ИСТИНА

Ядерная медицина, использующая радионуклиды для диагностических и терапевтических целей, в настоящее время развивается чрезвычайно интенсивно. Терапевтическое воздействие радионуклидов обусловлено деструктивным по отношению к раковым клеткам ионизирующим излучением. Альфа-эмиттеры, будучи доставленными к клеткам опухоли с использованием векторов адресной доставки (пептиды, моноклональные антитела, простые низкомолекулярные соединения, модульные нанотранспортеры и пр.), обеспечивают их разрушение при минимальном поражении окружающих органов. Их воздействие связано со свойствами альфа-излучения, которое по сравнению с бета-излучением имеет более высокую линейную передачу энергии (ЛПЭ) и короткий пробег в биологических тканях. Это позволяет адресно уничтожать опухоли в начальной стадии развития, микрометастазы после хирургически удаленных раковых образований, опухоли в виде тонких слоёв и мелкоклеточные новообразования. Среди ряда потенциально применимых альфа-эмиттеров, Bi-213 является одним из наиболее перспективных [1]. Успешно завершены клинические испытания радиофармпрепарата на основе Bi-213 для лечения острой миелоидной лейкемии [2]. В настоящее время проводятся клинические испытания препаратов с Bi-213 для лечения лимфомы, меланомы, глиомы [3-5], глиобластомы [6]. Bi-213 получают генераторным способом из материнского Ac-225, который в свою очередь, как правило, получают на основе генетической цепочки U-233. Суммарное мировое производство Ac- 225 не превышает 1,7 Ки в год. Разработанный и запатентованный в ИЯИ РАН альтернативный метод получения Ac-225 облучением тория протонами средних энергий позволяет получать и выделять более 2 Ки актиния за одно облучение (10 дней). Этот метод позволяет нарабатывать в России активности Ac-225, а соответственно, и Bi-213, необходимые для широкого медицинского применения. В литературе описаны генераторные системы 225Ac/213Bi на основе как ионообменных [7-9], так и экстракционно-хроматографических [10-11] смол (Actinide Resin; UTEVA Resi, Triskem Int.). Наиболее исследованным считается 225Ac/213Bi генератор на основе катионообменной смолы типа AG MP-50 (BioRad), именно с использованием таких генераторов проводятся клинические испытания. Существенными недостатками существующих генераторов является то, что они могут работать лишь с относительно малыми количествами исходного актиния, недостаточно исследованы и рассчитаны на радиохимически чистый материнский радионуклид. Исходная активность Ac-225 пока ограничивается как возможностями его производства, так и радиационной устойчивостью сорбентов, используемых в генераторе. В то же время есть необходимость в увеличении активности вводимого в организм Bi-213 [12]. По оценкам, исходная активность в генераторе должна быть не менее 4 ГБк (100-150) мКи. С ростом активности растут и радиационные и радиолитические нагрузки на сорбент, поэтому создание неорганического сорбента для 225Ac/213Bi генератора является актуальной задачей. В рамках данной работы будет разработана новая модель 225Ac/213Bi генератора с достаточно простой конструкцией, рассчитанная на высокие активности материнского радионуклида. Использование модифицированных неорганических сорбентов (таких как термоксид, полученный по золь-гель технологии, фосфаты титана, лантана или церия) представляется перспективным для создания на их основе эффективного и надежного генератора. Проведенные модельные эксперименты показали, что не представляется возможным найти условия, при которых Ac(III) удерживается на гидроксидном неорганическом сорбенте из комплексообразующих солевых растворов, а дочерний Bi(III) остается в элюате. Поэтому предполагается исследовать два различных подхода – прямую генераторную систему, в которой на термообработанном термоксиде удерживаются гидроксидные комплексы актиния и висмута, элюируется предшествующий висмуту короткоживущий Fr(I), из которого накапливается висмут. Преимуществом данного подходя является возможность получения продукта в нейтральных растворах, непосредственно пригодных для хелатирования и получения РФП. Второй подход – инверсионный генератор, где на гидроксидном неорганическом сорбенте удерживается висмут, по сравнению с актинием более склонный к гидролизу в слабокислых растворах. При этом в промежутках между элюированиями раствор содержащий материнский актиний хранится в специальном флаконе отдельно от сорбента, что существенно снижает радиационную нагрузку на сорбент. Другой путь решения проблемы - двухколоночный газо-химический 225Ac/221Fr/213Bi генератор. Оригинальная идея заключается в отделении Bi-213 от Ac-225 с помощью нагрева источника и возгонки Bi-213, который транспортируется потоком газа-носителя и осаждается в холодной зоне. Данный генератор лишен основного недостатка хроматографических систем – в нем отсутствует сорбент, подвергающийся радиолизу, а «проскок» материнского радионуклида исключен. Сравнительный анализ всех описанных генераторных систем, позволит предложить и сконструировать прототип оптимального медицинского 225Ac/213Bi генератора и исследовать его характеристики. Литература: [1] Morgenstern A., Bruchertseifer F., Apostolidis C. Targeted Alpha Therapy with 213Bi // Curr. Radiopharm. – 2011. – 4. – P. 295. [2] Rosenblat T. L. et al. Sequential cytarabine and α-particle immunotherapy with bismuth-213– lintuzumab (HuM195) for acute myeloid leukemia // Clinical Cancer Research. – 2010. – V.16. – №21. – P.5303-5311. [3] Raja C., Graham P., Rizvi S., Song E., Goldsmith H., Thompson J., Bosserhoff A., Morgenstern A., Apostolidis C., Kearsley J., Reisfeld R., Allen B.J. Interim analysis of toxicity and response in phase I trial of systemic targeted alpha therapy for metastatic melanoma // Cancer Biol Ther. – 2007. – 6. – P.846– 52. [4] Jurcic J.C., McDavitt M.R., Sgouros G. Targeted alpha particle therapy for myeloid leukemias: a phase I trial of Bismuth-213-HuM195 (anti-CD33) // Blood. – 1997. – № 90. – 1, P.504a. [5] Cordier D., Forrer F., Bruchertseifer F., Morgenstern A., Apostolidis C., Good S., Muller-Brand J., Macke H., Reubi J.C., Merlo A. Targeted alpha-radionuclide therapy of functionally critically located gliomas with 213Bi-DOTA-[Thi8, Met(O2)11]-substance P: a pilot trial // Eur. J. Nucl. Med. Mol. Imaging. – 2010. – 37. – P.1335–44. [6] Krolicki L., Bruchertseifer F., Kunikowska J. Targeted alpha therapy of glioblastoma multiforme: clinical experience with 213Bi-substance P. // 9-th Symposium on Targeted Alpha Therapy, Варшава, Польша, 2015. [7] Boll R.A., Mirzadeh S., Kennel S.J., DePaoli D.W., Webb O.F. 213Bi for alpha-particle-mediated radioimmunotherapy. // J. Labelled Compd. Radiopharm. – 1997. – 40. – P.341. [8] McDevitt M.R., Finn R.D., Sgouros G., Ma D., Scheinberg D.A. An225Ac/213Bi generator system for therapeutic clinical applications: construction and operation. // Appl Radiat Isot. – 1999. –50(5). – P.895. [9] Bray L.A., Tingey J.M., DesChane J.R., Egorov O.B., Tenforde T.S., Wilbur D.S., Hamlin D.K., Pathare P.M. Development of aUnique Bismuth (Bi-213) Automated Generator for Use in CancerTherapy. // Ind. Eng. Chem. Res. – 2000. – 39(9). – P.3189. [10] Wu C., Brechbiel M.W., Gansow O.A. An improved generator for the production of 213Bi from 225Ac. // Radiochim. Acta. – 1997. – 79. – P.141. [11] McAlister D.R., Horwitz E.P. Automated two column generator systems for medical radionuclides. // Appl. Radiat. Isot. – 2009. – 67(11). – P.1985. [12] Morgenstern A., Krolicki L., Kunikowska J., Koziara H., Krolicki B., Jakucin'ski M., Apostolidis C., Bruchertseifer F. // J. Nucl. Med. – 2014. – 55. – Paper N.390.

Nuclear medicine is using radionuclides for diagnostic and therapeutic purposes and currently is developing extremely intensively. The therapeutic effect of radionuclides is caused by ionizing radiation destructive to cancer cells. Alpha emitters, being delivered to tumor cells with targeted delivery vectors (peptides, monoclonal antibodies, simple low-molecular compounds, modular nanotransporters, etc.), provide targeted destruction and minimal damage to surrounding organs. Their impact is related to the properties of alpha radiation, which in comparison with beta radiation has a higher linear energy transfer (LET) and a short pathlength in biological tissues. This provides targeted destruction of tumors in the initial stages, micrometastases after surgically removed tumors, tumors in the form of thin layers and small-cell neoplasms. Among a number of potentially applicable alpha emitters, Bi-213 is one of the most promising [1]. Clinical trials of the radiopharmaceutical on the basis of Bi-213 for the treatment of acute myeloid leukemia have been successfully completed [2]. Clinical trials of drugs with Bi-213 for the treatment of lymphoma, melanoma, glioma [3-5], glioblastoma [6] are currently ongoing. Bi-213 is produced by the generator method from the parent Ac-225. Several methods are proposed for Ac-225 production while the most common approach is separation from parental U-233. The current worldwide production of Ac-225 is approximately 63 GBq (1.7 Ci) per year that corresponds to only 100- 200 patients that could be treated annually. The alternative method of Ac-225 production is thorium irradiation with medium-energy protons that have been developed and patented at INR RAS allows obtaining more than 2 Ci of actinium for one irradiation (10 days). This method makes possible producing in Russia the activities of Ac-225, and accordingly, Bi-213, which are necessary for its wide medical application. The described in literature 225Ac/213Bi generator systems are based on both ion exchange [7-9] and extraction chromatography [10-11] resins (Actinide Resin, UTEVA Resin, Triskem Int.). The 225Ac/213Bi generator, based on the cation-exchange resin type AG MP-50 (BioRad), is considered to be the most developed, clinical trials are conducted with the use of such generator. Essential deficiencies of the described generators are their working with relatively small activity of the parental actinium; they have not been sufficiently investigated and were designed for the radiochemically pure parent radionuclide. The initial activity of Ac-225 is still limited by both its production capabilities and the radiation resistance of the sorbents used in the generator. At the same time, the activity of Bi-213 introduced into the body has to be increased [12]. It is estimated that the initial activity in the generator should be at least 4 GBq (100-150 mCi). With increasing of the activity, both radiation and radiolytic impacts on the sorbent are growing, so it is an actual task to develop an inorganic sorbent for the 225Ac/213Bi generator. In this work a new compact model of 225Ac/213Bi generator will be developed, designed for high activity of the parent radionuclide. Application of modified inorganic sorbents (such as thermoxide obtained by sol-gel technology, titanium, lanthanum or cerium phosphates) seems promising for the creation on their basis of an efficient and reliable generator. The carried out model experiments have shown that it is not possible to find conditions under which Ac (III) is retained on the hydroxide inorganic sorbents from the complex-forming salt solutions, while the daughter Bi (III) remains in the eluate. Therefore, it is proposed to investigate two different approaches. The first on is a direct generator system in which a hydroxide complexes of actinium and bismuth are retained on the heat-treated thermoxide, the short-lived Fr (I) preceded by bismuth is eluted from which bismuth is accumulating. The advantage of this approach is the possibility of obtaining of the product in neutral solutions suitable for direct chelation and radiopharmaceutical production. The second approach is an inversion generator, where bismuth is retained on the hydroxide inorganic sorbent, while actinium, which is more stable for hydrolysis in weakly acidic solutions, stays in the solution. In the intervals between elutions, the solution containing initial actinium is stored in a special vial separately from the sorbent, which significantly reduces the radiation impact on the sorbent. Another solution for the problem is a two-column gas-chemical 225Ac/221Fr/213Bi generator. The original idea is to separate Bi-213 from Ac-225 by heating of the initial activity and sublimation of Fr-221, which is transported by a carrier gas stream and precipitated in the cold zone. This generator does not have the main deficiency of chromatographic systems - it has no sorbent undergoing radiolysis, and the "breakthrough" of the parent radionuclide is excluded. A comparative analysis of all the described generator systems will make it possible to propose and design a prototype of an optimal medical 225Ac/213Bi generator and to investigate its characteristics. Literature: [1] Morgenstern A., Bruchertseifer F., Apostolidis C. Targeted Alpha Therapy with 213Bi // Curr. Radiopharm. – 2011. – 4. – P. 295. [2] Rosenblat T. L. et al. Sequential cytarabine and α-particle immunotherapy with bismuth-213– lintuzumab (HuM195) for acute myeloid leukemia // Clinical Cancer Research. – 2010. – V.16. – №21. – P.5303-5311. [3] Raja C., Graham P., Rizvi S., Song E., Goldsmith H., Thompson J., Bosserhoff A., Morgenstern A., Apostolidis C., Kearsley J., Reisfeld R., Allen B.J. Interim analysis of toxicity and response in phase I trial of systemic targeted alpha therapy for metastatic melanoma // Cancer Biol Ther. – 2007. – 6. – P.846– 52. [4] Jurcic J.C., McDavitt M.R., Sgouros G. Targeted alpha particle therapy for myeloid leukemias: a phase I trial of Bismuth-213-HuM195 (anti-CD33) // Blood. – 1997. – № 90. – 1, P.504a. [5] Cordier D., Forrer F., Bruchertseifer F., Morgenstern A., Apostolidis C., Good S., Muller-Brand J., Macke H., Reubi J.C., Merlo A. Targeted alpha-radionuclide therapy of functionally critically located gliomas with 213Bi-DOTA-[Thi8, Met(O2)11]-substance P: a pilot trial // Eur. J. Nucl. Med. Mol. Imaging. – 2010. – 37. – P.1335–44. [6] Krolicki L., Bruchertseifer F., Kunikowska J. Targeted alpha therapy of glioblastoma multiforme: clinical experience with 213Bi-substance P. // 9-th Symposium on Targeted Alpha Therapy, Warsaw, Poland, 2015. [7] Boll R.A., Mirzadeh S., Kennel S.J., DePaoli D.W., Webb O.F. 213Bi for alpha-particle-mediated radioimmunotherapy. // J. Labelled Compd. Radiopharm. – 1997. – 40. – P.341. [8] McDevitt M.R., Finn R.D., Sgouros G., Ma D., Scheinberg D.A. An225Ac/213Bi generator system for therapeutic clinical applications: construction and operation. // Appl Radiat Isot. – 1999. –50(5). – P.895. [9] Bray L.A., Tingey J.M., DesChane J.R., Egorov O.B., Tenforde T.S., Wilbur D.S., Hamlin D.K., Pathare P.M. Development of aUnique Bismuth (Bi-213) Automated Generator for Use in CancerTherapy. // Ind. Eng. Chem. Res. – 2000. – 39(9). – P.3189. [10] Wu C., Brechbiel M.W., Gansow O.A. An improved generator for the production of 213Bi from 225Ac. // Radiochim. Acta. – 1997. – 79. – P.141. [11] McAlister D.R., Horwitz E.P. Automated two column generator systems for medical radionuclides. // Appl. Radiat. Isot. – 2009. – 67(11). – P.1985. [12] Morgenstern A., Krolicki L., Kunikowska J., Koziara H., Krolicki B., Jakucin'ski M., Apostolidis C., Bruchertseifer F. // J. Nucl. Med. – 2014. – 55. – Paper N.390.

Основным предполагаемым результатом выполнения настоящего гранта является коммерциализируемая Ac-225/Bi-213 генераторная система, аналогов которой в настоящее время не существует. В результате этого появится перспектива реализации Ac-225, в том числе и за рубеж, наработанного и выделенного в ИЯИ РАН по созданной ранее методике, в виде клинически используемого Ac-225/Bi-213 генератора. В результате осуществления предлагаемого плана работ будут получены данные по радиационной стойкости широко используемых ионообменных и экстракционно- хроматографических материалов. Предлагаются оригинальные подходы к решению поставленной проблемы, получение новых сорбционных материалов на основе термообработанного термоксида, а также газохимический 225Ac/213Bi генератор, который еще не описан в литературе. Разработанный в результате выполнения настоящей работы 225Ac/213Bi генератор позволит получать терапевтические активности Bi-213, которые в настоящее время недоступны, что сделает возможным клиническое использование последнего. В рамках выполнения проекта ожидается получение следующих результатов: 1. Будут исследована стабильность и эффективность уже существующих моделей 225Ac/213Bi генератора, радиационная стойкость органических ионообменных или экстракционно- хроматографических сорбентов, – UTEVA Resin (Triskem, сорбент на основе дипентил пентилфосфоната), Actinide Resin (Triskem, сорбент на основе бис(2- этилгексил)метилдифосфоновой кислоты) и AG 50x8 (катионообменный на полимерной органической матрице). Здесь основными параметрами будут служить изменение коэффициентов удерживания и сорбционной емкости в зависимости от дозы внешнего облучения. Облученные сорбенты также будут исследованы в динамическом режиме сорбции, что позволит предсказать радиационное ухудшение их характеристик в результате эксплуатации генератора. 2. Будет предложена 225Ac/213Bi генераторная система на основе модифицированных неорганических сорбентов (термоксид, полученный по золь-гель технологии, фосфаты лантана или церия). Определены оптимальные режимы элюирования, эффективность полученной генераторной системы. 3. Исследован колоночный газо-химический 225Ac/221Fr/213Bi генератор. Оригинальная идея позволяет исключить подверженный радиолизу сорбент и получать особо химически и радиохимически чистый продукт Bi-213. 4. Будет сконструирован прототип медицинского 225Ac/213Bi генератора. Определена эффективность элюирования Bi-213, проскок Ac-225 и содержание в элюате Bi-213 стабильных примесей в течение всего срока службы генератора (1 месяц).

Созданы научные основы технологии эффективного выделения 225Ac и 223Ra из растворов сложного состава, содержащих продукты облучения тория протонами средних энергий. В результате облучения природного тория высокоэнергетическими протонами образуется множество осколков деления и продуктов активации 232Th. Среди прочих радионуклидов образуются 225Ac и 223Ra. Они обладают характеристиками, позволяющими использовать их в радиотерапии онкологических заболеваний. Наблюдается рост спроса на данные радионуклиды, при этом существующие способы получения актиния и радия имеют существенные ограничения и не могут удовлетворить его в полном объеме. Проведено систематическое исследование сорбции Ac(III), La(III) и Ce(III) на экстракционно- хроматографических сорбентах на основе N,N,N`,N`-тетра-н-октилдигликольамида (DGA Resin), Д- 2-ЭГФК (Ln Resin), октилфенил-N,N-диизобутилкарбамоилфосфин оксида в ТБФ (TRU Resin) и N,N,-ди-н-октилдигликольамидной кислоты (MGA Resin) при сорбции из азотнокислых, хлорнокислых и солянокислых растворов. Впервые определены массовые коэффициенты распределения Ra(II), Ba(II), Ag(I), Cs(I), Te(IV), а также Sb и Ru в зависимости от концентрации хлорной и винной кислот при их совместном присутствии на катионообменном сорбенте Dowex 50x8, а также на сорбенте на основе 4,4’(5’)-дитретбутилциклогексано-18-краун-6 эфира (Sr Resin) при сорбции из хлорнокислых растворов в статических условиях. На основании полученных данных предложена оригинальная схема одновременного выделения 225Ac и 223Ra из облученного протонами средних энергий природного тория.

1. Облучены 2 ториевые мишени – в 2018, и в 2019гг. Для выделения продукта облучения использована ранее разработанная в ИЯИ РАН совместно с МГУ им. М.В.Ломоносова методика, которая была успешно модифицирована. Вопервых, предложен и апробирован вариант вскрытия ниобиевой оболочки (селективное растворение ниобия в концентрированной плавиковой кислоте с добавкой азотной кислоты). Во-вторых, в стадию доочистки конечного продукта Ac-225 от лантанидов на экстракционно-хроматографическом сорбенте TRU-resin добавлена предварительная сорбция Ac и лантанидов на сорбенте Ln Resin (Triskem), который помещается в ту же колонку, что и TRU Resin (примерно 1/4 от рабочего объема колонки). Тем самым, помимо дополнительной очистки от ряда продуктов облучения, удается элиминировать стадию смены кислотности раствора (выпаривание) перед загрузкой на колонку TRU Resin, что имеет большое значение при работе в горячей камере. 2. Получены коэффициенты массового распределения Bi-213 при сорбции на катионообменном макропористом сорбенте AG 50MP в зависимости от концентрации соляной кислоты, а также из растворов переменного состава KI/HCl. 3. Заряжен генератор на основе сорбента AG 50MP (катионообменный на полимерной органической матрице), с использованием которого проводятся клинические испытания, определена эффективность элюирования Bi-213 (65+-5%), проскок Ac-225 в течение срока службы генератора ( 3x10^-2%) при элюировании стандартным раствором 0,1M HCl/0,1M KI, а также из растворов переменного состава KI/HCl. Установлено, что выход продукта не зависит от потока элюата. 4. Заряжены генераторы на основе сорбента Actinide Resin (Triskem, сорбент на основе бис(2- этилгексил)метилдифосфоновой кислоты). Определена эффективность элюирования 221Fr и 213Bi в зависимости от концентрации соляной или азотной кислоты в элюенте одноколоночного генератора. Для 221Fr для обеих минеральных кислот эффективнсть элюирования одинакова, и при концентрации выше 0,2 М вымывается около 95% от теоретической активности 221Fr. В то же время 213Bi почти не элюируется азотной кислотой до 1 М, в то время как с 1 М HCl можно получить около 85% Bi. Получены профили элюирования Fr-221 и Bi-213 для одноколоночных генераторов различных размеров. Примесь материнского Ac-225 ниже 10^-4% от активности Bi. В течение срока эксплуатации генератора (3 недели, 12 элюирований) не наблюдалось уширение пика Bi-213, снижение его выхода и чистоты. Одноколонный генератор на основе смолы Actinide Resin был использован для лабораторных экспериментов по мечению. 5. Для разработки технологии разделения 225Ac и 213Bi, наработаны золь-гель методом опытные партии сорбентов Термоксид-5 (Т-5), Термоксид-3 (Т-3), Термоксид-3А (Т-3А), Термоксид-39 (Т-39), тонкослойные сорбенты Термоксид55 (Т-55) и Термоксид-35 (Т-35). Изучены сорбционные свойства гидроксидных неорганических сорбентов Т-5 и Т-39, подвергнутых термической обработке при различной температуре от 100 до 950 С по отношению к радионуклидам подсемейства Ac-225 в широкой области кислотности и солевого состава раствора. Показано, что сорбенты марки Т-5 и Т-39 принципиально пригодны для создания как прямого, так и обратного 225Ac/213Bi генератора с активностью в сотни мКи Ac-225. Показано, что для «обратного» генератора оптимальной является селективная сорбция Bi из 0,01-0,1 моль/л азотнокислого раствора сорбентами T-5(450) или Т-39 (950), а затем десорбция 1 моль/л HCl или 0,1 моль/л HCl+0,1 моль/л HI. 6. Проведено испытание различных схем элюирования «обратного» 225Aс/213Bi генератора на основе неорганического сорбента из расплава оксидов циркония и иттрия с различной массой сорбента (50-360 мг) и ионной силой исходного раствора 225Ac (0,1-3M NaNO3). Сорбцию Bi проводили из 0,1 M раствора HNO3, десорбцию – 1 M HCl. Показано влияние примеси Cl- в исходном растворе на выход продукта. Выход висмута возрастает с увеличением массы сорбента от 60 до 98%, причем около 90% Bi содержится в первых 0,5 мл элюата для колонки с 200 мг сорбента. Увеличение ионной силы исходного раствора 225Ac до 3M позволило достигнуть чистоты продукта до 10-2% от активности материнского 225Ac. Исследована сорбция Bi-213 в режиме циркуляции исходного Ac/Bi раствора. При этом выход продукта возрастает, а время, необходимое для получения продукта, сокращается. Разработанная система генератора, состоящая из этапов циркуляции исходного раствора 225Ac/213Bi через колонку, промывки сорбента, десорбции 213Bi и регенерации колонки для следующего цикла элюирования, может быть легко автоматизирована и использована для рутинного медицинского применения. Такой «обратный» генератор на основе неорганических сорбентов, названный TIG (Termoxide Inverse Generator), выполненный в режиме циркуляции, обеспечивает быстрополучаемый элюат Bi-213 с высокой воспроизводимостью выхода. 7. Протестировали схему прямого генератора Ac/Bi с использованием неорганического сорбента T-5. Cорбировали Ac на колонке T-5(450) из растворов с pH 5,5–7,3 (1 моль/л NH4Cl), а затем в течение необходимого промежутка времени в режиме рециркуляции элюировали с колонки 221Fr с одновременным его концентрированием на второй колонке с ферроцианидным сорбентом. При распаде 221Fr предполагалось получить конечный продукт 213Bi на ферроцианидном сорбенте, который десорбировали раствором 1 моль/л HCl. Обнаружено, что удерживание Ac сорбентом T-5 недостаточно для использования генератора по предложенной схеме. Провели исследование перспективных неорганических сорбентов Clevasol и подготовленного диоксида олова для создания на их основе прямого 225Ac/213Bi генератора. Получены массовые коэффициенты распределения Ac-225 на сорбенте Clevasol в зависимости от концентрации азотной и соляной кислот в статических условиях (для 0,05 M солянокислого раствора Kd достигает 2x10^5 мл/г), а также на сорбенте на основе диоксида олова в зависимости от значений pH раствора (pH 5-7 массовые коэффициенты распределения практически не изменяются и составляют 10^3 мл/г, что недостаточно для его использования в прямом генераторе). Основываясь на полученных в статике данных были проведены колоночные испытания с сорбентом Clevasol. Несмотря на то, что удерживание Ac-225 на сорбенте Clevasol велико, отсутствует необходимая селективность разделения для пары 225Ac/213Bi. 8. Основываясь на анализе литературных данных по термохимическим свойствам Ac, Fr и Bi, было разработано две принципиальные схемы термогенератора Bi-213. В первой схеме предполагается возгонка промежуточного Fr-221, во второй – непосредственно Bi-213. Выбрана оптимальная схема – вторая, она позволяет получить продукт быстро, хоть и более трудоемка в исполнении. Был проведен эксперимент по определению температуры возгонки радионуклида 207Bi с поверхности пластинки из нержавеющей стали в среде гелия с добавкой 10% водорода по объему. Определена оптимальная температура нагрева для возгонки Bi в токе водорода – 950 С (возгоняется около 90% Bi-207). Определено, что оптимальное время нагрева Ac/Bi составляет 15 мин. Испытан прототип Ac/Bi генератора (950 С, 15 мин), в результате обнаружено, что выход продукта составляет в среднем 95% от теоретически возможной активности Bi (с учетом распада). Исследовали десорбцию Bi c приемника растворами соляной кислоты различной концентрации. Уже при концентрации 0,1M HCl удается десорбировать около 96% Bi-213. Таким образом, общий выход составил более 90%, чистота по Ac-225 не менее 10^-6% (ниже минимально детектируемой активности). 9. Изучено влияние ионизирующего излучения на экспериментально определявшиеся значения коэффициента удерживания (k’) и емкости исследованных сорбентов, на основании чего, в рамках настоящей работы, оценивалась их относительная радиационная стойкость в диапазоне поглощенной дозы от 0,3 до 2 МГр. В качестве объектов исследования были выбраны сорбенты UTEVA Resin, Actinide Resin (Triskem Int.) и AG 50 (BioRad), уже использующиеся в существующих генераторах, описанных в литературе, а также Sr Resin, DGA Resin и TRU Resin (Triskem Int.), используемые при выделении актиния из облученного протонами тория. Показана относительно высокая радиационная устойчивость сорбента на неорганической основе AcResin (Снижение емкости с 28,4±0,8 мг/г до 14,5±1,2 мг/г при 2МГр (49%)) и катионообменника AG50 (Снижение емкости с 73±5 мг/г до 58±3 мг/г при 2Мгр (21%)). 10. Таким образом в результате выполнения проекта разработаны две перспективных генераторных системы: обратный Ac/Bi генератор на основе неорганического гидроксидного сорбента Термоксид-39, а также газохимический термогенератор, которые по своим характеристикам не уступают аналогам (Таблица 5), но существенно превосходят их по радиационной и радиолитической стойкости.