CC BY
13Научная статья
УДК 54.056 + 54.058
doi:10.37614/2949-1215.2023.14.2.011
ОПРЕДЕЛЕНИЕ УДЕЛЬНОЙ АКТИВНОСТИ 177Lu И СОПУТСТВУЮЩИХ РАДИОНУКЛИДНЫХ ПРИМЕСЕЙ
Андрей Николаевич Гурин1, Елена Тихоновна Чакрова2, Зоя Владимировна Медведева3, Светлана Геннадьевна Солонинкина4, Василий Аркадиевич Захаров5, Елена Константиновна Кулакова6, Илона Валерьевна Матвеева7
1-6Институт ядерной физики Министерства энергетики Республики Казахстан, Алматы, Казахстан 7Казахский национальный университет имени аль-Фараби, Алматы, Казахстан Автор, ответственный за переписку: Андрей Николаевич Гурин, [email protected]
Аннотация
Радиоактивные изотопы редкоземельных элементов (РЗЭ) находят все возрастающее применение в ядерной медицине для диагностических и терапевтических целей, так как обладают эффективными ядерно-физическими свойствами. Семнадцать элементов побочной подгруппы III группы Периодической таблицы химических элементов Д. И. Менделеева с атомными номерами 21, 39, 57, 58-71 (скандий, иттрий, лантан и 14 лантаноидов) составляют редкоземельные элементы. С каждым годом все больше внимания уделяется радиоактивному изотопу лютеция 177Lu, наиболее перспективному для использования в терапевтических средствах нового поколения, в том числе для клеточной терапии онкологических заболеваний. Преимущества 177Lu определяются его ядерными характеристиками: оптимальная глубина проникновения в человеческие ткани при радиотерапии малых опухолей и малая лучевая нагрузка на здоровые органы обеспечиваются максимальной энергией р-излучения 496 кэВ, наличие низкоэнергетического Y-излучения 113 кэВ позволяет проводить контроль за процессом лечения, период полураспада 6,71 дня делает возможной транспортировку препаратов с 177Lu на значительные расстояния.
Для определения удельной активности 177Lu и сопутствующих радионуклидных примесей при облучении на ректоре ВВР-К была проведена оценка прямого способа изотопа 177Lu, также проанализированы ядерно-физические характеристики по литературным данным. Данная исследовательская работа позволяет оценить возможность получения 177Lu по реакции (n, y) на реакторе ВВР-К из природной и обогащенной мишени лютеция. Ключевые слова:
редкоземельные изотопы, исследовательский реактор ВВР-К, нейтронное излучение, лютеций-177 Благодарности:
исследование было профинансировано Комитетом по науке Министерства образования и науки Республики Казахстан (программа № BR10965174). Для цитирования:
Определение удельной активности 177Lu и сопутствующих радионуклидных примесей / А. Н. Гурин [и др.] // Труды Кольского научного центра РАН. Серия: Технические науки. 2023. Т. 14, № 2. С. 67-73. doi:10.37614/2949-1215.2023.14.2.011
Original article
DETERMINATION OF THE SPECIFIC ACTIVITY OF 177Lu AND ASSOCIATED RADIONUCLIDE IMPURITIES
Andrey N. Gurin1, Elena T. Chakrova2, Zoya V. Medvedeva3, Svetlana G. Soloninkina4, Vasily A. Zakharov5, Elena K. Kulakova6, Ilona V. Matveyeva7
1-6Institute of Nuclear Physics of the Ministry of Energy of the Republic of Kazakhstan, Almaty, Kazakhstan 7After Al-Farabi Kazakh National University, Almaty, Kazakhstan Corresponding author: Andrey N. Gurin, [email protected]
Abstract
Radioactive isotopes of rare earth elements (REE) are increasingly used in nuclear medicine for diagnostic and therapeutic purposes as they have effective nuclear physical properties. Seventeen elements of the secondary subgroup of group III of the periodic table of chemical elements of D.I. Mendeleev with atomic numbers 21, 39, 57, 58-71: scandium, yttrium, lanthanum and 14 lanthanides make up rare earth elements. Every year more and more attention is paid to the radioactive isotope of lutetium 177Lu, the most promising for use in therapeutic agents of a new generation, including for cell therapy of oncological diseases. The advantages of 177Lu are determined by its nuclear characteristics: the optimal depth of penetration into human tissues during radiotherapy of small tumors and low radiation load on healthy organs are provided due to the maximum energy of beta radiation of 496 keV, the presence of low-energy gamma radiation of 113 keV allows monitoring the treatment process, the half-life of 6.71 days makes it possible to transport drugs from 177Lu to significant distances.
To determine the specific activity of 177Lu and associated radionuclide impurities during irradiation at the rector of the WWR-K, an assessment of the direct method of the 177Lu isotope and an analysis of the nuclear physical characteristics according to the literature data were carried out. This research work allows us to evaluate the possibility of obtaining 177Lu by reaction (n, y) at the WWR-K reactor from a natural and enriched lutetium target. Keywords:
rare-earth isotopes, WWR-K research reactor, neutron irradiation, lutetium-177 Acknowledgments:
the study was funded by the Science Committee of the Ministry of Education and Science of the Republic of Kazakhstan (program No. BR10965174). For citation:
Determination of the specific activity of 177Lu and associated radionuclide impurities / A. N. Gurin [et al.] // Transactions of the Kola Science Centre of RAS. Series: Engineering Sciences. 2023. Vol. 14, No. 2. P. 67-73. doi:10.37614/2949-1215.2023.14.2.011
Введение
177Lu с периодом полураспада (Тш) 6,89 сут одновременно излучает элементарные Р-частицы, имеющие энергии 0,421 и 0,133 МэВ, и гамма-лучи (у), имеющие энергии 208 и 113 кэВ. Поэтому, поскольку 177Lu одновременно испускает Р-частицы, пригодные для медицинского лечения, и у-лучи, пригодные для получения изображения, он является идеальным радиоактивным изотопом, с помощью которого одновременно могут быть осуществлены медицинское лечение и получение изображения.
177Lu представляет собой один из радиоактивных изотопов, образующихся в ядерном реакторе. Его получают с помощью процесса непосредственного образования, при котором осуществляют нейтронное облучение обогащенной 17^и-мишени для образования 177Lu в соответствии с реакцией 176Lu(n, y)177Lu, или с помощью процесса непрямого образования, при котором обогащенную 176^-мишень используют в качестве исходного материала в соответствии с реакцией 176Yb(n, y)177Yb(P"^)177Lu [1].
При непрямом процессе образования 177Yb получают с помощью реакции (n, у) в ходе нейтронного облучения мишени, обогащенной 176Yb, и при этом 177Yb с периодом полураспада 1,9 ч превращается в 177Lu вследствие распада. По существу, путем химического выделения 177Lu из Yb в ходе нейтронного облучения можно получать свободный от носителя 177Lu, имеющий удельную радиоактивность до 1,1 х105 Ки/г. Предполагается, что свободный от носителя 177Lu, имеющий высокую удельную радиоактивность, будет иметь повышенную ценность как медикамент для современной радиоиммунотерапии рака предстательной железы, рака молочной железы и т. д., вследствие чего возрастает потребность в обогащенных 17^Ь-мишенях в качестве исходного материала, свободного от носителя 177Lu [2].
Существует два альтернативных практических пути получения 177Lu, а именно прямой путь, основанный на облучении мишени лютеция нейтронами, и косвенный путь, основанный на облучении мишени иттербия нейтронами с последующим радиохимическим отделением 177Lu от изотопов иттербия. Оба пути изучались и обсуждались в последние годы. Прямое получение 177Lu:
176Lu (n, у) 177Lu с = 2100 b. (1)
Данный метод наиболее предпочтительнее, так как 176Lu имеет сравнительно большое значение сечения реакции, 177Lu может быть получен напрямую с высокой специфичной активностью при облучении нейтронами 176Lu на ядерном реакторе.
Вследствие эффективного значения сечения, реакция активации выше расчетных значений. При облучении мишени 176Lu в результате конкурирующей реакции образуется изомер 176Lu (n, у) 177"Lu, который снижает радионуклидную чистоту 177Lu, подготовку получения, утилизацию отходов в клиниках. В природной смеси изотопов 176Lu содержится только 2,6 %. В продаже доступно лишь 60-80 % обогащенного оксида лютеция (176Lu). Единственным ограничением прямого пути является то, что образуется 177mLu. Получить максимальную специфическую активность можно только в высоком потоке нейтронов в реакторе, около 70 % от теоретического. Косвенный путь получения 177Lu:
Р-
176Yb (n, у) 177Yb ^ 177Lu. (2)
1.9 ч
© Гурин А. Н., Чакрова Е. Т., Медведева З. В., Солонинкина С. Г., Захаров В. А., Кулакова Е. К., Матвеева И. В., 2023 68
177Lu может быть практически получен свободным от носителя при Р-распаде 177УЬ, полученного при облучении нейтронами 176Yb на реакторе. Основным требованием для улучшения процесса является уменьшение образования изотопов 169Yb и 175Yb из обогащенной мишени. Доступный на рынке обогащенный оксид иттербия содержит 176Yb около 97 %. Как правило, возможно использовать повторно облученную мишень 176Yb, так как его значение сечения активации низкое и мишень практически не расходуется, но эта возможность пока еще мало обсуждается в литературе [3]. При получении безносительного 177Lu с максимальной специфической активностью лютеций должен быть отделен от иттербиевой мишени, так как наравне с лютецием иттербий легко образует комплексы для радиофармпрепаратов [4].
Результаты
В качестве материала мишени возможно использование соединений лютеция и иттербия природного изотопного состава, а также соединений с различной степенью обогащения по изотопам 176Lu и 176Yb. На сегодняшний день рынок обогащенных изотопов лютеция и иттербия представлен соединениями со степенью обогащения от 65 до 95 % по целевому изотопу. Для теоретической оценки нами был выбран оксид лютеция природного состава, а также обогащенный оксид лютеция со степенью обогащения 83,31 % (176Lu) [5, 6]. В табл. 1 представлены данные об изотопном составе лютеция.
Таблица 1
Данные об изотопном составе лютеция
Изотоп 175Lu 176Lu
Содержание в образце природного изотопного состава, % 97,40 2,60
Содержание в обогащенном образце, % [7] 16,69 ± 0,01 83,31 ± 0,01
Вне зависимости от процентного соотношения изотопов материала мишени, при облучении лютеция тепловыми нейтронами реактора по типу ядерных реакций (п, у) будут нарабатываться радионуклиды, характеризующиеся различными временами жизни и энергиями распада. В табл. 2 приведены данные об изотопах, которые образуются при облучении нейтронами лютеция.
Результаты расчетов удельной активности изотопа 177Ьи в зависимости от времени облучения и материала мишени представлены в табл. 3.
Таблица 2
Радионуклиды, образующиеся при облучении лютеция по реакции (п, у)
Материал мишени Продукт реакции Период полураспада Цепочка распада радионуклида (продукта реакции) Способ распада, энергия в кэВ [5, 7, 8]
в- частицы у-излучение
176Lu 177Lu 6,734 дня ^ 177И£ 497,8 (78,6 %); 384,8 (9,1 %); 248,5(0,053 %) 176,5 (12,2 %) 321,32(0,22 %); 249,67(0,21 %); 208,37 (11,06 %); 136,7(0,05 %); 112,95 (6,4 %)
177mLu 160,9 дня ^ 177Ьи(21%)[6,71 дня] ^ 177Ш либо ^ 177тШ(79%)[1,08с] ^ 177И£ 200 418; 414; 378; 228; 153; 128
177Lu 178Lu 28,4 мин ^ 178И£ 2000 1341; 1310; 1269; 550 (очень слаб.); 445 (~ 10); 342 (100); Y < 250 не наблюдаются
177Lu 178m1Lu 22,7 мин ^ 178т1Щ4 ч] ^ 178Ш 1200 332
177Lu 178m2Lu 16 мин ^ 178Ш
175Lu 176mLu 3,68 ч ^ 176Ш 1200;1300 88
Примечание. Изотопы, подчеркнутые снизу линией, являются стабильными.
Как показали расчеты, удельная активность изотопа 177Lu с носителем, получаемая из обогащенной мишени, в 32 раза больше, чем из мишени природного состава. Так, при использовании мишени из лютеция природного состава максимальное значение удельной активности составляет 4,84-103 ГБк/г, а при облучении мишени с обогащением по 176Lu 83,31 % — 1,55-105 ГБк/г. Выход целевого изотопа при этом составляет ~ 4,5 %. Наряду с целевым изотопом нарабатываются и другие изотопы лютеция. Для оценки эффективности облучения в табл. 4 приведены активности изотопов по отношению к целевому изотопу в процентах.
Таблица 3
Результаты расчетов нарабатываемой активности изотопа 177Lu
Ядерная реакция Сечение реакции, барн [9] Время облучения, дни Активность мишени 177Lu, %
природного состава обогащенного состава
ГБк ГБк/г ГБк ГБк/г
176Lu(«, y)177Lu 2129±60 1 555,69 5,59102 17,81103 1,79-104 0,5
10 3,54103 3,56103 113,51-103 1,14-105 3,3
20 4,61103 4,64-103 147,82 103 1,49-105 4,4
30 4,81-103 4,84-103 154,27-103 1,55 ■ 105 4,5
40 4,71103 4,74-103 151,10-103 1,52-105 4,4
Таблица 4
Процентное содержание изотопов в облучаемой мишени из лютеция по отношению к целевому изотопу
Изотоп Мишень природного состава Мишень обогащенная
Облучение 20 дней Облучение 30 дней Облучение 20 дней Облучение 30 дней
А, Бк Примеси, % А, Бк Примеси, % А, Бк Примеси, % А, Бк Примеси, %
177Lu 4,6-103 4,84-103 1,49-105 1,55-105
177mLu 0,66 0,01 0,98 0,02 0,22-103 0,15 0,25-103 0,16
176mLu 1,7-103 35,56 1,65-103 34,09 0,28-103 0,19 0,28-103 0,18
178Lu 0,1-103 2,16 0,11-103 2,27 3,57-103 2,39 3,81-103 2,46
Как видно из представленных данных, основной вклад в примеси вносит изотоп 176mLu с периодом полураспада 3,86 ч, но при переходе на обогащенный лютеций его содержание снижается в 6 раз. Практическая ценность прямого способа производства 177Lu подвергалась сомнениям, поскольку наработка целевого радионуклида в этом случае сопровождается образованием долгоживущего изомера 177mLu (Т1/2 = 160 сут). В целях снижения радиационной нагрузки на пациента и уменьшения активности отходов, образующихся в клиниках при проведении «лютециевой» терапии, содержание 177mLu в конечном продукте лимитируется [10]. Расчетные оценки, представленные в работах [7, 9], показывают, что при оптимизации условий облучения проблема наработки 177mLu успешно решается. Даже при облучении в высокопоточном реакторе в течение 10 сут доля 177mLu остается на приемлемом уровне и не превышает 0,02 % [4].
Для определения необходимого времени облучения мишени можно воспользоваться зависимостью отношения удельной активности, нарабатываемой к максимально возможной, данные приведены в табл. 5.
Согласно данным, приведенным в табл. 5, и с учетом высокой стоимости облучения можно сделать вывод, что целесообразно проводить облучение мишеней из лютеция в течение 5-20 дней. Для более точного определения необходимо проведение экспериментальных облучений мишеней из лютеция с последующим определением радионуклидного состава облученных образцов.
В ряде случаев применение радиоизотопов требует особенно высоких значений удельной активности. В таких случаях целесообразно получать радиоизотоп «без носителя».
Эксперименты по определению удельной активности 177Lu и сопутствующих радиоактивных примесей проводились с использованием мишени из хлорида лютеция массой 10 мкг по лютецию. Для приготовления мишени из лютеция 0,2 г навески реактива хлорида лютеция 6-водного LuCb6H2O природного изотопного состава растворяли в 10 мл 0,1 М HCl. Концентрация полученного раствора по иттербию составляла 12,4 мг/мл. В колбу на 25 мл отбирали 2,8 мл приготовленного раствора и доводили до метки 0,1 М HCl. Концентрация лютеция в полученном растворе составляла 1,0 мг/мл.
Затем в кварцевые ампулы отбирали дозатором 10 мкл приготовленного исходного раствора и высушивали в сушильном шкафу при температуре 60-90 °С в течение 24 ч. После высушивания ампулы запаивали газосварочным аппаратом при 1600 °С. Запаянные ампулы проверили на герметичность путем погружения их в воду на 2-3 ч.
Таблица 5
Зависимость отношения нарабатываемой удельной активности к максимальной удельной активности от времени облучения мишени лютеция
Время облучения, дни Ауд/Ауд max
1 0,176
3 0,317
5 0,429
8 0,519
10 0,590
12 0,646
14 0,690
16 0,724
18 0,749
20 0,769
22 0,783
24 0,792
26 0,798
28 0,801
30 0,802
32 0,801
Подготовленные ампулы заворачивали в алюминиевую фольгу и помещали в блок-контейнер. Мишени из лютеция облучали в течение 1, 3 и 5 дней в периферийном канале реактора ВВР-К при плотности потока тепловых нейтронов около 3-1013 нсм-2--1с.
Результаты теоретических расчетов удельной активности 177Ьи и сопутствующих радионуклидов при облучении 10 мкг лютеция природного изотопного состава в течение 1, 3 и 5 дней представлены в табл. 6.
В таблице 7 приведены экспериментальные значения активности изотопов лютеция в сравнении с теоретическими данными.
Таблица 6
Результаты теоретических расчетов удельной активности 177Ьи и сопутствующих радионуклидов на конец облучения мишени из лютеция
Изотоп Лютеций природного состава
Активность, Бк Удельная активность
24 ч 72 ч 120 ч 24 ч 72 ч 120 ч
Бк/г Ки/г Бк/г Ки/г Бк/г Ки/г
177Lu 5,6106 1,5 ■ 107 2,3107 5,5810й 15,05 1,5 ■ 1012 40,81 2,34012 61,35
177mLu 3,5102 1,0103 1,7103 3,45107 0,001 1,0108 0,003 1,7108 0,005
176mLu 1,6107 1,7107 1,7107 1,631012 44,05 1,71012 44,59 1,7-1012 44,59
Таблица 7
Результаты экспериментальных расчетов удельной активности 177Ьи и сопутствующих радионуклидов в сравнении с теоретическими данными
Изотоп Лютеций прир эодного состава
Активность, Бк Удельная активность, Бк/г
24 ч 72 ч 120 ч 24 ч 72 ч 120 ч
177Lu Эксперимент 5,6106 1,51107 2,27407 5,5910п 1,51 ■ 1012 2,27^ 1012
Теория 11,2 ■ 106 3,93 ■ 107 5,40107 11,310х1 3,931012 5,401012
177mLu Эксперимент 0,24 103 0,72-104 1,20104 0,24^ 108 0,72^108 1,20108
Теория 0,44 103 1,68103 2,61 103 0,44108 1,68108 2,61 108
176mLu Эксперимент 1,63107 1,65 107 1,65107 1,631012 1,65 1012 1,65 ■ 1012
Теория 3,61 107 5,51107 7,35107 3,611012 5,51 ■ 1012 7,35^ 1012
178Lu Эксперимент 6,66 104 6,01104 5,42^ 104 1,321010 3,531010 5,291010
Теория Не обнаружен
Выход при облучении лютеция природного изотопного состава тепловыми нейтронами в реакторе ВВР-К в течение 1, 3 и 5 дней составил ~ 50 % от расчетного значения. При этом не был обнаружен изотоп 178Lu с периодом полураспада 28,4 мин, который должен был составить 2,3 % по отношению к удельной активности целевого изотопа. Кроме этого, было обнаружено 0,2 % примесного изотопа 155Eu (Т1/2=4,753 лет) и при облучении в течение 1 дня 0,8 % 153Sm и 0,03 % 155Sm, их процентное содержание определялось по отношению к целевому изотопу.
Выводы
Проведена теоретическая оценка удельной активности 177Lu и сопутствующих радионуклидных примесей при использовании лютеция и иттербия в качестве материала мишеней. Показано, что удельная активность изотопа 177Lu с носителем, получаемая из оксида обогащенного лютеция, составляет 1,6-105 ГБк/г. Проведены эксперименты по определению удельной активности 177Lu в облученных на реакторе ВВР-К образцах лютеция природного изотопного состава. Показано, что для образцов теоретические прогнозы хорошо подтверждаются экспериментальными данными, а для образцов лютеция выход при облучении составляет 50 %.
Список источников
1. Dash A., Pillai M. R. A., Knapp F. F. Production of 177Lu for Targeted Radionuclide Therapy: Available Options // Nucl. Med. Mol. Imaging (2010). 2015. V. 49, Issue 2. P. 85-107.
2. Lebedev N. A., Novgorodov A. F., Misiak R., Brockmann J., Rösch F. Radiochemical separation of no-carrier-added 177Lu as produced via the 176Yb(n,y)177Yb ^ 177Lu process // Appl. Radiat. Isot. 2000. V. 53, Issue 3. P. 421-425.
3. Bhardwaj R., Ponsard B., Sarilar M. Large-scale production of lutetium177m for the 177mLu/177Lu radionuclide generator // Appl. Radiat. Isot. Elsevier Ltd. 2020. V. 156, Issue 11. P. 108986.
4. Кузнецов Р. А., Бобровская К. С., Светухин В. В., Фомин А. Н., Жуков А. В. Производство лютеция-177: технологические аспекты // Радиохимия. 2019. T. 61, № 4. С. 273-285.
5. Trace Sciences International, www. isotopetrace. com
6. Isoflex USA. Certificate No.: 70-02-176-1078. URL: www.isoflex.com.
7. Джелепов Б. С., Пекер Л. К. Схема распада радиоактивных ядер // Издательство Академии наук СССР. М., 1958. С. 493-520.
8. Pfennig G. Klewe-Nebenius H., Seelmann-Eggebert W. Kalsruher nuklidkarte. Chart of the nuclides — Tableau des nuclides — Tabla de nuclidos // Institut für Radiochemie. 6. Auflage. 1995. P. 15-18.
9. Manual for reactor produced radioisotopes International atomic energy // A-1400, IAEA-TECD0C-1340. Vienna. 2003. P. 121-129.
10. Gurin A. N. Riss P., Matveeva I. V., Chakrova E. T. Quality control test for 177Lu-D0TAELA // Int. J. Biol. Chem. 2019. V. 12, Issue 2. P. 112-115.
References
1. Dash A., Pillai M. R. A., Knapp F. F. Production of 177Lu for targeted radionuclide therapy: available options. Nucl. Med. Mol. Visualization (2010), 2015, vol. 49, issue 2, pp. 85-107.
2. Lebedev N. A., Novgorodov A. F., Misyak R., Brockmann J., Resh F. Radiochemical separation of 177Lu with the addition of a no carrier obtained by the 176Yb(n, y)177Yb^177Lu process. Appendix. Radiate. Izot, 2000, vol. 53, issue 3, pp. 421-425.
3. Bhardwaj R., Ponsard B., Sarilar M. Large-scale production of lutetium 177m for the radionuclide generator 177mLu/177Lu. Appendix. Radiate. Isot. LLC "Elzevir", 2020, vol. 156, issue 11, pp. 108986.
4. Kuznetsov R. A., Bobrovskaya K. S., Svetukhin V. V., Fomin A. N., Zhukov A. V. Proizvodstvo lyutetsiya-177: tekhnologicheskiye aspekty [Production of lutetium-177: technological aspects]. Radiokhimiya [Radiochemistry], 2019, vol. 61, no. 4, pp. 273-285.
5. Trace Sciences International. Available at: www.isotopetrace.com.
6. Isoflex USA. Certificate number: 70-02-176-1078. Available at: www.isoflex.com.
7. Dzhelepov B. S., Peker L. K. Skhema okisleniya radioaktivnykh yader [Scheme of decay of radioactive nuclei]. Izdatel'stvo AkademiinaukSSSR [Publishing House of the USSR Academy of Sciences]. Moscow, 1958, pp. 493-520.
8. Pfennig G., Kleve-Nebenius H., Zelmann-Eggebert V. Kalsruher nuclidkarte. Diagram of nuclides — Table of nuclides — Table of nuclides. Institute of Radiochemistry. 6. Auflage, 1995, pp. 15-18.
9. Guidelines on radioisotopes produced by the Reactor. International Atomic Energy Agency. A-1400, IAEA-TECD0C-1340. Vienna, 2003, pp. 121-129.
10. Gurin A. N. Riss P., Matveeva I. V., Chakrova E. T. Quality control of the test for 177Lu-D0TAELA. In-t biol. Chemistry. 2019, vol. 12, Isue 2, pp. 112-115.
Информация об авторах
A. Н. Гурин — доктор химических наук, науный сотрудник, заместитель начальника НТЦ РПИ, http://orcid.org/0000-0003-3900-3818; Е. Т. Чакрова — начальник НТЦ РПИ, руководитель проекта;
З. В. Медведева — руководитель группы контроля качества;
С. Г. Солонинкина — инженер группы производства, магистр;
И. В. Матвеева — доктор химических наук, ассоц. профессор, научный сотрудник;
B. А. Захаров — инженер группы производста;
Е. К. Кулакова — инженер группы контроля качества.
© Гурин А. Н., Чакрова Е. Т., Медведева З. В., Солонинкина С. Г., Захаров В. А., Кулакова Е. К., Матвеева И. В., 2023 72
Information about the authors
A. N. Gurin — PhD (Chemistry), Researcher, Deputy Head of STC RPI, http://orcid.org/0000-0003-3900-3818;
Ye. T. Chakrova — head of STC RPI, project manager;
Z. V. Medvedeva — manager quality control groups;
S. G. Soloninkina — engineer of the production group, Master;
I. V. Matveeva — PhD (Chemistry), Associate Professor, researcher;
V. A. Zakharov — engineer of the production group;
E. K. Kulakova — engineer of the quality control group.
Статья поступила в редакцию 28.01.2023; одобрена после рецензирования 31.01.2023; принята к публикации 01.02.2023. The article was submitted 28.01.2023; approved after reviewing 31.01.2023; accepted for publication 01.02.2023.
