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 ┌ 0,693 ┐
1 - е - │ ----- t│
└ Т1/2 ┘
Т1/2(1 - е )
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:
А Аv
Аm = --- = -----, (9)
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 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) <*>.
--------------------------------
<*> Рис. 5. Зависимость активности препарата, выраженной в
Аt
процентах от начальной активности --- (ось ординат), от времени,
А0
t
выраженного в периодах полураспада радионуклида ------ - (ось
Т1/2
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
Аv = Ак --- ----, (10)
Nк Vпр
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 долгоживующим 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:
"эпсилон " p S 1
обр обр
Аv = Аобр ------------------- ---- ----, (11)
"эпсилон"p Sобр Vпр
где Аобр - активность образцового источника в беккерелях; S -
площадь пика в спектре препарата (энергия этого пика Е указывается
в частной фармакопейной статье); Sобр - площадь пика в спектре
образцового источника с энергией Еобр; "эпсилон",
"эпсилон " - эффективность регистрации гамма - квантов с
обр
энергиями E и Eобр соответственно. Их определяют по кривой
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),
в миллилитрах.
Величины Аобр и р приведены в свидетельствах на ОСГИ.
обр
Градуировку спектрометра по эффективности проводят следующим
образом. В строго фиксированной геометрии измеряют гамма - спектр
для каждого источника из набора ОСГИ. В каждом спектре определяют
площадь пика полного поглощения для тех энергий гамма - излучения
Е , для которых в свидетельстве на ОСГИ приведен выход
0
гамма - квантов. Все площади относят к единице времени. Для каждой
i-й гамма - линии с энергией Е , рассчитывают эффективность
0i
регистрации "эпсилон ", равную отношению площади пика полного
0i
поглощения к числу гамма - квантов с энергией Е , испускаемых
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:
А = АvV. (12)
ОПРЕДЕЛЕНИЕ АКТИВНОСТИ ПО БЕТА - ИЗЛУЧЕНИЮ
Активность нуклидов в препаратах измеряют по бета - излучению на счетной установке с детектором бета - излучения относительным методом путем сравнения скоростей счета от источников, приготовленных из анализируемого препарата и из образцового радиоактивного раствора с тем же радионуклидом.
Для того чтобы обеспечить большую точность измерения, самопоглощение бета - излучения и скорости счета должны быть по возможности одинаковыми в источниках, приготовленных из исследуемого препарата и образцового раствора. Для этого препарат и образцовый раствор должны иметь близкие величины объемных активностей и одинаковое количество растворенного вещества в 1 мл, что достигается соответствующим разбавлением или добавлением носителя до нужной концентрации. Измерение скоростей счета для обоих препаратов проводят в идентичных геометрических условиях с источниками одинаковых размеров. Объемную активность радионуклида в измеряемом препарате Av в беккерелях на 1 мл рассчитывают по формуле:
n k
Аv = Аv,обр ----- -----, (13)
n k
обр обр
где Аv,обр - объемная активность образцового раствора в
беккерелях на 1 мл; n, n - скорости счета от источников,
обр
приготовленных из анализируемого и образцового раствора
соответственно; k, k - коэффициенты, учитывающие разбавление
обр
анализируемого и образцового растворов, соответственно.
Допускается также проводить определение активности на
установке, предварительно проградуированной с помощью образцового
раствора. При этом градуировочный коэффициент "хранят" с помощью
14 137
контрольного источника с долгоживущим радионуклидом С, Cs или
90 90
Si + Y, а расчет активности проводят по формуле (10) с учетом
разбавления.
Общую активность А радионуклида в препарате определяют по расчету на основе измерений объемной активности Аv и объема препарата V (формула 12).
ПОГРЕШНОСТЬ ОПРЕДЕЛЕНИЯ АКТИВНОСТИ
Известно, что процесс радиоактивного распада радионуклидов и процессы, обусловливающие регистрацию испускаемых при этом заряженных частиц или фотонов соответствующими детекторами, подчиняются законам статистики. При этом число распадов Nр, происходящих за заданный интервал времени t, при условии "лямбда"t << 1, распределено по закону Пауссона, и среднее
----
квадратическое отклонение "сигма " = \/ Nр .
Nр
100
Относительная флюктуация числа Nр = "эта " = -------- %.
Nр ----
\/ Nр
Очевидно, что "эта " тем меньше, чем больше распадов произошло
Np
за время измерения t, и ее можно сделать достаточно малой путем
соответствующего увеличения t. Сказанное относится также к
обусловленному статистическим характером радиоактивного распада
среднему квадратическому отклонению и относительной флюктуации
числа отсчетов N детектора ядерного излучения за время t.
Результаты измерений активности А радионуклидов в препаратах
связаны с погрешностями как случайного характера (возникающими не
только за счет статистической природы распада, но и по ряду других
причин), так и с систематическими погрешностями. Статистическую
обработку результатов наблюдений следует проводить в соответствии
с ГОСТом 8.207 - 76. При статистической обработке группы из n
результатов наблюдений {Ni} прежде всего исключают систематические
ошибки (фон, просчеты за счет мертвого времени и др.),
рассчитывают для каждого случая группу значений активности {Аi},
находят результат измерений А по формуле:
n
SUM Аi
i=1 (14)
А = -------.
n
Затем вычисляют оценку среднего квадратического отклонения S
по формуле:
--------------
/ n
2
/ SUM (Аi - А)
/ i=1
S (А) = / ----------------. (15)
\/ n (n - 1)
Доверительные границы "эпсилон " случайной погрешности
р
результата измерений находят по формуле:
"эпсилон " = t0,95 S(А), (16)
р
где t0,95 - коэффициент Стьюдента для доверительной
вероятности Р = 0,95.
Границы "ТЕТА" неисключенной систематической погрешности
результата измерений находят по формуле:
------------
/ m 2
"ТЕТА" = 1,1 / SUM "ТЕТА " , (17)
\/ j=1 j
где "ТЕТА " - граница j-й неисключенной систематической
j
ошибки, m - число суммируемых погрешностей.
"ТЕТА"
Далее следует найти отношение ------. Если это отношение
S (А)
меньше 0,8, то систематическими погрешностями пренебрегают и
принимают, что граница погрешности "ДЕЛЬТА" результата равна
"эпсилон". Если оно больше 8, пренебрегают случайной погрешностью
и принимают "ДЕЛЬТА" = "ТЕТА".
Когда ни одной из указанных погрешностей пренебречь нельзя,
границы погрешности результата измерений находят по формуле:
"ДЕЛЬТА" = К"S (18)
СИГМА"
"эпсилон" + "ТЕТА"
где К = ------------------------------;
---------------
/ 1 m 2
S(А) + / --- SUM "ТЕТА "
\/ 3 j=1 j
------------------------
/ 1 m 2 2
"S " = / --- SUM "ТЕТА " + S (А) .
СИГМА \/ 3 j=1 j
Погрешность может быть выражена как в единицах измеряемой
величины (абсолютная погрешность), так и в долях или процентах от
измеренного значения активности (относительная погрешность).
При этом результат записывают в виде:
А +/- "ДЕЛЬТА"; 0,95
"ДЕЛЬТА"
или А (1 +/- --------); 0,95
А
ОСОБЕННОСТИ ПРИГОТОВЛЕНИЯ ИСТОЧНИКОВ ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЙ
В ряде случаев при приготовлении источников для измерений оказывается необходимо провести разбавление радиоактивного препарата, чтобы получить раствор с меньшей объемной активностью. Однако иногда при этом масса радионуклида в растворе оказывается так мала, что возникают явления, с которыми не приходится сталкиваться при использовании растворов обычных концентраций: радионуклид может быть частично потерян из раствора вследствие адсорбции на стенках химической посуды, а также вследствие образования, а затем коагуляции коллоидов. Существует ряд приемов, позволяющих избежать потери радионуклида в разбавленных растворах. Например, в некоторых случаях повышение кислотности раствора или прибавление неактивного носителя позволяет предотвратить потери из-за адсорбции. Во избежание образования коллоидов необходимо использовать только свежеперегнанную дистиллированную воду; в некоторые растворы прибавляют вещества, образующие растворимые комплексы с радионуклидом, что предотвращает коллоидообразование.
В частной фармакопейной статье указывают, каким растворителем следует разбавлять препарат при приготовлении источников. Если же фармакопейная статья не содержит таких указаний, то разбавление проводят дистиллированной водой.
Определение радионуклидной чистоты
|
Скачать 1.83 Mb.