Бобков ю. Г., Бабаян э. А., Машковский м. Д., Обоймакова а. Н., Булаев в. М., Гуськова л. С., Лепахин в. К., Любимов б. И., Натрадзе а. Г

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.

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.

этих препаратов. Защита имеет своей целью предохранение людей от вредного воздействия

радиации, а также снижение фоновых показаний измерительных приборов, регистрирующих

ионизирующее излучение.

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.

специфическими, присущими только ему спектрами ионизирующих излучений. К ним относятся

спектры альфа-, бета-, гамма - излучения, конверсионных и Оже - электронов, тормозного излучения,

характеристического рентгеновского излучения.

для проверки подлинности радионуклида.

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.

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.

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 по бета - излучению.
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.

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:

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:

спектрометров и радиометрических установок со счетчиками) <*>;

положения".

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.

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).

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.

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.

работы на используемой аппаратуре.

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:

продолжительность измерения в секундах.

составит менее 0,5%.

- концентрация препарата в растворе.

соответственно применяемой методике измерений.

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

периодом полураспада менее 1 сут, активность указывают с учетом минут.

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.

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:

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.

"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.

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.