М.И. Афанасов и др. - Основы радиохимии и радиоэкологии (Практикум) (2016) (1133852), страница 15

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

Текст из файла (страница 15)

На откалиброванном радиометре измеряют скорость счета пробы«мазка» (Iс,маз) и рассчитывают нефиксированную загрязненность:(Fзагр  Fмаз II )с, маз фK счSмаз(5.3)Цель работыИзучение работы радиометра; определение уровня нефиксированной (снимаемой)загрязненности поверхности –активными нуклидами.Оборудование и препаратыРадиометрУИМ-1М;наборэталонныхисточников–излученияссопроводительными паспортами; кюветы, поверхность которых загрязнена одним изиспользуемых в практикуме –активных нуклидов.Выполнение работы1.

Знакомятся с краткой инструкцией по работе с радиометром и готовят его кизмерениям.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 этихрадионуклидов приведены в табл. П.1. «Эффективная» энергия   частиц источника5690Sr(90Y), значение которой обычно используют при построении калибровочногографика 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 ипрепаратом помещают алюминиевый диск, толщина которого равна (или немногобольше) максимальному пробегу -частиц (80-81 мг/см2). Разность между Ic,эт1 и Ic,эт2соответствует 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%-нойдоверительной вероятности. По формуле (5.2) определяют коэффициент счета Kсч,iдля каждого эталона. Относительную погрешность определения Kсч,i оценивают,используя закон накопления (1.30), рассчитанную погрешность средней скоростисчета и погрешность определения Fэт,(2), указанную в паспорте:2K сч ,i  (2Iс ,эт  Iф )  2Fэт( 2  )и 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 5.2Нуклид,Fэт(2), част/минпериодЕ,max, (Īс,этĪф),Kсч,i,пона датуKсч,i   Kсч ,i№полупаспорту измерения МэВ имп/мин част/импраспада4. 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 какимрадионуклидом проводились работы на данном рабочем месте, и, используяпостроенный график Kсч,iE,max, определяют коэффициент счета для этого нуклида.Бумажным фильтром диаметром 3-4 см трижды протирают выделенный участок иизмеряют скорость счета фильтра.

Аналогичным способом берут «мазок» со второгоучастка. Вычисляют снимаемую загрязненность (Fзагр; уравнение 5.3). Сопоставляютполученные результаты с данными табл. 5.1 и определяют отношение величины Fзагрк допустимому уровню загрязненности Fдз.Таблица 5.3№ рабочегоместа на плане(Iс,маз-Iф),имп/минKсч,част/имп*- допустимая загрязненность57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 радионуклиды можно разделить непосредственно в генераторной установке, используя приемы хроматографии или экстракции, и получить затем содержащий дочерний изотоп раствортребуемой абсолютной активности и радиохимической чистоты.Радионуклидные генераторы доставляются из ядерных центров в медицинскиеклиники, где получают конечный продукт (короткоживущие РН, радиофармпрепараты) непосредственно перед его применением, используя тщательно проработанныеметодики, безопасные для медицинского персонала,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:113  , T 1 115 суток , T 1  99,4 мин113m2Sn      In  2  113 InМатеринский изотоп 113Sn претерпевает -превращения (+-распад и Кзахват), врезультате которых образуется дочерний метастабильный 113mIn, превращение которого (изомерный переход) в стабильный 113In сопровождается испусканием -квантов(Е=392 кэВ), электронов конверсии (E  365 кэВ) и рентгеновского излучения (EX 24кэВ).Период полураспада материнского изотопа в 1666 раз больше периода полураспада дочернего (Т1/2(Sn)  Т1/2(In)), а время наблюдения t (время выполнения задачи) много меньше периода полураспада 113Sn (t<< Т1/2(Sn)). Накопление 113mIn в предварительно очищенном 113Sn описывается уравнением (6.1.):AIn,t  ASn, ( e   Sn t  e   In t )  ASn, ( 1  e  0,4184t )(6.1)где ASn,o–активностьвремя (ч)Sn в момент t=0; AIn,t -активность113mIn; постоянные распада, t –113В работе используется экстракционный изотопный генератор.

К моменту началавыполнения работы радионуклиды уже находятся в состоянии векового равновесия и,следовательно, их абсолютные активности в растворе (бензол) равны друг другу.Каждый радионуклид характеризуется свом периодом полураспада и специфическим, присущим только ему спектром испускаемых частиц и/или квантов электромаг58нитного 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. 6.1.1, свидетельствует о наличии в препарате примесей других радионуклидов.Таблица 6.1.1Параметры фотонного излучения113m113Sn(113mIn)InаГр м 2с  БкаГр 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,iЦель 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, предварительно откалиброванный по энергии и эффективности(см. работу 3), 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 поработе с радиоактивными веществами в открытом виде.1. Определение активности равновесной пары 113Sn113mIn в изотопном генераторе.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 энергииЕ=392 кэВ (If) и вычисляют активность 113mIn (а, следовательно, и 113Sn) в аликвотнойчасти раствора:AIn If0, 64   f ASn(6.2)При расчете используют известное (полученное ранее) значение эффективности регистрации (εf) –квантов Е=392 кэВ. Вычисляют активность 113mIn во всем растворе.592. Выделение индия-113m из изотопного генератора.Выделение индия осуществляют реэкстракцией из бензольного раствора генератора раствором HI (6 моль/л).

Характеристики

Список файлов книги