Получение сверхчистого висмута-213 для использования в терапевтической ядерной медицине

005735 Техническая область Данное изобретение относится к отделению дочернего радионуклида от его материнских радионуклидов при получении высокоочищенных радионуклидов для использования в терапии и более конкретно к получению водного раствора ионов высокоочищенного висмута-213(III) из раствора, содержащего радиоактивные материнские ионы, такие как актиний-225(III) и радий-225(II). Предшествующий уровень техники Использование радиоактивных материалов в медицинской диагностике было охотно принято, поскольку данные процедуры являются безопасными, минимально инвазивными, эффективными с точки зрения стоимости, и они обеспечивают уникальную структурную и/или функциональную информацию,которую врач-клиницист не может получить иным образом. Полезность ядерной медицины отражена более чем 13 миллионами диагностических процедур, которые проводятся каждый год только в США,что эквивалентно примерно одному из каждых четырех принятых стационарных больных, получавших относящиеся к ядерной медицине процедуры. [См. Adelstein, et al., Eds., Isotopes for Medicine and the LifeDemand for Medical Isotopes", Department of Energy, Office of Nuclear Energy, Science, and Technology; 1999; и Bond et al., Ind. Eng. Chem. Res. 2000, 39:3130-3134]. Использование радиации при лечении заболеваний имеет длительную практику с упором на терапию облучением внешним источником, в настоящее время давая путь к более целевым механизмам доставки. Например, имплантаты с герметичным источником, содержащие палладий-103 или йод-125, используют при брахитерапии рака предстательной железы; самарий-153 или рений-188 подвергают конъюгации с агентами биолокализации на основе дифосфонатов, которые концентрируются у метастазов при паллиативном лечении боли при раке кости; и радиоиммунотерапия (РИТ) основывается на конъюгации радионуклида с пептидами, белками или антителами, которые селективно концентрируются на пораженном участке, посредством чего радиоактивный распад оказывает цитотоксическое воздействие. Радиоиммунотерапия представляет наиболее селективное средство доставки цитотоксичной дозы излучения к пораженным клеткам, в то же время щадя здоровые ткани [см. Geerlings et al., US Patent5246691,1993; Whitlock et al., Ind. Eng. Chem. Res. 2000, 39:3135-3139; Hassfjell et al., Chem. Rev. 2001, 101:20192036; Imam, Int. J. Radiation Oncology Biol. Phys. 2001, 51:271-278; и McDevitt et al., Science 2001,294:1537-1540], и изобилие информации о происхождении болезни и деятельность, возникающая из проекта генома человека, как ожидается, выдвигают РИТ в ведущий метод лечения микрометастатической карциномы (например, лимфомы и лейкемии) и опухолей от небольшого до среднего размера. Радионуклиды-кандидаты для РИТ типично имеют период радиоактивного полураспада в диапазоне от 30 мин до нескольких дней, координационную химию, которая позволяет присоединяться к агентам биолокализации, и высокую линейную передачу энергии (ЛПЭ). ЛПЭ определяют как энергию, поглощающуюся в веществе на единицу длины пробега заряженной частицы [см. Choppin et al., Nuclear Chemistry:Theory and Applications; Pergamon Press: Oxford, 1980], и ЛПЭ -частиц существенно превышает данную величину для 1 частиц. Например, -частицы, имеющие среднюю энергию в диапазоне 5-9 МэВ, типично расходуют свою энергию при пробеге примерно 50-90 мкм в ткани, что соответствует нескольким диаметрам клетки. Обладающие более низкой ЛПЭ 1 частицы, имеющие энергию примерно 0,5-2,5 МэВ,могут иметь пробег в ткани, равный вплоть до 10000 мкм, и низкая ЛПЭ требует до 100000 1 распадов на поверхности клетки, чтобы предоставить вероятность гибели клетки, равную 99,99%. Однако для одной -частицы на клеточной поверхности значительно более высокая ЛПЭ дает вероятность индуцирования цитотоксичности 20-40%, когда отдельная -частица проходит через ядро. [См. Hassfjell et al.,Chem. Rev. 2001, 101:2019-2036]. Вследствие использования в медицинских процедурах различные контролирующие организации[например, US Food and Drug Administration (FDA)] установили жесткие требования по чистоте для радиофармацевтических препаратов. Нормы, контролирующие использование радионуклидов для терапевтических целей, еще более строгие, и такие жесткие нормы не являются неожиданными, вследствие значительного потенциального вреда, который могут нанести долгоживущие примеси радионуклидов с высокой ЛПЭ. Производители, которые могут обеспечить производство терапевтически полезных радионуклидов со следующими тремя характеристиками: (1) высокая радионуклидная чистота, (2) высокая химическая чистота и (3) предсказуемое поведение изотопного генератора, находятся в значительном преимуществе, вступая в процедуру надзора FDA и, впоследствии, в размещение их продуктов на рынках медицинских технологий. Необходимость обеспечения высокой радионуклидной чистоты происходит непосредственно из риска, связанного с введением долгоживущих или высокоэнергетических радиоактивных примесей пациенту, особенно если характеристики биолокализации и выведения из организма радиоактивных примесей неизвестны. Радионуклидные примеси представляют собой наибольшую опасность для пациента,и на таких примесях прежде всего фокусируются меры контроля клинического качества, с помощью которых пытаются предотвратить введение вредных и потенциально смертельных доз радиации пациенту.-1 005735 Химическая чистота является жизненно важной для безопасной и эффективной медицинской процедуры, поскольку обычно радионуклид должен быть конъюгирован с агентом биолокализации перед использованием. Эта реакция конъюгации типично основывается на принципах координационной химии,где иллюстративный катионный радионуклид вступает в реакцию хелатообразования с лигандом, который ковалентно соединен с агентом биолокализации. В химически чистом образце присутствие ионных примесей может ингибировать данную реакцию конъюгации, приводя к тому, что значительное количество радионуклида не связано с агентом биолокализации. Терапевтические радионуклиды, не связанные с агентом биолокализации, не только являются риском для здоровья при введении, но также представляют неэффективное использование как радионуклида, так и дорогостоящего агента биолокализации. Обусловленные выдающимся положением технеция-99m (99mТc) в диагностической ядерной медицине, а также простой и эффективной работой традиционного 99mТc генератора (фиг. 1), логика и конструкция данного радионуклидного (радиоизотопного) генератора стали промышленным стандартом для ядерной медицины. Данный традиционный радиоизотопный генератор широко используют в диагностической ядерной медицине, где схема распада включает радионуклиды с меньшей энергией и, кроме того,радиационное разложение матрицы носителя является незначительным. Напротив, радиотерапевтические изотопы (нуклиды) имеют высокую ЛПЭ, что вызывает значительное повреждение материала носителя, который используется в процессе очистки и, следовательно,является ответственным за чистоту продукта. Неблагоприятные эффекты радиационного повреждения часто наблюдались для радиотерапевтических изотопов [см. Hassfjell et al., Chem. Rev. 2001, 101:20192036; Gansow et al., в Radionuclide Generators: New Systems for Nuclear Medicine Applications, Knapp, Jr. etal. Eds., American Chemical Society: Washington, DC, 1984, pp 215-227; Knapp, F.F., Jr.; Butler, T.A., Eds.,Radionuclide Generators: New Systems for Nuclear Medicine Applications; American Chemical Society: Washington,DC, 1984; Dietz et al., Appl. Radiat. Isot. 1992, 43:1093-1101; Mirzadeh et al., J. Radioanal. Nucl. Chem. 1996,203:471-488; Lambrecht et al., Radiochim. Acta 1997, 77:103-123 и Wu et al., Radiochim. Acta 1997, 79:141144], и они могут ухудшать характеристики генератора и эффективность разделения вплоть до возникновения риска для безопасности пациента. Та же самая ЛПЭ, которая делает - и 1 излучающие нуклиды сильнодействующими цитотоксическими агентами для лечения рака, также вносит необычные проблемы в производство и очистку данных радионуклидов для использования в медицине. Самой главной из данных проблем является радиационное разложение материала носителя, которое происходит, когда используется традиционная методология генератора, показанная на фиг. 1, для радионуклидов с высокой ЛПЭ. [См. Hassfjell et al., Chem.Chemical Society: Washington, DC, 1984; Dietz et al., Appl. Radiat. Isot. 1992, 43:1093-1101; Mirzadeh et al.,J. Radioanal. Nucl. Chem. 1996, 203:471-488; Lambrecht et al., Radiochim. Acta 1997, 77:103-123 и Wu et al.,Radiochim. Acta 1997, 79:141-144]. Радиационное разложение материала носителя генератора может привести к (1) риску с точки зрения радионуклидной чистоты (например, материал носителя может выделять материнские радионуклиды в элюат: это называется "проскок"); (2) сниженной химической чистоте (например, продукты радиолиза матрицы носителя могут загрязнять раствор дочернего радионуклида); (3) низким выходам дочерних радионуклидов (например, -отдача может сместить радионуклиды в инертные области носителя, делая их менeе доступными для вымывающего элюента); (4) снижению скорости течения через колонку (например, фрагментация матрицы носителя может создавать мелкие частицы,которые забивают хроматографический слой) и (5) неустойчивым характеристикам (например, непостоянство чистоты продукта, невоспроизводимый выход, флуктуация скоростей потока и аналогичное). Как обсуждается выше, использование - и 1 излучения с высокой ЛПЭ имеет хорошую перспективу для терапии микрометастатической карциномы и определенных опухолевых образований, но реализация полного потенциала целевой радиотерапии требует разработки достаточных запасов и создания надежных генераторов радионуклидов с высокой ЛПЭ. [См. Geerlings et al., U.S. Patent5 246 691,1993; Whitlock et al., Ind. Eng. Chem. Res. 2000, 39:3135-3139; Hassfjell et al., Chem. Rev. 2001, 101:20192036; Imam, Int. J. Radiation Oncology Biol. Phys. 2001, 51:271-278; и McDevitt et al., Science 2001,294:1537-1540]. Один вариант -эмиттера, предлагаемого для использования при терапии рака, представляет собой висмут-213 (213Bi) [см. Geerlings et al., U.S. Patent5 246 691, 1993; Hassfjell et al., Chem.Rev. 2001, 101:2019-2036; и Imam, Int. J. Radiation Oncology Biol. Phys. 2001, 51:271-278], который образуется как часть цепи распада урана-233 (233U), показанной на фиг. 2. Коммерческое использование 213Bi, как ожидается, включает поставку материнского радионуклида 225 Ас с периодом полураспада 10,0 дней для ядерной фармации, чтобы использовать его в качестве исходного материала генератора. Анализ фиг. 3 показывает, что 225Ra с периодом полураспада 14,9 дней также, по-видимому, является подходящим исходным материалом для использования в ядерной фармации; однако, следы 224Ra, возникающие в результате побочных реакций нуклеогенезиса 233U, загрязняют 225Ra. Радий-224 вносит очень неблагоприятные радионуклидные примеси, которые, в целом, запрещают-2 005735 использовать 225Rа в качестве исходного материала. Актиний-225 является уникальным членом цепи распада 225Ra и не возникает в качестве дочернего радионуклида 224Ra, и, таким образом, 225Ac представляет собой наилучший исходный материал для получения 213Bi в ядерной фармации. Ключевые радионуклидные примеси при получении 213Bi включают относительно долгоживущий материнский 225 Ас и, в меньшей степени, следовые количества 225/224Ra, которые потенциально могут возникать в результате неэффективного отделения 225Aс от 225/224Ra и 229/228Th. После отделения от своих радиогенных родственников в ядерной фармации 213Bi типично конъюгируют с агентом биолокализации, используя координационную химию, как указано ранее. Циклические и ациклические полиаминокарбоксилаты являются одними из наиболее широко используемых хелатообразующих групп, присоединенных к агентам биолокализации [см. Hassfjell et al., Chem. Rev. 2001,101:2019-2036; Jurisson et al., Chem. Rev. 1993, 93:1137-1156; Schwochau, Angew. Chem. Int. Ed. Eng. 1994,33:2258-2267; и Anderson et al., Chem. Rev. 1999, 99:2219-2234], и, следовательно, диапазон рН 4-8 является предпочтительным для содействия эффективной конъюгации радионуклида и для сведения к минимуму химического воздействия (например, денатурации, гидролиза и т.д.) агента биолокализации. Таким образом, идеальный генератор давал бы 213Bi в разбавленной кислоте или в физиологически приемлемом буферном растворе, который не содержит лиганды, которые могут влиять на реакцию связывания (конъюгацию) радионуклида, такие как I1-, хелатообразующие вещества и аналогичные. Понимая, что изотопный генератор требует начальное отделение иона Ас 3+, представляющего собой сильную кислоту Льюиса, от иона Bi3+, являющегося слабой кислотой Льюиса, различные кислотности по Льюису и сопутствующая разница в стабильности комплексов Ас 3+ и Bi3+ с ионами галогенов дают возможность использовать химический метод разделения. Например, логарифм полной константы комплексообразования (log MHL) для BiCl41- равен log 104=6,4 при =1,0 и 25 С, тогда как для образованияStability Constants of Metal Complexes: Database Version 4.0", NIST; Gaithersburg, MD, 1997]. Предполагая сходство в слабых константах комплексообразования (т.е. log 101) первого комплексаAc3+ и Се 3+ с Сl1- и примерной схожестью их шестикоординатных ионных радиусов (т.е. Ce3+=1,01 иAc3+=1,12 ) [см. Shannon, Acta Crystallogr., Sect. A 1976, 32:751-767], в качестве химического аналога Ас 3+ на обсуждаемых ниже начальных стадиях разработки генератора использовали Се 3+. Церий-139 также является -излучателем, что допускает прямой анализ, в отличиe от надежды на характеристическое 218 кэВ -излучение 221Fr, для косвенного контроля поведения 225Ac. (Преобладание - и 1-излучения дочерних радионуклидов 225Aс делает невозможным использование жидкостного сцинтилляционного счетчика (ЖСС) для данных исследований). Склонность Bi(III) образовывать стабильные анионные комплексы с ионами галогенидов подтверждает, что анионообменные смолы или мембраны могут быть эффективными для отделения BiX41(Х=Сl1-, Вr1- или I1-) от Ас(III) [см. Diamond et al., в Ion Exchange; Marinsky Ed., Marcel Dekker: New York,1966, Vol. 1, pp 277-351], и некоторые авторы использовали такой подход [cм. Hassfjell et al., Chem. Rev. 2001, 101:2019-2036; Bray et al., U.S. Patent5 749 042, 1998; Egorov et al., U.S. Patent6 153 154, 2000; и Bray et al., Ind. Eng. Chem. Res. 2000, 39:3189-3194]. В недавних исследованиях использовали анионообменные мембраны при ручной очистке 213Bi(III) [см. Bray et al., U.S. Patent5 749 042, 1998; и Bray etal., Ind. Eng. Chem. Res. 2000, 39:3189-3194], которая затем была автоматизирована [cм. Egorov et al., U.S.Patent6 153 154, 2000]. Данные мембранные технологии основаны на использовании одной анионообменной мембраны для удерживания 213Bi(III) из 0,5 М НСl, в то время как его радиогенные родственники через нее проходят. После газовой продувки мембраны и связанного с ней корпуса остается до 2-3% материнского 225Ac(III),и его необходимо удалить промывкой 0,005 М НСl. Из-за низкой концентрации кислоты данный промывной раствор, содержащий 225Ac(III), нельзя направить в исходный сосуд для 225Ac(III), и это приводит к конечному снижению содержания 225Aс в системе генератора. Затем 213Bi(III) удаляют из анионообменной мембраны, используя 0,1 М NaOAc при рН=5,5, который элюирует только 88% 213Bi(III) в 4 мл элюирующего раствора. Объем раствора, в котором удаляют 213Bi(III) в данных тестах, практически является верхним пределом приемлемости, поскольку последующие реакции связывания радионуклида и другие операции, которые предшествуют клиническому введению, типично еще разбавляют 213Bi, приводя к низкой удельной радиоактивности образца. Радионуклидная чистота 213Bi, очищенного с использованием вышеописанной анионообменной мембранной технологии, является низкой, причем сообщаемый коэффициент очистки (КО) 213Bi от 225 Ас составляет только примерно 1400. Данный КО соответствует примерно 21 мкКи (или 4,7 х 107 распадов в минуту) 225 Ас, загрязняющего разовую дозу 213Bi для пациента в 30 мКи. Такое количество долгоживущего материнского 225 Ас является неприемлемым с точки зрения безопасности пациента и дозиметрии, а низкий КО, в конечном счете, ведет к неприемлемым потерям 225Aс, что укорачивает рабочий цикл генератора 213Bi. Альтернативный традиционному анионному обмену способ разделения сосредотачивается на наблюдении, что анион BiX41- можно экстрагировать из водной фазы, содержащей галогеноводородную-3 005735 кислоту, в разнообразные полярные разбавители [см. Rogers et al., в Solvent Extraction in the Process Industries,Proceedings of ISEC'93; Logsdail et al. Eds., Elsevier Applied Science: London, 1993, Vol. 3, pp 1641-1648] и в растворители, содержащие нейтральные фосфорорганические экстрагенты (т.е. фосфиноксиды, фосфинаты, фосфонаты и фосфаты) [cм. Sekine et al., Solvent Extraction Chemistry; Marcel Dekker: New York,1977]. Например, было показано, что экстракция растворителем с использованием три-н-бутилфосфата распределяет [Н 3 О][ТсO4] (ТсO41- представляет собой большой поляризующийся анион, аналогичныйBiX41-) в органическую фазу, и различные галогениды металлов платиновой группы (например, PdCl42-) экстрагировали разнообразными органическими фазами, содержащими алкилфосфиноксиды. Термодинамические движущие силы для экстракции BiX41- из среды, содержащей разбавленную галогеноводородную кислоту, в систему с нейтральным фосфорорганическим экстрагентом включают(1) сольватацию катиона гидроксония (Н 3 О+) за счет водородсвязывающего взаимодействия с сильными основаниями Льюиса донорными атомами кислорода фосфорила нейтральных фосфорорганических экстрагентов и (2) преимущество сольватации аниона BiX41-, который сталкивается с более благоприятной с термодинамической точки зрения сольватационной средой в полярной органической фазе. На практике элюцию Bi(III) из таких систем можно осуществить, повышая значение рН (т.е. расходуя Н 3 О+) и/или увеличивая концентрацию галогенида, что приводит к образованию комплексов BiX52- и/или BiX63-, которые переносятся в водную фазу. Несмотря на вышеуказанную анионную мембранную технологию, в настоящее время висмут-213 получают элюированием из традиционного генератора, в котором относительно долгоживущий (т.е. 10,0 дней) материнский актиний-225 (225 Ас) удерживают на органической катионообменной смоле, в то время как 213Bi элюируют НСl [см. Geerlings et al., US Patent5 246 691, 1993; Lambrecht et al., Radiochim. Acta 1997, 77:103-123 и Mirzadeh, Appl. Radiat. Isot. 1998, 49:345-349] или смесью Сl- и I- [cм. Geerlings et al.,US Patent5 246 691, 1993; Lambrecht et al., Radiochim. Acta 1997, 77:103-123; Mirzadeh, Appl. Radiat.Isot. 1998, 49:345-349; Geerlings, US Patent5 641 471, 1997 и Geerlings, US Patent6 127 527, 2000]. Данная стратегия генератора страдает от неблагоприятного воздействия радиационного разрушения, в общих чертах обрисованного выше, и использование I1- для содействия эффективной элюции ингибирует конъюгацию 213Bi с агентами биолокализации. Связь Bi-I обладает значительным ковалентным характером, и константы комплексообразования для комплексов Bi3+ с I1- являются большими [см. Martellet al., "Critically Selected Stability Constants of Metal Complexes: Database Version 4.0", NIST; Gaithersburg,MD, 1997], подтверждая, что I1- может эффективно конкурировать с полиаминокарбоксилатными хелатообразующими группами агента биолокализации. Для успешного использования 213Bi в терапии рака необходимы новые технологии генераторов, чтобы обеспечить надежное получение 213Bi с высокой радионуклидной и химической чистотой. Для использования в генераторах ядерной медицины были предложены разнообразные органические сорбенты, в особенности традиционные катионо- и анионообменные смолы [см. Gansow et al., в Radionuclideal., Radiochim. Acta 1997, 77:103-123; Geerlings, US Patent5 641 471, 1997; Geerlings, US Patent6 127 527,2000, и Molinski, Int. J. Appl. Radiat. Isot. 1982, 33:811-819], благодаря хорошо документированной химической селективности [см. Diamond et al., в Ion Exchange; Marinsky, J.A., Ed.; Marcel Dekker: New York,1966, Vol. 1, pp 277-351; и Massart, "Nuclear Science Series, Radiochemical Techniques: Cation-ExchangeTechniques in Radiochemistry", NAS-NS 3113; National Academy of Science; 1971] и широкой доступности данных материалов. К сожалению, ионообменные смолы на органической основе часто обманывают ожидания или имеют серьезные ограничения при применении, когда используется логика традиционного генератора,изображенная на фиг. 1, и типично это происходит при уровнях радиации намного ниже уровней, необходимых для терапевтического использования. Например, катионообменные смолы на основе сополимера полистирола и дивинилбензола используют в генераторах для -излучателя 212Bi, но такие материалы ограничиваются до примерно двухнедельных рабочих циклов для генераторов с активностью 10-20 мКи. Радиационное разложение хроматографического носителя, главным образом, -излучением с высокой ЛПЭ, как сообщают, ведет к заниженным скоростям потоков, сниженным выходам 212Bi и проскоку материнского 224Ra. [См. Mirzadeh et al., J. Radioanal. Nucl. Chem. 1996, 203:471-488.] Аналогично, 213Bi генератор, применяющий органическую катионообменную смолу, был ограничен сроком хранения, равным примерно 1 неделе при уровне активности 2-3 мКи -излучающего материнского 225 Ас. [См. Mirzadeh etCo временем данный традиционный генератор дает сниженные выходы 213Bi, плохую чистоту радионуклида и неприемлемо низкую скорость потока через колонку. [См. Mirzadeh et al., J. Radioanal.Nucl. Chem. 1996, 203:471-488 и Lambrecht et al., Radiochim. Acta 1997, 77:103-123]. Полезный срок службы 213Bi генератора, а также величина активности 213Bi, которую можно получить, сильно ограничивается материалами носителя, подходящими для использования с традиционной для генератора методологией.-4 005735 В генераторах -частиц использовались неорганические материалы, и они не защищены от разложения под действием радиации. В нескольких ранних вариантах -излучающего 212Bi генератора [см.Eds., American Chemical Society: Washington, DC, 1984, pp 215-227; и Mirzadeh, Appl. Radiat. Isot. 1998,49:345-349] были использованы неорганические титанаты для удерживания долгоживущего материнского тория-228, из которых элюирует дочерний радий-224 (224Rа) и затем сорбируется на традиционную катионообменную смолу. Со временем титанатовый носитель подвергается разложению под действием радиации, приводя к образованию тонкодисперсных частиц, которые вынуждают проводить разделение при повышенных давлениях. Так называемые гибридные сорбенты можно подразделить на экстракционно-хроматографические материалы и синтезированные неорганические ионообменные материалы. В большинстве опубликованных работ по применению гибридных материалов использовали экстракционную хроматографию, тогда как получение и использование синтезированных неорганических материалов представляет собой явление, возникшее недавно. Экстракционная хроматография преодолевает плохую селективность по ионам и медленную кинетику разделения неорганических материалов, используя реагенты для экстракции растворителями, физически сорбированные на инертной хроматографической подложке. [См. Dietz et al., вSociety: Washington, DC, 1999; Vol. 716, pp 234-250]. Радиационная стойкость экстракционно-хроматографических носителей улучшается, когда инертная подложка представляет собой аморфный неорганический материал, такой как кремнезем, с наиболее основательными результатами, отраженными в виде устойчивых скоростей потока в течение рабочего цикла генератора. Однако такая "улучшенная" радиационная стойкость является обманчивой, поскольку фундаментальные химические реакции, лежащие в основе разделения материнских/дочерних изотопов,все еще включают молекулы, полученные из органического каркаса, который остается чувствительным к разложению под действием радиации. Подобным образом, хелатообразующие группы на основе органических соединений были введены в неорганические ионообменные материалы для улучшения селективности в отношении определяемого элемента, но такие функциональные группы продолжают страдать от действия радиолиза. Появились предварительные сообщения, в которых при производстве 213Bi в качестве носителей для традиционных генераторов используют гибридные сорбенты. [См. Hassfjell et al., Chem. Rev. 2001,101:2019-2036; Lambrecht et al., Radiochim. Acta 1997, 77:103-123; Wu et al., Radiochim. Acta 1997, 79:141144; и Horwitz et al., U.S. Patent5 854 968, 1998]. Первоначальные усовершенствования концентрировались на сорбции материнского 225 Ас для 213Bi на смоле Dipex, инертном носителе на основе кремнезема, на котором физически сорбирован хелатообразующий сложный диэфир дифосфоновой кислоты, которая доступна от Eichrom Technologies, Inc., Darien, IL. Кремнеземный носитель показывает более высокую радиационную стойкость по сравнению с применяемыми ранее органическими смолами; однако,наблюдали радиационное (радиолитическое) повреждение (т.е. обесцвечивание), окружающее узкую хроматографическую полосу, в которой загружался материнский 225Aс, в конечном счете, приводящее к проскоку материнского 225 Ас. [См. Lambrecht et al., Radiochim. Acta 1997, 77:103-123 и Wu et al., Radiochim.Acta 1997, 79:141-144]. Существенное улучшение вышеуказанного генератора концентрировалось на снижении плотности радиации посредством диспергирования радиоактивности 225Aс по большему объему хроматографического носителя, которое достигается загрузкой смолы Dipex 225 Ас в периодическом режиме, а не в узкой хроматографической полосе. [См. Hassfjell et al., Chem. Rev. 2001, 101:2019-2036 и Wu et al., Radiochim.Acta 1997, 79:141-144]. К сожалению, данный процесс периодической загрузки является неудобным, и смола Dipex все еще страдает от радиолитического разложения хелатообразующего сложного диэфира дифосфоновой кислоты, от которого зависит эффективность разделения. Идеальная технология изотопного генератора должна предлагать эксплуатационную простоту и удобство, а также надежное производство с почти теоретическими выходами желаемого дочернего радионуклида, имеющего высокую химическую и радионуклидную чистоту. Используемая для диагностических радионуклидов технология традиционного генератора, показанная на фиг. 1, как правило, отвечает некоторым из данных критериев, хотя наблюдалось, что чистота и выход колеблются. [См. Molinski,Int. J. Appl. Radiat. Isot. 1982, 33:811-819 и Boyd, Acta 1982, 30:123-145]. Традиционный генератор плохо подходит для систем, включающих радионуклиды с высокой ЛПЭ,которые полезны в терапевтической ядерной медицине. Таким образом, традиционная методология генератора не является универсально подходящей для всех радионуклидов, особенно предназначенных для использования в терапевтической ядерной медицине. Несмотря на промышленные преимущества традиционного генератора, изображенного на фиг. 1, нельзя игнорировать фундаментальные ограничения, накладываемые радиационным разложением среды носителя радиоактивностью с высокой ЛПЭ. Серьезность данных ограничений, связанных с максимальной ответственностью не подвергать риску безопас-5 005735 ность пациента, аргументирует разработку технологий альтернативного генератора для терапевтически полезных радионуклидов. Изменение фундаментальных принципов, управляющих технологиями генераторов для терапевтических радионуклидов, дополнительно подкрепляется тем фактом, что неосторожное введение долгоживущих материнских радионуклидов для терапевтических изотопов с высокой ЛПЭ подвергло бы риску слабое здоровье пациента, потенциально приводя к смерти. Поскольку стратегия традиционного генератора, изображенная на фиг. 1, основывается на долговременном хранении материнского радионуклида на твердом носителе, который постоянно подвергается воздействию радиации с высокой ЛПЭ, не может быть дана никакая гарантия, касающаяся радионуклидной и химической чистоты дочернего радионуклида в течение типичных 14-60 дней рабочего цикла генератора. Неизбежные и непредсказуемые неблагоприятные эффекты радиационного разложения хроматографических носителей -излучающими потомками 225Ac с высокой ЛПЭ предъявляют серьезные требования к разработке надежных и эффективных генераторов радионуклида 213Bi. Любое повреждение материала носителя в методологии традиционного генератора подвергает риску эффективность разделения,потенциально приводя к проскоку материнских радионуклидов и к потенциально смертельным дозам излучения при введении пациенту. Возникновение такого катастрофического события можно свести к минимуму мерами контроля качества, введенными в операции ядерной фармации, но любое отсутствие безопасного, предсказуемого поведения генератора представляет главную проблему для ядерной фармации, клинического использования, и их соответствующих акционеров. Описанное далее изобретение предлагает альтернативную технологию получения 213Bi с использованием многоколоночного генератора с инверсией селективности,который надежно дает почти теоретические выходы 213Bi с высокой радионуклидной и химической чистотой, сводит к минимуму вероятность проскока материнского радионуклида и обеспечивает долговременное хранение материнского радионуклида отдельно от среды для разделения. Краткое описание изобретения Настоящее изобретение предлагает способ получения раствора ионов дочернего радионуклида,представляющего собой трехвалентный висмут-213, который по существу не содержит примеси поливалентных катионов материнских радионуклидов, такие как ионы материнских радионуклидов, представляющих собой двухвалентный радий-225 и трехвалентный актиний-225. Рассматриваемый способ включает стадию контактирования водного кислотного раствора ионов материнских-дочерних радионуклидов, содержащего ионы желаемого дочернего радионуклида, представляющего собой висмут-213, с первой средой для разделения, имеющей высокое сродство к желаемому дочернему радионуклиду висмуту 213 и низкое сродство к материнскому и другим дочерним радионуклидам. Данная первая среда для разделения содержит фосфорсодержащий экстрагент, имеющий фосфорильную связь, и оставшиеся связи фосфора присоединены к одному или более из (i) атома углерода C1-С 10 алкильной группы, бензильной группы, карбоксамидо C1-С 6 алкильной группы, чей атом азота амидогруппы имеет формулу -NR1R2, и фенильной группы, (ii) основной цепи полимера, (iii) O-R1 группы, где R1 представляет атом водорода (Н),C1-С 10 алкильную группу, фенильную группу или бензильную группу, (iv) -NR1R2 группы, и (v) двухвалентного радикала, выбранного из группы, состоящей из иминогруппы, C1-С 10 циклической или ациклической двухвалентной углеводородной группы, фениленовой группы и ксилиленовой группы, где каждая из R1 и R2 групп является одинаковой или различной и является такой, как определено для R1. Данное контактирование поддерживают в течение периода времени, достаточного для того, чтобы ионы висмута-213 были связаны первой средой для разделения с образованием желаемой насыщенной висмутом-213 среды для разделения и желаемого обедненного по дочернему радионуклиду материнского-дочернего раствора. Желаемый обедненный по дочернему радионуклиду материнский-дочерний раствор удаляют из среды для разделения элюированием или декантацией. Желаемый дочерний радионуклид элюируют из желаемой насыщенной дочерним радионуклидом среды для разделения с получением водного раствора ионов висмута-213, который также может содержать следовые количества ионов материнского и других дочерних радионуклидов. Полученный таким образом раствор ионов желаемого дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213 может по существу не содержать примеси ионов материнских радионуклидов, представляющих собой двухвалентный радий-225 и трехвалентный актиний-225. Данный элюированный раствор можно собрать (извлечь) для дальнейшего использования или направить в другой сосуд, в котором ионы висмута-213 связываются с агентом биолокализации или реагируют иным образом с образованием желаемого медицинского препарата. Таким образом, в некоторых предпочтительных вариантах осуществления разделение на данной стадии является достаточным по той причине, что сродство первой среды для разделения является настолько высоким для висмута-213 и настолько низким для присутствующих ионов других материнских и дочерних радионуклидов, что дальнейшие разделение и очистка не являются необходимыми. В других предпочтительных вариантах осуществления предпринимают дальнейшее разделение. В данном случае,полученный выше водный раствор ионов висмута-213 контактирует со второй средой для разделения,-6 005735 которая представляет собой катионообменную смолу на основе полимерной кислоты, предпочтительно полимерной сульфокислоты, имеющую высокое сродство к ионам материнского радионуклида и низкое сродство к ионам желаемого дочернего радионуклида висмута-213. Данный контакт поддерживают в течение периода времени, достаточного для того, чтобы материнский радионуклид был связан второй средой для разделения с получением раствора желаемого дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213, который по существу не содержит примеси ионов материнских радионуклидов, представляющих собой двухвалентный радий-225 и трехвалентный актиний-225. Полученный таким образом раствор можно также собрать (извлечь) для дальнейшего использования или направить в другой сосуд, в котором ионы висмута-213 связываются или реагируют иным образом с образованием желаемого медицинского препарата. Предпочтительно, чтобы водный раствор радиоактивных материнских и дочерних радионуклидов находился при примерно устойчивом радиоактивном состоянии в виде ионов в растворе до контактирования с первой средой для разделения. Далее является предпочтительным, чтобы водный раствор ионов висмута-213, полученный в результате элюции первой среды для разделения, был использован неизменным для контактирования со второй средой для разделения. Также предпочтительно, чтобы коэффициент очистки (КО) желаемого дочернего радионуклида висмута-213 от примесей материнских радионуклидов,таких как Ra(II) или Ас(III), как первой, так и второй средой для разделения при условиях контакта составлял примерно 102 или более (выше). Таким образом, предпочтительное объединенное использование двух сред для разделения и условий контакта может обеспечить КО, равный примерно 104 или более. Величину КО, равную примерно 104 или более, также можно получить, используя только первую среду для разделения. Краткое описание чертежей На чертежах, образующих часть настоящего описания,фиг. 1 представляет схематическое изображение методологии традиционного генератора, используемой для 99mТc; фиг. 2 демонстрирует схему радиоактивного распада урана-233, показывая ключевые примеси при разработке многоколоночного генератора с инверсией селективности для 213Bi; фиг. 3 представляет схематическое изображение полезного для изобретения многоколоночного генератора с инверсией селективности; ПРК относится к первой разделительной колонке, и ЗК относится к защитной колонке; фиг. 4 показывает структурную формулу дипентилпентилфосфоната (DAAP, экстрагента, используемого в смоле UTEVA); фиг. 5 показывает основные равновесные процессы, происходящие при экстракции и извлеченииBi(III) из разбавленной НСl с помощью DAAP на смоле UTEVA; фиг. 6 представляет график, на котором нанесены значения Dw для Bi(III) от [НСl] на смолахUTEVA (закрашенные треугольники) и ТОРО (закрашенные круги); фиг. 7 представляет график, на котором нанесены значения Dw для Ra(II) (закрашенные квадраты),Ва(II) (закрашенные ромбы), Се(III) (закрашенные круги) и Bi(III) (закрашенные треугольники) от [НСl] на смоле UTEVA; фиг. 8 представляет график, на котором нанесена зависимость (имп./мин)/мл от объемов элюата в объемах слоя для отделения Ва(II) (незаштрихованные ромбы) и Се(III) (незаштрихованные круги) отBi(III) (незаштрихованные треугольники) смолой UTEVA-2 с использованием 0,20 М НСl в качестве загружаемого и промывного растворов и 1,0 М NaOAc в 0,20 М НСl в качестве элюирующего раствора; фиг. 9 представляет график, на котором нанесена зависимость (имп./мин)/мл от объема элюата в объемах слоя для отделения Ra(II) (незаштрихованные квадраты) и Се(III) (незаштрихованные круги) отBi(III) (незаштрихованные треугольники) смолой UTEVA с использованием 0,10 М НСl, когда хроматографическую колонку нагружают в узкой хроматографической полосе, экстенсивно промывают 0,10 М НСl и элюируют, используя раствор 0,75 М NaCl в 0,50 М буферном растворе ацетата натрия[(Na,H)OAc] при рН=4,0; фиг. 10 представляет график значений Dw для Bi(III) от [Сl-] на катионообменной смоле Bio-RadAGMP-50 при трех различных значениях рН: рН=6,5 (закрашенные квадраты), рН=4,0 (закрашенные круги) и рН=1,9 (закрашенные треугольники); фиг. 11 представляет график значений Dw для Ra(II) (закрашенные квадраты), Се(III) (закрашенные круги) и Bi(III) (закрашенные треугольники) от [NaCl] на катионообменной смоле 50Wx8 в 0,50 М буферном растворе (Na,H)OAc при рН=4,0; фиг. 12 представляет график значений Dw для Ra(II) (закрашенные квадраты), Ва(II) (закрашенные ромбы), Се(III) (закрашенные круги) и Bi(III) (закрашенные треугольники) от [NaCl] в 0,50 М буферном растворе (Na,H)OAc при рН=4,0 на катионообменной смоле Bio-Rad AGMP-50; фиг. 13 представляет график значений Dw для Ra(II) (закрашенные квадраты), Се(III) (закрашенные круги) и Bi(III) (закрашенные треугольники) от [NH4Cl] в 0,50 М буферном растворе ацетата аммония[(NН 4,Н)ОАс] при рН=4,0 на катионообменной смоле Bio-Rad AGMP-50;-7 005735 фиг. 14 является схематическим представлением ряда оптимальных условий для очистки 213Bi многоколоночным генератором с инверсией селективности; фиг. 15 показывает график зависимости (имп./мин)/мл от объема элюата в объемах слоя для очистки 213Bi (незаштрихованные треугольники) из раствора, также содержащего 225Ac(III) (незаштрихованные круги), первой разделительной колонкой со смолой UTEVA объемом 0,25 мл, нагруженной и промытой 0,10 М НСl и элюированной раствором 0,75 М NaCl в 0,50 М (Na,H)OAc при рН=4,0 и 25(2)С; фиг. 16 показывает график зависимости (имп./мин)/мл от времени для распада образца 213Bi(III), полученного при элюции максимального пика, показанного на фиг. 15, после загрузки 225Ac(III) и дочерних радионуклидов в 0,10 М НСl, промывки 0,10 М НСl и элюции 0,75 М NaCl в 0,50 М (Na,H)OAc при рН=4,0, используя гравитационное течение при 25(2)С; вложенный график представляет зависимостьln(А/А 0) от времени и показывает линейную зависимость между сообщенной константой распада (линия) и экспериментальными данными; фиг. 17 представляет график зависимости (имп./мин)/мл от объема элюата в объемах слоя для очистки образца 213Bi(III), взятого примерно при 3,5 ОС на 0,25 мл слое защитной колонки с катионообменной смолой Bio-Rad AGMP-50, предварительно уравновешенной 0,75 М NaCl в 0,50 М (Na,H)OAc при рН=4,0, нагруженной 225Ac(III) и дочерними радионуклидами в 0,75 М NaCl в 0,50 М (Na,H)OAc при рН=4,0 и элюированной 6,0 М НСl при 25(2)С; фиг. 18 является графиком зависимости (имп./мин)/мл от времени для распада образца 213Bi(III), полученного примерно при 3,5 ОС, показанных на фиг. 17, после загрузки 225Ac(III) и дочерних радионуклидов в 0,75 М NaCl в 0,50 М (Na,H)OAc при рН=4,0 и элюции 6,0 М НСl при 25(2)С; вложенный график представляет зависимость ln(А/А 0) от времени и показывает линейную зависимость между сообщенной константой распада (линия) и экспериментальными данными; фиг. 19 представляет зависимость (имп./мин)/мл от времени для распада 213Bi, очищенного от примерно 5 мКи 225Ac(III) и дочерних радионуклидов в 0,10 М НСl на смоле UTEVA, промытой 0,10 М НСl, элюированной 0,75 М NaCl в 0,50 М (Na,H)OAc при рН=4 и элюированного через катионообменную смолу Bio-Rad AGMP-50, используя гравитационное течение при 25(2)С; вложенный график представляет зависимость ln(А/А 0) от времени и показывает линейную зависимость между сообщенной константой распада (линия) и экспериментальными данными. Настоящее изобретение имеет несколько преимуществ и выгодных черт. Одно из преимуществ состоит в том, что способ не требует использовать воздух или газ для отделения одного из растворов от другого, что, в свою очередь, обеспечивает лучшие хроматографические рабочие характеристики и лучшую полную эффективность разделения. Преимущество рассматриваемого способа заключается в том, что среда для разделения имеет более длительный срок службы, поскольку она не имеет тенденцию подвергаться разрушению под действием радиации вследствие относительно короткого времени, в течение которого радионуклиды с высоким линейным переносом энергии находятся в контакте со средой. Другое преимущество изобретения состоит в том, что можно получить висмут-213 высокой чистоты. Другое преимущество изобретения заключается в том, что высокая эффективность разделения среды для разделения позволяет извлекать висмут-213 небольшим объемом раствора элюата. Еще одно преимущество изобретения состоит в том, что не требуется обмена содержащего висмут 213 водного раствора, элюируемого из первой колонки, перед контактом данного раствора со второй средой для разделения. Дальнейшее преимущество изобретения заключается в том, что сохраняется химическая целостность среды для разделения, что обеспечивает более предсказуемые характеристики разделения и уменьшает вероятность загрязнения продукта, представляющего собой висмут-213, материнским радионуклидом. Дальнейшее преимущество изобретения состоит в том, что получают висмут-213 высокой химической и радионуклидной чистоты. Дальнейшие преимущества и выгоды будут легко понятны специалисту в данной области из следующего ниже описания. Детальное описание изобретения Настоящее изобретение предлагает улучшенный способ выделения желаемого дочернего радионуклида, висмута-213, из раствора, содержащего его материнский радионуклид (актиний-225), и который также может содержать другие дочерние радионуклиды (например, франций-221, астат-217 и т.д.). Данный способ использует устройство, показанное на фиг. 3, и процедуру, которая позволяет радиоактивным материнским и дочерним радионуклидам достигать стационарного радиоактивного состояния по мере того, как ионы в растворе отделяют от содержащей среду для разделения колонки, и имеет существенное преимущество минимизации радиационного разложения среды для разделения, которая отвечает за чистоту продукта, поскольку основная часть энергии радиоактивного распада поглощается содержимым раствора, который типично является водным. Целостность среды для разделения далее поддерживают, используя относительно высокие хроматографические скорости потока (например, с помощью автоматизированной системы доставки жидкости),-8 005735 чтобы минимизировать продолжительность контакта раствора с высокой радиоактивностью и хроматографической средой для разделения, которая селективно экстрагирует дочерний радионуклид. Сохранение химической целостности среды для разделения приводит к более предсказуемым характеристикам разделения и снижает вероятность загрязнения продукта дочернего радионуклида материнскими радионуклидами. Чтобы дополнительно минимизировать вероятность загрязнения материнским радионуклидом, в некоторых вариантах осуществления обеспечивается вторая среда для разделения, селективная по отношению к радиогенному(ым) материнскому(им) радионуклиду(ам), расположенная ниже по потоку от селективной по дочернему радионуклиду первой разделительной колонки, как показано на фиг. 3. Добавление второй разделительной колонки (называемой здесь защитной колонкой) может добавить другую размерность безопасности, гарантируя, что опасные долгоживущие материнские радионуклиды не вводятся пациенту. По меньшей мере два фундаментальных различия между предпочтительным многоколоночным генератором с инверсией селективности, используемым в данном изобретении и показанным на фиг. 3, и показанным на фиг. 1 традиционным генератором представляют собой нижеследующее: (1) средой накопления материнского(их) радионуклида(ов) является водный раствор, а не твердый носитель, и (2) используемая в некоторых вариантах настоящего изобретения вторая среда для разделения гарантирует,что материнский(ие) радионуклид(ы) не покидает(ют) систему генератора. Более конкретно, один вариант осуществления настоящего изобретения охватывает стадии контактирования водного кислотного раствора ионов материнских-дочерних радионуклидов, содержащего ионы желаемого дочернего радионуклида, представляющего собой висмут-213, с первой средой для разделения, имеющей высокое сродство к желаемому дочернему радионуклиду висмуту-213 и низкое сродство к материнскому и другим дочерним радионуклидам. Данная первая среда для разделения содержит фосфорсодержащий экстрагент, имеющий фосфорильную связь, и оставшиеся связи фосфора присоединены к одному или более из (i) атома углерода C1-С 10 алкильной группы, бензильной группы, карбоксамидо C1-C6 алкильной группы, чей атом азота амидогруппы имеет формулу -NR1R2, и фенильной группы,(ii) основной цепи полимера, (iii) O-R1 группы, где R1 представляет атом водорода (Н), C1-С 10 алкильную группу, фенильную группу или бензильную группу, (iv) -NR1R2 группы, и (v) двухвалентного радикала,выбранного из группы, состоящей из иминогруппы, C1-С 10 циклической или ациклической двухвалентной углеводородной группы, фениленовой группы и ксилиленовой группы, где каждая из R1 и R2 групп является одинаковой или различной и является такой, как определено для R1. Данный контакт поддерживают в течение периода времени, достаточного для того, чтобы ионы висмута-213 были связаны первой средой для разделения с образованием желаемой насыщенной висмутом-213 среды для разделения и желаемого обедненного по дочернему радионуклиду материнского-дочернего раствора. Раствор материнских-дочерних радионуклидов, обедненный по желаемому дочернему радионуклиду,представляющему собой висмут-213, удаляют из среды для разделения элюированием или декантацией. Желаемый дочерний радионуклид элюируют из среды для разделения, насыщенной желаемым дочерним радионуклидом, с получением водного раствора ионов висмута-213, который также может содержать следовые количества ионов материнского и других дочерних радионуклидов. В некоторых предпочтительных вариантах осуществления полученный таким образом раствор трехвалентных ионов желаемого дочернего радионуклида висмута-213 по существу может не содержать примеси ионов материнских радионуклидов, представляющих собой двухвалентный радий-225 и трехвалентный актиний 225, а также ионов других дочерних радионуклидов. Элюирующий раствор затем можно собрать (извлечь) для дальнейшего использования или направить в другой сосуд, в котором ионы висмута-213 соединяются с агентом биолокализации или реагируют иным образом с получением желаемого медицинского препарата. Таким образом, в некоторых предпочтительных вариантах осуществления разделение на данной стадии является достаточным; то есть сродство первой среды для разделения является таким высоким для висмута-213 и таким низким для других присутствующих ионов материнских и дочерних радионуклидов, что дальнейшее разделение и очистка не являются необходимыми. В других предпочтительных вариантах осуществления предпринимают дальнейшее разделение. Когда осуществляют дальнейшее разделение, полученный вышеуказанный водный раствор ионов висмута-213 контактирует со второй средой для разделения, которая представляет собой катионообменную смолу на основе полимерной кислоты, предпочтительно полимерной сульфокислоты, имеющую высокое сродство к ионам материнского радионуклида и низкое сродство к ионам желаемого дочернего радионуклида висмута-213. Данный контакт поддерживают в течение периода времени, достаточного для того, чтобы материнский радионуклид связался второй средой для разделения с получением раствора желаемого дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213, который по существу не содержит примеси ионов материнских радионуклидов, представляющих собой двухвалентный радий-225 и трехвалентный актиний-225, а также примеси ионов других дочерних радионуклидов. Полученный таким образом раствор также можно собрать (извлечь) для дальнейшего использования или направить в другой со-9 005735 суд, в котором ионы висмута-213 связываются или реагируют иным образом с получением желаемого медицинского препарата. Таким образом, принимая двухстадийное разделение в качестве иллюстрирующего разделение с использованием как одной колонки, так и двух колонок, водный кислотный раствор, содержащий ионы материнского радионуклида и желаемого дочернего радионуклида висмута-213, контактирует с первой средой для разделения, имеющей высокое сродство к желаемому дочернему радионуклиду висмуту-213 и низкое сродство к материнскому и другим дочерним радионуклидам. Типично раствор является раствором в галогенводородной кислоте, такой как хлористо-водородная, бромисто-водородная или йодисто-водородная кислота. Хлористо-водородная кислота является предпочтительной, поскольку другие кислоты, несмотря на то, что они пригодны, имеют анионы, которые могут препятствовать последующей обработке с целью выделения висмута-213, приводя к излишней потере висмута-213 вследствие радиоактивного распада. Концентрация кислоты составляет от примерно 0,02 до примерно 0,4 М, и предпочтительно примерно 0,1 М, так что величина Dw для используемой среды для разделения при выбранном рН контакта для Bi(III) превышает примерно в 100 раз (102) или более значение данной величины для Ас(III) и Ra(III). Рассматриваемое разделение типично может обеспечить молярную концентрацию материнского и дочерних радионуклидов на уровне вплоть до примерно 10-3 (1 мМ). В обычной практике используют концентрации таких радионуклидов, составляющие от примерно 10-11 М до примерно 10-4 М, причем концентрации от примерно 10-9 М до примерно 10-6 М являются более предпочтительными. Среду для разделения, имеющую высокое сродство к одному иону и низкое сродство к другому, типично описывают в виде функции коэффициентов очистки для разделяющей среды и ионов материнских и дочерних радионуклидов при имеющихся в растворе условиях контакта. Используемая в колонке индивидуальная среда для разделения обеспечивает коэффициент очистки (КО) желаемого дочернего радионуклида висмута-213 от примесей материнских радионуклидов, которые могут присутствовать, таких как Ra(II) или Ас(III), равный примерно 101 или более (выше) при условиях контакта. Типичная величина КО обычно составляет от примерно 102 до примерно 105 или более, при условиях контакта. Коэффициент очистки, его определение и расчет обсуждаются далее. Используемая среда для разделения предпочтительно представляет собой полимер или основана на полимере, которые покрыты молекулами экстрагента. Данные полимерные материалы предпочтительно находятся в виде частиц. Многие из частиц среды для разделения обычно являются сферическими по форме и показывают совместимые размер и морфологию. Другие частицы среды для разделения имеют неправильную форму и несферические. Оба типа частиц часто называют гранулами смолы или более просто гранулами. Также можно использовать листы, ткани, волокна или другие формы твердого вещества среды для разделения. Первая среда для разделения предпочтительно присутствует в хроматографической колонке, называемой здесь первой разделительной колонкой. Первая среда для разделения представляет собой фосфорсодержащий экстрагент, содержащий фосфорильную связь (группу). Рассматриваемый экстрагент часто в уровне техники называют нейтральным кислородсодержащим фосфорорганическим экстрагентом. Хотя предпочтительный экстрагент содержит одну фосфорильную связь, многие предпочтительные экстрагенты содержат две или более фосфорильные группы. Фосфорильная связь или фосфорильная группа содержит один атом фосфора и один атом кислорода. Иллюстративная среда для разделения содержит нейтральные кислородсодержащие фосфорорганические экстрагенты, которые включают группу фосфиновой, фосфоновой или фосфорной кислоты, сложного эфира или амида, а также группу фосфиноксида или дифосфиноксида. Таким образом, примерами экстрагента могут являться фосфиноксид (включая дифосфиноксид), фосфинат, фосфонат или фосфат. Фосфорильную связь иногда изображают как Р=O и иначе в виде Р+-О-. Для настоящего изобретения подходит любое изображение. Оставшиеся связи фосфора присоединены к одному или более из (i) атома углерода С 1-С 10 алкильной группы, бензильной группы, карбоксамидо С 1-С 6 алкильной группы, чей атом азота амидогруппы имеет формулу -NR1R2, и фенильной группы, (ii) основной цепи полимера, (iii) O-R1 группы, где R1 представляет атом водорода (Н), С 1-С 10 алкильную группу, фенильную группу или бензильную группу,(iv) -NR1R2 группы, и (v) двухвалентного радикала, выбранного из группы, состоящей из иминогруппы,С 1-С 10 циклической или ациклической двухвалентной углеводородной группы, фениленовой группы и ксилиленовой группы, где каждая из R1 и R2 групп является одинаковой или различной и является такой,как определено для R1. Первая среда для разделения является водонерастворимой, как и вторая среда для разделения, обсуждаемая ниже. Когда первая среда для разделения включает материал в виде частиц, такой как полимер, который покрыт экстрагентом, содержащим фосфорильные группы, то данный экстрагент также является водонерастворимым. Таким образом, хотя вышеописанный фосфорсодержащий экстрагент может иметь одну или более связей от фосфора к группам заместителей, таким как атом водорода и С 1-С 10 алкильные группы, несколько групп заместителей, связанных с атомом фосфора в экстрагенте, являются достаточно гидрофобными (длина цепи), так что экстрагент является водонерастворимым.-10 005735 Вещество считается водонерастворимым для цели настоящего изобретения, если оно имеет растворимость в воде при 25 С, равную примерно пяти частям в десяти тысячах (0,05%) или менее, и предпочтительно примерно одной части в десяти тысячах (0,01%) или менее, и наиболее предпочтительно примерно пяти частям в одной сотне тысяч частей или менее (0,005%). В качестве примера, три-н-бутилфосфат, который часто используют вместе с октил,фенил-N,N-диизобутилкарбамоилметилфосфиноксидом(СМРО) на инертном носителе для экстракции ионов актинидов, как сообщается, имеет растворимость в воде при 25 С, равную 0,039%. [См. J.A. Riddick, W.B. Bunger, Organic Solvents, Techniques of ChemistryVolume II, Wiley-Interscience, New York (1970) page 323]. Одна предпочтительная среда для разделения коммерчески доступна от Eichrom Technologies, Inc.,находящейся по адресу 8205 S. Cass Avenue, Darien, IL, под торговой маркой UTEVA. Смола UTEVA представляет собой 40% дипентилпентилфосфонатный экстрагент (DAAP) на 50-100 мкм AmberchromCG71. Другая предпочтительная среда для разделения, также поставляемая Eichrom Technologies, Inc.,продается под торговой маркой смола UTEVA-2 и содержит эквимолярную смесь экстрагента Суаnех 923 (смесь н-алкилфосфиноксидов, поставляемых Cytec Industries, Inc., West Paterson, NJ) и DAAP, загруженных до 40% на 50-100 мкм Amberchrom-CG71. Понимается, что компоненты Суаnех-923 включают тригексилфосфиноксид, триоктилфосфиноксид, а также дигексилоктилфосфиноксид и диоктилгексилфосфиноксид. Для целей изобретения также подходит среда для разделения, называемая смолой ТОРО, которая соответствует 20% загрузки (маc./маc.) 0,25 М раствора экстрагента три-н-октилфосфиноксида (ТОРО) в н-додекане на Amberchrom-CG71. Октил,фенил-N,N-диизобутилкарбамоилметилфосфиноксид, известный в уровне техники как СМРО, также можно использовать в среде для разделения. Экстрагент СМРО можно растворить в три-нбутилфосфате и нанести на гранулы инертной смолы, чтобы обеспечить полезную среду для разделения. Использование СМРО обсуждается в патентах США 4 548 790,4574072 и 4835107. Некоторые из вышеуказанных соединений фосфиноксидов содержат одну фосфорильную группу и три связи от фосфора к атомам углерода С 1-С 10 алкильных групп, тогда как DAAP представляет собой фосфонат, который содержит одну фосфорильную связь, одну связь атома фосфора с алкильным атомом углерода и две связи между атомом фосфора и атомами кислорода O-R1 групп. С другой стороны, СМРО представляет собой фосфиноксид, который содержит фосфорильную связь, одну связь между атомом фосфора и С 1-С 10 алкильной группой, одну связь между атомом фосфора и фенильной группой и связь между атомом фосфора и карбоксамидо С 1-С 6 алкильной группой, где атом азота амидогруппы имеет формулу -NR1R2. Примеры среды для разделения, в которой атом фосфора экстрагента, содержащего фосфорильные группы, связан с основной цепью полимера, включают смолы на основе полимерной матрицы стирола и дивинилбензола, которая содержит химически связанные с ней функциональные группы фосфоновой и/или гем-дифосфоновой кислоты или их сложных эфиров, а также может включать функциональности сульфоновой кислоты. Одна такая смола, содержащая гем-дифосфоновую кислоту, поставляется EichromTechnologies, Inc. под торговой маркой смола Diphonix. В настоящем способе смолу Diphonix используют в Н+ форме. Характеристики и свойства смолы Diphonix более полно описываются в патентах США 5539003,5449462 и 5281631. Другая полимерная среда для разделения содержит лиганды или группы экстрагента на основе монофосфоновой кислоты или дифосфоновой кислоты (DPA). Несколько типов содержащих DPA замещенных дифосфоновых кислот известны из уровня техники и могут использоваться в данном способе. Пример лиганда дифосфоновой кислоты имеет формулуCR1R2(PO3R2)2 где R выбран из группы, состоящей из водорода (гидридо), C1-C8 алкильной группы, катиона и их смесей;R1 представляет водород или C1-C2 алкильную группу иR2 представляет водород или связь с полимерной смолой. Когда R2 представляет связь с полимерной смолой, фосфорсодержащие группы присутствуют в количестве от 1,0 до примерно 10 ммоль/г по сухой массе сополимера, и значения ммоль/г основываются на полимере, в котором R1 представляет водород. Примеры обменной среды, содержащей лиганды дифосфоновой кислоты, обсуждаются ниже. Иллюстративные полимерные среды для разделения, содержащие дифосфоновые кислоты, описываются в патентах США 5281631,5449462,5539003 и 5618851. Иллюстративный пример среды для разделения, содержащей монофосфоновую кислоту, обсуждается в патенте США 6232353 B1. Другой полезной средой для разделения является смола Diphosil. Аналогично другим DPA смолам, смола Diphosil содержит множество лигандов геминально замещенной дифосфоновой кислоты,таких как обеспеченные винилидендифосфоновой кислотой. Лиганды химически связаны с органической матрицей, которая привита на частицы кремнезема. Смола Diphosil поставляется Eichrom Technologies, Inc. Когда R2 представляет атом водорода в вышеуказанной формуле CR1R2(РО 3R2)2, обменная среда содержит неполимерный экстрагент, который обычно наносят в виде поверхностного покрытия (т.е. фи-11 005735 зически сорбированным) на полимерные гранулы. Одна такая среда для разделения называется смолойDipex, которая является экстракционно-хроматографическим материалом, содержащим жидкий экстрагент на основе дифосфоновой кислоты, принадлежащей к классу диэстерифицированных метандифосфоновых кислот, например ди-2-этилгексилметандифосфоновая кислота. Экстрагент сорбируют на субстрате, который инертен к подвижной фазе, такой как Amberchrom-CG71 (продаваемый TosoHaas, Montgomeryville, PA) или гидрофобный кремнезем. В данном экстрагенте R1 и R2 представляют водород, один R представляет 2-(этил)гексил, а второй представляет Н. Активный компонент предпочтительной смолы Dipex представляет собой жидкий экстрагент на основе дифосфоновой кислоты, общей формулы где R представляет C6-C18 алкил или арил, и предпочтительно сложный эфир, полученный из 2-этил-1 гексанола. Предпочтительным соединением является Р,Р'-бис-2-(этил)гексилметандифосфоновая кислота. Смола Dipex [40% Р,Р'-бис-(2-этилгексил)метандифосфоновой кислоты на 20-50 мкм AmberchromCG71] поставляется Eichrom Technologies, Inc. Также можно использовать акриловые и полиароматические смолы, такие как AMBERLITE, поставляемые Rohm and Haas Company of Philadelphia, PA. Свойства и характеристики смолы Dipex более полно описаны в Horwitz et al. U.S. Patent5651883, Horwitz et al. U.S. Patent5851401, а также Horwitz et al., React. Funct. Polymers, 33:25-36(1997). Каждая из вышеуказанных сред для разделения, содержащих моно- и дифосфоновые кислоты, содержит фосфорильную группу, причем оставшиеся связи с фосфором представляют собой связи между фосфором и основной цепью полимера, фосфором и C1-С 10 алкильной группой или между фосфором и OR1 группой. Еще один полезный нейтральный кислородсодержащий фосфорорганический экстрагент с фосфорильными связями представляет собой дифосфиноксид. Типичные соединения дифосфиноксида соответствуют структурной формуле где R1 и R2 являются одинаковыми или различными и являются таковыми, как определено выше, и Х представляет двухвалентный радикал, выбранный из группы, состоящей из иминогруппы (-NH-), двухвалентнойC1-С 10 циклической или ациклической углеводородной группы [например, двухвалентной углеводородной группы, такой как алкилен (метилен, этилен), алкенилен (пропенилен; -CH2CH=CH2-) или алкинилен(бутинилен; -CH2CCCH2-), фениленовой группы (-С 6 Н 4-) или ксилиленовой группы (-СН 2 С 6 Н 4 СН 2-)]. Иллюстративные дифосфиноксиды включают Р,Р'-диметил Р,Р'-дифенилметилендифосфиноксид и Р,Р,Р',Р'-тетрафенилэтилендифосфиноксид. Контакт между водным кислотным раствором ионов материнских-дочерних радионуклидов поддерживают в течение периода времени, достаточного для того, чтобы ионы висмута-213 были связаны первой средой для разделения с образованием желаемой насыщенной висмутом-213 среды для разделения и желаемого обедненного по дочернему радионуклиду раствора материнских-дочерних радионуклидов. Время контакта между раствором и средой для разделения типично представляет собой время протекания раствора через колонку со средой для разделения при любом используемом скоростном напоре,хотя приемлемо гравитационное течение. Таким образом, хотя можно смешать заданный раствор и среду для разделения и поддерживать контакт между ними в течение периода времени, равного часам или дням, сорбция (экстракция) ионов висмута-213(III) средой для разделения обычно является достаточно быстрой, то есть реакции связывания и фазопереноса являются достаточно быстрыми, так что контакт,обеспечиваемый потоком по поверхности и через частицы среды для разделения, обеспечивает достаточное время контакта для осуществления желаемого разделения. Экстракция желаемых ионов дочернего радионуклида висмута-213 из раствора средой для разделения приводит к получению среды для разделения, насыщенной желаемым дочерним радионуклидом висмутом-213. Данная экстракция висмута-213 из раствора также дает желаемый обедненный по дочернему радионуклиду раствор материнских-дочерних радионуклидов. Желаемый обедненный по дочернему радионуклиду раствор материнских-дочерних радионуклидов удаляют из среды для разделения. Данное удаление можно осуществить декантацией или сливанием и более обычно проводят элюированием полученного в результате желаемого обедненного по дочернему радионуклиду раствора материнских-дочерних радионуклидов из колонки с первой средой для разделения. Удаленный раствор типично отдельно хранят в соответствующим образом экранированном контейнере, чтобы дать возможность образования дополнительных количеств висмута-213. Желаемый дочерний радионуклид висмут-213 удаляют из насыщенной дочерним радионуклидом желаемой среды для разделения, получая водный раствор ионов висмута-213. Данную стадию удаления обычно называют элюцией.-12 005735 Стадию элюции можно провести, используя ряд растворов, но предпочтительно элюировать раствором, который содержит буферные соли, которые можно вводить пациенту. Также предпочтительно,чтобы рН элюирующего раствора было близко к значению рН раствора, который можно вводить пациенту или использовать для конъюгации ионов 213Bi(III) с пептидами или белками, такими как молекулы антител для использования в радиоиммунотерапии или аналогичными. Таким образом, например, ионы висмута-213 можно элюировать из первой среды для разделения, используя 0,1 М NaOAc при рН=5,5, но предпочтительно использовать буферный раствор соли при рН от примерно 3 до примерно 7, и более предпочтительно от примерно 3,5 до примерно 5,5. Более предпочтительно, элюирующий раствор содержит примерно 0,75 М NaCl в примерно 0,50 М (Na,H)OAc буферном растворе ацетата натрия при рН=4,0 или 0,75 М NH4Cl в 0,50 М (NH4,H)OAc буферном растворе (ацетата аммония) при рН=4,0, примерно от 0,75 М NaCl в примерно 0,50 М (Na,H)OAc буферном растворе при рН=4. Затем водный раствор ионов висмута-213 контактирует со второй средой для разделения, которая,предпочтительно, находится во второй колонке (защитной колонке). Данная вторая среда для разделения представляет собой полимерную катионообменную смолу, имеющую высокое сродство к материнскому радионуклиду и низкое сродство к желаемому дочернему радионуклиду висмуту-213. Вторая среда для разделения вновь предпочтительно представляет собой материал в виде частиц, и более предпочтительно представляет собой, как правило, сферические гранулы или гранулы неправильной формы, как обсуждалось ранее для первой среды для разделения. Для медицинских целей обычно используют общее значение КО, равное примерно 104 или более. Значение КО для заданной стадии разделения перемножается со значением КО для следующей стадии,или, когда это представлено в виде экспоненты, экспоненты значений КО каждой стадии складываются. Таким образом, когда используют двухстадийное разделение, значение КО для первой стадии может составлять примерно 101 или более, а для второй стадии примерно 103 или более, и наоборот, или оба значения составляют, по меньшей мере, примерно 102 или более. Если висмут-213 не предназначен для использования в организме пациента, первая стадия разделения может иметь значение КО только примерно 101. Различие в сродстве желаемого дочернего радионуклида, висмута-213, от возможных присутствующих ионов материнских радионуклидов при условиях, используемых для контакта, предпочтительно,подтверждается значениями КО, равными от примерно 102 или более до примерно 105 или более для первой разделительной среды. Таким образом, соответствующее образование пары разделительной среды второй защитной колонки и условий разделения может предоставить объединенный коэффициент очистки желаемого дочернего радионуклида от материнского радионуклида, равный примерно 104 или более,и предпочтительно примерно 106 или более, вплоть до примерно 1010 или более при условиях контакта с составными средами для разделения. Значение КО, равное примерно 1010, является практически наибольшим КО, который можно легко определить, используя типичное оборудование радиоаналитической лаборатории. Катионообменные смолы на основе сульфокислоты являются предпочтительными для использования в защитной колонке, и примерами являются катионообменная смола Bio-Rad AGMP-50 и катионообменная смола на основе сульфокислоты Eichrom 50Wx8. Также можно использовать другие катионообменные смолы на основе сульфокислоты, такие как Amberlite CG120, макросетчатую смолуDowex 50W. Указанные ранее моно- и дифосфонатные смолы (Diphonix) также можно использовать в защитной колонке в качестве второй среды для разделения. Контакт между второй средой для разделения защитной колонки и водным раствором ионов висмута-213 поддерживают в течение периода времени, достаточного для того, чтобы материнский радионуклид, который может присутствовать, был связан второй средой для разделения с получением раствора желаемого дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213, который, по существу, не содержит примеси материнских радионуклидов, представляющих собой двухвалентный радий-225 и трехвалентный актиний-225. Как было указано ранее, время поддержания контакта обычно относительно короткое,являясь таким, которое требуется для прохождения раствора над и через частицы второй среды для разделения. При предпочтительном варианте осуществления на практике водный раствор ионов висмута-213,полученный элюцией ионов желаемого дочернего радионуклида из первой среды для разделения, не подвергают химической обработке перед его контактом со второй средой для разделения. То есть раствор из колонки с первой средой для разделения непосредственно поступает в защитную колонку без какого-либо добавления или удаления реагентов, изменения значения рН, концентрации ионов или аналогичного. Таким образом, используя предпочтительный буферный раствор NaCl/(Na,H)OAc при рН=4,0,извлеченный висмут-213 непрерывно вступает в реакцию радиоконъюгации, включающую агент биолокализации, такой как пептидное или протеинподобное антитело. Тщательное регулирование химии разделения, чтобы избежать необходимости химически жестких или сильных комплексообразующих элюирующих реагентов (например, I1-), также означает, что реакции радиоконъюгации протекают более быстро и с более высокими выходами.-13 005735 Как уже указывалось, процессы разделения, используемые в рассматриваемом методе, для обeих сред для разделения типично и предпочтительно проводят с использованием хроматографической колонки, которая содержит твердую среду для разделения; устройство, хорошо известное специалистам в данной области техники. Данные процессы разделения также можно проводить в открытом или закрытом лабораторном стакане или колбе или аналогичном, причем отделение твердого вещества от жидкости проводят декантацией или другим методом. Однако рассматриваемый способ будет здесь обсуждаться в терминах колоночного разделения, поскольку такое разделение является предпочтительным. Описываемые здесь многоколоночный генератор с инверсией селективности и способ получения могут надежно обеспечивать почти теоретический выход 213Bi исключительно высокой радионуклидной и химической чистоты. Сводя к минимуму неблагоприятные эффекты радиационного разложения материала носителя, данный генератор 213Bi работает с предсказуемо высокой эффективностью в течение всего рабочего цикла изотопного генератора. Кроме увеличения жизненно необходимого критерия чистоты,очищенный продукт 213Bi получают в небольшом объеме раствора. Эксплуатационная простота многоколоночного генератора с инверсией селективности для промышленной очистки 213Bi идеально подходит для автоматизации, которая является более эффективной и снижает вероятность человеческой ошибки,чтобы гарантировать, что большее количество пациентов можно безопасно лечить иммунотерапией частицами 213Bi. Экспериментальная часть Все кислоты имеют чистоту по следовым примесям металлов, все другие химические реактивы имеют реагентную чистоту ACS и используются, как получены. Каждую радиоактивную метку 133 Ва,139Ce, 207Bi и 226Ra дважды выпаривают до сухого состояния в концентрированной НNО 3 и растворяют в 0,50 М НNО 3 перед использованием. Образцы 225 Ас поставляются MedActinium, Inc., Knoxville, TN, и их отделяют от 229 Тh источника в Oak Ridge National Laboratory. 225Ac(NO3)3 в количестве, составляющем микрокюри, трижды растворяют в концентрированной НСl и выпаривают досуха перед растворением в 0,10 М НСl для использования. Сухой 225Ac(NO3)3 в количестве 5 мКи просто растворяют в 0,10 М НСl перед использованием. Применяют стандартные процедуры радиометрического анализа и все скорости счета корректируют по фону. 133 Ва, 139 Се и 207Bi контролируют, используя автоматический -счетчик, a 226Ra контролируют, используя жидкостной сцинтилляционный счетчик. Пик 218 кэВ в -спектре 221Fr используют для слежения за поведением 225Ac, a 213Bi количественно определяют, используя пик 440 кэВ в -спектре. [См. Lederer et al., Eds. Table of Isotopes; 7th ed.; John Wiley and Sons: New York, 1978]. Экстракционно-хроматографические материалы готовят, используя описанную ранее общую процедуру. [См. Horwitz et al., Anal. Chem. 1991, 63:522-525]. Раствор 0,25 М три-н-октилфосфиноксидаAmberchrom-CG71 (3,03 г, доступна от TosoHaas, Inc., Montgomeryville, PA) примерно в 25 мл этанола. Смесь вращают при комнатной температуре на роторном испарителе в течение примерно 30 мин, после чего этанол отгоняют под вакуумом. Полученное в результате твердое вещество называется смола ТОРО и соответствует 20% (маc./маc.) загрузки 0,25 М ТОРО в н-додекане на Amberchrom-CG71. Смолу UTEVA-2 готовят аналогичным образом, за исключением того, что данный материал не содержит разбавитель и диспергирующим растворителем является метанол, а не этанол. Смола UTEVA-2 содержит эквимолярную смесь Суаnех-923 (смесь н-алкилфосфиноксидов, доступных от Cytec Industries,Inc., West Paterson, NJ) и DAAP, загруженных до 40% на 50-100 мкм Amberchrom-CG71. Понимается,что компоненты Суаnех-923 включают тригексилфосфиноксид, триоктилфосфиноксид, а также дигексилоктилфосфиноксид и диоктилгексилфосфиноксид. Смола UTEVA представляет собой 40% дипентилпентилфосфоната (DAAP) на 50-100 мкм Amberchrom-CG71 и коммерчески доступна от EichromTechnologies, Inc. Процент твердых веществ для катионнообменных смол на основе сульфокислоты Bio-Rad AGMP50 и Eichrom 50Wx8 определяют переносом части влажной смолы в тарированную ампулу, после чего следует сушка в печи при 110 С до постоянной массы. Каждый гравиметрический анализ проводят 3 раза, чтобы дать процент твердых веществ, равный 48,6(0,3)% для AGMP-50 и 62,8(0,6)% для 50Wx8. Все смолы хранят в плотно закрытых контейнерах и не подвергают воздействию воздуха в течение периода времени любой продолжительности, чтобы избежать изменения процента твердых веществ. Все коэффициенты распределения для сухой массы (Dw) определяют радиометрически при контакте смолы в периодическом режиме с желаемыми растворами при 25(2)С. Коэффициенты распределения для сухой массы определяют следующим образом: где А 0=скорость счета в растворе перед контактом со смолой,Af=cкоpocть счета в растворе после контакта со смолой,V=объем (мл) раствора в контакте со смолой,mR=масса (г) влажной смолы и % твердых веществ позволяет перевод на сухую массу смолы.-14 005735 Исследование сорбции в периодическом режиме проводят, добавляя мкл количества соответствующих радиоактивных меток в 0,50 М НNО 3 к 1,2 мл представляющего интерес раствора, мягко перемешивая и отбирая 100 мкл аликвоту для радиометрического анализа (А 0). 1 мл оставшегося раствора (V) добавляют к известной массе влажной смолы (mR) и центрифугируют в течение 1 мин. Затем смесь мягко перемешивают (так, чтобы смола была только суспендирована в растворе) в течение 30 мин, после чего следует 1 мин центрифугирования и еще 30 мин перемешивания. После 1 мин центрифугирования для осаждения смолы раствор отбирают пипеткой и фильтруют через 0,45 мкм ПТФЭ фильтр для удаления суспендированных частиц смолы. Затем отбирают 100 мкл аликвоту для радиометрического анализа (Af). Все коэффициенты распределения для сухой массы имеют точность до 5% относительной неопределенности. Коэффициент очистки (КО) определяют, используя следующее уравнение: Для системы, находящейся в стационарном радиоактивном состоянии (например, 225 Ас, 225Ra и их дочерние радионуклиды, включая 213Bi и его дочерние радионуклиды), знаменатель равен примерно 1. Это означает, что значение КО можно аппроксимировать, исследуя пик элюции в хроматограмме и деля максимум (имп./мин)/мл для определяемого элемента (т.е. желаемого дочернего радионуклида, представляющего собой 213Bi) на активность примесей (т.е. материнских 225 Ас и 225Ra). Альтернативно, КО можно рассчитать, беря отношение коэффициентов распределения для сухой массы (Dw) для определяемого компонента и примеси. Предполагая, что "входящий поток" находится в стационарном радиоактивном состоянии (принимая знаменатель для КО равным единице), соотношение значений Dw для определяемого компонента/примеси представляет собой которое упрощается после исключения где А 0, Af, V, mR и % твердых веществ являются такими, как определено ранее. Данные соотношения активностей пропорциональны молярным концентрациям, цитированным в другом месте при определении КО. Все хроматографические исследования проводят аналогичным образом, используя следующую общую процедуру. Навеской смолы UTEVA, UTEVA-2 или AGMP-50 в виде суспензии набивают сменную пластмассовую хроматографическую колонку Bio-Spin (Bio-Rad Laboratories, Inc.) емкостью 1,2 мл. На верхнюю часть слоя помещают пористую пластмассовую фритту для предотвращения его разрушения при добавлении элюента. Каждую колонку кондиционируют, элюируя, по меньшей мере, 5 объемов слоя(ОС) свежего (ранее не использованного и не содержащего радионуклиды) раствора загрузки, после чего следует гравитационное элюирование раствора, содержащего интересующие радионуклиды. Затем колонки промывают свежим раствором загрузки объемом, равным или превышающим 4 ОС перед элюцией. Элюаты из колонок собирают в тарированные сосуды для счета, и все объемы вычисляют гравиметрически, используя соответствующие плотности растворов. Пример 1. Сорбция поливалентных ионов металлов смолой UTEVA и смолой ТОРО из НСl. Фиг. 4 показывает структуру дипентилпентилфосфоната, DAAP, который коммерчески доступен на экстракционно-хроматографическом материале, известном как смола UTEVA. Используя обсуждаемую выше химию Bi(III), была предложена гипотеза, что [Н 3 О][BiCl4] можно экстрагировать с помощьюDAAP на смоле UTEVA и затем просто элюировать расходованием Н 3O+ и/или увеличением [Сl1-]. Предполагаемые равновесия загрузки и элюции для первой разделительной колонки со смолой UTEVA представлены на фиг. 5. Один из нескольких привлекательных аспектов предложенной на фиг. 5 схемы разделения состоит в том, что экстракция Ra(II) и Ас(III) химически чистыми образцами нейтральных фосфорорганических экстрагентов, аналогичных DAAP, является довольно низкой [см. Sekine et al., Solvent Extraction Chemistry;UTEVA обладает селективностью, необходимой для отделения 213Bi(III) от 225Ac(III) и 225/224Rа(II). Поскольку известно, что экстракция растворителем [Н 3 О][BiCl4] меняется с основностью по Льюису доноров фосфорильного кислорода нейтрального фосфорорганического экстрагента (т.е. фосфиноксид фосфинатфосфонатфосфат) [см. Sekine et al., Solvent Extraction Chemistry; Marcel Dekker: New York, 1977 и Rydberg et al. Eds., Principles and Practices of Solvent Extraction; Marcel Dekker: New York, 1992], были исследованы две различные экстракционно-хроматографические смолы на их сродство к экстракцииBi(III) из растворов НСl. Обсуждаемая выше смола UTEVA содержит 40% DAAP без разбавителя на инертном носителеAmberchrom-CG71, тогда как смола ТОРО включает 20% загрузки на Amberchrom-CG71 0,25 М раствора три-н-октилфосфиноксида (ТОРО). Как показано на фиг. 6, две смолы сходно ведут себя при экстракции Bi(III) из 0,010-1,0 М НСl. Максимальный коэффициент распределения для сухой массы (Dw) для Bi(III) имеет место при 0,10 М НСl с Dw=140, показываемым смолой UTEVA. Сравнимые сорбционные характеристики вместе с коммерческой доступностью благоприятствуют использованию смолыUTEVA, и на данном материале фокусируются остальные исследования, нацеленные на разработку первой разделительной колонки для выделения Bi(III). Учитывая установленную фундаментальную концепцию сорбции Bi(III) смолой UTEVA и условия элюции, предлагаемые на фиг. 6 (т.е. [НСl] менее 0,01 М или более 2 М), исследуют селективность смолыUTEVA по отношению к Bi(III) относительно соответствующих примесей, определенных на фиг. 2. На основании сообщенных данных для три-н-бутилфосфата [см. Sekine et al., Solvent Extraction Chemistry;DAAP смола UTEVA будет эффективно демонстрировать отсутствие сродства к Ас(III) или Ra(II). Фиг. 7 демонстрирует значения Dw для Ra(II), Ba(II), Ce(III) и Bi(III) на смоле UTEVA в виде функции [НСl]. Как показано, распределение Ra(II), Ba(II) и Се(III) является достаточно низким, причемDw составляет менее 10 в диапазоне 0,010-1,0 М НСl. Необходимо отметить, что значения Dw менее 10,полученные в данных экспериментах с периодическим контактом, по существу показывают отсутствие сорбции; то есть данный определяемый компонент по существу не удерживается при условиях хроматографического элюирования. Значение Dw для Bi(III) показывает достаточно широкий максимум с Dw более 100 в диапазоне 0,050,2 М НСl. Данное плато является выгодным для коммерческого производства, поскольку на сорбциюBi(III) по существу не оказывают влияние незначительные флуктуации в [НСl], которые могут возникнуть в результате -радиолиза хранимого раствора и/или типичных вариаций при эксплуатации. Значение КО Bi(III) от Ra(II) и Ce(III) (Ac(III составляет примерно 102, что говорит о селективном отделении 213Bi(III) первой разделительной колонкой со смолой UTEVA в 0,10 М НСl. Пример 2. Разделение поливалентных катионов металлов в НСl смолами UTEVA-2 и UTEVA. Результаты хроматографического исследования показаны на фиг. 8, где смесь 133Ba(II), 139Ce(III) и 207Bi(III), причем первые два элемента являются химическими аналогами Ra(II) и Ас(III), соответственно,в 0,20 М НСl элюируют на смоле UTEVA-2 (смесь органических фосфиноксидов и органических фосфонатов). При загрузке четырех объемов слоя (ОС) 0,20 М НСl 133Ba(II) и 139 Се(III) элюируют с первыми тремя колоночными объемами элюата. Некоторое количество 207Bi(III) определяют во время загрузки, но оно не является статистически значимым при уровнях, менее чем двукратный радиационный фон. После промывки 3 ОС 0,20 М НСl активность всех трех анализируемых элементов достигает фонового уровня. Элюция 1,0 М ацетатом натрия (NaOAc) в 0,20 М NaCl вымывает 207Bi(III) в довольно широкой полосе, с отсутствием существенной активности 133Ba(II) или 139Ce(III). Данное хроматографическое исследование показывает приблизительное значение КО 213Bi(III) от 225/224Ra (II) и 225Ac(III), равное примерно 103 с использованием разбавленной НСl и нейтральной фосфорорганической экстракционнохроматографической смолы. Кроме того, демонстрируется элюция Bi(III) посредством расходования Н 3 О+ (т.е. 1,0 М NaOAc имеет рН=6,5) при [Сl1-], сравнимой с величиной, используемой при загрузке. Фиг. 9 показывает различные хроматографические эксперименты, в которых 207Bi(III) отделяют от 226Ra(II) и 139Ce(III) коммерчески доступной смолой UTEVA. 226Ra(II), 139Ce(III) и 207Bi(III) no отдельности наносят на одну и ту же колонку в виде узких хроматографических полос в 0,10 М НСl, а не одновременной загрузкой активности в 4 ОС 0,20 М раствора НСl, как делается на фиг. 8, и индивидуально элюируют, после чего следует промывка. Таким образом, три раздельных исследования показаны вместе на фиг. 9. Как показано, 226Ra(II) и 139Ce(III) элюируются немедленно (как предсказывается из значенийDw, которые меньше 10, фиг. 7) и достигают уровней радиационного фона после 5 ОС при промывке 0,10 М НСl. После продолжительной промывки 0,10 М НСl элюирование 207Bi(III) становится статистически значимым только после 17 ОС, где активность 207Bi превосходит уровни радиационного фона в 2 раза. Постоянное увеличение элюирования 207Bi(III) продолжается до примерно 51 ОС 0,10 М НСl, где иссле-16 005735 дование прерывают и элюция 0,75 М NaCl в 0,50 М буферном растворе (Na,H)OAc при рН=4,0 элюирует остающиеся 33% 207Bi(III). Данное исследование подтверждает, что Bi(III) можно эффективно отделить от Ra(II) и Се(III), используя смолу UTEVA и 0,10 М НСl, и что удержание Bi(III) смолой UTEVA является достаточным для предотвращения чрезмерных потерь 213Bi(III) во время процедур загрузки и промывки. Кроме того,способность к элюции 207Bi(III) демонстрируется при более высокой [Сl1-], более низком значении рН и более низкой концентрации буферного раствора (Na,H)OAc, по сравнению с величинами, используемыми на фиг. 8. Пример 3. Использование защитной колонки для увеличения значений КО. Чтобы гарантировать отсутствие выхода долгоживущих материнских радионуклидов из системы генератора, разрабатывают защитную колонку для полного осуществления преимуществ многоколоночного генератора с инверсией селективности. Предполагаемое на фиг. 5 экстракционное равновесие для первой разделительной колонки подтверждается приведенными на фиг. 4-7 результатами, которые предоставляют некоторое понимание химии Bi(III) в растворе и предлагают руководство по выбору материалов защитной колонки и условий в растворе. По-видимому, во время элюции Bi(III) присутствует в виде полианионного комплекса при [Сl1-] более 0,5 М, тогда как примеси 225/224Rа(II) и 225Ac(III) существуют в растворе в виде нейтральных ионных пар. Данное наблюдение наводит на мысль, что в качестве защитной колонки можно использовать катионообменную смолу, допуская, что условия в растворе можно изменить, чтобы дать возможность элюирования полигалогенидных анионов висмута, таких какBiCl52-, ВiСl63- и аналогичных из катионообменной смолы, в то время как 225/224Ra(II) и 225Ac(III) удерживаются. Фиг. 10 показывает изменение значений Dw для Bi(III) от [Сl1-] на макропористой катионообменной смоле на основе сульфокислоты, Bio-Rad AGMP-50, при трех различных значениях рН. Среднее значение Dw для Bi(III) превышает 10 в 1,0 М NaOAc при рН=6,5, что показывает слабое удерживание Bi(III) катионообменной смолой AGMP-50. При более низких значениях рН, равных 4,0 и 1,9, все значения Dw для Bi(III) меньше 10 в диапазоне 0,50-3,0 М Сl1-, показывая отсутствие удерживания Bi(III). Хотя значение рН 6,5 более близко приближается к физиологическому значению рН (рН 7,2-7,4),желательному для реакции радиоконъюгации и клинического введения, незначительное удерживаниеBi(III) при данном значении рН снижает выходы и может излишне разбавить продукт, поскольку требуются избыточные объемы элюирования для выделения 213Bi(III). В нижней части спектра кислотности раствор с рН=1,9 эффективно предотвращает сорбцию Bi(III) защитной колонкой с катионообменной смолой AGMP-50, но данное значение рН является слишком кислым для последующих реакций конъюгации, и элюция Bi(III) из смолы UTEVA первой разделительной колонки является менее эффективной при данной [НСl] (фиг. 7: значение Dw для Bi(III)=24). Основываясь на данных наблюдениях и информации о процессе, раствор 0,50-1,5 М NaCl в буферном растворе (Na,H)OAc при рН=4,0 служит в качестве эффективной элюирующей среды для смолы UTEVA первой разделительной колонки и сводит к минимуму сорбцию Bi(III) катионообменной смолой защитной колонки. Результаты на фиг. 11 иллюстрируют изменения в Dw для Ra(II), Се(III) и Bi(III) от [NaCl] в 0,50 М буферном растворе (Na,H)OAc при рН=4,0 для Bio-Rad 50Wx8, традиционной гелеобразной (т.е. не макропористой) катионообменной смолы на основе сульфокислоты. Значения Dw для Ra(II) и Се(III), как и следовало ожидать, линейно снижаются с увеличением [Na1+], тогда как значение Dw для Bi(III) составляет менее 10 при выше 0,50 М NaCl. Именно объединенное снижение поглощения Ra(II) и Се(III)[Ас(III)], необходимость эффективного элюирования Bi(III) и физиологическое использование составляют оптимальную концентрацию NaCl около 0,75 М. Значения КО Bi(III) от Ra(II) и Се(III) составляют примерно 110 и примерно 250, соответственно, в 0,75 М NaCl в 0,50 М буферном растворе (Na,H)OAc при рН=4,0. Для применения в медицине желательными являются довольно высокие значения КО, и их можно получить с использованием макропористых катионообменных смол на основе сульфокислоты Bio-RadAGMP-50, как показано на фиг. 12. Коэффициенты очистки Bi(III) от Ra(II) и Ce(III) в примерно 0,75 МNaCl в 0,50 М буферном растворе (Na,H)OAc при рН=4,0, полученные с использованием катионообменной смолы AGMP-50, составляют примерно 130 и примерно 640, соответственно. Хотя значения КО дляRa(II), показанные катионообменными смолами 50Wx8 и AGMP-50, являются сравнимыми (110 и 130,соответственно), значения КО для Ce(III) [и посредством расширения - Ac(III)] для смолы AGMP-50 более чем в 2 раза превышают данное значение для смолы 50Wx8 (т.е. 250 по сравнению с 640). Вместо буфера (Na,H)OAc можно использовать буферный раствор ацетата аммония [(NH4,H)ОАс],и фиг. 13 показывает, что значения Dw для Ra(II) и Се(III) слегка превышают значения, полученные для той же смолы в Nа 1+ системе. Вычисленные величины КО для Bi(III) от Ra(II) и Се(III), составляющие примерно 710 и примерно 5700, соответственно, достигаются из 0,75 М NH4Cl в 0,50 М (NH4,H)ОАс при рН=4,0. Несмотря на то, что многообещающими являются повышенные КО, достигаемые в системеNH41+, внутривенное введение большинства медикаментов осуществляют в соответствующих буферных растворах NaCl, что сильно благоприятствует использованию NaCl и (Na,H)OAc буфера.-17 005735 Обсуждаемые выше технические данные, связанные со сделанными ранее наблюдениями, что 225Aс является оптимальным исходным материалом для генератора, совместно поддерживают использованиеAGMP-50 или аналогичной катионообменной смолы в защитной колонке. В общем, потенциал получения сверхчистого продукта 213Bi в буферном растворе NaCl/(Na,H)ОАс при рН=4 является притягательным, поскольку фармацевтически чистые NaCl, НОАс и NaOH имеются в продаже. Более того, буферные растворы (Na,H)OAc и растворы NaCl регулярно используются в реакциях радиоконъюгации в ядерной медицине. Пример 4. Многоколоночный генератор с инверсией селективности. Основываясь на результатах фиг. 6-13, устанавливают условия получения 213Bi(III) с использованием многоколоночного генератора с инверсией селективности, и они представлены на фиг. 14. В начальной стадии исходному материалу, 225Ac(III), позволяют достичь стационарного радиоактивного состояния с его дочерними радионуклидами в 0,10 М НСl. Когда это необходимо, 213Bi(III) экстрагируют из смеси радионуклидов, связывая смолой UTEVA первой разделительной колонки, которая удерживает[Н 3 О][BiCl4]. Элюат смолы UTEVA, истощенный по 213Bi(III), собирают и ему вновь позволяют достичь стационарного радиоактивного состояния для дальнейшего использования. После промывки 3 ОС свежего 0,10 М НСl для удаления промежуточных радионуклидных и химических примесей 213Bi(III) элюируют (уносят) из первой разделительной колонки, используя 0,75 М NaCl в 0,50 М (Na,H)OAc при рН=4,0. Данный элюат из первой разделительной колонки без химической обработки направляют через защитную колонку с макропористой катионнообменной смолой на основе сульфокислоты AGMP-50. Данная защитная колонка удерживает потенциальные примеси долгоживущих 225/224Ra(II) или 225Ac(III), гарантируя высокую радионуклидную чистоту 213Bi(III) продукта. Дополнительное количество 213Bi можно выделить из астатводородной кислоты (HAt) и/или гетеролептических одноанионных Cl-/At- комплексов Bi(III), которые теоретически могут удерживаться смолойUTEVA, хотя химия "горячих атомов" последних, по-видимому, приводит к нестабильному комплексу. Висмут-213, возникающий в результате быстрого распада 221Fr, можно выделить, проводя второе разделение на первой разделительной колонке примерно через 17 мин после начального технологического цикла. Пример 5. Исследования методом ЖТХ и -спектроскопией. Принимая во внимание, что ранее описанное исследование оптимизации процесса основано на химической сходности между Ce(III) и Ac(III), предпринимают несколько детальных исследований с использованием 225Ac(III), чтобы подтвердить выбор среды для разделения и условий в растворе и чтобы определить полные значения КО, достигаемые данным многоколоночным генератором с инверсией селективности. В начальных исследованиях с 225Ac(III) используют химические параметры, определенные на фиг. 14, и проводят поиск различий в ЖТХ и -спектрах различных образцов, собранных в течение обработки. 0-2000 кэВ ЖТХ (т.е.и 1-) и 0-1000 кэВ -спектры для пяти различных образцов получают в течение очистки 213Bi(III) с использование условий, показанных на фиг. 14. Начальный спектр ЖТХ для 225Ac(III) в 0,10 М НСl при стационарном радиоактивном состоянии с его дочерними радионуклидами показывает широкий пик с центром при примерно 500 кэВ с плечом при примерно 600 кэВ. Начальный спектр показывает три основных пика при менее чем 100, 218 и 440 кэВ. Спектры, полученные для элюата из первой разделительной колонки со смолой UTEVA, который истощен по 213Bi (за исключением прироста), показывают некоторые качественные различия как в ЖТХ,так и -спектре, причем ЖТХ спектр становится слегка более разрешенным и пик примерно при примерно 600 кэВ становится менее заметным. -Спектр показывает изменение относительных высот пиков по сравнению с начальными значениями. Спектры элюции первой разделительной колонки со смолой UTEVA показывают, что появляется существенное различие в спектрах. Спектр ЖТХ показывает значительное снижение интенсивности пиков в области примерно 500 кэВ, и слегка больше деталей появляется в форме низкоэнергетического и высокоэнергетического плеча в области пика примерно 600 кэВ. Наиболее ярким отличием в характеристическом -спектре является исчезновение пика 218 кэВ и увеличенная интенсивность пика 440 кэВ относительно пика при менее 100 кэВ. Спектральные результаты для элюата из защитной колонки с катионообменной смолой AGMP-50 имеют очень близкое сходство со спектрами, полученными при элюции первой разделительной колонки,которые наиболее вероятно соответствуют чистому с радионуклидной точки зрения 213Bi. Спектральные результаты получают для экспериментальной элюции защитной колонки с катионообменной смолой AGMP-50 6,0 М НСl. -Спектр наводит на мысль, что защитной колонкой удерживается очень небольшое количество 213 Вi(III) и, объединенное с разветвленным распадом и 3,25-часовым периодом полураспада 209Pb, оно ответственно за низкоэнергетический ЖТХ спектр.-Спектры изображают наиболее полезные диагностические оценки эффективности разделения,причем элюирующий из колонки раствор и элюат защитной колонки показывают только два пика. Анализ имеющейся информации по -излучению [см. Lederer et al., Eds. Table of Isotopes; 7th ed.; John Wileyand Sons: New York, 1978] для каждого из продуктов распада 225 Ас показывает, что пик при 218 кэВ соответствует 221Fr, а пик 440 кэВ приписывается 213Bi. Низкоэнергетические пики при менее 100 кэВ не являются хорошо разрешенными в случае используемых в данных исследованиях приборов, и данные пики не используют в качестве диагностических оценок. Из-за короткого периода полураспада 221Fr (4,8 мин,фиг. 2) данный радионуклид быстро достигает стационарного радиоактивного состояния со своим материнским 225 Ас и таким образом может использоваться в качестве косвенной оценки поведения 225 Ас. Пример 6. Сценарий наихудшего случая. Два хроматографических разделения 213Bi(III) от 225Ac(III) проводят в виде "сценария наихудшего случая" для многоколоночного генератора с инверсией селективности. Данную цель осуществляют посредством независимого контакта растворов 225Ac(III) при стационарном радиоактивном состоянии с его дочерними радионуклидами либо с первой разделительной колонкой со смолой UTEVA, либо с защитной колонкой с катионообменной смолой AGMP-50 (т.е. две колонки не используют совместно, как показано на фиг.14). Исследуя профили элюирования 225Ac(III) и 213Bi(III) каждой колонки, работающей независимо, и контролируя распад образца 213Bi, отбираемого из каждой, можно определить независимые коэффициенты очистки для каждой стадии способа. Фиг. 15 показывает хроматографическое отделение 213Bi(III) от его материнского 225Ac(III) в 0,10 М НСl смолой UTEVA при 25(2)С. Актиний-225, контролируемый в данном тесте с использованием излучения 221Fr, элюируется первым свободным колоночным объемом 0,10 М НСl раствора загрузки и достигает уровней радиационного фона только после 2 ОС промывки свежим 0,10 М НСl. Висмут-213 определяют в данных загружаемых образцах, и он является артефактом быстрого радиоактивного прироста от материнского 221Fr, который присутствует в элюате из первой разделительной колонки со смолой UTEVA. Элюцией 0,75 М NaCl в 0,50 М буферном растворе ацетата натрия [(Na,H)OAc] при рН=4,0 удаляют 96% 213Bi(III) в 1 ОС, и в элюированных образцах нельзя определить никакие статистически значимые количества 225Ac(III) (или 221Fr(I. Острый фронт элюирования является показателем эффективной элюции и является выгодным, поскольку малые объемы раствора позволяют получать образцы с высокой удельной активностью, которые можно легко разбавить при необходимости. Фиг. 15 также показывает, что величина КО 213Bi(III) от 225Ac (III) и 221Fr(I), равная более 104, достигается при использовании только первой разделительной колонки со смолой UTEVA. В качестве теста радионуклидной чистоты 213Bi(III), выделенного с использованием смолыUTEVA, в течение примерно 20 ч непрерывно измеряют радиоактивный распад образца, взятого при максимуме пика элюции (т.е. образца с наиболее высокой скоростью счета в области элюции фиг. 15). Фиг. 16 показывает результаты кривой распада 213Bi, которые достигают уровней радиационного фона после десяти периодов полураспада (т.е. примерно 450 мин). Вложенный график показывает ln(А/А 0) от времени, который является линейным в течение первых десяти периодов полураспада 213Bi, после чего наблюдается плато, когда скорость счета приближается к уровням радиационного фона и точности прибора. Сообщенная постоянная распададля 213Bi составляет =0,0152 мин-1 [см. Lederer et al., Eds. Table of Isotopes; 7th ed.; John Wiley and Sons: New York, 1978],а экспериментально вычисленная вычисл.=0,015 мин-1 показывает, что 213Bi обладает достаточной высокой радионуклидной чистотой (и также поддерживает отнесение 440 кэВ -пика к 213Bi). Приведенные данные подтверждают, что первая колонка для разделения со смолой UTEVA одна 213 дает Bi высокой радионуклидной чистоты; однако, небольшой хвост графика ln(А/А 0) от времени на фиг. 16 не может быть окончательно приписан точности прибора и может являться результатом следовых количеств примесей 225 Ас. В результате, в качестве дополнительной для захвата следовых примесей радионуклидов весьма рекомендуется защитная колонка, чтобы гарантировать отсутствие долгоживущих материнских радионуклидов на выходе из системы генератора. Фиг. 17 показывает строгое тестирование защитной колонки с катионообменной смолой AGMP-50,которая контактирует со смесью 225Ac(III) и его дочерних радионуклидов при стационарном радиоактивном состоянии. С такой смесью защитная колонка столкнется только в случае катастрофического выхода из строя первой разделительной колонки, и таким образом представляет наихудший случай для защитной колонки. Как показано, 0,75 М NaCl в 0,50 М (Na,H)OAc растворе при рН=4,0 вызывает немедленное элюирование 213Bi(III) без статистически значимого проскока 225Ac(III) или 221Fr(I). Экспериментальная элюция 6,0 М НСl удаляет некоторое количество 213Bi(III), наиболее вероятно возникшего в результате распада материнских катионов 225Ac(III) и 221Fr(I), которые удерживаются катионообменной смолой AGMP-50. Один из примечательных аспектов исследования элюции 6,0 М НСl заключается в отсутствии значительного пика в скорости счета при переходе к 6,0 М НСl, что указывает на то, что никакие существенные количества 213Bi(III) не удерживаются защитной колонкой с катионообменной смолой AGMP-50. Работая независимо и сталкиваясь с количеством 225Ac(III), которое более чем в 104 раз превосходит ожидаемое, защитная колонка с катионообменной смолой AGMP-50 дает значение КО 213Bi(III) от 225Ac(III) и 221Fr(l), равное по меньшей мере 103. Радионуклидную чистоту образца 213Bi, отобранного около конечной части плато загрузки фиг. 17,контролируют по радиоактивному распаду способом, аналогичным способу для фиг. 16. Кривая распада-19 005735 данного образца 213Bi показана на фиг. 18, и снова активность 213Bi постоянно понижается до уровней радиационного фона в течение десяти периодов полураспада. Вставка показывает линейный распад с вычисл.=0,016, указывая на образец 213Bi с высокой радионуклидной чистотой. Данные фиг. 13-16 показывают, что смола UTEVA первой колонки для разделения и катионообменная смола AGMP-50 защитной колонки независимо могут давать величины КО 213Bi(III) от 225Ac(III) и 221Fr(I), равные, по меньшей мере, 104 и 103, соответственно. Комбинация данных двух сред для разделения в одном многоколоночном генераторе с инверсией селективности увеличивает полный КО до примерно 106 или 107 и фактически гарантирует получение 213Bi с высокой химической и радионуклидной чистотой. Пример 7. Увеличение масштаба разделения до уровня милликюри. Поскольку все предшествующие исследования проводят, используя мкКи уровни 225 Ас на чистых(ранее не использованных) хроматографических колонках, проводят серию экспериментов с увеличением в 500 раз, используя примерно 5 мКи 225Aс. Фиг. 19 показывает кривую распада и линейное снижение активности 213Bi через десять периодов полураспада для образца 213Bi, очищенного от примерно 5 мКи 225 Ас с использованием многоколоночного генератора с инверсией селективности, описанного на фиг. 14. Данные колонки используют ранее, по меньшей мере, 1 раз при очистке примерно 5 мКи 213Bi, и они не показывают каких-либо существенных отличий в эффективности разделения или хроматографическом поведении. Исключительное согласие между сообщенной =0,0152 мин-1 и вычисл.=0,015 мин-'1 является показателем высокой радионуклидной чистоты 213Bi. Ориентировочная оценка КО 213Bi(III) от 225Ac(III),составляющая более 107, была рассчитана для данной очистки примерно 5 мКи 213Bi многоколоночным генератором с инверсией селективности, показанным на фиг. 14. Пример 8. Исследования радиационной стерилизации. Проводят дополнительные исследования, чтобы изучить эффекты радиационной стерилизации хроматографических материалов. Радиационная стерилизация при дозе 25 кГр смолы UTEVA первой разделительной колонки для отделения 213Bi(III) от 225Ac(III) показывает статистически идентичное поведение между исходной (т.е. не стерилизованной) смолой UTEVA и смолой, стерилизованной за счет дозы в 25 кГр (исследованной с использованием 139Ce(III) и 207Bi(III. Немедленный проскок Ac(III)[Ce(III)] во время загрузки, снижение до фоновых значений после промывки двумя объемами слоя и очень узкие полосы элюции, дающие фактически всю активность Bi(III) в одном объеме слоя, являются серьезными показателями, что радиационная стерилизация смолы UTEVA не меняет ее эксплуатационные характеристики при отделении 213Bi(III) от 225Ac(III) и его радиогенных дочерних нуклидов. Проводят аналогичное исследование нестерильной и стерилизованной смол для защитной колонки с катионообменной смолой AGMP-50. Снова аналогичное поведение по проскоку Bi(III) и отсутствие статистически значимых количеств Ас(III) или Се(III) в элюате говорит о том, что защитная колонка со стерилизованной катионообменной смолой AGMP-50 эффективно сорбирует примеси 225Ac(III), в то же время позволяя элюировать 213Bi(III). Все цитируемые здесь патенты, заявки на патент и статьи включаются ссылкой. Из предшествующего должно быть понятно, что могут быть выполнены многочисленные модификации и изменения без отклонения от истинного духа и объема новейших концепций изобретения. Необходимо понимать, что не подразумеваются или не следует подразумевать никакие ограничения, касающиеся проиллюстрированного конкретного варианта осуществления. Подразумевается, что описание посредством прилагаемой формулы изобретения охватывает все такие модификации, которые попадают в объем притязаний формулы изобретения. ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ 1. Способ получения раствора ионов дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213, который, по существу, не содержит примеси ионов материнского двухвалентного радия-225 и трехвалентного актиния-225 и других дочерних радионуклидов, включающий стадии(a) контактирования водного кислотного раствора ионов материнских-дочерних радионуклидов, содержащего ионы дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213, со средой для разделения,имеющей высокое сродство к дочернему радионуклиду висмуту-213 и низкое сродство к материнскому и другим дочерним радионуклидам, причем указанная среда для разделения содержит фосфорсодержащий экстрагент, имеющий фосфорильную связь, и оставшиеся связи фосфора присоединены к одному или более из (i) атома углерода C1-С 10 алкильной группы, бензильной группы, карбоксамидо C1-С 6 алкильной группы, чей атом азота амидогруппы имеет формулу -NR1R2, и фенильной группы, (ii) основной цепи полимера, (iii) O-R1 группы, где R1 представляет атом водорода, C1-С 10 алкильную группу, фенильную группу или бензильную группу, (iv) -NR1R2 группы и (v) двухвалентного радикала, выбранного из группы, состоящей из иминогруппы, C1-С 10 циклической или ациклической двухвалентной углеводородной группы, фениленовой группы и ксилиленовой группы, где каждая из R1 и R2 групп является одинаковой или различной и является такой, как определено для R1, и поддержания данного контактирования в течение периода времени, достаточного для того, чтобы указанные ионы висмута-213 были связаны средой-20 005735 для разделения с образованием насыщенной висмутом-213 среды для разделения и обедненного по дочернему радионуклиду материнского-дочернего раствора;(b) удаления обедненного по дочернему радионуклиду материнского-дочернего раствора из среды для разделения; и(с) элюирования указанного дочернего радионуклида из насыщенной дочерним радионуклидом среды для разделения водным раствором с получением водного раствора ионов дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213, который, по существу, не содержит примеси ионов материнского двухвалентного радия-225 и трехвалентного актиния-225 и других дочерних радионуклидов. 2. Способ по п.1, где коэффициент очистки дочернего радионуклида висмута-213 от примесей материнского радионуклида средой для разделения при условиях контактирования составляет примерно 101 или более. 3. Способ по п.1, где указанная среда для разделения представляет собой частицы. 4. Способ по п.3, где указанная среда для разделения включает водонерастворимый фосфорсодержащий экстрагент, имеющий фосфорильную связь, который нанесен на частицы. 5. Способ получения раствора ионов дочернего радионуклида, трехвалентного висмута-213, который, по существу, не содержит примеси ионов материнского двухвалентного радия-225 и трехвалентного актиния-225 и других дочерних радионуклидов, включающий стадии(а) контактирования водного кислотного раствора ионов материнских-дочерних радионуклидов, содержащего ионы дочернего радионуклида висмута-213, со средой для разделения, которая обеспечивает коэффициент очистки указанных ионов дочернего радионуклида висмута-213 от примесей ионов материнских и других дочерних радионуклидов при условиях контакта, равный примерно 101 или более, причем указанная среда для разделения содержит нанесенный на частицы водонерастворимый фосфорсодержащий экстрагент, имеющий фосфорильную связь, где оставшиеся связи фосфора присоединены к одному или более из (i) атома углерода C1-С 10 алкильной группы, бензильной группы, карбоксамидо C1 С 6 алкильной группы, чей атом азота амидогруппы имеет формулу -NR1R2, и фенильной группы, (ii) O-R1 группы, где R1 представляет атом водорода, C1-С 10 алкильную группу, фенильную группу или бензильную группу, (iii) -NR1R2 группы и (iv) двухвалентного радикала, выбранного из группы, состоящей из иминогруппы, C1-С 10 циклической или ациклической двухвалентной углеводородной группы, фениленовой группы и ксилиленовой группы, где каждая из R1 и R2 групп является одинаковой или различной и является такой, как определено для R1, и поддержания данного контакта в течение периода времени, достаточного для того, чтобы указанные ионы висмута-213 были связаны средой для разделения с образованием насыщенной висмутом-213 среды для разделения и обедненного по дочернему радионуклиду материнского-дочернего раствора;(b) удаления обедненного по дочернему радионуклиду материнского-дочернего раствора из среды для разделения; и(c) элюирования указанного дочернего радионуклида из насыщенной дочерним радионуклидом среды для разделения водным раствором с получением водного раствора ионов дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213, который, по существу, не содержит примеси ионов материнского двухвалентного радия-225 и трехвалентного актиния-225 и других дочерних радионуклидов. 6. Способ по п.5, где коэффициент очистки дочернего радионуклида висмута-213 от примесей ионов материнского двухвалентного радия-225 и трехвалентного актиния-225 и других дочерних радионуклидов указанной средой для разделения при условиях контакта составляет примерно 102 или более. 7. Способ по п.5, где указанный водный кислотный раствор ионов материнских-дочерних радионуклидов, содержащий ионы дочернего радионуклида висмута-213, содержит хлористо-водородную кислоту при концентрации от примерно 0,02 до примерно 0,4 М. 8. Способ по п.5, где указанный водонерастворимый фосфорсодержащий экстрагент представляет собой фосфиноксид, фосфинат, фосфонат или фосфат. 9. Способ по п.5, где водный элюирующий раствор со стадии (с) представляет собой буферный солевой раствор с величиной рН от примерно 3 до примерно 7. 10. Способ по п.5, включающий дополнительную стадию извлечения указанного раствора дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213, который, по существу, не содержит примеси ионов двухвалентного радия-225 и трехвалентного актиния-225, представляющих собой материнские радионуклиды. 11. Способ получения раствора ионов дочернего радионуклида, трехвалентного висмута-213, который, по существу, не содержит примеси ионов материнского двухвалентного радия-225 и трехвалентного актиния-225 и других дочерних радионуклидов, включающий стадии(а) контактирования водного кислотного раствора ионов материнских-дочерних радионуклидов, содержащего ионы дочернего радионуклида висмута-213, с первой средой для разделения, имеющей высокое сродство к указанному дочернему радионуклиду висмуту-213 и низкое сродство к материнскому и другим дочерним радионуклидам, причем первая среда для разделения содержит фосфорсодержащий экстрагент, имеющий фосфорильную связь, и оставшиеся связи фосфора присоединены к одному или более из (i) атома углерода C1-С 10 алкильной группы, бензильной группы, карбоксамидо C1-С 6 алкильной-21 005735 группы, чей атом азота амидогруппы имеет формулу -NR1R2, и фенильной группы, (ii) основной цепи полимера, (iii) O-R1 группы, где R1 представляет атом водорода, C1-С 10 алкильную группу, фенильную группу или бензильную группу, (iv) -NR1R2 группы и (v) двухвалентного радикала, выбранного из группы, состоящей из иминогруппы, C1-С 10 циклической или ациклической двухвалентной углеводородной группы, фениленовой группы и ксилиленовой группы, где каждая из R1 и R2 групп является одинаковой или различной и является такой, как определено для R1, и поддержания данного контакта в течение периода времени, достаточного для того, чтобы указанные ионы висмута-213 были связаны первой средой для разделения с образованием насыщенной висмутом-213 среды для разделения и обедненного по дочернему радионуклиду материнского-дочернего раствора ;(b) удаления обедненного по дочернему радионуклиду материнского-дочернего раствора из среды для разделения;(c) элюирования указанного дочернего радионуклида из насыщенной дочерним радионуклидом среды для разделения водным раствором с получением водного раствора ионов висмута-213; и(d) контактирования полученного водного раствора ионов висмута-213 со второй средой для разделения, которая представляет собой полимерную катионообменную смолу, имеющую высокое сродство к ионам материнского радионуклида и низкое сродство к указанным ионам дочернего радионуклида висмута-213, и поддержания данного контакта в течение периода времени, достаточного для того, чтобы указанный материнский радионуклид был связан второй средой для разделения с получением раствора дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213, который, по существу, не содержит примеси ионов материнского двухвалентного радия-225 и трехвалентного актиния-225 и других дочерних радионуклидов. 12. Способ по п.11, где объединенный коэффициент очистки дочернего радионуклида висмута-213 от примесей материнских радионуклидов как первой, так и второй средой для разделения при условиях контакта составляет примерно 104 или более. 13. Способ по п.11, где указанная первая среда для разделения представляет собой частицы. 14. Способ по п.13, где указанная первая среда для разделения включает водонерастворимый фосфорсодержащий экстрагент, имеющий фосфорильную связь, который нанесен на частицы. 15. Способ по п.11, где указанная вторая среда для разделения представляет собой полимерные частицы. 16. Способ получения раствора ионов дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213, который по существу не содержит примеси ионов материнского двухвалентного радия-225 и трехвалентного актиния-225 и других дочерних радионуклидов, включающий стадии(a) контактирования водного кислотного раствора ионов материнских-дочерних радионуклидов, содержащего ионы дочернего радионуклида висмута-213, с первой средой для разделения, имеющей высокое сродство к указанному дочернему радионуклиду висмуту-213 и низкое сродство к материнскому и другим дочерним радионуклидам, причем указанная первая среда для разделения содержит водонерастворимый нанесенный на частицы фосфорсодержащий экстрагент, имеющий фосфорильную связь, где оставшиеся связи фосфора присоединены к одному или более из (i) атомов углерода C1-С 10 алкильной группы, бензильной группы, карбоксамидо C1-С 6 алкильной группы, чей атом азота амидогруппы имеет формулу -NR1R2, и фенильной группы, (ii) O-R1 группы, где R1 представляет атом водорода, C1-С 10 алкильную группу, фенильную группу или бензильную группу, (iii) -NR1R2 группы и (iv) двухвалентного радикала, выбранного из группы, состоящей из иминогруппы, C1-С 10 циклической или ациклической двухвалентной углеводородной группы, фениленовой группы и ксилиленовой группы, где каждая из R1 иR2 групп является одинаковой или различной и является такой, как определено для R1, и поддержания данного контакта в течение периода времени, достаточного для того, чтобы указанные ионы висмута-213 были связаны первой средой для разделения с образованием насыщенной висмутом-213 среды для разделения и обедненного по дочернему радионуклиду материнского-дочернего раствора;(b) удаления обедненного по дочернему радионуклиду материнского-дочернего раствора из среды для разделения;(c) элюирования указанного дочернего радионуклида из насыщенной этим радионуклидом среды для разделения водным раствором с получением водного раствора ионов висмута-213; и(d) контактирования водного раствора ионов висмута-213 со второй средой для разделения, которая представляет собой полимерную катионообменную смолу в виде частиц, имеющую высокое сродство к ионам материнского радионуклида и низкое сродство к указанным ионам дочернего радионуклида, где объединенный коэффициент очистки дочернего радионуклида висмута-213 от примесей материнского радионуклида как первой, так и второй средой для разделения при условиях контакта составляет примерно 104 или более, и поддержания данного контакта в течение периода времени, достаточного для того, чтобы указанный материнский радионуклид был связан второй средой для разделения с получением раствора дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213, который, по существу, не содержит примеси ионов двухвалентного радия-225 и трехвалентного актиния-225, представляющих собой материнские радионуклиды.-22 005735 17. Способ по п.16, где коэффициент очистки дочернего радионуклида висмута-213 от примесей материнских радионуклидов указанной первой средой для разделения при условиях контакта составляет примерно 102 или более. 18. Способ по п.16, где коэффициент очистки материнского радионуклида от дочернего радионуклида висмута-213 указанной второй средой для разделения при условиях контакта составляет примерно 102 или более. 19. Способ по п.16, где указанный водный кислотный раствор ионов материнских-дочерних радионуклидов, содержащий ионы дочернего радионуклида висмута-213, содержит хлористо-водородную кислоту при концентрации от примерно 0,02 до примерно 0,4 М. 20. Способ по п.16, где указанный водонерастворимый фосфорсодержащий экстрагент представляет собой фосфиноксид, фосфинат, фосфонат или фосфат. 21. Способ по п.16, где водный элюирующий раствор со стадии (с) представляет собой буферный солевой раствор с величиной рН от примерно 3 до примерно 7. 22. Способ по п.16, где указанная вторая среда для разделения, являющаяся полимерной катионообменной смолой в виде частиц, представляет собой полимерную катионообменную смолу на основе сульфокислоты в виде частиц. 23. Способ получения раствора ионов дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213, который по существу не содержит примесей ионов материнских радионуклидов двухвалентного радия-225 и трехвалентного актиния-225, включающий стадии(а) контактирования водного кислотного раствора ионов материнских-дочерних радионуклидов, содержащего хлористо-водородную кислоту при концентрации от примерно 0,02 до примерно 0,4 М и ионы дочернего радионуклида висмута-213, с первой средой для разделения, которая обеспечивает коэффициент очистки дочернего радионуклида висмута-213 от примесей материнского радионуклида при условиях контакта, равный примерно 102 или более, причем указанная первая среда для разделения содержит нанесенный на частицы водонерастворимый фосфорсодержащий экстрагент, имеющий фосфорильную связь, который представляет собой фосфиноксид или фосфонат, в котором оставшиеся связи фосфора присоединены к одному или более из (i) атома углерода C1-С 10 алкильной группы, бензильной группы, карбоксамидо C1-С 6 алкильной группы, чей атом азота амидогруппы имеет формулу -NR1R2, и фенильной группы, (ii) O-R1 группы, где R1 и R2 являются одинаковыми или различными и представляют собой атом водорода, C1-С 10 алкильную группу, фенильную группу или бензильную группу, (iii) -NR1R2 группы и (iv) двухвалентного радикала, выбранного из группы, состоящей из иминогруппы, C1-С 10 циклической или ациклической двухвалентной углеводородной группы, фениленовой группы и ксилиленовой группы, где каждая из R1 и R2 групп является одинаковой или различной и является такой, как определено для R1, и поддержания данного контакта в течение периода времени, достаточного для того, чтобы указанные ионы висмута-213 были связаны первой средой для разделения с образованием насыщенной висмутом-213 среды для разделения и обедненного по дочернему радионуклиду материнскогодочернего раствора;(b) удаления обедненного по дочернему радионуклиду материнского-дочернего раствора из среды для разделения;(c) элюирования указанного дочернего радионуклида из насыщенной этим радионуклидом среды для разделения водным солевым буферным раствором с величиной рН от примерно 3 до примерно 7 с получением водного раствора ионов висмута-213; и(d) контактирования водного раствора ионов висмута-213 со второй средой для разделения, которая представляет собой полимерную катионообменную смолу на основе сульфокислоты в виде частиц,имеющей коэффициент очистки материнского радионуклида от дочернего радионуклида висмута-213,при условиях контакта, равный примерно 102 или более, и поддержания данного контакта в течение периода времени, достаточного для того, чтобы указанный материнский радионуклид был связан второй средой для разделения с получением раствора дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213, который по существу не содержит примеси ионов материнских радионуклидов двухвалентного радия-225 и трехвалентного актиния-225. 24. Способ по п.23, где концентрация хлористо-водородной кислоты для раствора со стадии (а) составляет примерно 0,1 М. 25. Способ по п.23, где элюирующий раствор имеет величину рН от примерно 3,5 до примерно 5,5. 26. Способ по п.25, где элюирующий раствор содержит примерно 0,75 М NaCl в примерно 0,50 М буферном растворе ацетата натрия при рН=4,0 или 0,75 М NH4Cl в 0,50 М буферном растворе ацетата аммония при рН=4,0. 27. Способ по п.23, где объединенный коэффициент очистки дочернего висмута-213 от примесей материнского радионуклида как первой, так и второй средой для разделения при условиях контакта составляет примерно 105 или более. 28. Способ по п.23, включающий дополнительную стадию извлечения указанного раствора дочернего радионуклида трехвалентного висмута-213, который, по существу, не содержит примеси ионов материнских радионуклидов двухвалентного радия-225 и трехвалентного актиния-225.