Способ получения радионуклида висмут-213

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

 

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

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

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

ПРЕДШЕСТВУЮЩИЙ УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

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

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

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

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

- из старых запасов изотопа урана 233U;

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

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

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

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

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

232Th(n, γ)→233Th→233Pa→233U.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

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

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

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

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

В качестве сорбционного устройства используют ловушку с активированным углем.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

ПРИМЕР ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ

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

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

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

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

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

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

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

1. Способ получения радионуклида висмут-213, включающий радиохимический передел раствора, содержащего смесь радионуклидов торий-228, торий-229 и дочерних продуктов распада этих радионуклидов, и последовательное извлечение из этого раствора с помощью ионообменных смол радионуклида висмут-213, отличающийся тем, что предварительно раствор, содержащий радионуклиды торий-229, торий-228 и дочерние продукты распада тория-229 и тория-228, барботируют газом, удаляя при этом один из дочерних радионуклидов тория-228 - газообразный радон-220, и направляют газ через аэрозольный фильтр на сорбционное устройство, а очищенный раствор, содержащий смесь радионуклидов торий-228, торий-229, а также дочерних продуктов распада этих радионуклидов направляют на радиохимический передел с помощью ионообменных смол для получения целевого радионуклида висмут-213.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве барботирующего газа используют воздух, и/или гелий, и/или аргон, и/или криптон, и/или ксенон.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве сорбционного устройства используют пустотелый объем, размеры которого обеспечивают время пребывания радона-220, достаточное для его полного распада в стабильный свинец-208.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве сорбционного устройства используют ловушку с активированным углем.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технологии получения радионуклидов для ядерной медицины, в частности для терапии онкологических заболеваний. .
Изобретение относится к области атомной техники. .
Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов. .
Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов. .

Изобретение относится к технологиям производства медицинского изотопа Mo-99 из облученного топлива на основе урана. .

Изобретение относится к ядерным реакторам с жидкосолевым ядерным топливом. .

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

Изобретение относится к реакторной технологии получения радионуклидов для ядерной медицины. В заявленном способе получения радионуклида 228Th, включающем облучение мишени, в качестве материала мишени берут природный изотоп тория 230Th, мишень размещают в линейный ускоритель электронов и облучают γ-квантами тормозного излучения, и в процессе пороговой ядерной реакции 230Th(γ,2n)228Th накапливают в ней целевой радионуклид 228Th. В качестве материала мишени могут быть использованы соединения 230ThF4 или 230ThO2 или металлический 230Th. Технический результат заключается в получении α-излучающих нуклидов, позволяющем ликвидировать дефицит терапевтических α-излучателей на рынке медицинских радионуклидов и обеспечить удовлетворение растущих потребностей в будущем. 1 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопов для ядерной медицины. Способ получения радиоизотопа 99Mo включает облучение потоком нейтронов мишени с последующим выделением целевого радиоизотопа, образующегося в результате 98Mo(n,γ)99Mo реакции. В качестве мишени используют наночастицы металлического молибдена или его соединений, нерастворимых в воде, или водном растворе щелочи, или водном растворе NH4OH. При этом облучение мишени проводят в воде, или водном растворе щелочи, или водном растворе NH4OH. Целевой радиоизотоп 99Mo отделяют в составе аниона растворимого в воде молибдата (99MoO4)-2 от наночастиц. Изобретение обеспечивает повышение удельной активности радиоизотопа 99Mo.
Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопа молибден-99 (99Мо), являющегося основой для создания радиоизотопных генераторов технеция-99m (99mTc). В заявленном способе производство радиоизотопа молибден-99 по реакции 98Мо(n,γ)99Мо, осуществляемой в потоке тепловых нейтронов ядерного реактора, проводится с использованием матрицы-буфера из мезопористых неорганических материалов, в каналы которой вносят соединения молибдена. Изготовление мишени производится пропиткой активированного угля с удельной поверхностью более 300 м2/г раствором парамолибдата аммония (NH4)6Mo7O24 и последующей термообработкой, в результате чего на поверхности каналов образуются нанослои MoO3. Доля атомов отдачи 99Мо, покидающих слои MoO3 и локализующихся в буфере, зависит от толщины нанесенных слоев. Средняя толщина нанослоев MoO3, последовательно наносимых в каналы матрицы, задается числом нанесений и ограничена эффективным диаметром каналов. После облучения разделение содержащего ядра отдачи активированного угля и стартовых наночастиц MoO3 достигается путем элюирования более 97% MoO3 из мишени 20%-ным раствором аммиака в воде. Последующий процесс выделения ядер отдачи из матрицы реализуется газификацией угольной составляющей матрицы путем сжигания. Техническим результатом является упрощение способа изготовления мишени, повышение производительности процесса наработки 99Мо за счет создания нанослоев по всему объему матрицы, что позволяет достичь высокой гомогенности состава «нанослой Мо - буфер», обеспечить эффективность использования стартового материала и повысить эффективность сбора атомов отдачи, возможность получения равномерного распределения молибдена по объему активированного угля при осаждении молибденовых покрытий на поверхности его мезопор. 2 з.п. ф-лы, 1 пр.

Изобретение относится к реакторной технологии получения радиоизотопа молибден-99 (99Mo), являющегося основой для создания радиоизотопных генераторов технеция-99m (99mTc). Способ изготовления мишени для производства радиоизотопа молибден-99 осуществляется посредством реакции 98Mo(n,γ)99Mo, протекающей в потоке тепловых нейтронов ядерного реактора, с использованием матрицы-буфера из мезопористых неорганических материалов, в каналы которой вносят соединения молибдена. Изготовление мишени производится пропиткой сорбента Al2O3 с удельной поверхностью 200 м2/г раствором парамолибдата аммония (NH4)6Mo7O24 и последующей термообработкой в потоке кислорода, в результате чего на поверхности каналов образуется нанослой MoO3. Средняя толщина нанослоев MoO3, последовательно наносимых в каналы матрицы, задается числом нанесений и ограничена эффективным диаметром каналов. После облучения разделение содержащего ядра отдачи буфера Al2O3 и стартовых наночастиц MoO3 достигается путем элюирования более 97% MoO3 из мишени 20%-ным раствором аммиака в воде. Техническим результатом является возможность получения равномерного распределения молибдена по объему Al2O3 при осаждении молибденовых покрытий на поверхности его мезопор, упрощение способа изготовления мишени, повышение производительности процесса наработки 99Mo за счет создания нанослоев по всему объему матрицы, достижение высокой гомогенности состава «нанослой Мо - буфер» при повышении эффективности использования стартового материала и сбора атомов отдачи. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 пр.
Наверх