Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ АКТИНИЯ-225

Изобретение относится к области ядерной технологии и радиохимии, а именно к получению и выделению радионуклидов для медицинских целей. В частности, изобретение касается получения актиния-225, который применяют для альфа-терапии онкологических заболеваний как непосредственно, так и для генераторного получения короткоживущего дочернего альфа-эмиттера висмута-213, также медицинского радионуклида, образующегося в результате распада актиния-225.

Известен способ получения актиния-225 [Apostolidis С.et al. Method for producing Ac-225 by irradiation of Ra-226 with protons. US Patent 6,299,666 B1 (Oct. 9, 2001)], включающий облучение протонами на циклотроне мишеней из солей радия с последующим ионообменным разделением актиния и радия.

Недостатком этого способа является использование в качестве мишеней солей радия. Они обладают небольшой теплопроводностью, что не позволяет облучать их током высокой интенсивности, а в процессе облучения и переработки мишеней выделяется опасный радон-222. Кроме того, материал мишени имеет очень высокую стоимость, что делает необходимой регенерацию радия из облученного материала, что очень сложно и опасно.

Известен также способ получения актиния-225 [R.A. Aliev, S.V. Ermolaev, A.N. Vasiliev et al. Isolation of medicine-applicable actinium-225 from thorium targets irradiated by medium-energy protons. Solvent Extraction and Ion Exchange. 2014. Vol. 32. No. 5. PP. 468-477], включающий облучение протонами мишеней из металлического тория в виде фольг или пластинок в графитовой оболочке и последующее выделение актиния-225 из облученного материала, состоящее из растворения тория в азотной кислоте с добавкой фтористоводородной кислоты до 0,004 моль/л, экстракции макроколичеств тория раствором ди-(2-этилгексил)-фосфорной кислоты, и последовательного хроматографического выделение актиния состоящее из двух колонок, первая их которых заполнена экстракционно-хроматографическим сорбентом, содержащим N,N,N',N'-тетра-н-октилдигликольамид, при этом сорбцию проводили из раствора азотной кислоты с концентрацией 6 моль/л, а десорбцию раствором 0,01 моль/л, а вторая - экстракционно-хроматографическим сорбентом, содержащим октилфенил-N,N-диизобутилкарбамоилфосфин оксид, при этом сорбцию проводили из раствора азотной кислоты с концентрацией 3 моль/л, и далее смывали актиний объемом раствора.

Недостатками способа является следующее: ввиду того, что при облучении металлического тория в графитовой оболочке пучком протонов высокой интенсивности происходит образование различных высокотемпературных соединений тория и углерода, образующиеся соединения препятствуют растворению тория. Предложенная в приведенном способе схема хроматографического разделения включает необходимую стадию выпаривания раствора для перевода элюата с первой колонки (раствор азотной кислоты 0,01 моль/л) в раствор для загрузки на вторую колонку (раствор азотной кислоты 3 моль/л), что усложняет процедуру выделения актиния в условиях горячей камеры и уменьшает выход продукта. Кроме того, данный способ не обеспечивает необходимой для медицинского применения Ас-225 степени его очистки от прочих продуктов облучения природного тория протонами.

Наиболее близким техническим решением является способ получения актиния [Zhuikov, B.L.; Kalmykov, S.N.; Aliev, R.A.; Ermolaev, S.V.; Kokhanyuk, V.M.; Tananaev, I.G.; Myasoedov, B.F. Method for producing actinium-225 and isotopes of radium and target for implementing same. Canadian patent №2738308, 2014/03/18], включающий облучение протонами с энергией более 40 МэВ мишеней из металлического тория в герметичной оболочке (из ниобия, молибдена, стали или графита) и последующее выделение актиния-225 из облученного материала. Способ включает извлечения тория из оболочки, его растворение в азотной кислоте, многократную экстракцию макроколичеств тория растворами трибутилфосфата или три-н-октилфосфиноксида, упаривание с хлорной кислотой или другим окислителем для отделения рутения и хроматографическое выделение актиния на колонке, содержащей октилфенил-N,N-диизобутилкарбамоилфосфин оксид в растворе азотной кислоты с концентрацией 3-8 моль/л.

Недостатками способа является то, что предложенный метод растворения облученного тория приводит к слишком долгому процессу переработки ториевых мишеней большой массы ввиду того, что образующаяся во время облучения на поверхности тория пленка из оксида тория сильно замедляет растворение металла в указанных условиях. Предложенные для отделения макроколичеств тория экстрагенты имеют существенные недостатки: трибутилфосфат обладает сравнительно низкой эффективностью извлечения тория, а три-н-октилфосфиноксид имеет низкую экстракционную емкость по торию, в связи с чем для мишеней большой массы необходимо проводить не менее 4-х экстракций. Предложенная в способе схема разделения включает отделение радионуклидов рутения в виде летучего оксида при выпаривании с хлорной кислотой. Эта процедура требует улавливания образующегося оксида рутения, что усложняет переработку и может привести к загрязнению оборудования. Предложенная в способе хроматографическая очистка актиния ввиду его низкого удерживания на сорбенте, содержащим октилфенил-N,N-диизобутилкарбамоилфосфин оксида, не может обеспечить наивысшую чистоту конечного продукта, что чрезвычайно важно для потребителей. В указанном способе технология вскрытия ториевой мишени в ниобиевой оболочке не описана, а оболочки из молибдена и стали применимы, но имеют недостатки: молибденовая оболочка трудна в изготовлении и часто имеет дефекты, а стальная оболочка толстой ториевой мишени может разрушаться при высоком токе пучка в результате взаимодействия тория с железом при высокой температуре, которая достигается при облучении толстой мишени.

Техническим результатом данного изобретения является быстрое и эффективное получение и выделение актиния-225 за счет возможности облучения толстой массивной мишени из металлического тория в оболочке из металлического ниобия высоким током пучка заряженных частиц, быстрого вскрытия мишени, селективного растворения тория и экспрессного отделения актиния от тория и побочных продуктов его облучения (протактиния, церия, лантана, радия и т.д.), обеспечивающего получение актиния более высокой чистоты. Радионуклидная чистота полученного продукта Ас-225 составляет не менее 99,95% (за исключением Ас-227), что весьма существенно для потребителя.

Технический результат достигается тем, что в способе получения актиния-225, включающем облучение мишени, содержащей облучаемый металлический торий, заключенный в герметическую оболочку, выполненную из ниобия, стенки которой приварены к облучаемому торию методом диффузионной сварки, потоком протонов высокой интенсивности (десятки мкА) с энергией более 40 МэВ, извлечение облученного металлического тория из оболочки, растворение извлеченного тория в кислоте, экстракцию макроколичеств растворенного тория раствором экстрагента в неполярном растворителе и последующее извлечение актиния из водной фазы с использованием колонки, заполненной экстракционно-хроматографическим сорбентом, содержащим октилфенил-N,N-диизобутилкарбамоилфосфин оксид, в отличие от прототипа, вскрытие герметической оболочки производят путем селективного растворения части или всей ниобиевой оболочки целиком в водном растворе смеси фтористоводородной и азотной кислот при температуре смеси от 20°С до 120°С при возможном изменении состава водного раствора в диапазоне от 1,4 моль/л фтористоводородной кислоты и 16 моль/л азотной кислоты до 29 моль/л фтористоводородной кислоты и 0,05 моль/л азотной кислоты. Затем растворение извлеченного тория производят в избытке смеси, содержащей азотную кислоту с концентрацией 5-10 моль/л и фтористоводородную кислоту с концентрацией 5⋅10^-3 - 10^-2 моль/л при температуре смеси от 50°С до 100°С. После растворения металлического тория отделение макроколичеств растворенного тория проводят методом многократной жидкость-жидкостной экстракции раствором ди-2-этилгексилфосфорной кислоты в неполярном органическом растворителе. Извлечение актиния из полученной водной фазы проводят трехстадийным хроматографическим разделением, для чего водную фазу пропускают через хроматографическую колонку, заполненную экстракционно-хроматографическим сорбентом, содержащим N,N,N',N'-тетра-н-октилдигликольамид, промывают колонку раствором азотной кислоты с концентрацией 3-5 моль/л и затем смывают актиний-лантанидную фракцию раствором азотной кислоты с концентрацией 0,005-0,05 моль/л, причем образовавшийся элюат для концентрирования фракции актиния и лантанидов непосредственно направляют в хроматографическую колонку, заполненную экстракционно-хроматографическим сорбентом, содержащим ди-(2-этилгексил)-фосфорную кислоту, а далее актиний и лантаниды смывают раствором азотной кислоты с концентрацией 2-4 моль/л с последующим выделением актиния с использованием колонки, заполненной экстракционно-хроматографическим сорбентом, содержащим октилфенил-N,N-диизобутилкарбамоилфосфин оксид. В случаях, когда масса перерабатываемой ториевой мишени не так велика и/или имеется техническая возможность использовать в «горячих» камерах хроматографические колонки большого размера, сорбирующие макроколичества тория, для отделения макроколичеств растворенного тория и извлечения актиния проводят только описанное выше трехстадийное хроматографическое разделение. При этом последовательная очистка с помощью данных экстрационно-хроматографических сорбентов создает возможность вообще избежать стадию жидкость-жидкостной экстракции.

Исходная мишень представляет собой пластину металлического тория толщиной до 30 мм в корпусе из ниобия, причем к торию и корпусу с двух сторон методом диффузионной сварки приварены фольги из ниобия, которые служат входным и выходным окнами для протонного пучка.

При этом может осуществляться сначала механическое вскрытие ториевых мишеней в металлической оболочке путем выдавливания металлического тория из корпуса оболочки мишени вместе с частями оболочки мишени (окнами).

Оставшийся после механического вскрытия мишени с торием ниобий или же оболочку мишени целиком, без механического вскрытия, селективно растворяют до его полного растворения в водном растворе смеси фтористоводородной и азотной кислот. При этом при температуре смеси от 20°С до 24°С используют состав водного раствора предпочтительно в диапазоне от 1,4 моль/л фтористоводородной кислоты и 16 моль/л азотной кислоты до 29 моль/л фтористоводородной кислоты и 0,07 моль/л азотной кислоты, а при температуре смеси от 85°С до 120°С - предпочтительно в диапазоне от 3,5 моль/л фтористоводородной кислоты и 14 моль/л азотной кислоты до 29 моль/л фтористоводородной кислоты и 0,05 моль/л азотной кислоты.

Сущность изобретения поясняется схемой на Фиг. 1, на которой изображены последовательности радиохимических стадий при выделении актиния-225.

На Фиг. 2 показана зависимость скорости растворения ниобия (материал оболочки) от соотношения концентраций фтористоводородной и азотной кислот в их смеси (смешивали 29 моль/л HF и 16 моль/л HNO₃) в процессе химического вскрытия облученной мишени при температуре 20-24°С. В области заметного растворения ниобия при отношении мольных концентраций HF/HNO₃ от 5⋅10^-3 до 5⋅10³ при комнатной температуре торий пассивируется и не растворяется. Наиболее быстрое растворение ниобия достигается при температуре 85-120°С в диапазоне концентраций от 1,4 моль/л фтористоводородной кислоты и 16 моль/л азотной кислоты до 29 моль/л фтористоводородной кислоты и 0,07 моль/л азотной кислоты, причем торий в этих условиях не растворяется.

На Фиг. 3 показаны зависимости коэффициентов удерживания актиния и лантанидов (величина, характеризующая объем раствора, необходимый для вымывания радионуклидов с колонки, заполненной соответствующим сорбентом) от концентрации азотной кислоты в растворе на различных экстракционно-хроматографических сорбентах (а - сорбент на основе N,N,N',N'-тетра-н-октилдигликольамида, 6 - ди-2-этилгексилфосфорной кислоты и в - октилфенил-N,N-диизобутилкарбамоилфосфин оксида), и указаны выбранные для сорбции и десорбции актиния диапазоны концентраций азотной кислоты в растворе, обеспечивающие сквозное протекание раствора через серию хроматографических колонок, когда раствор, вытекающий из колонки с одним сорбентом, служит входящим раствором для колонки со следующим сорбентом без изменения кислотной концентрации.

Осуществление заявленного способа получения актиния-225 при облучении потоком ускоренных заряженных частиц подтверждается следующими пояснениями и примерами.

Оставшийся после механического вскрытия мишени с торием ниобий или же оболочку мишени целиком, без механического вскрытия, селективно растворяют до его полного растворения в смеси концентрированных фтористоводородной кислоты (исходная концентрация до смешивания обычно 20-29 моль/л) и азотной кислоты (исходная концентрация до смешивания обычно 11-16 моль/л). Причем если растворение проводить при нагревании до температуры 85-120°С (что ускоряет процесс растворения ниобия), состав водного раствора меняют в диапазоне от 3,5 моль/л фтористоводородной кислоты и 14 моль/л азотной кислоты до 29 моль/л фтористоводородной кислоты и 0,05 моль/л азотной кислоты. Для растворения окон оболочки мишени толщиной около 100 мкм при указанных граничных концентрациях скорость растворения ниобия составляет примерно 3 часа. При промежуточных концентрациях в указанных диапазонах скорость растворения выше. При меньшей концентрации азотной кислоты во фтористоводородной (менее 0,05 моль/л при 85-120°С) время растворения оболочки мишени увеличивается, что ухудшает технологические параметры процесса переработки. При меньшей концентрации фтористоводородной кислоты в азотной кислоте (менее 3,5 моль/л при 100°С) торий также частично растворяется, что приводит к потерям Ас-225. Наиболее быстрое селективное растворение оболочки мишени достигается при нагревании смеси кислот при приблизительно 120°С. В этих условиях концентрация фтористоводородной кислоты должна быть не менее 3,5 моль/л, поскольку при меньшей концентрации происходит растворение тория. Проведение растворения материала оболочки возможно и без нагревания, а при температуре 20-24°С возможный состав смеси должен составлять от 1,4 моль/л фтористоводородной кислоты и 16 моль/л азотной кислоты до 29 моль/л фтористоводородной кислоты и 0,07 моль/л азотной кислоты, однако при этом скорость процесса растворения ниобия снижается. Растворение части ниобиевой оболочки для удаление входной и выходной окон (ниобиевые фольги) возможно и без предварительного выдавливания, однако это замедляет процесс растворения и приводит к трудностям при последующем извлечении основного мишенного материала - тория из корпуса оболочки. Растворение тория вместе с ниобием без предварительного удаления ниобиевых входных окон, приваренных к торию по поверхности диффузионной сваркой, приводит к значительному усложнению химической процедуры, требующей очистки от макроколичеств ниобия и от радионуклидов, образующихся при облучении ниобия протонами, к значительным потерям продукта - актиния-225 и к увеличению объема жидких радиоактивных отходов.

После растворения оболочки мишени облученный торий растворяют в избытке азотной кислоты с концентрацией 5-10 моль/л с добавлением фтористоводородной кислоты до концентрации 5⋅10^-3-10^-2 моль/л, причем раствор при этом нагревают до 50-120°С. При концентрации азотной кислоты менее 5 моль/л и концентрации фтористоводородной кислоты менее 5⋅10^-3 моль/л растворение тория также возможно, однако скорость процесса снижается (мишень массой 20 г растворяется более 6 часов), кроме того, после растворения мишени в более разбавленной азотной кислоте, чем 5 моль/л, необходимо дополнительное добавление концентрированной азотной кислоты перед проведением выделения актиния, что усложняет проведение процесса.

Концентрация фтористоводородной кислоты в растворе более 10^-2 моль/л вызывает образование осадка фторида тория, с которым соосаждается актиний, что ведет к потерям продукта. Нагревание раствора во время растворения тория необходимо, поскольку при температуре менее 50°С растворение тория пассивируется, а при более высокой температуре, чем 120°С. раствор быстро испаряется.

После растворения мишени основное количество тория удаляют из полученного раствора методом многократной жидкость-жидкостной экстракции раствором ди-2-этилгексилфосфорной кислоты в неполярном органическом растворителе из 2-5 моль/л раствора азотной кислоты, а в качестве неполярного органического растворителя используют толуол, бензол, или ксилол, или же торий удаляют хроматографическим методом, пропуская полученный раствор через хроматографическую колонку, заполненную экстракционно-хроматографическим сорбентом, содержащим N,N,N',N'-тетра-н-октилдигликольамид (сорбцию проводят из раствора в 3-5 моль/л азотной кислоты) или ди-2-этилгексилфосфорную кислоту (сорбцию проводят из раствора в 2-5 моль/л азотной кислоты). Хроматографическое отделение макроколичеств тория без жидкостной экстракции обычно целесообразно использовать при сравнительно небольшой массе мишени (менее 3 г), когда размер хроматографической колонки, необходимой для полного удерживания тория, позволяет использовать ее в условиях работы в «горячей» камере.

При проведении экстракции ди-2-этилгексилфосфорной кислотой или сорбции сорбентом на ее основе при концентрации раствора азотной кислоты менее 2 моль/л [Z. Szeglowski, В. Kubica. Extraction of actinium with di-(2-ethylhexyl) phosphoric acid from hydrochloric and nitric acid solutions. J. Radioanal. Nucl. Chem. 1991. Vol. 153. No. 1. PP. 67-74] в органическую фазу переходит также актиний-225, что приводит к его потерям, а при концентрации более 5 моль/л необходимо после отделения тория разбавлять раствор, дополнительно увеличивая его объем, что усложняет процедуру дальнейшей переработки мишени и приводит к увеличению объема жидких радиоактивных отходов.

При этом, в случае использования сорбента на основе N,N,N',N'-тетра-н-октилдигликольамида для отделения тория, одновременно с торием на колонке сорбируется актиний, а диапазон концентраций азотной кислоты 3-5 моль/л соответствует максимальной сорбции актиния на этом сорбенте [R.A. Aliev, S.V. Ermolaev, A.N. Vasiliev et al. Isolation of medicine-applicable actinium-225 from thorium targets irradiated by medium-energy protons. Solvent Extraction and Ion Exchange. 2014. Vol. 32. No. 5. PP. 468-477]. В этом случае актиний затем вымывают с колонки раствором азотной кислоты с концентрацией 0,005-0,05 моль/л, а торий остается на колонке.

После растворения облученного тория или после экстракционного отделения макроколичеств тория раствор пропускают через хроматографическую колонку, заполненную экстракционно-хроматографическим сорбентом, содержащим N,N,N',N'-тетра-н-октилдигликольамид (в случае использования сорбента на основе N,N,N',N'-тетра-н-октилдигликольамида для отделения тория, это та же самая колонка, и десорбат с нее непосредственно поступает на следующую колонку), промывают колонку раствором азотной кислоты с концентрацией 3-5 моль/л и затем смывают актиний раствором азотной кислоты с концентрацией 0,005-0,05 моль/л, причем образовавшийся элюат непосредственно направляют во вторую хроматографическую колонку, заполненную экстракционно-хроматографическим сорбентом, содержащим ди-2-этилгексилфосфорную кислоту, добиваясь таким образом концентрирования фракции актиния и лантанидов на этой хроматографической колонке, промывают колонку раствором азотной кислоты с концентрацией 0,005-0,05 моль/л (если проводить сорбцию при меньшей концентрации кислоты, возможен гидролиз актиния, при концентрации кислоты более 0,05 моль/л наблюдается проскок актиния и снижение его выхода [Z. Szeglowski, В. Kubica. Extraction of actinium with di-(2-ethylhexyl) phosphoric acid from hydrochloric and nitric acid solutions. J. Radioanal. Nucl. Chem. 1991. Vol.153. No. 1. PP. 67-74]), и смывают фракцию, содержащую актиний, раствором азотной кислоты с концентрацией 2-4 моль/л, причем образовавший элюат непосредственно направляют в третью хроматографическую колонку, заполненную экстракционно-хроматографическим сорбентом, содержащим октилфенил-N,N-диизобутилкарбамоилфосфин оксид, а затем смывают актиний раствором азотной кислоты с концентрацией 2-4 моль/л. Применение раствора с концентрацией азотной кислоты 2-4 моль/л обеспечивает максимальную сорбцию актиния на этом сорбента [V. Ostapenko, A. Vasiliev, Е. Lapshina et al. Extraction chromatographic behavior of actinium and REE on DGA, Ln and TRU resins in nitric acid solutions. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. 2015. Vol. 306. No. 3. PP. 707-711] и обеспечивает наиболее эффективное его разделение с лантанидами.

Комбинация механического вскрытия мишени с химическим, для которого найдены условия селективного растворения оболочки мишени, и дальнейшей переработки облученного тория (более быстрой и технологичной, чем ранее использовавшейся) с выделением получением конечного продукта - актиния-225 высокой чистоты (выше, чем достигалась ранее) обеспечивает достижение заявленного технического результата.

Описанную процедуру химического выделения актиния из металлического тория в оболочке из металлического ниобия можно применять в определенной части после удаления оболочки также в случае использования оболочки из стали или других материалов (приваренных диффузионной сваркой к торию или без использования диффузионной сварки), причем условия удаления оболочки тогда могут быть несколько иными, и они известны. Хотя оболочка из ниобия, приваренная диффузионной сваркой, является наиболее перспективной.

Осуществление заявленного способа получения актиния-225 поясняется следующими примерами.

Пример 1.

Изготавливается мишень из металлического тория массой 0,5 г в виде диска толщиной 0,4 мм и диаметром 12 мм, которую помещают внутрь корпуса в виде кольца из металлического ниобия, и к которому приваривают методом диффузионной сварки в вакууме входные окна из металлического ниобия толщиной 100 мкм.

Мишень облучают пучком протонов с током 100 мкА и начальной энергией 120 МэВ.

После облучения мишень помещают в тефлоновый стакан, добавляют 100 мл 20 моль/л фтористоводородной кислоты и 10 мл 16 моль/л азотной кислоты (таким образом, получается раствор с концентрацией приблизительно 18 моль/л фтористоводородной кислоты и 1,5 моль/л азотной кислоты). После полного растворения ниобия при 120°С (в течение 20-30 мин) переносят ториевый диск в другой стакан, добавляют 50 мл 7 моль/л азотной кислоты и 15 мкл 20 моль/л фтористоводородной кислоты, при нагревании до 90-100°С торий полностью растворяется (в течение 2 часов). В данном случае относительно небольшая масса тория позволяет произвести хроматографическое отделение макроколичеств тория, минуя стадию жидкость-жидкостной экстракции.

Разбавляют полученный раствор до 4 моль/л по азотной кислоте и пропускают раствор через колонку, заполненную 15 г экстракционно-хроматографического сорбента на основе N,N,N',N'-тетра-н-октилдигликольамида (DGA Resin, Eichrom), промывают колонку 100 мл раствора азотной кислоты с концентрацией 4 моль/л, при этом сорбируется на колонке лишь торий, актиний и лантаниды, а прочие продукты облучения, такие как рутений, сурьма, радий, цирконий и т.д. остаются в элюате. Актиний смывают 50 мл раствора азотной кислоты с концентрацией 0,01 моль/л, в этих условиях последовательно десорбируются Ac(III), La(III), Ce(III), Nd(III), Pm(III), Sm(III) и Eu(III), причем образовавшийся элюат непосредственно направляют во вторую хроматографическую колонку, заполненную 1,5 г экстракционно-хроматографического сорбента на основе ди-2-этилгексилфосфорной кислоты (LN Resin, Eichrom). Вторую колонку промывают 30 мл 0,1 моль/л азотной кислоты. Происходит осаждение актиния и лантанидов на колонке и дополнительная очистка от прочих продуктов облучения, которые не задерживаются данным сорбентом. Далее актиний и лантаниды смывают раствором азотной кислоты с концентрацией 3 моль/л, причем образовавший элюат непосредственно направляют в третью хроматографическую колонку, заполненную 1,5 г экстракционно-хроматографического сорбента на основе октилфенил-N,N-диизобутилкарбамоилфосфин оксида (TRU Resin, Eichrom), где происходит осаждение актиния и некоторых оставшихся примесей, а затем смывают актиний с третьей колонки 40 мл раствора азотной кислоты с концентрацией 3 моль/л. В первых фракциях элюата с колонки третьей выходит актиний, а лантан, церий и прочие лантаниды остаются сорбированными на колонке. Первые фракции элюата с колонки до начала десорбции лантана общим объемом 20 мл и являются конечным продуктом.

Химический выход составил 91%, радионуклидная чистота продукта (на дату 17 дней после окончания облучения) следующая:

- Актиний-226 (период полураспада 29 часов): 0,2%;

- Актиний-227 (период полураспада 21,8 лет): ≤0,3%;

- Другие радионуклиды, определенные методом альфа и гамме-спектрометрии: 0,03%.

Пример 2

Изготавливают мишень из металлического тория массой 25 г в виде диска толщиной 3 мм и диаметром 30 мм, которую помещают внутрь корпуса в виде кольца из металлического ниобия и приваривают входные окна из металлического ниобия толщиной 150 мкм. Мишень облучают пучком протонов с током 80 мкА и начальной энергией 100 МэВ.

После облучения диск металлического тория выдавливают прессом вместе с приставшей частью входных окон ниобиевого корпуса. Ториевый диск с остатками входных окон помещают в тефлоновый стакан, приливают 10 мл фтористоводородной кислоты с концентрацией 22 моль/л и 90 мл азотной кислоты с концентрацией 15 моль/л (таким образом, получается раствор с концентрацией приблизительно 2,2 моль/л фтористоводородной кислоты и 13,5 моль/л азотной кислоты). Растворение происходит в течение 5-10 мин. при комнатной температуре 20-24°С, специальное нагревание раствора не требуется. После полного растворения ниобия переносят ториевый диск в другой стакан, приливают 300 мл азотной кислоты концентрации 7 моль/л с 0,1 мл раствора фтористоводородной кислоты концентрации 20 моль/л. При нагревании на плитке до 90-100°С торий полностью растворяется.

Разбавляют полученный раствор до 4 моль/л по азотной кислоте и (общий объем 0,5 л) и проводят двукратную экстракцию равным объемом раствора ди-2-этилгексилфосфорной кислоты в бензоле (1:1 по объему). Полученную после второй экстракции водную фазу промывают бензолом и пропускают раствор через колонку, заполненную 2 г экстракционно-хроматографического сорбента на основе N,N,N',N'-тетра-н-октилдигликольамида (DGA Resin, Eichrom), промывают колонку 40 мл раствора азотной кислоты с концентрацией 4 моль/л, при этом сорбируется на колонке актиний и лантаниды, а прочие продукты облучения, такие как рутений, сурьма, радий, цирконий и т.д. остаются в элюате. Актиний смывают с колонки 20 мл раствора азотной кислоты с концентрацией 0,01 моль/л, в этих условиях последовательно десорбируются Ас(Ш), La(III), Ce(III), Nd(III), Pm(III), Sm(III) и Eu(III), причем образовавшийся элюат непосредственно направляют в хроматографическую колонку, заполненную 2 г экстракционно-хроматографического сорбента на основе ди-2-этилгексилфосфорной кислоты (LN Resin, Eichrom). Вторую колонку промывают 30 мл азотной кислоты с концентрацией 0,1 моль/л. В этих условиях сорбируется на колонке лишь актиний и лантаниды, а прочие продукты облучения, такие как рутений, сурьма, радий, цирконий и т.д. остаются в элюате. Актиний и лантаниды смывают раствором азотной кислоты с концентрацией 4 моль/л, причем образовавший элюат непосредственно направляют в третью хроматографическую колонку, заполненную 2 г экстракционно-хроматографического сорбента на основе октилфенил-N,N-диизобутилкарбамоилфосфин оксида (TRU Resin, Eichrom), а затем смывают актиний 40 мл раствора азотной кислоты с концентрацией 4 моль/л. В первых фракциях элюата с колонки выходит актиний, а лантан, церий и прочие лантаниды остаются сорбированными на колонке. Первые фракции элюата с колонки до начала десорбции лантана общим объемом 15 мл и являются конечным продуктом.

Химический выход составил 90%, радионуклидная чистота продукта (на дату 17 дней после окончания облучения) следующая:

- Актиний-226 (период полураспада 29 часов): 0,2%;

- Актиний-227 (период полураспада 21,8 лет): ≤0,3%;

- Другие радионуклиды, определенные методом альфа и гамме-спектрометрии:<0,05%.

Таким образом, использование настоящего изобретения предоставляет возможность высокопроизводительного получения из массивных ториевых мишеней, облученных пучком заряженных частиц высокой интенсивности, актиния-225 высокой чистоты, как по радиоактивным, так и по стабильным примесям, с целью его дальнейшего использования в терапии онкологических заболеваний. Радионуклидная чистота актиния, достигаемая на определенную дату после облучения, составляет 99,7% и выше.