|
ГФ №11, том 1. Общие методы анализа редакционная коллегия государственной фармакопеи СССР
(как того же, так и других элементов). Величину радионуклидных
примесей выражают в процентах к активности основного нуклида на
определенную дату.
Дочерние радионуклиды, образующиеся в результате
радиоактивного распада материнского (основного) радионуклида, не
считаются радионуклидными примесями: например, ксенон - 131m не
131
рассматривается как радионуклидная примесь к I.
Радиохимическая чистота - это отношение активности
радионуклида в основном химическом веществе, составляющем
препарат, к общей активности радионуклида в этом препарате,
выраженное в процентах.
Радиохимические примеси - примеси химических соединений,
отличных от основного вещества, составляющего препарат, но
содержащих тот же радионуклид. Величину радиохимических примесей,
т.е. активность содержащегося в них радионуклида, выражают в
процентах к общей активности радионуклида в препарате.
Препарат радионуклида без носителя - препарат, не содержащий
стабильных изотопов элемента, к которому принадлежит данный
радионуклид. Однако препараты, называемые препаратами радионуклида
без носителя, иногда содержат незначительные количества стабильных
изотопов того же элемента или его химического аналога. Источником
их могут быть побочные ядерные реакции, примеси химических
элементов, содержащиеся в реактивах, применяемых при химических
операциях, и т. д.
Радиоактивный препарат, в котором имеются как радиоактивные,
так и стабильные изотопы данного элемента или химического аналога,
называется препаратом с носителем.
Единицы активности и энергии
По Международной системе единиц (СИ) активность нуклида в
препарате выражается числом распадов в 1 с. Единицей активности
является беккерель. Беккерель (Бк) - активность нуклида, равная
-1
одному ядерному превращению в 1 с. Размерность беккереля - с .
Для выражения активности лечебно - диагностических препаратов
используются кратные десятичные единицы мегабеккерель (МБк) и
6 9
гигабеккерель (ГБк): 1 МБк=10 Бк; 1 ГБк=10 Бк.
В течение длительного времени до введения системы СИ
применялась и разрешена к применению в переходный период
специальная единица активности кюри (Ки) и ее кратные и дольные
единицы. Для характеристики радиофармацевтических препаратов
наиболее употребительной дольной единицей активности является
10 -11
милликюри (мКи). 1 Ки = 3,7 х 10 Бк; 1 Бк = 2,703 х 10 Ки;
1 мКи = 37 МБк. Единицей измерения энергии ионизирующих излучений,
как и любого вида энергии, в Международной системе (СИ) является
джоуль (Дж).
Для энергии отдельных частиц и фотонов применяется
внесистемная единица электронвольт и десятичные кратные ей
-19
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.
|
|
|
Скачать 2.11 Mb.