СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ АКТИНИНИЯ-225 ИЗ РАДИЯ-226 Российский патент 2024 года по МПК G21G1/06 

Область техники, к которой относится изобретение

Настоящее изобретение относится к способу получения изотопа актининия-225 (²²⁵Ас) из радия-226 (²²⁶Ra). В частности, изобретение относится к способу получения радия-225 (²²⁵Ra) и его последующему превращению в актиний-225 за счет распада. Актиний-225 (²²⁵Ас) является альфа-излучающим изотопом с периодом полураспада около 10 дней, что демонстрирует большую перспективу для медицинского применения. Применение ²²⁵Ас особенно предусматривается в таргетной альфа-терапии (ТАТ). В таргетной альфа-терапии (ТАТ) изотоп может быть присоединен к различным биомолекулам или соединениям направленного действия. Разнообразие биомолекул или соединений направленного действия связывается конкретно, например, с раковыми клетками. Альфа-распад изотопа, нацеленного на клетку, разрушает раковую клетку за счет альфа-распада. В случае, если целенаправленный агент оказывает достаточное специфическое лечебное воздействие, это применение может обеспечить возможность лечения, при котором злокачественные клетки локально обрабатываются и эффективно уничтожаются. С помощью локализованного и целенаправленного лечения отрицательные побочные эффекты могут быть сведены к минимуму. Это выгодно отличается от более распространенных методов лечения, таких как химиотерапия или гормональная терапия, при которых лечение влияет на всего пациента, и побочные эффекты могут быть серьезными. Разработки таргетной альфа-терапии (ТАТ) в настоящее время быстро развиваются. Быстрое развитие создает повышенную потребность в альфа-излучающих изотопах, таких как ²²⁵Ас, надлежащего качества и количества для использования в ТАТ.

Кроме того, одним из дочерних изотопов ²²⁵Ас является ²¹³Bi (висмут-213). ²¹³Bi имеет 45-минутный период полураспада, а также может быть использован для терапии на основе альфа-излучателей. Изотоп ²¹³Bi также опосредованно образуется при производстве ²²⁵Ас.

²²⁵Ас высокой чистоты сложно получить. До сих пор доступны только несколько небольших источников ²²⁹Th (тория-229). ²²⁵Ас получается при распаде ²²⁹Th через ²²⁵Ra. Однако, поскольку доступны только небольшие количества ²²⁹Th, таким путем можно поддерживать только небольшой масштаб применения. Создание источников ²²⁹Th для получения ²²⁵Ас может быть достигнуто путем облучения ²²⁶Ra в тепловом спектре путем множественных захватов нейтронов. К сожалению, такой путь также генерирует менее желательные изотопы, такие как ²²⁸Th, который генерирует высокоэнергетический гамма-поток. Высокоэнергетический гамма-поток, такой как от ²²⁸Th, вызывает трудности с обработкой и радиационной защитой в течение 10-20 лет.

Другим способом получения ²²⁵Ас является генерирование ²²⁵Ra непосредственно из реакции ²²⁶Ra (n,2n), индуцированной высокоэнергетическими (быстрыми) нейтронами.

Уровень техники

Существует несколько публикаций, описывающих процессы превращения ²²⁶Ra в ²²⁵Ra и далее в ²²⁵Ас

Документ ЕР 0752710 раскрывает превращение радия-226 в актиний-225 в ядерном реакторе со спектром быстрых нейтронов с использованием высокоэнергетического нейтрона в (n,2n)-реакции и фокусируется на химическом отделении требуемого изотопа после распада нежелательного изотопа радия-227 с последующим выделением актиния-225.

В документе US 20140226774 раскрыто превращение ²²⁶Ra в ²²⁷Ас с использованием теплового экранирования для защиты ²²⁷Ас от тепловых нейтронов и формирования спектра таким образом, чтобы ядра ²²⁶Ra подвергались воздействию нейтронов в высших эпитермальных группах с энергией от 20 эВ до 1 кэВ.

В документе US 20070092051 раскрывается подход для генерирования актининия-225 путем облучения ²²⁶Ra нейтронами в реакторе на быстрых нейтронах (РБН или FNR, от англ. Fast Neutron Reactor), имеющем значительный поток быстрых нейтронов. Быстрые нейтроны имеют энергию нейтронов от приблизительно 0,1-5 МэВ до приблизительно 20 МэВ. Облучение радия-226 нейтронами, имеющими энергию нейтронов около 0,1 МэВ, предпочтительно - от 5 МэВ до приблизительно 20 МэВ, дает выход ²²⁵Ra. При естественном распаде ²²⁵Ra путем испускания бета-частицы он превращается в ²²⁵Ас. Исходя из теоретических расчетов, потенциальный выход согласно US 20070092051 оценивается в 5 мКи (0,185 ГБк) радия-225 на грамм радия-226.

Таким образом, уже можно генерировать ²²⁵Ас путем использования ²²⁵Ra (n,2n). Однако, учитывая растущий интерес, существует необходимость в более эффективных, более удобных и более продуктивных путях генерирования ²²⁵Ra и из него - ²²⁵Ас.

Недостатком существующих подходов, основанных на РБН, например, как раскрыто в US 20070092051, является то, что РБН не всегда доступны и сложны в эксплуатации коммерчески обоснованным образом. Во всем мире доступно около 20 РБН. Они, как правило, не используются или не могут использоваться для производства медицинских изотопов. Как правило, внедрение и извлечение целевых объектов в таких реакторах РБН сопряжено с трудностями, и эти системы обладают ограниченными гибкостью и рабочим временем для удобства производства ²²⁵Ra.

Раскрытие сущности изобретения

Авторы настоящего изобретения поставили перед собой цель усовершенствовать этот способ и, в частности, обеспечить возможность получения требуемого изотопа радия-225 и актиния-225 из радия-226 более эффективным способом, с более высоким выходом и селективностью и с использованием ядерной инфраструктуры, которая более доступна и более пригодна для производственных целей.

Авторы изобретения обнаружили, что вместо получения внутри реактора РБН, радий-225 и актиний-225 могут быть получены с высоким выходом и селективностью, когда используется исследовательский реактор с «обычным» замедлителем.

Исследовательский реактор с замедлителем создает поток нейтронов, который содержит быстрые нейтроны (имеющие энергию в спектре МэВ) и (эпи-) тепловые нейтроны (имеющие энергию в спектре<кэВ). Присутствие тепловых нейтронов в нейтронном спектре исследовательского реактора с замедлителем создает проблемы в эффективном генерировании ²²⁵Ас, поскольку тепловые нейтроны способны генерировать множество других изотопов в различных количествах (т.е. генерируют низкую селективность в отношении требуемого ²²⁵Ra), тем самым что усложняет выработку требуемых изотопных продуктов и выгорание исходного материала для ²²⁵Ra, т.е. снижение выхода требуемого ²²⁵Ra).

В первоначальных экспериментах с высокопоточным реактором (ВПР или HFR, от англ. High Flux Reactor) в Петтене было обнаружено, что скорость генерирования ²²⁵Ra посредством ²²⁶Ra (n,2n) выше, чем до сих пор было известно. Это дает возможность производить ²²⁵Ra в качестве источника ²²⁵Ас, используя часть нейтронного потока с быстрыми нейтронами в исследовательском реакторе с «обычным» замедлителем, таком как ВПР. Исследовательские реакторы с традиционным замедлителем, такие как ВПР, как правило, имеют более низкий поток быстрых нейтронов, чем большинство РБН, но эксперименты после облучения ²²⁶Ra, облученного в ВПР, показывают, что поток быстрых нейтронов в исследовательском реакторе с замедлителем достаточен для получения значительного количества ²²⁵Ас.

Авторы настоящего изобретения пришли к выводу, что эффективным способом получения ²²⁵Ас из ²²⁶Ra было использование только быстрой нейтронной части потока нейтронов, а активация тепловыми нейтронами была (по существу) устранена. Авторы изобретения пришли к выводу, что это может быть достигнуто с помощью окружения защитным экраном, поглощающим тепловые нейтроны, и, предпочтительно, мишени из радия-226.

Защитный экран поглощает (большую часть) тепловых нейтронов и позволяет большей части быстрых нейтронов проходить и взаимодействовать с материалом-мишенью (²²⁶Ra).

Защитный экран для тепловых нейтронов, предпочтительно, выполнен таким образом, чтобы спектр имел такую форму, чтобы не поглощались только, или по существу, нейтроны, обладающие требуемой энергией для преобразования ²²⁶Ra в ²²⁵Ra, и взаимодействовали с материалом-мишенью. Предпочтительное окно энергии нейтронов для преобразования ²²⁶Ra в ²²⁵Ra лежит в диапазоне от 0,1 МэВ, предпочтительно - от 5 МэВ до 20 МэВ.

Таким образом, изобретение относится к получению содержащего радий-225 материала из содержащего радий-226 материала путем подвергания исходного материала, содержащего радий-226, нейтронному облучению (внутри или вблизи) от исследовательского ядерного реактора с замедлителем, для превращения радия-226 в радий-225 для получения содержащего радий-225 материала, отличающемуся тем, что

- нейтронное облучение исходного содержащего радий-226 материала осуществляют в ядерном реакторе с замедлителем; и

- исходный содержащий радий-226 материал экранируют защитным экраном, поглощающим тепловые нейтроны.

Установлено, что применение защитного экрана, поглощающего тепловые нейтроны, при облучении радия-226 дает следующие преимущества:

- уменьшение количества и разнообразия высокорадиоактивных изотопов, образующихся при активации радия-226 тепловыми нейтронам. Некоторые из высокорадиоактивных изотопов создают гамма-излучение с высокой энергией, которое трудно экранируется и усложняет манипулирование и обработку после облучения. Защитный экран для тепловых нейтронов эффективно уменьшает образование этих конкретных изотопов и тем самым значительно облегчает возможность манипулирования материалом мишени, его обработку и очистку после облучения;

- уменьшение количества и разнообразия изотопов, образующихся при активации радия-226 тепловыми нейтронами. Это уменьшает образование нежелательных изотопов за счет активации тепловыми нейтронами, которые могут оказаться в конечном продукте (улучшает качество продукта) и уменьшает совокупность отходов и сложность процесса разделения (улучшает качество процесса). Это, в частности, относится, например, к ²²⁷Ас, который является очень долгоживущим изотопом, и который должен быть удален из конечного продукта в максимальной степени, но не может быть химически отделен от требуемого изотопа ²²⁵Ас;

- выгорание ²²⁶Ra за счет активации тепловыми нейтронами уменьшается, что уменьшает количество ²²⁶Ra, требуемое для производства. ²²⁶Ra является дефицитным;

- выгорание ²²⁵Ra за счет поглощения тепловых нейтронов («обратная активация» от ²²⁵Ra до ²²⁶Ra) уменьшается, что оптимизирует производство ²²⁵Ra;

- увеличение производства ²²⁵Ra на единицу веса (г) ²²⁶Ra;

- увеличение выхода ²²⁵Ас на единицу веса (г) ²²⁶Ra;

- уменьшение количества образующихся отходов (например, нежелательных изотопов).

Способ согласно настоящему изобретению обеспечивает возможность применения существующей и легкодоступной инфраструктуры для облучения, что обеспечивает относительно быструю и экономически эффективную реализацию этого способа для генерирования изотопов актиния, которые находят широкую применимость в медицинской области. Поскольку инфраструктура для облучения, такая как исследовательский реактор с замедлителем, может облучать большие объемы, можно производить большие количества. Относительно длительный период полураспада ²²⁵Ас, составляющий 10 дней, обеспечивает его доставку по всему миру без большой потери эффективности, что делает возможным централизованное производство. Это приводит к значительной экономической выгоде по сравнению с децентрализованным производством на множестве установок с использованием альтернативных технологии генерирования ²²⁵Ас.

В следующем аспекте изобретения было обнаружено, что при облучении ²²⁶Ra внутри защитного экрана, поглощающего тепловые нейтроны, можно отделить радий (т.е. все изотопы радия в мишени) от других элементов в мишени в течение нескольких дней после облучения, чтобы устранить нежелательные примеси, присутствующие в мишени, или нежелательные примеси, образующиеся при распаде. Период между окончанием облучения и первой очисткой должен быть по крайней мере достаточным для распада ²²⁷Ra (период полураспада 42,2 минуты). В частности, ²²⁷Ас является нежелательным изотопом с периодом полураспада 21,8 года, которого следует избегать для введения пациентам и в окружающую среду, и который все еще может присутствовать в облученном материале в неприемлемых количествах, даже если его генерирования в значительной степени удалось избежать путем использования защитного экрана, поглощающего тепловые нейтроны, в способе согласно изобретению.

Обработка (т.е. выделение нужного изотопа) может быть выполнена различными путями.

В одном из вариантов осуществления нужно удалять из облученного ²²⁶Ra изотопы актиния (как ²²⁷Ас, так и ²²⁵Ас) путем химического извлечения (или элюирования). Поскольку отделение производится через несколько часов - несколько дней после облучения, остается достаточное количество ²²⁵Ra для получения нового ²²⁵Ас в достаточном количестве и в чистом виде, поскольку все другие изотопы актиния, которые могут нанести ущерб качеству продукта, были удалены до получения.

В другом варианте осуществления обработка может выполняться путем извлечения (или элюирования) изотопов радия из облученного ²²⁶Ra и последующего обеспечения распада ²²⁵Ra в изоляте на ²²⁵Ас.

Экранирование от тепловых нейтронов в способе согласно изобретению может быть установлено путем окружения исходного материала радия-226 (закрытым) защитным экраном для тепловых нейтронов. Защитный экран для тепловых нейтронов изготовлен из материалов, имеющих высокое поперечное сечение для тепловых нейтронов. Материалы защитного экрана для тепловых нейтронов, предпочтительно, выбирают из группы элементов с высоким поперечным сечением поглощения тепловых нейтронов, состоящей из бора, кадмия, гадолиния, гафния и их смесей. Предпочтение отдается защитному экрану из гадолиния.

Исходный материал ²²⁶Ra может быть обеспечен в требуемой химической форме (в виде металла, оксида, соли или их смеси). Исходный материал также может быть обеспечен в виде порошка и/или в сочетании с другими элементами, такими как алюминий (Al). Исходные материалы могут быть спеченными и/или гранулированными. Исходный материал помещают в контейнер, предпочтительно образующий закрытую защитную оболочку, например закрытую ампулу, которая может быть изготовлена из металлического, кварцевого или керамического материала и может быть закрыта с образованием защитной оболочки

Ампулу помещают в предпочтительно цилиндрический корпус, состоящий из материала с высоким сечением поглощения тепловых нейтронов (например, предпочтительно - гадолиний) и с низким сечением поглощения высокоэнергетических нейтронов. Защитный экран для тепловых нейтронов можно рассматривать как образующий замкнутую защитную оболочку. Дополнительно или альтернативно, облучаемый материал в ампуле может быть смешан с материалами поглотителя тепловых нейтронов. Эту конфигурацию помещают во вторую защитную оболочку, как правило - металлический цилиндрический корпус, закрытый (приваренной) торцевой крышкой. Защитная оболочка охлаждается снаружи охладителем реактора.

Между защитным экраном и внешней защитной оболочкой в случае необходимости может быть добавлен наполнитель высокой теплопроводности и низкой плотности, предназначенный для отвода тепла, выделяемого всеми материалами и компонентами, в охладитель без высоких тепловых градиентов, чтобы избежать перегрева и уменьшения тепловых градиентов и, следовательно, тепловых напряжений, расплавления, разложения в различных материалах и компонентах.

Поток низкоэнергетических (тепловых) нейтронов из исследовательского реактора поглощается материалом защитного экрана для тепловых нейтронов, поэтому низкоэнергетические (тепловые) нейтроны почти отсутствуют во внутреннем объеме защитного экрана. Высокоэнергетические (быстрые) нейтроны (обычно около 0,1 МэВ, предпочтительно - от 5 МэВ до приблизительно 20 МэВ) проходят сквозь него относительно спокойно. Поэтому в этой конфигурации внутри защитного экрана создается определенный спектр быстрых нейтронов. Для материала, содержащего ²²⁶Ra внутри защитного экрана, реакция ²²⁶Ra(n,2n) происходит в потоке быстрых нейтронов исследовательского реактора (которому в значительной степени не мешает защитный экран), но реакции активации тепловыми нейтронами предотвращаются, поскольку тепловые нейтроны эффективно поглощаются защитным экраном.

Изобретение можно проиллюстрировать более подробно следующим образом (фиг. 1):

Радиевый исходный материал (5), который может быть в различных химических формах, таких как металл, оксид, карбонат, нитрид и т.д., обеспечен в защитном блоке (4) для исходного материала радия.

Блок (4) может представлять собой ампулу из радиационно-стойких легких материалов, таких как металлы, кварц, керамика. Исходные содержащие радий материалы могут быть помещены в держатель (3) защитного экрана для тепловых нейтронов, который может быть закрыт торцевой крышкой (2). Держатель защитного экрана (4) для тепловых нейтронов и торцевая крышка (3) могут быть изготовлены из материала с высоким тепловым нейтронным сечением, такого как бор, кадмий, гадолиний. Предпочтительным материалом для держателя и торцевой крышки является гадолиний. Предпочтительно, держатель и торцевая крышка изготовлены из одного и того же или, по существу, одного и того же материала, поглощающего тепловые нейтроны. Защитный экран для тепловых нейтронов предпочтительно полностью окружает материал радиевой мишени, т.е. защищает его от тепловых нейтронов реактора. Защищенный от тепловых нейтронов материал радиевой мишени может быть помещен в защитную оболочку (7), как правило, из металлического материала, которая может иметь крышку (1) защитной оболочки. Защитная оболочка и крышка защитной оболочки могут быть герметично закрыты, например, сваркой. Защитная оболочка и защитная крышка предпочтительно изготовлены из одного и того же или, по существу, одного и того же материала. Между защитной оболочкой и защитным экраном от тепловых нейтронов может быть предусмотрен заполняющий материал (6), как правило - легкий материал с хорошей теплопроводностью, например графит или алюминий.

Краткое описание чертежей

На фиг. 1 схематически представлен примера цилиндра с защитной оболочкой, содержащего мишень из радиевого материала, экранированную от тепловых нейтронов.

На фиг. 2 показаны количества ²²⁵Ас и ²²⁵Ra в зависимости от времени, во время и после облучения в экранированном и неэкранированном виде. Неэкранированный случай основан на фактическом облучении 0,12 мг ²²⁶Ra в высокопоточном положении в реакторе ВПР в Петтене, Нидерланды. Содержание ²²⁵Ас измерялось в три разных момента времени и указано на графике. Из измерений и подтвержденных расчетов количество ²²⁵Ас обеспечивает качество ²²⁵Ra, которое образуется в конце облучения без защитного экрана, поглощающего тепловые нейтроны. Скорость получения ²²⁵Ra будет аналогичной или выше в случае наличия защитного экрана, поглощающего тепловые нейтроны, поскольку быстрые нейтроны не поглощаются и не воздействуют на защитный экран, поглощающий тепловые нейтроны, а выгорание генерируемого ²²⁵Ra за счет тепловых нейтронов устраняется защитным экраном, поглощающим тепловые нейтроны.

Осуществление изобретения

С известным количеством ²²⁵Ra в зависимости от времени на основе количества после облучения и распада, может быть смоделирован процесс извлечения ²²⁵Ас:

- через 3 дня весь актиний химически удаляется, и остаются только изотопы радия ²²⁵Ra и ²²⁶Ra. Этот актиний может содержать неприемлемые количества нежелательного изотопа ²²⁷Ас и может быть устранен или использован для других целей;

- с этого момента ²²⁵Ra постоянно генерирует новый ²²⁵Ас, и никакой другой изотоп актиния не образуется и не присутствует;

- генерируемый ²²⁵Ас может многократно извлекаться до тех пор, пока большая часть ²²⁵Ra не распадется. На чертеже показана предварительная схема извлечения, в которой после периодов от 5 до 8 дней из радия извлекается ²²⁵Ас.

Было подсчитано, что весь радий извлекается и очищается через три дня после окончания облучения (т.е. через 31+3 дня после начала облучения). Поэтому извлеченный и очищенный радий больше не содержит актиния к этому моменту времени. Впоследствии генерируемый ²²⁵Ас генерируется путем распада из ²²⁵Ra, который присутствует в очищенном радии.

На фиг. 2 приведен график достигнутой активности облучения ²²⁶Ra как при экранировании тепловых нейтронов, так и без экранирования тепловых нейтронов (для сравнения).

На чертеже показано, что на основании облучения 0,12 мг ²²⁶Ra в исследовательском реакторе на тепловых нейтронах с обычным замедлителем, таком как ВПР, можно экстраполировать, что может быть получено в общей сложности приблизительно 6,9 ГБк ²²⁵Ас/г ²²⁶Ra, что соответствует 860 дозам для пациентов в случае, если предполагается 8 МБк на дозу (на основе нормального применения PSMA (простатического специфического мембранного антигена) ²²⁵Ас). Таким образом, можно осуществить множественное извлечение ста доз для пациентов на основе ²²⁶Ra в количестве 1 грамм. Использование защитного экрана, поглощающего тепловые нейтроны, обеспечивает аналогичные или более высокие количества, но активность нежелательных изотопов значительно снижается, что в значительной степени облегчает манипулирование и обработку, а также снижает риск появления примесей в конечном продукте за счет уменьшения их образования во время облучения. Согласно способу, раскрытому в US 20070092051 и на основании теоретических расчетов, потенциальный выход был оценен в 5 мКи (0,185 ГБк) радия-225 на грамм радия-226 в реакторе на быстрых нейтронах. Настоящее изобретение обеспечивает значительно более высокий выход (примерно в 40 раз) в исследовательском реакторе с обычным замедлителем, таком как ВПР.

Существуют и другие, известные способы получения ²²⁵Ас, но ключевым преимуществом заявленного способа является то, что можно использовать существующую и легкодоступную инфраструктуру для облучения, обеспечивающую значительные количества ²²⁵Ас, при этом исключая образование нежелательных изотопов, которые усложняют манипулирование, обработку и очистку после облучения. Использование легкодоступной инфраструктуры для облучения обеспечивает относительно быструю и экономически эффективную реализацию. Это важно для медицинского изотопа, который уже пользуется большим спросом и, как ожидается, спрос на него значительно увеличится в ближайшие годы, особенно принимая во внимание впечатляющие результаты, достигнутые с помощью ²²⁵Ас, например, применяемым в сочетании с PSMA-соединениями для лечения кастрационно-резистентного рака предстательной железы, и его ожидаемой эффективности для новых медицинских применений.

Изобретение относится к способу изготовления содержащего радий-225 материала из содержащих радий-226 материалов. Материал, содержащий радий-225, получают путем подвергания исходного содержащего радий-226 материала нейтронному облучению от ядерного реактора для превращения ²²⁶Ra в радий-225 для получения содержащего радий-225 материала. Причем нейтронное облучение исходного содержащего радий-226 материала осуществляют в ядерном реакторе с замедлителем. В процессе облучения исходный содержащий радий-226 материал экранируют защитным экраном, поглощающим тепловые нейтроны. 3 н. и 8 з.п. ф-лы, 2 ил.

1. Способ получения актиния-225 посредством получения содержащего радий-225 материала из содержащего радий-226 материала путем подвергания исходного содержащего радий-226 материала нейтронному облучению от ядерного реактора для превращения радия-226 в радий-225, для обеспечения содержащего радий-225 материала, отличающийся тем, что

- нейтронное облучение исходного содержащего радий-226 материала осуществляют в ядерном реакторе с замедлителем;

- исходный содержащий радий-226 материал экранируют защитным экраном, поглощающим тепловые нейтроны;

- обеспечивают распад радия-225 на актиний-225; и

- выделяют актининий-225 из содержащего радий-225 материала.

2. Способ по п. 1, дополнительно содержащий выделение изотопов радия из содержащего радий-225 материала.

3. Способ по п. 1 или 2, в котором ядерный реактор с замедлителем представляет собой исследовательский реактор с замедлителем.

4. Способ по любому из пп. 1-3, в котором ядерный реактор с замедлителем представляет собой высокопоточный реактор с замедлителем.

5. Способ по любому из пп. 1-4, в котором защитный экран, поглощающий тепловые нейтроны, выполнен из материала, входящего в группу, содержащую материалы с высоким сечением поглощения тепловых нейтронов, такие как бор, кадмий, гадолиний, гафний а также материалы, содержащие эти элементы и их смеси, предпочтительно гадолиний.

6. Способ по любому из пп. 1-5, в котором быстрые нейтроны из ядерного реактора с замедлителем имеют энергию в диапазоне от приблизительно 0,1 МэВ, предпочтительно - от 5 МэВ до приблизительно 20 МэВ.

7. Способ по любому из пп. 1-6, в котором тепловые нейтроны имеют энергию в диапазоне от приблизительно 20 эВ до приблизительно 1000 эВ.

8. Способ по любому из пп. 1-7, в котором содержащий радий-226 материал обеспечивают в виде металла, оксида, соли, например галогенида, нитрата или карбоната, или их смеси.

9. Способ изготовления содержащего актининий-225 материала, включающий в себя этапы подвергания исходного содержащего радий-226 материала нейтронному облучению для превращения радия-226 в материал, содержащий радий-225 и актиний-225, отличающийся тем, что

- нейтронное облучение исходного содержащего радий-226 материала осуществляют в ядерном реакторе с замедлителем; и

- исходный содержащий радий-226 материал экранируют от тепловых нейтронов защитным экраном, поглощающим тепловые нейтроны;

- обеспечивают распад содержащего радий-225 материала на материал, содержащий актиний-225.

10. Способ по п. 9, в котором изотопы радия выделяют из содержащего радий-225, материала, до обеспечения распада на материал, содержащий актиний-225.

11. Применение защитного экрана, поглощающего тепловые нейтроны, в способе получения актиния-225 посредством облучения радия-226 быстрыми нейтронами в ядерном реакторе с замедлителем для генерирования радия-225, при этом обеспечена возможность распада радия-225 на актиний-225.