ГФ 11-1

1 мКи = 37 МБк. Единицей измерения энергии ионизирующих излучений,

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

Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.

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.

Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.

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:

Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.

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 бетаили гамма - излучению, а также рентгеновскому излучению в зависимости от типа излучения,

испускаемого данным нуклидом. Для нуклидов, распад которых

51

Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.

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:

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) <*>;

--------------------------------

Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.

<*> ОСГИ и ОРР удовлетворяют ГОСТу 8.315 - 78 "Стандартные образцы. Основные положения".

2) аттестованные в установленном порядке образцовые источники

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 4пиили 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

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.

Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.

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:

где Nt - полное зарегистрированное число импульсов, сосчитанное на время t; t - продолжительность измерения в секундах.

Если время измерения меньше, чем 1,5% от Т 1/2, то поправка на распад за время измерений составит менее 0,5%.

10.Определяют удельную активность Am по формуле:

ААv

m с

где А - активность радионуклида в препарате; m - масса препарата; Аv - объемная активность; с

-концентрация препарата в растворе.

11.Определяют объемную активность Аv по одной из нижеприведенных формул (10) - (13) соответственно применяемой методике измерений.

Отклонение объемной или удельной активности от величины, указанной в сопроводительной документации на препарат, не должно превышать +/- 10%, если для частной фармакопейной статьи не утверждена иная цифра.

Удельную, молярную и объемную активность, так же как и полную активность радионуклида в препарате, указывают на определенную дату, а для препаратов, содержащих радионуклид с периодом

Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.

полураспада менее 10 сут, также и на определенный час. Для препаратов, содержащих радионуклид с периодом полураспада менее 1 сут, активность указывают с учетом минут.

При использовании радиоактивного препарата расчет активности производят с учетом распада радионуклида по формуле (4) или по таблицам, составленным на основе формулы (4) для конкретного радионуклида. Если время выражать не в сутках или часах и т. п., а в единицах, кратных периоду полураспада, то кривая распада получается универсальной и годится для любого радионуклида

(рис.5) <*>.

абсцисс). (Рисунок не приводится).

ОПРЕДЕЛЕНИЕ АКТИВНОСТИ ПО ГАММА -

И РЕНТГЕНОВСКОМУ ИЗЛУЧЕНИЮ

Измерение активности по гамма - и (или) рентгеновскому излучению выполняют с помощью ионизационной камеры, радиометрической установки или спектрометра энергии.

В тех случаях, когда суммарная толщина стенок детектора излучения и упаковки (флакон, пробирка и т.д.) не обеспечивает полного поглощения бета - излучения измеряемого радионуклида, между источником и детектором помещают дополнительный фильтр из вещества с малым атомным номером, например из алюминия или плексигласа. Источник, приготовленный из анализируемого препарата, должен иметь такую же форму и размер, как и образцовый источник; при использовании детекторов с 4пи-геометрией или, наоборот, при достаточно малом телесном угле допустимы различия формы и размеров измеряемого и образцового источников.

При измерении с помощью ионизационной камеры или радиометрической установки объемную активность препарата Аv в беккерелях на 1 мл <*> в общем случае рассчитывают по формуле:

N K

Nк Vпр

Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.

где Ак - активность контрольного источника в беккерелях <*>; Nк, N - показания прибора при измерениях контрольного источника и источника, изготовленного из анализируемого препарата, соответственно; Vпр - объем препарата, взятый для приготовления измеряемого источника, в миллилитрах; К - градуировочный коэффициент для применяемой установки, учитывающий ее эффективность к излучению соответствующих нуклидов (т.е. измеряемого и контрольного) и их схемы распада, определяемый экспериментально. Если используют образцовый источник с тем же радионуклидом, то К = 1.

--------------------------------

<*> Здесь и далее Аv может быть выражено также в мегабеккерелях (МБк) и других кратных единицах на 1 мл.

Разновидностью ионизационной камеры является прибор, известный как "дозкалибратор" или "калибратор радионуклидов". Измерение активности с помощью дозкалибратора проводят с использованием программы для данного радионуклида, введенной в калибратор при его изготовлении и градуировке. Таким образом, прибор не требует градуировки при его эксплуатации. Стабильность работы приборов проверяют с помощью источника излучения с долгоживущим радионуклидом.

При определении активности с помощью спектрометра энергий сравнивают площадь пика полного поглощения в спектре источника, приготовленного из анализируемого препарата, с площадью пика полного поглощения в спектре образцового источника. Если спектр гамма - излучения анализируемого препарата сложный, то определение активности проводят по тому пику, который наиболее четко выражен. Площади обоих сравниваемых пиков должны быть отнесены к единице времени набора спектра.

Расчет объемной активности проводят по формуле:

где Аобр - активность образцового источника в беккерелях; S -

площадь пика в спектре препарата (энергия этого пика Е указывается

вчастной фармакопейной статье); Sобр - площадь пика в спектре

энергиями E и Eобр соответственно. Их определяют по кривой

Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.

эффективности, построенной для применяемого детектора и конкретной используемой геометрии на основе измерений с набором ОСГИ; р, р -

обр выходы гамма - квантов для радионуклидов, входящих в измеряемый препарат и образцовый источник соответственно; Vпр - объем

препарата, содержащийся в измеряемой пробе (с учетом разбавления),

гамма - квантов. Все площади относят к единице времени. Для каждой

0i

данным источником в 1 с. Число гамма - квантов должно быть взято из свидетельства на ОСГИ и пересчитано по формуле (4) на дату проведения градуировки спектрометра. По полученным результатам находят зависимость эффективности регистрации от энергии излучения.

Общую активность А нуклида в препарате измеряют с помощью ионизационной камеры или определяют по расчету на основе измерений объемной активности Av и объема V препарата:

Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей