М.И. Афанасов и др. - Основы радиохимии и радиоэкологии (Практикум) (2012) (1133850), страница 13

Просмтор этого файла доступен только зарегистрированным пользователям. Но у нас супер быстрая регистрация: достаточно только электронной почты!

Текст из файла (страница 13)

Кроме того, даже при более высокой скорости счета (I1500020000 имп/мин) некоторое снижение точности её определения, как показалапрактика, не приводит к существенному увеличению погрешности конечного результатарасчетов – значений Fзагр или Fзагр.43Нефиксированная загрязненность (Fзагр) может быть определена с помощью какпереносных, так и стационарных радиометров методом «взятия сухого мазка». Дляэтого фильтровальной бумагой, площадью меньшей, чем входное окно детектора,трижды протирают определенную площадь (Sмаз) поверхности помещений или оборудования.

На откалиброванном радиометре измеряют скорость счета пробы-«мазка»(Iс,маз) и рассчитывают нефиксированную загрязненность:II )с, маз фK счSмаз(Fзагр  Fмаз(5.3)Цель работыИзучение работы радиометра; определение уровня нефиксированной (снимаемой)загрязненности поверхности –активными нуклидами.Оборудование и препаратыРадиометр УИМ-1М; набор эталонных источников –излучения с сопроводительными паспортами; кюветы, поверхность которых загрязнена одним из используемых впрактикуме –активных нуклидов.Выполнение работы1.

Знакомятся с краткой инструкцией по работе с радиометром и готовят его к измерениям.2. Проводят 3 измерения скорости счета фона продолжительностью по 1 мин.3. Градуируют радиометр УИМ-1М по эталонным источникам -излучения:14C, 60Co,204Tl, равновесная смесь 90Sr(90Y). Энергия излучения и период полураспада этих радионуклидов приведены в табл. П.1.

«Эффективная» энергия   частиц источника90Sr(90Y), значение которой обычно используют при построении калибровочного графика в координатах Ксч.  E,max, равна 1,6 МэВ.Три эталонных препарата являются «чистыми» -излучателями, в то время какраспад ядра 60Со сопровождается испусканием двух жестких -квантов. В этом случаепри калибровке радиометра проводят два измерения: сначала - общей скорости счетаэталонного препарата (Ic,эт1=I+I+Iф), затем - скорости счета, обусловленной излучением (Ic,эт2=I+Iф). При втором измерении между окном детектора и препаратом помещают алюминиевый диск, толщина которого равна (или немного больше)максимальному пробегу -частиц (80-81 мг/см2). Разность между Ic,эт1 и Ic,эт2 соответствует скорости счета -излучения кобальта-60.Для каждого эталона проводят по 3 измерения скорости счета Iс,эт (для 60Co по 3измерения Ic,эт1 и Ic,эт2) продолжительностью по 1 мин, находят среднее значение(Īс,этĪф) и, согласно (1.19; 1.26; 1.33), - погрешность среднего для 95%-ной доверительной вероятности.

По формуле (5.2) определяют коэффициент счета Kсч,i для каждого эталона. Относительную погрешность определения Kсч,i оценивают, используязакон накопления (1.30), рассчитанную погрешность средней скорости счета и погрешность определения Fэт,(2), указанную в паспорте:2K сч,i  (2Iс ,эт  Iф )  2Fэт( 2  )и44 Kсч ,i  ( Kсч ,i )  Kсч,i(5.4)Полученные данные вносят в табл.

5.2 и, с учетом полученных значений Ксч,i, строятграфик зависимости коэффициента счета от энергии -излучения.Таблица 5.2№Нуклид,периодполураспадаFэт(2), част/минЕ,max,пона датупаспорту измерения МэВKсч,i,(Īс,этĪф),част/импимп/минKсч,i   Kсч ,i4. Определяют нефиксированную загрязненность рабочей поверхности. Для этого, посогласованию с преподавателем, выбирают 2 участка (по 100200 см2 каждый) загрязненной поверхности и определяют их площадь. Узнают, с каким радионуклидомпроводились работы на данном рабочем месте, и, используя построенный графикKсч,iE,max, определяют коэффициент счета для этого нуклида.

Бумажным фильтромдиаметром 3-4 см трижды протирают выделенный участок и измеряют скорость счетафильтра. Аналогичным способом берут «мазок» со второго участка. Вычисляют снимаемую загрязненность (Fзагр; уравнение 5.3). Сопоставляют полученные результатыс данными табл. 5.1 и определяют отношение величины Fзагр к допустимому уровнюзагрязненности Fдз.Таблица 5.3№ рабочегоместа на плане(Iс,маз-Iф),имп/минKсч,част/имп*- допустимая загрязненность45Fзагр,част/см2минFзагрFдзРАБОТА 6. ИЗОТОПНЫЕ ГЕНЕРАТОРЫ6.1. ГЕНЕРАТОР ИНДИЯ-113mВ последнее время значительно возрос интерес к короткоживущим радионуклидам,используемым в ядерной медицине в диагностических и терапевтических целях.

Этообъясняется тем, что такие радионуклиды могут эффективно использоваться в препаратах с высокой удельной активностью при малых дозовых нагрузках на органы пациента. Для накопления и выделения короткоживущих радионуклидов используютустановки (устройства), которые называются радионуклидными генераторами.Работа генераторов основана на образовании дочернего короткоживущего радионуклида в результате распада долгоживущего материнского. Эти изотопы можноразделить непосредственно в генераторной установке, используя приемы хроматографии или экстракции, и получить затем содержащий дочерний изотоп раствор требуемой абсолютной активности и радиохимической чистоты.Радионуклидные генераторы позволяют получать качественный элюат непосредственно в медицинских клиниках вдали от ядерного реактора и циклотронных установок, так как выделение короткоживущих нуклидов является задачей несложной ибезопасной для персонала, а генераторы легко транспортабельны.Медицинский генератор 113mIn предназначен для получения растворов хлоридныхкомплексов состава [113mIn(Н20)6-nСln](З-n)+ (n = 0, 1, 2, 3) в 0,05н соляной кислоте, которые применяются в ядерной медицине в диагностических целях при сканированиипечени, легких, кровеносных сосудов, а также при идентификации опухолевых образований.

Интерес к 113mIn вызван главным образом его благоприятными ядернофизическими свойствами (период полураспада Т1/2(In)=99,4 мин., Е=392 кэВ). Крометого, материнский изотоп имеет период полураспада Т1/2(Sn) = 115 суток, благодарячему генератор можно использовать в течение длительного времени.Действие генератора основано на цепочке радиоактивных превращений:  , T 1 115суток , T 1  99,4 мин113m2Sn In 2113In113Материнский изотоп 113Sn претерпевает -превращения (позитронный распад иКзахват), в результате которых получается дочерний метастабильный 113mIn, превращающийся при изомерном переходе в стабильный изотоп 113In. Изомерный переход сопровождается испусканием -квантов (Е=392 кэВ), электронов конверсии сэнергией E  365 кэВ и рентгеновского излучения (EX 24 кэВ).Накопление индия-113m в предварительно очищенном материнском изотопе описывается уравнением:t(6.1),AIn,t  ASn,о ( e t  e t )  ASn,о ( e2 ,5110 e0 ,4184t )113113mгде ASn,o–активность Sn в момент t=0; AIn,t - активность In; постоянная распада(=(ln2)/T1/2); t – время (ч)Поскольку период полураспада материнского изотопа в 1666 раз больше периодаполураспада дочернего (Т1/2(Sn)  Т1/2(In)), а время наблюдения t (время выполнениязадачи) много меньше периода полураспада 113Sn (t<< Т1/2(Sn)), то уравнение (6.1) преобразуется в:4SnInAIn,t  ASn,о ( 1  e0 ,4184t )46(6.2)В работе используется экстракционный изотопный генератор, представляющий собой раствор радионуклидов в бензоле.

К моменту начала выполнения работы радионуклиды уже находятся в состоянии векового равновесия и, следовательно, их абсолютные активности в растворе равны друг другу.Каждый радионуклид характеризуется свом периодом полураспада и специфическим, присущим только ему спектром испускаемых частиц и/или квантов электромагнитного излучения. Это позволяет идентифицировать изотопы и проверить радиохимическую чистоту получаемого препарата. В табл.

6.1 приведены энергия Ei, выходна распад pi и парциальная керма-постоянная в,i для фотонного излучения 113mIn иизлучения равновесной смеси изотопов 113Sn(113mIn). Появление в экспериментальном–спектре линий с энергиями, отличными от приведенных в табл. 6.1, свидетельствует о наличии в препарате примесей других радионуклидов.Таблица 6.1Параметры фотонного излучения113m113Sn(113mIn)InаГр  м 2с  БкEi, кэВpi, %64,209,4391,6964,209,424,66 (КХ)24,102,2255,041,50,1423,63 (КХ)0,05510324,66 (КХ)96,18,823,63 (КХ)0,055103161,8518,3Ei, кэВpi , %391,6988,35в,i11,7в,iаГр  м 2с  БкЦель работыВыделение 113mIn из экстракционного генератора 113Sn113mIn.

Идентификация 113mInметодом -спектрометрии. Определение выхода дочернего изотопа и радиохимической чистоты препарата 113mIn.Оборудование и материалыЭкстракционный изотопный генератор 113Sn113mIn.Гамма-спектрометр с полупроводниковым или сцинтилляционным детектором.Микропипетки на 0,02; 0,05 и 0,5 мл. Пробирки для измерения активности растворов.Экстракционные пробирки. Водный раствор HI с концентрацией 6 моль/л.Выполнение работыПеред проведением эксперимента проводится дополнительный инструктаж по работес радиоактивными веществами в открытом виде.1. Определение активности равновесной пары 113Sn113mIn в изотопном генераторе.1.1. Проводят калибровку гамма-спектрометра по энергии в диапазоне 200500 кэВ(см.

работу 3, стр. 27).1.2. Отбирают в измерительные пробирки дозатором аликвотную часть (0,02 или 0,05мл) содержащего радионуклиды бензола, исходный объем которого известен. Набирают -спектр этой пробы в течение времени t (510 мин.). Используя программу обработки спектров, определяют истинную площадь пика полного поглощения энергии47Е=392 кэВ (If) и вычисляют активность 113mIn (а, следовательно, и 113Sn) в аликвотнойчасти раствора:AIn If0,64   f ASn(6.3)При расчете используют известное (полученное ранее) значение эффективности регистрации (εf) –квантов Е=392 кэВ.

Характеристики

Список файлов книги