СЕМЕНА 6 страница

⇐ ПредыдущаяСтр 6 из 31Следующая ⇒

половинного ослабления d1/2 в мг/кв. см:

log 2

d1/2 = -------, (5)

где В - коэффициент при d в формуле log n = C - Bd,

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

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:

Nи = N -------------,

Nt (6)

1 - ---- " тау"

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.

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¦

L 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

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

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

i-й гамма - линии с энергией Е, рассчитывают эффективность

регистрации " эпсилон ", равную отношению площади пика полного

поглощения к числу гамма - квантов с энергией Е, испускаемых

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

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:

SUM Аi

~ i=1 (14)

А = -------.

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

результата измерений находят по формуле:

" эпсилон " = t0, 95 S(А), (16)

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

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

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

и радионуклидных примесей

Определение радионуклидной чистоты радиоактивных препаратов

проводят методом ядерной спектроскопии и радиометрии с применением

при необходимости различных методов количественного химического

выделения примесей.

Химическое отделение примесей от основного радионуклида

значительно повышает эффективность анализа. Однако в ряде случаев

анализ может быть проведен и без химического отделения примесей.

При этом следует иметь в виду, что в настоящее время не существует

прямых методов, позволяющих непосредственно определять

радионуклидную чистоту препарата. Фактически проводят определение

радионуклидных примесей и по их активности делают вывод о

радионуклидной чистоте препарата.

Радионуклидный анализ включает в себя следующие этапы:

обнаружение радионуклидных примесей, их идентификацию и

определение активности. Для обнаружения примесей в общем случае

измеряют энергии бета- и гамма - излучения и периоды полураспада

для анализируемого препарата и для отдельных компонентов его,

отделенных химическими методами от основного радионуклида. По

совокупности полученных данных с помощью справочных таблиц,

содержащих периоды полураспада, энергии и интенсивности излучения,

проводят идентификацию обнаруженных примесей. Измерение активности

идентифицированных примесей проводят аналогично тому, как описано

в разделе " Измерение активности", с помощью подходящих

радиометрических установок с бета - и гамма - счетчиками,

спектрометров, установок для измерения активности методом

⇐ Предыдущая 1 2 3 4 567 8 9 10 Следующая ⇒