×
20.02.2019
219.016.c391

СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАДИОНУКЛИДА ВИСМУТ-213

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний. Раствор, содержащий радионуклиды торий-229, торий-228 и дочерние продукты распада тория-229 и тория-228, барботируют газом, удаляя при этом один из дочерних радионуклидов тория-228 - газообразный радон-220. Направляют газ через аэрозольный фильтр на сорбционное устройство, а очищенный раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228, торий-229, а также дочерних продуктов распада этих радионуклидов направляют на радиохимический передел с помощью ионообменных смол для получения целевого радионуклида висмут-213. В качестве барботирующего газа используют воздух, и/или гелий, и/или аргон, и/или криптон, и/или ксенон. В качестве сорбционного устройства используют пустотелый объем, размеры которого обеспечивают время пребывания радона-220, достаточное для его полного распада в стабильный свинец-208, или ловушку с активированным углем. Технический результат - уменьшение мощности дозы излучения на месте проведения работ. 3 з.п. ф-лы.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний.

При терапии онкологических заболеваний все более широкое применение находят α-излучающие радионуклиды. Это связано с большой начальной энергией (5-8 МэВ) и коротким пробегом (десятки микрон) α-частиц в биологических тканях, и, следовательно, высоким уровнем знерговыделения в области локализации распадающихся нуклидов. Носители α-излучающих радионуклидов (монокланальные антитела, пептиды) с высокой специфичностью позволяют доставлять их точно в опухолевый узел или метастатический очаг. Благодаря малым пробегам α-частиц возможно селективное воздействие излучения на патологические объекты с минимальной лучевой нагрузкой на окружающие здоровые ткани.

Настоящее изобретение может быть использовано для создания генераторов α-излучателей торий-229/актиний-225 (229Th/225Ac) и актиний-225/висмут-213 (225Ac/213Bi), конечные элементы цепочки распадов которых - радионуклиды актиний-225 и висмут-213 могут использоваться как в составе медицинских радиофармпрепаратов, а актиний-225 в качестве «материнского» радионуклида в генераторе актиний-225/висмут-213.

ПРЕДШЕСТВУЮЩИЙ УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

Одним из перспективных направлений в ядерной медицине является радиоиммунотерапия с использованием α-излучателей. Применение короткоживущих α-излучающих радионуклидов для терапии онкологических заболеваний представляет интерес с радиобиологической точки зрения поскольку является наиболее эффективным способом летального поражения опухолевых клеток благодаря короткому пробегу α-частиц в ткани и высокой ионизирующей способности.

По совокупности ядерно-физических, химических и медико-биологических параметров наиболее перспективным считается радионуклид 213Bi (T1/2=45,6 мин). Проводимые в настоящее время клинические испытания этого радионуклида показывают его высокую эффективность при лечении онкологических заболеваний. Особенно важно, что радионуклид 213Bi может быть использован на ранней стадии лечения практически всех видов рака, а также в качестве дополнения к другим формам терапии (хирургия, химиотерапия).

Висмут-213 является продуктом распада цепочки радионуклидов, начальными элементами которой являются долгоживущие радионуклиды уран-233 (Т1/2=159 тыс. лет) и торий-229 (Т1/2=7340 лет).

В плане долгосрочной перспективы производства α-эмиттеров для ядерной медицины ключевое значение приобретает наработка тория-229, как стартового материала для получения целевого радионуклида висмут-213. Предложено несколько способов получения тория-229 [Изотопы: свойства, получение, применение. В 2-х томах. Том. Под ред. В.Ю.Баранова. М, ФИЗМАТЛИТ, 2005, стр.372-389]:

- из старых запасов изотопа урана 233U;

- в ядерном реакторе в результате многократных захватов нейтронов изотопом радия 226Ra по реакции 226Ra(3n, 2β)229Th;

- в ядерном реакторе при облучении изотопа тория 230Th быстрыми нейтронами в результате реакции 230Th(n, 2n)229Th;

- в результате облучения 230Th протонами на циклотроне по реакциям 230Th(p, pn)229Th и 230Th(p, 2n)229Pa(1,4 сут, β-)229Th.

К сожалению, указанные выше способы получения тория-229 обладают тем недостатком, что при облучении природного тория одновременно с радионуклидом торий-229 накапливается радионуклид торий-228. Например, при облучении в реакторе радия-226 доля тория-228 в мишени достигает огромных значений - в зависимости от условий облучения от 25 до 50 мас.% [В.Ю.Баранов, Н.С.Марченков Нуклидная программам РНЦ «Курчатовский институт»: прошлое, настоящее, будущее. // Конверсия в машиностроении. №3, 2000, стр.38-47].

Искусственный изотоп урана - уран-233 получают в процессе облучения природного тория в ядерном реакторе в результате радиационного захвата нейтрона:

232Th(n, γ)→233Th→233Pa→233U.

Параллельно с образованием урана-233 при облучении в реакторе природного тория происходит образование радионуклида торий-228 в результате следующих реакций:

232Th(γ, n)231Th→231Pa(n, γ)232Pa→232U⇒228Th

232Th(n, 2n)231Th→231Pa(n, γ)232Pa→232U⇒228Th

232Th(n, γ)233Th→233Pa(γ, n)232Pa→232U⇒228Th.

Равновесная концентрация урана-232 и, соответственно, тория-228 в зависимости от условий облучения тория в реакторе лежит в пределах 1000-6000 ppm [В.М.Мурогов, М.Ф.Троянов, А.Н.Шмелев «Использование тория в ядерных реакторах». Энергоатомиздат. М., 1983].

Висмут-213 является типичным генераторным радионуклидом и находит применение, главным образом, в виде меченных им моноклональных антител и других молекулярных носителей.

Известен способ получения радионуклида висмут-213 [C.Apostolidis, R.Molinet, G.Rasmussen, and A.Morgenstem Production of Ac-225 from Th-229 for Targeted α Therapy. // Anal. Chem. 2005, 77, 6288-6291]. Для получения висмута-213 используют две генераторные системы - 229Th/225Ac и 225Ac/213Bi. В первой торий-229 выдерживается некоторое время (несколько десятков дней) для накопления дочерних продуктов распада (ДПР), затем актиний-225 вместе с остальными ДПР отделяется от тория-229 за счет анионообменного разделения из раствора азотной кислоты, затем на катионите из более слабого азотнокислого раствора проводят разделение актиния-225 и радионуклидов радия. Во второй системе (225Ac/213Bi) из астиния-225 с использованием катионообменных смол и различных кислот выделяют целевой радионуклид висмут-213.

За прототип выбран способ получения висмута-213 радиохимическим переделом раствора, содержащего среди прочих радионуклидов тория торий-229, описанный в работе [В.М.Савинов, В.Б.Павлович, А.А.Котовский и др. «Контроль технологических процессов при разработке медицинских генераторов 225Ac/213Bi и 224Ra/212Bi альфа- и гамма-спектрометрическими методами». // Ядерная энергетика, №3, 2003, стр.116-126].

В качестве исходного сырья для получения радионуклида висмут-213 авторы использовали смесь радионуклидов тория, содержащую среди прочих радионуклиды торий-229 и торий-228. Для получения висмута-213 выполняли следующие операции:

- хорошо очищенный от примесей раствор радионуклидов тория (торий-229, торий-228 и торий-232) в концентрированной (8-ми молярной) азотной кислоте выдерживали примерно тридцать дней для накопления одного из дочерних продуктов распада (ДПР) - радионуклида актиний-225;

- после выдержки раствор, содержащий радионуклиды тория и ДПР, пропускали через колонку с анионитом;

- радионуклиды тория из раствора концентрированной азотной кислоты сорбировались на анионите, а ДПР, включая актиний-225, собирались на выходе из колонки;

- полученный раствор, содержащий ДПР, включая актиний-225, разбавлялся водой и доводился до одномолярной концентрации азотной кислоты;

- отделение актиния-225 от изотопов радия и других ДПР проводили методом сорбции актиния-225 на катионите из одномолярного раствора азотной кислоты с последующей промывкой сорбата раствором той же кислотности;

- десорбция актиния-225 из колонки проводили 3,0-10,0 молярным раствором азотной или соляной кислоты;

- полученный раствор актиния-225 кондиционировали до одномолярной концентрации азотной кислоты и из него сорбировали актиний-225 на катионите. После выдержки актиния-225 на катионите в течение 1-5 часов для накопления требуемой активности висмута-213 через катионит пропускали раствор, извлекающий висмут-213 (параметры извлекающего раствора выбираются исходя из требований потребителя висмута-213, например вымывающим раствором может быть 0,01 М-раствор ДТПУ - диэтилентриамин-N,N,N',N'',N''-пентауксусная кислота, или 0,1 М HI - иодистоводородная кислота);

- на последней стадии проводилось кондиционирование раствора висмута-213 до требуемых параметров.

Ядерные преобразования в цепочке распада тория-228 сопровождается интенсивным гамма-излучением с энергией до 2,6 МэВ. Один миллиграмм тория-229 и его ДПР в равновесии создает на расстоянии 50 см мощность дозы примерно 1,2 мР/час, торий-228 со своими ДПР при тех же условиях создает мощность дозы в сотни раз большую. Следует подчеркнуть, что основной вклад (до 85%) в дозовой нагрузке при работе со смесью радионуклидов торий-228, торий-229 создает конечный радионуклид цепочки тория-228 - таллий-208.

Из-за высокой мощности излучения для обеспечения безопасности работы персонала радиохимические работы по выделению актиния-225 и висмута-213 проводят в защитных камерах - «легких» (с локальной биологической защитой) или «тяжелых» с дистанционным управлением процессами, что существенно усложняет проведение работ. Высокие дозовые нагрузки оказывают отрицательное влияние на используемые в работе химические реактивы и ионообменные смолы (меняются или исчезают полезные свойства), также оборудование, содержащее электронику (оборудование выходит из строя).

Способ получения висмута-213, принятый за прототип, имеет следующий основной недостаток:

- в исходном растворе радионуклидов торий-228 и торий-229 за время выдержки накапливается примесь дочерних продуктов распада тория-228, которые влияют на все последующие операции и значительно повышают мощность дозы излучения. Это излучение вынуждает увеличивать биологическую защиту для обеспечения безопасности персонала, принимать дополнительные меры по исключению или уменьшению радиолиза ионообменных смол, органических экстрагентов и химических реактивов и дополнительной защите от излучения электронной аппаратуры, используемой в работе, переходить на дистанционное управление (с использованием механических манипуляторов) технологическими операциями.

РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Задачей изобретения является усовершенствование технологического процесса получения радионуклида висмут-213 с целью уменьшения мощности дозы излучения при проведении технологических процессов.

Для решения поставленной задачи в способе получения радионуклида висмут-213, включающем радиохимический передел раствора, содержащего смесь радионуклидов торий-228, торий-229, а также дочерних продуктов распада этих радионуклидов, и последовательное извлечение из этого раствора с помощью ионообменных смол радионуклида висмут-213, предлагается предварительно раствор, содержащий радионуклиды торий-229, торий-228 и дочерние продукты распада тория-229 и тория-228, барботировать газом и удалять из раствора один из дочерних радионуклидов тория-228 - газообразный радон-220, и направлять его через аэрозольный фильтр на сорбционное устройство, а очищенный раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228, торий-229 и дочерние продукты распада этих радионуклидов, направлять на радиохимический передел с помощью ионообменных смол для получения целевого радионуклида висмут-213.

При этом в качестве барботирующего газа используют воздух, и/или гелий, и/или аргон, и/или криптон, и/или ксенон.

В качестве сорбционного устройства используют пустотелый объем, размеры которого обеспечивают время пребывания радона-220, достаточное для его полного распада в стабильный свинец-208.

В качестве сорбционного устройства используют ловушку с активированным углем.

При этом «паразитная» активность, создающая на рабочем месте дополнительную мощность дозы облучения, будет накапливаться в сорбционном устройстве. Сорбционное устройство может быть удалено либо на безопасное расстояние или изолировано биологической защитой на время, пока радон-220 не распадется в стабильный изотоп свинец-208. Сорбционное устройство (им может быть длинная трубка, или большой сосуд, или ловушка с сорбентом, например активированным углем) должно обеспечивать время протекания через него потока газа не менее 10-ти минут (примерно десять периодов полураспада радона-220 - 55,6 с).

В предлагаемом способе получения радионуклида висмут-213 использовано наличие среди дочерних продуктов распада тория-228 газообразного радионуклида радон-220, который может быть удален из раствора, содержащего смесь радионуклидов торий-228, торий-229, а также дочерних продуктов распада этих радионуклидов, и направлен на сорбционное устройство, а очищенный раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228, торий-229, а также дочерних продуктов распада этих радионуклидов, направляют на радиохимический передел помощью ионообменных смол для получения целевого радионуклида висмут-213.

Период полураспада радона-220 составляет 55,6 сек, что обеспечивает возможность его удаления из водных растворов кислот с помощью барботажа газа [Схемы распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения. Публикация 38 МКРЗ. В двух частях. Часть вторая. Книга 2. М., Энергоатомиздат, 1987, стр.204-205].

Инертный газ радон в 6,7 раза тяжелее воздуха, обладает низким коэффициентом растворимости в воде [А.С.Сердюкова, Ю.Т.Капитанов Изотопы радона и продукты их распада в природе. М., Атомиздат, 1975]. Из-за малой растворимости радон легко выделяется из воды в воздух. В термальных водах, имеющих температуру свыше 30°С, коэффициент растворимости радона в воде уменьшается вдвое по отношению к так называемым "холодным" радоновым водам с температурой до 10°С. Быстрому выделению радона в воздух также способствует насыщенность термальных радоновых вод азотом и углекислотой. По данным ряда авторов потери радона из воды с выделяющимся из нее углекислым газом достигают 36%.

Изотопы радона в исключительно редких случаях вступают в химические соединения. Химические соединения радона-220 не известны.

В присутствии в растворе всплывающих газовых пузырьков атомы радона в процессе диффузии в жидкости проникают в объем пузырьков и выносятся на поверхность раствора. Далее потоком газа радон-220 транспортируется по технологическим газовым коммуникациям и его доставляют в систему улавливания, где удерживают до полного распада в стабильный элемент свинец-208.

Предлагаемый способ получения радионуклида висмут-213 обладает преимуществами по сравнению с описанным прототипом:

- во всех технологических операциях, начиная с первой (выдержка раствора смеси тория-229 и тория-228 для накопления целевых ДПР) за счет удаления из раствора газообразного радиоактивного радона-220 и его ДПР (в том числе и таллий-208) существенно снижается мощность дозы ионизирующего излучения;

- существенное снижение мощности дозы ионизирующего излучения в технологических процессах позволяет уменьшить мощность биологической защиты при сохранении норм безопасности как для персонала, так и для оборудования и химических реактивов;

- уменьшение мощности биологической защиты может позволить перейти с дистанционного управления процессов (что очень ограничивает возможности) на «ручное» и заметно уменьшить стоимость работ (стоимость защитного оборудования составляет основную часть стоимости работ, стоимость защитного оборудования существенно зависит от его «мощности» - мощности дозы ионизирующего излучения, при которой защитное оборудование обеспечивает для персонала допустимые по нормам дозы облучения).

ПРИМЕР ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ

В качестве исходного сырья для получения радионуклида висмут-212 используют смесь радионуклидов тория (торий-229, торий-228 и торий-232).

Для получения висмута-213 смесь радионуклидов тория и образующихся дочерних продуктов распада этих радионуклидов выдерживают в растворе азотной кислоты (8MHNO3), помещенном в колбу-барботер объемом 50 мл. Общий объем раствора 10 мл.

По трубке, погруженной в раствор кислоты, в колбу-барботер с помощью перистальтического насоса подается воздух с расходом ~50 мл/мин. В качестве прокачиваемого газа может быть использован любой из упомянутых в формуле газов или их смесей. Воздух был выбран как наиболее доступный газ.

После прохождения раствора воздух, содержащий атомы радона-220, через аэрозольный фильтр поступает сорбционный объем, который представляет собой фторопластовую трубку диаметром 8 мм и длиной более одного метра или газовую ловушку с активированным углем. Сорбционный объем окружен свинцовой биологической защитой. Время протекания газа в сорбционном объеме достаточно для полного распада радона-220 и оседания его дочерних радионуклидов («твердый» радионуклид свинец-212) на стенке трубки. Очищенный от ДПР воздух по замкнутому контуру возвращается в колбу-барботер с исходным раствором радионуклидов торий-229 и торий-228.

Продолжительность барботажа раствора, содержащего радионуклиды торий-228, торий-229 и дочерние продукты их распада, составляет не менее 50 часов и обеспечивает полный распад в исходном растворе накопившегося радионуклида свинец-212 - материнского радионуклида таллия-208, дающего наибольший вклад в мощность дозы гамма-излучения раствора тория-229 и тория-228. По прошествии 50 часов раствор, очищенный от дочерних продуктов распада тория-228, направляют на радиохимический передел с помощью ионообменных смол для выделения целевого радионуклида висмут-213, по технологии, описанной в способе, выбранном за прототип [В.М.Савинов, В.Б.Павлович, А.А.Котовский и др. «Контроль технологических процессов при разработке медицинских генераторов 225Ac/213Bi и 224Ra/212Bi альфа- и гамма-спектрометрическими методами». // Ядерная энергетика, №3, 2003, стр.116-126].

Все растворы, включая раствор в колбе-барботере, подвергаются спектрометрическому анализу для определения радионуклидного состава и сведения материального баланса.

Предложенный способ получения висмута-213 позволяет, по сравнению со способом, выбранным за прототип, заметно уменьшить мощность дозы излучения на месте проведения работ, что приведет к уменьшению мощности требуемой биологической защиты для выполнения норм безопасности как для персонала, так и для оборудования и химических реактивов. Уменьшение мощности биологической защиты может позволить перейти с дистанционного управления процессов (что очень ограничивает возможности) на «ручное» и заметно уменьшить стоимость работ (стоимость защитного оборудования составляет основную часть стоимости работ, стоимость защитного оборудования зависит от его «мощности»).

Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 1-10 из 322.
10.01.2013
№216.012.1845

Способ осаждения мономолекулярных пленок фторфуллерена cf на подложку, устройство ввода подложки в вакуум и устройство для испарения фторфуллерена cf

Изобретение может быть использовано в нелинейной оптике и пироэлектрических устройствах. Перед осаждением пленки подготавливают подложку, отделяя от высокоориентированного пирографита тонкий слой с помощью двусторонней липкой ленты. Порошок CF загружают в испарительную ячейку, помещают в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002471705
Дата охранного документа: 10.01.2013
10.01.2013
№216.012.18bf

Эластомерная композиция на основе сополимера тетрафторэтилена и перфторалкилвиниловых эфиров

Изобретение имеет отношение к эластомерной композиции. Эластомерная композиция, выполненная на основе тройного или четверного сополимера тетрафторэтилена и перфторалкилвиниловых эфиров, содержащих цианогруппу, включает в качестве вулканизующего агента перфтордиимидоиламидин. Композиция...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002471827
Дата охранного документа: 10.01.2013
20.01.2013
№216.012.1cc0

Способ отбора кислотоустойчивых штаммов lactobacillus helveticus

Изобретение относится к биотехнологии. Проводят предварительный отбор мутантов Lactobacillus helveticus, устойчивых к низину А в концентрации от 25 до 100 мкг/мл после культивирования их на среде MRS-бульон и MRS - агар с низином А. Отобранные низинустойчивые мутанты повторно культивируют в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002472854
Дата охранного документа: 20.01.2013
20.01.2013
№216.012.1daa

Способ оценки эффективности терапии у больных хроническим гломерулонефритом

Изобретение относится к медицине, а именно к урологии и молекулярной диагностике, и касается способа оценки эффективности терапии циклофосфамидом у больных хроническим гломерулонефритом. Отбирают венозную кровь, выделяют ДНК и выявляют носительство аллелей локуса +1931 А/Т MIP-1β. В случае...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002473088
Дата охранного документа: 20.01.2013
20.02.2013
№216.012.2632

Способ получения нанопорошков из различных электропроводящих материалов

Изобретение может быть использовано в химической, радиоэлектронной отраслях промышленности и энергетике. Из выбранного материала изготавливаются электропроводящие электроды. На электроды подают высоковольтное импульсное напряжение для генерации сильноточного разряда, происходит нагрев и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002475298
Дата охранного документа: 20.02.2013
20.02.2013
№216.012.26b5

Способ спуска отделяющейся части ступени ракеты космического назначения

Изобретение относится к ракетно-космической технике и может быть использовано для программного смещения координат точек падения отделяющихся частей (ОЧ) ступеней ракет космического назначения. Программу управления работой газовых ракетных двигателей и движением ОЧ ступеней ракет космического...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002475429
Дата охранного документа: 20.02.2013
20.02.2013
№216.012.27eb

Способ моделирования процесса газификации остатков жидкого ракетного топлива и устройство для его реализации

Изобретения относятся к физическому моделированию, в земных или натурных условиях, процессов в топливных баках отделяющихся ступеней ракет-носителей в условиях малой гравитации. Способ основан на введении в поток теплоносителя (ТН) микрочастиц пористых керамических элементов. Моделирование...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002475739
Дата охранного документа: 20.02.2013
20.02.2013
№216.012.283c

Способ постоянного поэлементного дублирования в дискретных электронных системах (варианты)

Изобретения относятся к области вычислительной техники и электроники и более точно к способам поэлементного дублирования в дискретных электронных системах, в том числе в наноэлектронных системах, подвергающихся воздействию радиации и в первую очередь потока высокоэнергетических частиц....
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002475820
Дата охранного документа: 20.02.2013
20.02.2013
№216.012.286d

Ядерный реактор с водой под давлением с активной зоной на основе микротвэлов и способ осуществления его работы

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в реакторах типа ВВЭР с активной зоной на основе микротвэлов, включающих тепловыделяющие сборки с поперечным течением теплоносителя. Для этого предложен ядерный реактор с водой под давлением с активной зоной на основе...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002475869
Дата охранного документа: 20.02.2013
20.02.2013
№216.012.289d

Система автоматической компенсации реактивной мощности и отклонения напряжения с широтно-импульсной модуляцией на высокой стороне трансформаторной подстанции

Использование: в области электротехники. Технический результат заключается в повышении качества напряжения и улучшении энергетических и массогабаритных показателей подстанций. Устройство содержит вольтодобавочный трансформатор, который включен на высокой стороне подстанции и управляется от...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002475917
Дата охранного документа: 20.02.2013
Показаны записи 1-10 из 22.
20.08.2013
№216.012.6211

Способ получения радиоизотопа молибден-99

Заявленное изобретение относится к способу получения радиоизотопа молибден-99 путем облучения мишени, содержащей молибден или его соединения, в потоке нейтронов ядерно-физической установки. В заявленном способе в качестве мишени используют структурированный материал, состоящий из наночастиц...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002490737
Дата охранного документа: 20.08.2013
10.11.2013
№216.012.7ff9

Способ получения радионуклида висмут-212

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний. В заявленном способе в раствор, содержащий радионуклид тория и его дочерние продукты распада, добавляют ионообменную смолу, после чего раствор декантируют, а...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002498434
Дата охранного документа: 10.11.2013
20.11.2013
№216.012.8363

Способ получения радионуклида торий-228

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. В заявленном способе получения радионуклида Th, включающем облучение мишени, в качестве материала мишени берут природный изотоп тория Th, мишень размещают в линейный ускоритель электронов и облучают...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002499311
Дата охранного документа: 20.11.2013
10.06.2015
№216.013.5241

Способ испытания летательных аппаратов на прочность и устройство для его осуществления

Изобретение относится к испытательной технике, в частности к стендам для прочностных испытаний летательных аппаратов. Способ заключается в том, что для воспроизведения заданной программы знакопеременную нагрузку сжатия-растяжения прикладывают к одной из поверхностей испытываемой конструкции,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002552578
Дата охранного документа: 10.06.2015
20.03.2016
№216.014.c8df

Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радиоизотопа молибдена-99

Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопа молибден-99 (Мо), являющегося основой для создания радиоизотопных генераторов технеция-99m (Tc). В заявленном способе производство радиоизотопа молибден-99 по реакции Мо(n,γ)Мо, осуществляемой в потоке тепловых нейтронов...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002578039
Дата охранного документа: 20.03.2016
27.05.2016
№216.015.41ff

Способ получения радиоизотопа стронций-82

Изобретение относится к технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины на ускорителях заряженных частиц. Способ получения радиоизотопа стронций-82 (Sr) по реакции Rb(p,xn)Sr включает облучение мишени протонами, в качестве которой используют раствор или расплав одного или нескольких...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002585004
Дата охранного документа: 27.05.2016
10.08.2016
№216.015.5247

Способ получения радионуклида лютеций-177

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. Способ получения радионуклида Lu включает изготовление мишени, содержащей лютеций природного изотопного состава или обогащенный по изотопу Lu, облучение нейтронами мишени, с последующим выделением целевого...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002594020
Дата охранного документа: 10.08.2016
12.01.2017
№217.015.62a8

Способ изготовления наноструктурированной мишени для производства радиоизотопов молибдена-99

Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопа молибден-99 (Mo), являющегося основой для создания радиоизотопных генераторов технеция-99m (Tc). Способ изготовления мишени для производства радиоизотопа молибден-99 осуществляется посредством реакции Mo(n,γ)Mo, протекающей в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002588594
Дата охранного документа: 10.07.2016
13.01.2017
№217.015.7b7b

Способ получения радиоизотопа тербий-149

Изобретение относится к способу получения радионуклида Tb, используемого в ядерной медицине. Способ включает облучение на ускорителе заряженных частиц легкими ядрами Не (или Не) мишени из металлического европия или его соединений и наработку в мишени в результате ядерных реакций Eu(He,n)Tb и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002600324
Дата охранного документа: 20.10.2016
25.08.2017
№217.015.a924

Способ активации процесса фотополимеризации ближним инфракрасным излучением

Изобретение относится к аддитивным технологиям, биотехнологии и медицине, а именно к cпособу получения трехмерных конструкций в объеме полимеризуемого материала. Способ характеризуется тем, что осуществляют облучение фотоктиватора глубоко проникающим в полимеризуемую композицию непрерывным...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002611395
Дата охранного документа: 21.02.2017
+ добавить свой РИД