| 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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| 1 | 同位素制备方法 | CN201180032430.6 | 2011-04-29 | CN102985980A | 2013-03-20 | J.R.卡尔森; P.博里特曾 |
| 本发明提供一种产生药学上可耐受纯度的223Ra的方法，其包括以下步骤：i)在含有第一无机酸的第一水溶液中制备含有227Ac、227Th和223Ra的发生元素混合物；ii)将所述发生元素混合物装载至DGA分离介质(如树脂)；iii)使用含有第二无机酸的第二水溶液将所述223Ra从所述DGA分离介质洗脱，得到223Ra洗脱溶液；和iv)通过将含有第三无机酸的第三水溶液反向通过DGA分离介质，从DGA分离介质剥离所述227Ac和227Th。本发明还提供具有通过该方法得到或可得到的高纯度的223Ra，以及含有所述药用纯度的223Ra的药物组合物。 | ||||||
| 2 | 用于最大化钼-99洗提效率的塔几何结构 | CN201110095591.1 | 2011-04-07 | CN102214491A | 2011-10-12 | J·瓦内德; W·E·拉塞尔二世; B·D·布卢姆奎斯特; M·艾伦; J·E·佩恩; A·A·阿尔瓦雷斯 |
| 本申请涉及用于最大化钼-99洗提效率的塔几何结构。其中，提供了用于洗提放射性材料(160)的至少一种系统(100)和洗提放射性材料(160)的方法。该用于洗提放射性材料(160)的系统可包括：洗提塔(105)，其被配置成包围放射性材料(160)；第一密封构件(110)，其密封洗提塔(105)的第一端(111)；第二密封构件(120)，其密封洗提塔(105)的第二端(112)；洗提供应源(20)，其经由第一针(22)连接到洗提塔(105)的第一端(111)；收集系统(40)，其经由第二针(42)连接到洗提塔(105)的第二端(112)；以及，在洗提塔(105)中的过滤器(150)，该过滤器(150)被配置成支承放射性材料(160)且防止放射性材料(160)接触第二针(42)。 | ||||||
| 3 | 用于如Mo‑99/Tc‑99M及包括I‑131的放射性碘同位素的医疗同位素的按需生产的技术 | CN201610816651.7 | 2010-11-12 | CN107068229A | 2017-08-18 | 弗兰西斯·宇·海·特桑 |
| 用于放射性同位素生产的系统利用辐照室中贫化的或天然存在的铀靶的快中子引起的裂变。快中子裂变可以通过如下来增强：使得碰到靶的中子经历散射或反射，以增大每一个中子引起U‑238中的裂变(n，f)反应的几率。U‑238可以被布置为夹在中子反射材料层之间的层，或被中子反射材料包围的棒。可能的放射性同位素包括Mo 99/Te 99m，I‑131，I‑132和I‑133。 | ||||||
| 4 | 用于元素蜕变的设备及方法 | CN201380031629.6 | 2013-06-14 | CN104488037B | 2016-12-21 | 威廉·小瓦登·登特 |
| 本发明公开了用于元素蜕变的设备及方法的实例。设备可包括中子发射器，其被配置用于使用中子输出发射中子，中子减速剂，其被配置用于降低中子输出的平均能量以产生减速的中子输出，目标物，其被配置用于在暴露于减速的中子输出时吸收中子，通过目标物吸收中子产生蜕变的元素，以及提取器，其被配置用于提取所需元素。一种方法，其包括产生中子输出，使用中子减速剂降低中子输出的平均能量以产生减速的中子输出，使用目标物从减速的中子输出中吸收中子，以产生蜕变的元素，以及通过目标物洗提一种溶液以提取所需元素。在一些实施例中，目标物包括钼-98，且所需元素包括锝-99m。 | ||||||
| 5 | 用于元素蜕变的设备及方法 | CN201380031629.6 | 2013-06-14 | CN104488037A | 2015-04-01 | 威廉·小瓦登·登特 |
| 本发明公开了用于元素蜕变的设备及方法的实例。设备可包括中子发射器，其被配置用于使用中子输出发射中子，中子减速剂，其被配置用于降低中子输出的平均能量以产生减速的中子输出，目标物，其被配置用于在暴露于减速的中子输出时吸收中子，通过目标物吸收中子产生蜕变的元素，以及提取器，其被配置用于提取所需元素。一种方法，其包括产生中子输出，使用中子减速剂降低中子输出的平均能量以产生减速的中子输出，使用目标物从减速的中子输出中吸收中子，以产生蜕变的元素，以及通过目标物洗提一种溶液以提取所需元素。在一些实施例中，目标物包括钼-98，且所需元素包括锝-99m。 | ||||||
| 6 | 生产99mTc反应产物的方法与设备 | CN201180007946.5 | 2011-01-26 | CN102741939A | 2012-10-17 | T.休格斯; A.鲍里克特; O.海德 |
| 本发明涉及用于制造含有99mTc的反应产物的方法，包括以下步骤：-提供待照射的100Mo-金属靶，-以具有引起100Mo(p，2n)99mTc核反应的能量的质子束照射100Mo-金属靶，-将100Mo-金属靶加热到超过300℃的温度，-借助氧气在升华-提取过程中获取在100Mo-金属靶中产生的99mTc，所述氧气经引导至100Mo-金属靶上从而形成99mTc-氧化锝。另外，本发明涉及用于制造含有99mTc的反应产物的设备，包括：-100Mo-金属靶，-用于提供质子束的加速器单元，该质子束可对准100Mo-金属靶，其中，质子束具有适于在使用质子束照射100Mo-金属靶时引起100Mo(p，2n)99mTc核反应的能量，-用来将氧气输送到受照射的100Mo-金属靶上以形成99mTc-氧化锝的气体输送管道，-用来导出经升华的99mTc-氧化锝的气体输送管道。 | ||||||
| 7 | 同位素制备方法 | CN201180032430.6 | 2011-04-29 | CN102985980B | 2015-08-12 | J.R.卡尔森; P.博里特曾 |
| 本发明提供一种产生药学上可耐受纯度的223Ra的方法，其包括以下步骤：i)在含有第一无机酸的第一水溶液中制备含有227Ac、227Th和223Ra的发生器元素混合物；ii)将所述发生器元素混合物装载至DGA分离介质(如树脂)；iii)使用含有第二无机酸的第二水溶液将所述223Ra从所述DGA分离介质洗脱，得到223Ra洗脱溶液；和iv)通过将含有第三无机酸的第三水溶液反向通过DGA分离介质，从DGA分离介质剥离所述227Ac和227Th。本发明还提供具有通过该方法得到或可得到的高纯度的223Ra，以及含有所述药用纯度的223Ra的药物组合物。 | ||||||
| 8 | 由钼金属靶材生产锝 | CN201280017639.X | 2012-04-10 | CN103733270A | 2014-04-16 | 约翰·威尔逊; 凯瑟琳·加格农; 斯蒂芬·麦奎里 |
| 回收适合于99mTc或94mTc的大规模回旋加速器生产的同位素富集的钼金属靶材包括：采用带电粒子辐射富集的钼金属靶材以生产锝同位素；在辐射钼之后分离锝同位素；使钼金属再生；以及重制用于另一辐射步骤的钼靶材。随后可重复该工艺。优选地，分离锝同位素通过以下过程实现：氧化溶解钼从而将其从靶材支撑板上去除，并形成钼酸盐和高锝酸盐。通过诸如ABEC工艺的各种方式离析锝同位素。需要额外步骤离析钼酸盐并使其还原为钼金属，从而再次利用钼。接下来可通过诸如以下的操作将重获的钼金属重制为靶材：压制、或压制和烧结，随后结合到一靶材支撑板上。 | ||||||
| 9 | 制备Tc-99m的方法 | CN201280034257.8 | 2012-07-13 | CN103650061A | 2014-03-19 | L.A.M.M.巴波萨 |
| 制备Tc-99m的方法，其包括将纯化的Mo-99的溶液与包含钛氧化物和i)锡氧化物或ii)锆氧化物的吸附材料接触，从而使得由Mo-99衰变得到的Tc-99m此后可被洗脱的步骤。 | ||||||
| 10 | 放射性テクネチウム９９ｍ含有物質生成方法及び生成装置 | JP2014554301 | 2013-12-11 | JPWO2014103712A1 | 2017-01-12 | 謙忠 永嶺 |
| 放射性テクネチウム99m含有物質の生成方法および生成装置を提供する。負ミュオンを発生する工程と、負ミュオンをルテニウム試料に照射する工程とを有する放射性テクネチウム99m含有物質生成方法とする。ルテニウム試料は、金属ルテニウム及びルテニウム化合物のうち少なくとも1つを含むことが好ましい。また、ルテニウム試料は、複数の厚さ4mm以下のルテニウム薄板を重ねたものであることが好ましい。 | ||||||
| 11 | 元素を変換するための装置及び方法 | JP2015517456 | 2013-06-14 | JP2015519586A | 2015-07-09 | デント，ウィリアム，ヴァーデン，ジュニア． |
| 元素を変換するための装置及び方法の例が開示される。装置は、中性子出力を伴う中性子を放出するように構成された中性子放出器と、該中性子出力の平均エネルギーを低減することにより減速された中性子出力を生成するように構成された中性子減速材と、該減速された中性子出力に晒された場合には中性子を吸収するように構成されたターゲットであって、該ターゲットによる中性子の該吸収が変換された元素を生成するターゲットと、所望の該元素を抽出するように構成された抽出器とを含み得る。方法は、中性子出力を生成する工程と、減速された中性子出力を生成するように中性子減速材を用いて前記中性子出力の平均エネルギーを低減する工程と、変換された元素を生成するように該減速された中性子出力からの中性子を吸収する工程と、所望の元素を抽出する工程とを備え得る。いくつかの例では、該ターゲットはモリブデン98を含んでおり、該所望の元素はテクネチウム99mを含んでいる。【選択図】図1 | ||||||
| 12 | ９９ｍＴｃを作るための方法およびデバイス | JP2014222952 | 2014-10-31 | JP2015038508A | 2015-02-26 | ARND BAURICHTER; OLIVER HEID; HUGHES TIMOTHY |
| 【課題】99mTcを作るための方法およびデバイスを提供する。【解決手段】本発明では、99mTcを作るための方法であって、以下の段階:100Mo−モリブデン酸イオンを有する溶液(11、21、31)を提供する段階と、100Mo−モリブデン酸イオンが照射を受けたときに100Mo(p,2n)99mTc核反応を誘発するのに適したエネルギーを有する陽子ビーム(15)を提供する段階と、前記溶液に前記陽子ビーム(15)を照射し、100Mo(p,2n)99mTc核反応を誘発する段階と、前記溶液から前記99mTcを抽出するための抽出方法を適用する段階と、を含む方法が提供される。また、前記抽出方法は、より具体的にはメチルエチルケトンを使用する溶媒抽出方法であることが望ましい。【選択図】図1 | ||||||
| 13 | How the separation and purification of technetium from the technetium-containing molybdenum, equipment, and, recovery method and equipment of molybdenum | JP2012534855 | 2010-09-22 | JP5294180B2 | 2013-09-18 | 恵子 田上; 滋夫 内田; 弘太郎 永津; 康久 藤林 |
| 14 | Method and apparatus for producing 99mTc reaction product | JP2012550420 | 2011-01-26 | JP2013518266A | 2013-05-20 | ティモシー・ヒューズ; アウント・バウリフテル; オリヴァー・ハイト |
| 本発明は、以下のステップを含む、 ９９ｍ Ｔｃを含有する反応生成物を製造するための方法に関する：照射する １００ Ｍｏ金属ターゲットを用意するステップ、 １００ Ｍｏ（ｐ，２ｎ） ９９ｍ Ｔｃ核反応の誘発に適したエネルギーを有する陽子線を １００ Ｍｏ金属ターゲットに照射するステップ、 １００ Ｍｏ金属ターゲットを３００℃超の温度に加熱するステップ、 １００ Ｍｏ金属ターゲット上で行われ、 ９９ｍ Ｔｃ−酸化テクネチウムを形成する、酸素ガスを利用する昇華抽出プロセスにおいて、発生した ９９ｍ Ｔｃを回収するステップ。 本発明はさらに、 １００ Ｍｏ金属ターゲット、陽子線で １００ Ｍｏ金属ターゲットを照射したときに １００ Ｍｏ（ｐ，２ｎ） ９９ｍ Ｔｃ核反応を誘発するように、 １００ Ｍｏ金属ターゲットに誘導することができる陽子線を供給するための加速器、照射した １００ Ｍｏ金属ターゲット上に酸素ガスを経由させ、 ９９ｍ Ｔｃ−酸化テクネチウムを形成するためのガス供給ライン、および昇華した ９９ｍ Ｔｃ−酸化テクネチウムを排出するためのガス排出ラインを含む、 ９９ｍ Ｔｃを含有する反応生成物を製造するための装置に関する。 | ||||||
| 15 | A geometry of column for maximizing an elution efficiency of molybdenum-99 | JP2011065318 | 2011-03-24 | JP2011221011A | 2011-11-04 | JENNIFER VARNEDOE; WILLIAM R RUSSEL II; BRADLEY D BLOOMQUIST; MELISSA ALLEN; JAMES EDWARD PAIN; ALAN ANTHONY ALVAREZ |
| PROBLEM TO BE SOLVED: To provide at least one system 100 which elutes a radioactive substance 160 and a method for eluting the radioactive substance 160.SOLUTION: A system 100 that elutes a radioactive substance 160 comprises: an elution column 105 configured to surround the radioactive substance 160; a first sealing member 110 for sealing a first edge 111 of the elution column 105; a second sealing member 120 for sealing a second edge 112 of the elution column; an elution solution supply resource 20 connected to the first edge 111 of the elution column 105 via a first needle 22; a collection system 40 connected to the second edge 112 of the elution column via a second needle 42; and a filter 150 within the elution column configured to support the radioactive substance 160 to prevent the radioactive substance 160 from contacting to the second needle 42. | ||||||
| 16 | Liquid preparation method for radioactive medicine application* device for generating its isotope* and storage tank for device | JP254681 | 1981-01-09 | JPS56104250A | 1981-08-19 | HEREN BANETSUKUUFUINDA |
| 17 | JPS4833299A - | JP8785872 | 1972-09-01 | JPS4833299A | 1973-05-08 | |
| 18 | 원소를 변환하기 위한 장치 및 방법 | KR1020157000754 | 2013-06-14 | KR1020150023005A | 2015-03-04 | 덴트,윌리엄,바덴,주니어 |
| 원소를 변환하기 위한 장치 및 방법의 예가 개시되어 있다. 장치는 중성자 출력에 의해 중성자를 방출하도록 구성된 중성자 에미터, 중성자 출력의 평균 에너지를 감소시켜 감속된 중성자 출력을 생성하도록 구성된 중성자 감속제, 감속된 중성자 출력에 노출될 때 중성자를 흡수하도록 구성된 표적(여기서, 표적에 의한 중성자의 흡수는 변환된 원소를 생성함) 및 목적으로 하는 원소를 추출하도록 구성된 추출기를 포함할 수 있다. 방법은 중성자 출력을 생성하는 단계, 중성자 감속제에 의해 중성자 출력의 평균 에너지를 감소시켜 감속된 중성자 출력을 생성하는 단계, 표적에 의해 감속된 중성자 출력으로부터 중성자를 흡수하여 변환된 원소를 생성하는 단계 및 표적을 통해 용액을 용출시켜 목적으로 하는 원소를 추출하는 단계를 포함할 수 있다. 몇몇 예에서, 표적은 몰리브덴-98을 포함하고, 목적으로 하는 원소는 테크네튬-99m을 포함한다.
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| 19 | 동위원소 제조 방법 | KR1020127031313 | 2011-04-29 | KR1020130111930A | 2013-10-11 | 카를손,얀로거; 뵈레첸,피어 |
| 본 발명은 i) 제1 무기 산을 포함하는 제1 수용액 중 227 Ac, 227 Th 및 223 Ra를 포함하는 발생기 혼합물을 제조하는 단계; ii) 상기 발생기 혼합물을 DGA 분리 매질 (예를 들어, 수지) 상으로 로딩하는 단계; iii) 제2 수용액 중 제2 무기 산을 사용하여 상기 DGA 분리 매질로부터 상기 223 Ra를 용리시켜 용리된 223 Ra 용액을 수득하는 단계; 및 iv) 제3 수용액 중 제3 무기 산을 DGA 분리 매질을 통해 역방향으로 유동시켜 DGA 분리 매질로부터 상기 227 Ac 및 227 Th를 스트리핑하는 단계를 포함하는, 제약상 허용되는 순도의 223 Ra의 생성 방법에 관한 것이다. 본 발명은 또한 그러한 방법에 의해 형성되었거나 형성될 수 있는 고순도의 라듐-223 뿐만 아니라 그러한 제약 순도의 라듐-223을 포함하는 제약 조성물에 관한 것이다. | ||||||
| 20 | TECHNIQUES FOR ON-DEMAND PRODUCTION OF MEDICAL ISOTOPES SUCH AS MO-99/TC-99M AND RADIOACTIVE IODINE ISOTOPES INCLUDING I-131 | US15436432 | 2017-02-17 | US20170236607A1 | 2017-08-17 | Francis Yu-Hei Tsang |
| A system and method for radioisotope production uses fast-neutron-caused fission of depleted or naturally occurring uranium targets in an irradiation chamber. Fast fission can be enhanced by having neutrons encountering the target undergo scattering or reflection to increase each neutron's probability of causing fission (n, f) reactions in U-238. The U-238 can be deployed as one or more layers sandwiched between layers of neutron-reflecting material, or as rods surrounded by neutron-reflecting material. The gaseous fission products can be withdrawn from the irradiation chamber on a continuous basis, and the radioactive iodine isotopes (including I-131) extracted. | ||||||
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