<< Пред. стр. 9 (из 116) След. >>
Список литературы по разделу
единицы. 1 эВ = 1,60219 х 10 Дж (приближенно)~= 0,16 аДж.
-16
Соответственно 1 кэВ ~= 1,6 х 10 Дж = 0,16 фДж; 1 МэВ ~=
-13
1,6 х 10 Дж = 0,16 пДж.
Основные ядерно - физические характеристики радионуклидов
Возможные при распаде радионуклида ядерные переходы,
характеристики основных и возбужденных состояний, характеристики
испускаемых ионизирующих излучений и их интенсивности обычно
представляют в виде диаграммы, называемой схемой распада.
Численные данные, характеризующие ядерные состояния, распад
радионуклида и энергетическую разрядку ядра - продукта, называют
соответственно схемными данными. Не все схемные данные нужны при
работе с радиофармацевтическими препаратами, а лишь часть из них,
которые ниже называются основными. К ним относятся период
полураспада, вид, энергетическая характеристика и интенсивность
всех компонентов ионизирующего излучения, возникающего как при
распаде радионуклида, так и при энергетической разрядке
ядра - продукта. Кроме того, для ядерной медицины важны и
характеристики рентгеновского излучения атома, образующегося в
результате распада радионуклида.
Указанные основные ядерно - физические характеристики и
характеристики сопровождающего распад рентгеновского излучения для
радионуклидов, входящих в РФП, а также используемых в составе
образцовых радиоактивных растворов и источников, применяемых для
аттестации РФП, приведены в прилагаемой "Таблице физических
характеристик некоторых радионуклидов". При этом бета - излучение
характеризуется граничной энергией, средней энергией и
интенсивностью, моноэнергетические излучения - энергией и
интенсивностью отдельных линий. Интенсивность каждого компонента
излучения выражена числом частиц или фотонов, приходящихся на 100
актов распада.
В целях унификации используемых на практике схемных данных и
обеспечения единства измерений в частных фармакопейных статьях,
посвященных конкретным РФП, и в другой нормативно - методической
документации, связанной с выпуском этих препаратов, следует
использовать значения физических параметров радионуклидов,
приведенные в таблице, прилагаемой к настоящей фармакопейной
статье.
При отсутствии в ФС "Радиоактивность" сведений о том или ином
радионуклиде данные о его схеме распада (период полураспада, вид,
энергия, относительная интенсивность излучения) и сопровождающему
рентгеновскому излучению следует приводить на основе оценки
отечественных и зарубежных справочных данных последних лет.
Защита от излучений
При работе с радиоактивными препаратами необходима
соответствующая защита от излучения этих препаратов. Защита имеет
своей целью предохранение людей от вредного воздействия радиации,
а также снижение фоновых показаний измерительных приборов,
регистрирующих ионизирующее излучение.
Защита от внешнего альфа- и бета - излучения радиоактивных
препаратов осуществляется сравнительно просто вследствие малой
проникающей способности этих излучений. Альфа и бета - излучение
характеризуется определенной величиной пробега альфа- и
бета - частиц, т. е. расстоянием, на которое они могут проникать в
вещество. Пробег альфа - частиц в воздухе не превышает нескольких
сантиметров. Альфа - частицы поглощаются резиновыми перчатками,
одеждой, стенками стеклянной ампулы и т. п. Пробег бета - частиц в
воздухе в зависимости от их энергии составляет величину от
сантиметров до нескольких метров. Для защиты от бета - излучения
применяют материалы с малым атомным номером, например специальные
экраны из плексигласа, контейнеры из алюминия и пластмасс и т. п.
Однако при работе с высокоактивными препаратами следует принимать
меры для защиты от тормозного излучения - вторичного излучения,
возникающего при прохождении бета - частиц через вещество. По
своей природе тормозное излучение является фотонным ионизирующим
излучением. Поэтому при работе с высокоактивными бета -
препаратами применяют комбинированную защиту, в которой внутренний
слой (со стороны источника) делается из вещества с малым атомным
номером для поглощения бета - излучения, а внешний - из вещества с
большим атомным номером для ослабления тормозного излучения.
Гамма - излучение в отличие от альфа- и бета - излучения не
характеризуется определенным пробегом в веществе - оно поглощается
по мере прохождения через вещество по экспоненциальному закону.
Наиболее эффективно поглощают гамма - излучение вещества с большим
атомным номером, например свинец. Гамма - излучение определенной
энергии можно характеризовать толщиной слоя половинного ослабления
в веществе. Это та толщина защитного материала, которая ослабляет
первоначальную интенсивность излучения в 2 раза. Через защитный
материал, толщина которого равна 7 слоям половинного ослабления,
проходит около 1% излучения незащищенного источника.
Защита от гамма - излучения радиоактивных препаратов
достигается не только применением поглощающих экранов, но также и
путем увеличения расстояния от препарата.
Проверка радионуклидов на подлинность
Каждый радионуклид и ядерный изомер характеризуются своим
периодом полураспада и специфическими, присущими только ему
спектрами ионизирующих излучений. К ним относятся спектры альфа-,
бета-, гамма - излучения, конверсионных и Оже - электронов,
тормозного излучения, характеристического рентгеновского
излучения.
Форму и количественные характеристики каждого спектра, а также
значение T1/2 используют для проверки подлинности радионуклида.
Индивидуальными характеристиками радионуклидов могут служить
также аппаратурные спектры, снимаемые в строго воспроизводимых
условиях; их используют для определения подлинности радионуклидов
в РФП во всех подходящих случаях.
Подлинность радионуклида в препарате считают подтвержденной,
если аппаратурный спектр ионизирующего излучения, снятый с
источником, приготовленным из данного РФП, идентичен спектру,
полученному с образцовым источником или источником, приготовленным
из образцового раствора с тем же радионуклидом, и снятому в тех же
условиях. Естественно, предполагается, что спектр должен быть
исправлен на вклад от радионуклидных примесей, если они имеются в
РФП.
Если отсутствует аппаратура для снятия нужных спектров, для
целей идентификации радионуклида можно использовать методики,
позволяющие получать отдельные характеристики спектров
ионизирующих излучений.
Так, для идентификации чистых бета - излучателей рекомендуется
определять граничные энергии бета - спектров или зависящие от них
параметры. Например, идентификацию проводят с помощью кривых
поглощения бета - излучения в алюминии по величине слоя
половинного ослабления следующим образом. Используя установку с
торцовым счетчиком в строго определенных экспериментальных
условиях, находят зависимость скорости счета от толщины слоя d
алюминиевого поглотителя, помещаемого между источником и окном
счетчика, в непосредственной близости к счетчику. Толщину слоя
поглотителя принято выражать массой, приходящейся на единицу
поверхности поглощающего слоя, в мг/кв. см.
Кривая поглощения, представляющая собой зависимость логарифма
скорости счета log n от толщины d поглотителя, имеет прямолинейный
а
участок. По нему с помощью формулы (5) определяют величину слоя
половинного ослабления d1/2 в мг/кв. см:
log 2
а
d1/2 = -------, (5)
В
где В - коэффициент при d в формуле log n = C - Bd,
а
определяющей прямолинейный участок.
Для определения подлинного значения d1/2 для данного
радионуклида аналогичные измерения проводят с источником тех же
размеров, формы и толщины и примерно той же активности,
приготовленным из образцового раствора с этим радионуклидом.
При отсутствии образцовых источников и растворов с требуемым
радионуклидом для установления подлинности радионуклида в РФП
следует определять конкретные значения энергий отдельных линий
спектра ионизирующего излучения и их интенсивностей, граничных
энергий спектров бета - излучения, периодов полураспада и
сравнивать их со справочными данными. При этом предпочтение
отдается данным, представленным в прилагаемой к статье таблице для
всех перечисленных в ней нуклидов.
Для определения периода полураспада измеряют величину
активности (или любой пропорциональной ей величины, например
скорости счета, площади участка спектра и т. д.) в зависимости от
времени. Детектор выбирают в зависимости от вида излучения,
испускаемого анализируемым нуклидом. Измерения проводят при строго
фиксированном расположении источника относительно детектора
излучения при условии регулярного контроля за стабильностью
показаний применяемой аппаратуры с помощью источника с
долгоживущим радионуклидом. Длительность и число измерений
определяют для каждого конкретного случая.
Измерение активности
Измерение активности радионуклидов в радиофармацевтических
препаратах проводят по бета- или гамма - излучению, а также
рентгеновскому излучению в зависимости от типа излучения,
испускаемого данным нуклидом. Для нуклидов, распад которых
51
сопровождается испусканием гамма - излучения (например, Cr,
67 99m 113m 131
Gа, Тс, In, I и др.), измерения проводят по
гамма - излучению. Для нуклидов, распад которых не сопровождается
испусканием гамма - излучения или испускаемое ими гамма -
32 90
излучение малоинтенсивно (например, Р, Y и др.), измерения
проводят пo бета - излучению.
Измерения выполняют относительным методом путем сопоставления
показаний применяемого прибора при измерении источника,
приготовленного из анализируемого препарата, и образцового
источника, или с использованием градуировочных коэффициентов,
устанавливаемых периодически для данной аппаратуры с помощью
образцовых источников и растворов.
В большинстве случаев образцовый источник с указанным
радионуклидом используется не при повседневных измерениях, а при
градуировке измерительной установки. Полученное в процессе
градуировки значение градуировочного коэффициента "хранится" с
помощью контрольного источника с долгоживущим радионуклидом.
Повторная переградуировка установки проводится 1 - 2 раза в год.
Во всех случаях активность источников для измерений должна
быть оптимальной для используемой аппаратуры. Это значит, что
источники нужно приготавливать столь большой активности, чтобы
иметь многократное превышение над фоном, но в то же время
активность их не должна быть велика настолько, чтобы требовалось
вводить значительную поправку на разрешающее время используемой
установки.
Для того чтобы получать достаточно точно значения больших
поправок, необходимо проверить, к какому типу относится мертвое
время используемой установки: постоянному, продлевающемуся,
зависящему от загрузки, амплитуды выходного импульса с детектора и
т.д. В общем случае можно рекомендовать определение мертвого
времени в зависимости от загрузки с помощью короткоживущего
радионуклида. При постоянном мертвом времени или в случае малых
поправок поправку следует вводить по формуле:
1
Nи = N -------------,
Nt (6)
1 - ---- "тау"
t
где Nи - истинное число импульсов от детектора ионизирующих
излучений, попадающих в выбранный интервал амплитуд, за время t; N
- число импульсов, зарегистрированных в этом интервале амплитуд
(например, интеграл под выбранным пиком) за время t; Nt - полное
число импульсов, зарегистрированных во всем спектре амплитуд,
поступающем с детектора за время t; t - время измерения в
секундах; "тау" - мертвое время в секундах.
Если измерение активности проводят с помощью ионизационной
камеры, то верхний предел активности источника ограничивается
условиями достижения насыщения и рабочим диапазоном измерителя
тока.
Три следующих типа источников могут быть использованы в
качестве образцовых в зависимости от типа применяемого детектора и
свойств анализируемого препарата:
1) образцовые спектрометрические гамма - источники - ОСГИ,
ТУ-17-03-82 (для гамма - спектрометров и радиометрических
установок со счетчиками) <*>;
--------------------------------
<*> ОСГИ и ОРР удовлетворяют ГОСТу 8.315 - 78 "Стандартные
образцы. Основные положения".
2) аттестованные в установленном порядке образцовые источники
226 137 60
с Ra, Cs или Со (для ионизационных камер);
3) источники, приготавливаемые на месте из образцового
радиоактивного раствора - ОРР, ТУ - И-170-71, путем отбора
определенного количества ОРР и внесения его в нужную емкость
(пробирку, флакон и т.д.) или нанесения на нужную подложку с
последующим высушиванием при необходимости.
Рекомендуется следующая последовательность операций при
измерении активности.
1. Определяют, с помощью какой аппаратуры (радиометрическая
установка, ионизационная камера, спектрометр) будут проводить
измерения активности данного нуклида в данном препарате (при этом
учитывают ядерно - физическую характеристику радионуклида, наличие
радионуклидных примесей, летучесть препарата и другие факторы).
2. Выбирают образцовый источник с тем же радионуклидом.
3. Выбирают (или приготавливают) контрольный источник с
долгоживущим радионуклидом.
4. Если измерение проводят не в 4пи- или 2пи-геометрии, то
подбирают такое расстояние источника до детектора, чтобы получить
возможно большую скорость счета с образцовым источником, но такую,
чтобы поправкой на просчеты можно было пренебречь.
5. С помощью образцового источника проводят градуировку
установки, определяя коэффициент, связывающий активность нуклида и
показания регистрирующей аппаратуры (площадь фотопика, скорость
счета или показания электрометра); полученный коэффициент
соотносят с показаниями этой же аппаратуры при измерении
выбранного контрольного источника с долгоживущим радионуклидом,
используемого в дальнейшем для "хранения" градуировочного
коэффициента.
5.1. Проводят измерения образцового и контрольного источников
в соответствии с правилами работы на используемой аппаратуре.
5.2. Проводят измерения фона до и после измерений источников.
5.3. Градуировочный коэффициент К вычисляют по формуле:
Aобр Nк
К = ---- x ----, (7)
Ак Nобр
где Аобр - активность образцового источника с данным нуклидом
на дату градуировки; Ак - активность контрольного источника с
долгоживущим нуклидом на дату градуировки; Nк, Nобр - показания
прибора при измерении контрольного и образцового источников
соответственно.
6. Из анализируемого препарата приготавливают мерные источники
такой активности, чтобы показания прибора при измерении препарата
и образцового источника были близки по величине.
7. Проводят измерения анализируемых и контрольного источников
в соответствии с правилами работы на используемой аппаратуре.
8. Проводят измерения фона до и после измерений источников.
9. При необходимости учитывают поправку на распад радионуклида
в анализируемом и образцовом источниках за время измерений. Если
продолжительность измерений сравнима с периодом полураспада
радионуклида, то истинную скорость счета (или площадь фотопика) nи
в импульсах в секунду находят по формуле:
Nt"лямбда" 0,693 Nt
nи = ----------------- = ------------------------,
- "лямбда"t Љ 0,693 Ї
1 - е - Ј ----- tЈ
ђ Т1/2 ‰
Т1/2(1 - е )
где Nt - полное зарегистрированное число импульсов,
сосчитанное на время t; t - продолжительность измерения в
<< Пред. стр. 9 (из 116) След. >>
Список литературы по разделу