactive fluoride anion concentrating device and radioactive fluoride anion concentrating | JP2009529942 | 2007-08-31 | JP4772149B2 | 2011-09-14 | 圭介 中; 博昭 中西; 聡 小西 |
| 38 | Method and system for concentration and elution recovery of radioactive technetium as material for radiopharmaceutical medicine and labeled compound of the same | JP2009146555 | 2009-06-19 | JP2011002370A | 2011-01-06 | TADENUMA KATSUYOSHI; UEDA TOMOMI; KUROSAWA KIYOKO; ISHIKAWA KOJI; TANAKA MUTSU; NOGUCHI TSUNEYUKI; ARANO YASUSHI |
| PROBLEM TO BE SOLVED: To purify and recovery a trace ofTc in a high concentration of Mo (Mo) at a high yield (95% or higher) without any inclusion ofMo in order to useTc as radiopharmaceutical medicines and their labeled compounds.SOLUTION: A high purity ofTc as a material for radiopharmaceutical medicines and their labeled compounds is recovered by preparing a high-concentration Mo solution containing a radionuclideMo (the parent nuclide ofTc), producingTc until the radiation equilibrium to prepare a high- concentration Mo (Mo) solution containing radionuclidesMo andTc, passing the high-concentration Mo (Mo) solution through an absorption column including activated carbon to allow it to selectively absorb theTc in the solution and giving a desorption purification treatment to the activated carbon absorbingTc with a desorbent. | ||||||
| 39 | Burnable poison material and apparatus for nuclear reactor, and method of using the same | JP2010093626 | 2010-04-15 | JP2010249820A | 2010-11-04 | RUSSELL WILLIAM EARL II; MONETTA CHRISTOPHER J; TROSMAN LUKAS |
| <P>PROBLEM TO BE SOLVED: To provide materials useable as burnable poison materials in nuclear reactors, components which uses the materials, and to provide a method which uses the materials. <P>SOLUTION: Since burnable poison materials generates a desired daughter nuclide, when burning is finished, arrangement and use of the burnable poison materials for improving neutron characteristics and/or neutron flux shielding at a location where the poison is refrained from being used hitherto, because of its poor economical efficiency, become possible. The burnable poison materials related to embodiment may contain natural iridium and enriched iridium-193. The components may be manufactured, shaped and arranged in order to acquire a desired burnable poison effect, at a location in a core, where the burnable poison is not used hitherto, and at a location, where the burnable poison materials are not used hitherto, because their use is considered as being impossible, due to economic reasons. <P>COPYRIGHT: (C)2011,JPO&INPIT | ||||||
| 40 | Mixed extractant for recovering actinide element in acidic solution | JP2008200874 | 2008-08-04 | JP2009008688A | 2009-01-15 | OZAWA MASAKI; BABAIN VASILY ALEXANDROVICH; FEDOROV YURY STEPANOVICH; ANDEY YURIEVICH SHADRIN; ROMANOVSKY VALERY NIKOLAEVICH; IGOR VALENTINOVICH SMIRNOV; BORIS YAKOVLEVICH ZILBERMAN |
| <P>PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a mixed extractant capable of extracting an actinide element such as U, Pu, and transplutonium element from a radioactive liquid waste, when reprocessing a used nuclear fuel. <P>SOLUTION: This mixed extractant is composed of a solution containing octylphenyl-N,N-diisobutylcarbamoylphosphine oxide which is organophosphorous extractant of bidentate coordination in a polar diluent. A mixture of m-nitrobenzotrifluoride (MNBTF) and TBP is used as the polar diluent, and the actinide element in an acidic solution, in which the content of octylphenyl-N,N-diisobutylcarbamolyphosphine oxide is 0.1-1.2 M/L and the content of TBP is 0.3-1.1 M/L, is recovered. <P>COPYRIGHT: (C)2009,JPO&INPIT | ||||||
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