Исследование радиоактивности препаратов. Методы определения радиоактивности. Расчет характеристик α-частицы

В целях установления возможности получения организмом внешних облучений и количественного определения таковых, принимая во внимание связанный с облучением риск возникновения той или иной степени лучевой болезни, практикуются методы дозиметрии излучений как в обстановке окружающей среды, так и по отношению к отдельному человеку.

В условиях возможности подвергнуться облучению для констатации этого факта и определения дозы гамма- и рентгеновых лучей, получаемых за определенный промежуток времени, предлагается метод индивидуального фотографического контроля с помощью фотопленок. Человек носит на себе маленькую кассету с чувствительной фотопленкой, которая чернеет под влиянием облучений. Степень почернения зависит от дозы облучения, возрастая вместе с ней. По измерению степени почернения пленки за определенное время можно установить полученную дозу.

Другой метод индивидуального дозиметрического контроля состоит в использовании портативных маленьких ионизационных камер. Камеры, предварительно заряженные, при ношении их в условиях наличия радиации теряют свой заряд. По спаду заряда за определенное время можно вычислить величину полученной дозы.

Полученная доза нейтронного облучения определяется по степени наведенной нейтронами активности. Под воздействием нейтронов в тканях активируются многие входящие в их состав элементы: натрий, фосфор, хлор, сера, углерод, кальций и др. Наибольшую дозу составляют излучения натрия и фосфора.

Для определения дозы нейтронов исчисляется, какая часть находящихся в организме натрия и фосфора, содержание которых мало колеблется, стала под влиянием нейтронов активной. Определение ведется по крови и моче. В точном объеме субстрата устанавливают концентрацию натрия и фосфора химическим путем. Субстрат высушивают, сжигают, и сухой остаток наносят на мишень. При помощи бета-счетчика определяют степень полученной активности с учетом удельной активности и концентрации натрия и фосфора в субстрате.

Спустя несколько часов после нейтронного облучения наведенная активность обусловливается в основном натрием, испускающим бета-частицы и гамма-кванты. При незначительном периоде полураспада активного натрия (15 часов) уже через несколько часов значение этого изотопа снижается, и активность обусловливается в основном фосфором, период полураспада которого составляет 14,3 дня.

Так как человек, облученный нейтронами, становится источником гамма-излучения, то по интенсивности такового, измеряемого большими счетчиками, располагаемыми вокруг корпуса пострадавшего, можно также определить дозу нейтронов. При оценке полученной дозы принимается во внимание время, протекшее от облучения до исследования, так как степень наведенной активности непрерывно падает.

После попадания активных веществ внутрь организма и депонирования их эти вещества частично могут выделяться с секретами и экскретами, где присутствие их может быть определено или специальным химическим путем (если это вещества, чуждые организму в естественных условиях), или по вызываемой ими активности исследуемых биосубстратов. Чаще всего подвергаются исследованию кал и моча. Активные вещества могут быть альфа-, бета- и гамма-излучателями.

Гамма-излучение тела человека может быть определено методом, используемым для определения полученной дозы нейтронов. Активность мочи и кала определяется после высушивания и сжигания субстрата, нанесения его на мишень и измерения с помощью альфа- и бета-счетчиков.

Нельзя ожидать, однако, точных и постоянных отношений между содержанием инкорпорированного вещества в организме и величиной его выделения экскретами.

Некоторые активные изотопы могут быть определены измерением активности в крови, если эти вещества, равномерно распределяясь по органам, обусловливают известное соотношение между их содержанием в организме и концентрацией в крови (натрий, углерод, сера).

Если активные вещества или продукты их распада выделяются в газообразном виде через легкие, то обнаружить их наличие можно путем измерения удельной активности выдыхаемого воздуха с помощью ионизационной камеры, соединенной с прибором, измеряющим ионизационный ток.

Очень малые активности в препаратах можно определять, пользуясь толстослойными чувствительными пластинками. Препарат прикладывают к фотоэмульсии и после должной экспозиции и проявления пластинки в эмульсии обнаруживают почерневшие участки - линии, обусловленные действием движущихся активных заряженных частиц (треки).

Альфа-частицы дают короткие, толстые, прямолинейные треки, электроны же (бета-частицы) - более тонкие, длинные и изогнутые. Пластинки изучают под микроскопом при увеличении в 200-600 раз.

Текст работы размещён без изображений и формул.
Полная версия работы доступна во вкладке "Файлы работы" в формате PDF

Введение

Мы, люди, живём в мире, который можно назвать радиоактивным. Места, где существует абсолютное отсутствие радиоактивности, в природе, среде обитания животных, людей нет. Радиоактивность - это природное образование, космические лучи, рассеянные в окружающей среде радиоактивные нуклиды, то есть вещества, которые создают радиоактивный фон, в котором мы живём. За время эволюции, всё живое приспособилось к этому уровню фона. Также нужно ещё учитывать, что уровень радиоактивности на Земле всё время понижается, каждые 10-15 тыс. лет уровень радиоактивности уменьшается примерно в два раза. В целом только крупные аварии на какой-то территории связанные, как правило, с атомными станциями нарушают этот средний уровень. И самым опасным для человека стечением обстоятельств считается, когда внутрь организма человека попадают радионуклиды. Причём, при внутреннем облучении наиболее опасное воздействие производят α-частицы. Принято считать, что эта опасность α-облучения вызвана их большой массой по сравнению с электронами и повышенной ионизирующей способностью из-за двойного заряда.

Актуальность работы заключается в том, что в общественном сознании практически закреплено представление об абсолютной опасности любого радиоактивного облучения, и поэтому представляется необходимым рассмотрение физической природы патологического воздействия радиоактивности на живые организмы и оценка уровней риска и опасности.

Цель работы: сделать попытку оценить тормозное электромагнитное излучение альфа-частиц как фактора патологического воздействия на живой организм при внутреннем облучении.

Задачи:

1.Ознакомиться с природой радиоактивности и методами ее исследования;

2.Исследовать возможность использования школьного физического оборудования;

3.Разработать эксперимент и исследовать его результат.

Гипотеза : одним из компонентов патологического действия на организм при внутреннем облучении является электромагнитное излучение, вызванное торможением (движением с отрицательным ускорением) на треке, и приводящее к нарушениям молекул ДНК за счёт большой плотности мощности излучения в группе клеток рядом с треком с последующим развитием онкологического заболевания.

Объект исследования: α-частица при её торможении в биологических тканях при внутреннем облучении.

Предмет исследования: компонент потери энергии α-частицы на электромагнитное излучение.

Часть 1. О природе радиации.

1. 1. Рис. 1. А.Беккерели

      ткрытие радиоактивности и его биологического действия

1896 г. Французский физик А.Беккерель, изучая явление люминесценции солей урана, установил, что урановая соль испускает лучи неизвестного типа, которые проходят сквозь бумагу, дерево, тонкие металлические пластины, ионизируют воздух. В феврале 1896 г. Беккерели не удалось провести очередной опыт из-за облачной погоды. Беккерель убрал пластинку в ящик стола, положив на неё сверху медный крест, покрытый солью урана. Проявив на всякий случай пластинку два дня спустя, он обнаружил на ней почернение в форме отчётливой тени крестика. Это означало, что соли урана самопроизвольно, без каких-либо внешних явлений, создают какое-то излучение. Начались интенсивные исследования.

1898 г. Мария Склодовская-Кюри, исследуя урановые руды, обнаружила новые химические элементы: полоний, радий. Оказалось, что все химические элементы, начиная с порядкового номера 83, обладают радиоактивностью. Явление самопроизвольного превращения неустойчивых изотопов в устойчивые, сопровождающееся испусканием частиц и излучением энергии, называется естественной радиоактивностью.

1. 1. Формы радиоактивности

1898 г. Подвергая радиоактивное излучение действию магнитного поля, Э.Резерфорд выделил два вида лучей: α-лучи - тяжёлые положительно заряженные частицы (ядра атомов гелия) и β-лучи - лёгкие отрицательно заряженные частицы (тождественны электронам).Два года спустя П. Виллард открыл гамма-лучи. Гамма-лучи - это электромагнитные волны с длиной волны от Гамма-лучи не отклоняются электрическими и магнитными полями.

Рис. 3. Альфа-излучение

Рис. 2. Влияние магнитного поля на траекторию движения частиц

Рис. 4. Бета-излучение

После установления Резерфортом структуры атома стало ястно, что радиоактивность представляет собой ядерный процесс.1902 г. Э.Резерфорд и Ф.Содди доказали, что в результате радиоактивного распада происходит превращение атомов одного химического элемента в атомы другого химического элемента, сопровождаемое испусканием различных частиц.

Альфа-частицы, бета-частицы, выброшенные из ядра, обладают значительной кинетической энергией и, воздействуя на вещество, с одной стороны производят его ионизацию, а с другой проникают на определенную глубину. Взаимодействуя с веществом, они теряют эту энергию, в основном в результате упругих взаимодействий с ядрами атомов или электронами, отдавая им всю или часть своей энергии, вызывая ионизацию или возбуждение атомов (т.е. перевод электрона с более близкой на более удаленную от ядра орбиту). Ионизация и проникновение на определенную глубину имеют принципиальное значение для оценки воздействия ионизирующего излучения на биологическую ткань различных видов излучений. Зная свойства различных видов излучений проникать через разные материалы, человек может использовать их для своей защиты.

Часть 2. Альфа - излучение и его характеристики

2.1. Патогенность и опасность α-излучения

Альфа-излучение — это поток ядер атомов гелия. Возникает в результате распада атомов тяжелых элементов, таких как уран, радий и торий. Вид радиоактивного распада ядра, в результате которого происходит испускание ядра гелия 4 He - альфа-частицы. При этом массовое число ядра уменьшается на 4, а атомный номер - на 2.

В общем виде формула альфа - распада выглядит следующем образом:

Пример альфа - распада для изотопа 238 U:

Рис.5. Альфа распад урана 238

Альфа-частицы, образованные при распаде ядра, имеют начальную кинетическую энергию в диапазоне 1,8—15 МэВ. При движении альфа-частицы в веществе она создаёт сильную ионизацию окружающих атомов, в результате очень быстро теряет энергию. Энергии альфа-частиц, возникающей в результате радиоактивного распада, не хватает даже для преодоления мёртвого слоя кожи, поэтому радиационный риск при внешнем облучении такими альфа-частицами отсутствует. Внешнее альфа-облучение опасно для здоровья только в случае высокоэнергичных альфа-частиц (с энергией выше десятков МэВ), источником которых является ускоритель. Однако проникновение альфа-активных радионуклидов внутри тела, когда облучению подвергаются непосредственно живые ткани организма, весьма опасно для здоровья, поскольку большая плотность ионизации вдоль трека частицы сильно повреждает биомолекулы. Считается, что при равном энерговыделении (поглощённой дозе) эквивалентная доза, набранная при внутреннем облучении альфа-частицами с энергиями, характерными для радиоактивного распада, в 20 раз выше, чем при облучении гамма- и рентгеновскими квантами. Таким образом, опасность для человека при внешнем облучении могут представлять α-частицы с энергиями 10 МэВ и выше, достаточными для преодоления омертвевшего рогового слоя кожного покрова. Гораздо большую опасность для человека представляют α-частицы, возникающие при альфа-распаде радионуклидов, попавших внутрь организма (в частности, через дыхательные пути или пищеварительный тракт). Достаточно микроскопического количества α-радиоактивного вещества, чтобы вызвать у пострадавшего острую лучевую болезнь, зачастую с летальным исходом.

Будучи довольно тяжелыми и положительно заряженными, альфа-частицы от радиоактивного распада имеют очень короткий пробег в веществе и при движении в среде быстро теряют энергию на небольшом расстоянии от источника. Это приводит к тому, что вся энергия излучения высвобождается в малом объеме вещества, что увеличивает шансы повреждения клеток при попадании источника излучения внутрь организма. Однако внешнее излучение от радиоактивных источников безвредно, поскольку альфа-частицы могут эффективно задерживаться несколькими сантиметрами воздуха или десятками микрометров плотного вещества — например, листом бумаги и даже роговым омертвевшим слоем эпидермиса, не достигая живых клеток. Даже прикосновение к источнику чистого альфа-излучения не опасно, хотя следует помнить, что многие источники альфа-излучения излучают также гораздо более проникающие типы излучения (бета-частицы, гамма-кванты, иногда нейтроны). Однако попадание альфа-источника внутрь организма приводит к значительному облучению.

Рис. 6. Проникающая способность альфа, бета частиц и гамма-квантов.

2.2. Расчет характеристик α-частицы

Существование электромагнитных волн было главным предсказанием. Дж.К.Максвелла (1876 г.), эта теория изложена в разделе школьного курса физики - электродинамика. «Электродинамика»- это наука об электромагнитных волнах, о природе их возникновения, распространении в разных средах, взаимодействии с различными веществами, структурами.

И в этой науке есть одно из фундаментальных утверждений, что любая имеющая электрический заряд частица, движущаяся с ускорением, является источником электромагнитного излучения.

Именно благодаря этому в рентгеновских установках рождаются рентгеновские волны при быстрой остановке потока электронов, которые после ускорения в приборе тормозятся при столкновении с анодом рентгеновской трубки.

Нечто аналогическое происходит за очень короткое время и с α-частицами, если их источник - ядра радиоактивных атомов, расположенных в среде. Имея при вылете из ядра большую скорость и пробежав всего от 5 до 40 микрон - α-частица останавливается. При этом, испытывая громаднейшее замедление и имея двойной заряд, не могут не создавать электромагнитный импульс.

Я, пользуясь обычными школьными законами механики и законом сохранения энергии, подсчитал начальную скорость α-частиц, величину отрицательного ускорения, время движения α-частицы до остановки, силу сопротивления её движения и развиваемую ей мощность.

Понятно, что энергия α-частицы идёт на разрушение клеток организма, ионизацию атомов, в одном случае больше, при вылете из других радиоактивных ядер меньше, но энергия излучения, созданная за короткое время пролета примерно от 5 до 40 микрон, не может превышать энергию α-частиц, которую они имеют при вылете.

При расчетах я использовал в качестве исходных известных характеристик, только энергию α-частиц (это её кинетическая энергия) и среднюю длину пробега в биологических тканях организма (L= 5 - 40 мкм). Массу α-частицы и её состав, я нашёл в справочнике.

Энергия их α-частиц равна 4-10 МэВ. Вот для таких α-частиц я и проводил расчёты.

Масса α-частицы равна 4 а.е.м.; 1 а.е.м.=1.660·10 -27 кг;

m = 4·1,660·10 -27 = 6,64·10 -27 кг - масса α-частицы.

Длина трека α-частицы.

q = 2 ·1,6·= 3,2 · - заряд

E к = 7МэВ = 7·10 6 ·1,6·10 -19 = 11,2·10 -13 Дж - кинетическая энергия α-частицы.

F = ma = 6.64·10 -27 ·8,4·10 18 =5,5 ·10 -8 Н- сила сопротивления α-частицы.

Таб.1 характеристика α-частицы.

Данные из справочника:

1.Глубина δ проникновения электромагнитных волн частотой 10 ГГц в биологических тканях с большим содержанием воды (вода - поглотитель электромагнитных волн) составляет 3,43 мм (343 мкм). При проникновении электромагнитной волны на глубину δ её плотность мощности уменьшается в e=2,71 раза.

2.Из норм безопасности при времени воздействия менее 0,2 часа плотность мощности (критическая) не должна превышать

В (1) указаны глубины проникновения, ослабления электромагнитной волны для частоты 10 ГГц. В нашем случае одиночный импульс электромагнитной волны можно интерпретировать как положительную часть одного периода, т.е. наиболее близким значением частоты будет 230 ГГц.

Для биологической ткани в максимальной чистоте указанной в справочнике равной 10 ГГц. По нашим расчётам единичный импульс электромагнитной волны может быть представленным как короткий импульс частоты 230 ГГц. Из справочника можно сделать вывод, что с повышением частоты электромагнитных волн толщина δ уменьшается. Оценим толщину δ для нашего случая. Частота 230 ГГц превышает приведённую в справочнике 10 ГГц в 23 раза. Предполагая, что соотношению частот в 23 раза будет постоянным и для предшествующего участка диапазона (10 ГГц будет в 23 раза больше частоты 433 МГц) - для которого (т.е. в 10 раз). Тогда и для частоты 230 ГГц можно принять δ = 34 мкм.

Принимая, что, проходя из центра сферы, излучение через поверхности мысленно построенных сфер с общим центром и с расстоянием между ними, равны δ, то пройдя через n таких поверхностей начальная интенсивность (мощность) электромагнитной волны будет уменьшена в раз. Чтобы Расчёты оказались близкими к истине возьмём n при количестве слоёв равных 8; тогда

Так как; Начальную энергию электромагнитных волн можно оценить как 0,01; т.к механическая энергия альфа-частицы в основном тратится на образовании трека ионизированных частиц. Поэтому можно принять.

Будут убиты импульсом волны. Это подтверждают количественные оценки.

Т.к. расчётная плотность мощности излучения, исходящего из центра сферы и проходящего через неё при радиусе сферы (8δ =272 мкм) с площадью 4,65 , будет сопоставимой с критической плотности мощностью излучения требуемой нормы СанПиНа, можно утверждать, что внутри этой сферы, в её объёме все клетки погибнут.

Т.о. наши оценки приводят к результату, что все биологические клетки в объёме сферы, к поверхности которой проходит излучение из центра сферы от трека α-частицы погибнут, т.е. они будут находится в пространстве, объёме, через который проходит электромагнитная волна с плотностью мощности излучения, превышающей критическую плотность излучения, определённую нормами СанПиНа. Эти погибшие клетки (точнее их останки) за счёт механизмов регенерации организма практически без каких теперь либо последствий будут удалены из организма.

Самым опасным из последствий, такого электромагнитного шока для клеток будет то, что в некотором шаровом слое клеток, окружающих опасную сферу, будут такие полуубитые клетки, правильное функционирование некоторых наверняка будет нарушено тем электромагнитным импульсом, который «сломал» (разорвал, нарушил) структура ДНК, которая ответственна за «правильную» регенерацию данной клетки.

Часть 3. Разработка и проведение экспериментов

3.1. Измерение радиоактивного фона на территории МБОУ СОШ №11

Цель: измерить радиоактивный фон на территории МБОУ СОШ №11.

Гипотеза: осадки и ветер переносят разные виды частиц (в нашем случае нас интересуют именно радиоактивные частицы).

Оборудование: дозиметр.

Цифровой монитор излучения

Для экспериментов я использовал датчик ионизирующего излучения (дозиметр).Датчик ионизирующего излучения (дозиметр) предназначен для автоматического подсчёта числа попавших в него ионизирующих частиц. Прибор может использоваться для измерения уровня альфа-, бета- и гамма- излучения. Так как прибор оснащен собственным экраном, то его можно использовать независимо от компьютера и других устройств фиксации данных в полевых условиях для определения уровня радиации.

Рис. 7 Датчик ионизирующего излучения (дозиметр)

ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ 1. Диапазоны измерений: . Х1: 0 - 0,5 мР/ч; 0 - 500 циклов/мин (СРМ); . Х2: 0 - 5 мР/ч; 0 - 5000 циклов/мин (СРМ); . Х3: 0 - 50 мР/ч; 0 - 50000 циклов/мин (СРМ). 2. Чувствительность: 1000 циклов/мин/мР/Ч относительно цезия-137. 3. Точность: . при визуальной калибровке: ± 20 % от полной шкалы; . при инструментальной калибровке: ± 10 % от полной шкалы. 4. Калибровка: применяется Цезий-137. 5. Диапазон рабочих температур: 0 - 50 °С. 6. Электропитание: . элемент питания (9В); . средний срок cлужбы элемента питания: 2000 часов при нормальном уровне фоновой радиации.

Ход работы: Для этого мы, в разные месяцы измеряли радиационный фон нашей школы. В зимний период направление ветра направленно в южную сторону (сторона AB).

Рис. 8 План МБОУ СОШ №11

Таб 2.Радиоактивный фон территории МБОУ СОШ №11.

Результаты

В южной стороне измеренный радиоактивный фон больше, чем в северной стороне, а это значит, ветер и осадки и правда переносят разные виды частиц.

Также я провел измерения у канализации (это точки F и K) и показатели дозиметра, там немного выше, а это доказывает то, что именно вода является переносчиком радионуклидов.

3.2.Исследование зависимости поглощенной дозы от расстояния до геометрического центра препарата при плоской геометрии.

Цель работы: исследование зависимости поглощенной дозы от расстояния до геометрического центра препарата при плоской геометрии.

Оборудование: линейка, дозиметр, гидроксид калия.

Ход работы: измерить радиоактивный уровень, отдаляя препарат от дозиметра на каждый сантиметр.

Рис. 9 Результаты зависимости поглощенной дозы от расстояния до геометрического центра препарата при плоской геометрии.

Эксперимент показывает, что при плоской геометрии радиоактивного препарата зависимость поглощённой дозы от расстояния до центра препарата отличается от квадратичной в случае точечного препарата. При плоской геометрии эта зависимость от расстояния более слабая.

Заключение.

Оценки и расчёты показывают, что плотность мощности излучения в области тканей, ближайшего окружения трека превышают в десятки раз допустимые нормы электромагнитной безопасности, что приводит к полной гибели клеток этой области. Но существующий механизм регенерации восстановит убитые клетки и сохранит все функции этих клеток. Главная опасность для организма - наличие шарового слоя клеток, окружающих эту центральную область. Клетки шарового слоя остаются живыми, но мощный электромагнитный импульс, может повлиять на молекулы их ДНК, что может привести к их неправильному развитию и образования их реплик с патологией онкологического характера.

Литература

1. Ш.А.Горбушкин - Азбука физики

2. Г.Д.Луппов - Опорные конспекты и тестовые задания («Учебная литература», 1996);

3.П.В.Глинская - Для поступающих в вузы («Братья Гринины», 1995);

Химическая энциклопедия (Советская Энциклопедия, 1985);

4.Гусев Н. Г., Климанов В. А., Машкович В. П., Суворов А. П. - Защита от ионизирующих излучений;

5.Абрамов А. И., Казанский Ю. А., Матусевич Е. С. Основы экспериментальных методов ядерной физики (3-е изд., перераб. и доп. М., Энергоатомиздат, 1985);

6.Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) (Минздрав России, 2009);

7.Моисеев А. А., Иванов В. И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене (2-е изд., перераб. и доп. М., Атомиздат, 1974);

8.Физическая энциклопедия (Советская энциклопедия, 1994. Т. 4. Пойнтинга-Робертсона);

9.Мухин К. Н. - Экспериментальная ядерная физика (Кн. 1. Физика атомного ядра. Ч. I. Свойства нуклонов, ядер и радиоактивных излучений. — М.: Энергоатомиздат, 1993);

10.Биофизические характеристики тканей человека. Справочник/Березовский В.А. и др.; Киев: Наукова думка, 1990.-224 с.

Различают радиоактивные препараты для медико-биологических исследований, диагностические, лечебные и источники излучений для гамма-аппаратов.
В медико-биологических исследованиях могут быть применены сотни неорганических и органических соединений, меченных 14С, 3Н, 32Р, 35S, 131J и другими радиоактивными изотопами. Наибольшее значение имеют меченые аминокислоты, их аналоги и производные, алкалоиды, витамины, антибиотики, углеводы и их производные, компоненты нуклеиновых кислот, стероиды и стероидные гормоны.
Для мечения диагностических радиоактивных препаратов, как правило, используют радиоактивные изотопы с коротким периодом полураспада. В случае мечения долгоживущими изотопами применяют соединения, быстро выводящиеся из организма (витамин В12- Со58, неогидрин -Hg2O3 и др.). Некоторые диагностические короткоживущие радиоактивные препараты с изотопами иттрия-90, технеция-99м, йода-132, галлия-68, индия-115м получают путем несложных манипуляций непосредственно в медицинских учреждениях из специальных генераторов как дочерние продукты распада соответствующих долгоживущих радиоактивных изотопов. Диагностические радиоактивные препараты метят гамма-, бета- и позитронными излучателями. Радиоактивные препараты, испускающие альфа-частицы, для этой цели не пригодны. Радиоактивные препараты применяют в виде истинных и коллоидных растворов, суспензий, белковых веществ, жиров, газов и др. Лечебные радиоактивные препараты предназначены для лучевой терапии главным образом злокачественных опухолей, а также некоторых заболеваний кожи. К ним относятся дисперсные радиоактивные препараты (коллоидные растворы, суспензии, эмульсин), дискретные источники излучения (аппликаторы, точечные и линейные источники-препараты, рассасывающиеся в организме), органотропные и туморотропные вещества (химические элементы, обладающие тропностью к определенным органам и тканям, антитела, комплексообразователи и др.). В лечебных радиоактивных препаратах используют бета- и гамма-активные изотопы (60Со, 137Cs, 32Р, 90Sr, 90Y, 198Au и др.). Эти препараты в ряде случаев позволяют обеспечить облучение опухоли в достаточной тканевой дозе при минимальном лучевом воздействии на окружающие здоровые ткани. В зависимости от локализации патологического очага радиоактивные препараты применяют в виде аппликаций на кожу и слизистые оболочки или вводят в ткани, полости, внутривенно или в лимфатические сосуды. Для зарядки гамма-терапевтических аппаратов используют источники, приготовленные из кобальта-60 и цезия-137. Они обладают наиболее выгодными свойствами для гамма-терапии: относительно большой период полураспада, монохроматичность и высокая энергия гамма-излучения и более выгодное по сравнению с обычным рентгеновским излучением глубинное распределение поглощенной энергии в облучаемых тканях.
Эти же изотопы применяют в установках для лучевой стерилизации.

Радиоактивность препаратов можно определить абсолютным, расчетным и относительным (сравнительным) методом. Последний наиболее распространен.

Абсолютный метод. Тонкий слой исследуемого материала наносится на специальную тончайшую пленку (10-15 мкг/см²) и помещается внутрь детектора, в результате чего используется полный телесный угол (4p) регистрации вылетающих, например, бета-частиц и достигается почти 100% эффективность счета. При работе с 4p-счетчиком не нужно вводить многочисленные поправки, как при расчетном методе.

Активность препарата выражается сразу в единицах активности Бк, Кu, мКu и т.д.

Расчётным методом определяют абсолютную активность альфа и бета излучающих изотопов с применением обычных газоразрядных или сцинтилляционных счетчиков.

В формулу для определения активности образца введен ряд поправочных коэффициентов, учитывающих потери излучения при измерении.

А = N/w×e×k×r×q×r×g m×2,22×10¹²

A - активность препарата в Кu;

N - скорость счета в имп/мин за вычетом фона;

w - поправка на геометрические условия измерения (телесный угол);

e- поправка на разрешающее время счетной установки;

k- поправка на поглощение излучения в слое воздуха и в окне (или стенке) счетчика;

r- поправка на самопоглощение в слое препарата;

q - поправка на обратное рассеяние от подложки;

r - поправка на схему распада;

g- поправка на гамма-излучение при смешанном бета - гамма-излучении;

m - навеска измерительного препарата в мг;

2,22×10¹² -переводной коэффициент от числа распадов в минуту к Ки (1 Ки = 2,22*10¹² расп/мин).

Для определения удельной активности необходимо активность, приходящуюся на 1 мг перевести на 1 кг.

Ауд = А*106 , (Кu/кг)

Препараты для радиометрии могут быть приготовлены тонким, толстым или промежуточным слоем исследуемого материала.

Если исследуемый материал имеет слой половинного ослабления - D1/2,

то тонкие - при d<0,1D1/2, промежуточные - 0,1D1/24D1/2.

Все поправочные коэффициенты сами в свою очередь зависят от многих факторов и в свою очередь рассчитываются по сложным формулам. Поэтому расчетный метод очень трудоемок.

Относительный (сравнительный) метод нашел широкое применение при определении бета-активности препаратов. Он основан на сравнении скорости счета от эталона (препарат с известной активностью) со скоростью счета измеряемого препарата.

При этом должны быть полностью идентичные условия при измерении активности эталона и исследуемого препарата.

Апр = Аэт* Nпр/Nэт, где

Аэт - активность эталонного препарата, расп/мин;

Апр - радиоактивность препарата (пробы), расп/мин;

Nэт - скорость счета от эталона, имп/мин;

Nпр - скорость счета от препарата (пробы), имп/мин.

В паспортах на радиометрическую и дозиметрическую аппаратуру указано обычно, с какой погрешностью производятся измерения. Предельная относительная погрешность измерений (иногда ее называют основной относительной погрешностью) указывается в процентах, например, ± 25%. Для разных типов приборов она может быть от ± 10% до ± 90% (иногда указывается отдельно погрешность вида измерения для разных участков шкалы).

По предельной относительной погрешности ± d% можно определить предельную абсолютную погрешность измерения. Если сняты показания прибора А, то абсолютная погрешность DА=±Аd/100. (Если А=20 мР, а d = ±25%, то реально А= (20 ± 5)мР. Т.е. в пределах от 15 до 25 мР.

1. Ветеринарно-санитарная экспертиза молока и яиц при радиационных поражениях.

Поступая в организм животных, радиоизотопы уже в первые часы и дни в значительном количестве начинают выводиться из него, появляясь в кале, моче, молоке, яйцах, шерсти. Установлено, что у коров с молоком может выделяться: йода-131 - до 8% от полученной дозы, стронциия-90 - до 1,9%, цезия-137 - до 9,3. У коров с суточным удоем 15-20 кг относительное количество изотопов больше, чем у низкоудойных. Повышается выделение изотопов и при вскармливании животным сочных кормов (иногда на 70%), а при даче свеклы, брюквы и других овощей семейства капустных, содержащих тиацианат, выведение йода-131 уменьшается. По сообщениям Г. К. Вокке-на (1973), введение в рацион стабильного йода до 2,0 г в сут. может снизить выход йода-131 с молоком на 50%. При этом снижается и поражаемость щитовидной железы. Выведение стронция-90 бывает большим в первые месяцы лактации.
Радиационные поражения в значительной степени влияют на продуктивность молочных животных и состав молока. При внутреннем облучении коров дозой в 3 Ки в первые сутки удой снижается на 33%, на 10-е - на 52%, на 30-е - на 85% (Н. Н. Акимов, В. Г. Ильин, 1984). При тяжелой степени лучевой болезни от внешнего облучения к 7 сут. продуктивность падает на 50%, а за несколько сут. до смерти - прекращается полностью.
Изменяется и состав молока: увеличиваются СОМО (в 1,5 раза), удельный вес, кислотность, количество кальция; снижаются жирность (на 20%) и антибактериальные свойства. При ветеринарно-санитарной оценке молока от животных, больных лучевой болезнью, вызванной внутренним облучением, дополнительно учитывают данные радиометрии. В случае превышения предельно допустимых уровней загрязнения молока радиоизотопами оно подлежит дезактивации. Так же поступают с молоком здоровых животных, подвергшихся механическому загрязнению РВ при хранении или

Транспортировке, наведенной радиоактивности. Молоко, полученное от животных, больных лучевой болезнью от внешнего облучения, при положительной общей оценке его доброкачественности может использоваться без ограничений.
Радиоизотопы йода-131 и стронция-90 на 80-90% связаны с белковой фракцией молока, цезий-137 находится в ионной форме. Эти данные имеют существенное значение при дезактивации молока.
При этом получаются относительно чистыми масло и творог. Сыворотка оценивается как конфискат, подлежащий или дальнейшей дезактивации через фильтры ионообменных смол, или разбавлению «чистой» сывороткой до допустимых уровней радиоактивности и скармливанию животным. Снижение радиоактивности молока за счет распада короткоживущих изотопов при длительном хранении можно получить при его переработке на сгущенное и сухое. При загрязнении молока долгоживущими изотопами его дезактивируют фильтрацией через ионообменные смолы, ионитным путем сепарирования.
Без опасности вызвать радиационное поражение животных можно выпасать при уровне радиации в 0,5 Р/ч, но чтобы получить незагрязненное радиоизотопами молоко - лишь при уровне радиации в 0,1 Р/ч.
В случае контактного загрязнения радиоизотопами (оседание на поверхности готовых продуктов), твердых молокопродуктов масла сливочного, сыров и др. - их дезактивацию проводят срезанием поверхностного слоя на глубину 2-3 мм. Делают это тонкой стальной проволокой, длинным ножом или скребком. После чего проводят контрольную дозиметрию продукта.
Яичник кур является критическим органом для йода-131,равнозначным щитовидной железе, поэтому при поступлении в организм кур РВ в желтке яйца откладывается до 3,25% радиойода, введенного в организм. В белке будет депонироваться до 9,25% цезия-137, а в скорлупе - до 37,5% стронция-89 и стронция-90. Всего активность яйца может составить в первые сутки после взрыва до 50% общей активности суточной дозы. На 19-е сут., если взять активность яйца за 100%, она изменится следующим образом: на долю стронция придется 93,4%, цезия - 2,9, йода-3,7%.
Загрязнение скорлупы стронцием может быть и механическим (на поверхности) при прохождении яйца через клоаку, куда нерезервированная часть стронция поступает с калом.
При разовой дозе в 3 мКи/кг яйцекладка может прекратиться на 19-е сутки. Бели же вводить эту же дозу дробно в течение 10 сут., яйцекладка прекращается через 41 сут.
Дезактивация яиц производится за счет самораспада изотопов при длительном хранении. Учитывая тропность определенных изотопов к различным частям яйца и их различные константы физического распада, проводят раздельную переработку белка и желтка в яичный порошок с закладкой его на хранение до спада активности в пределах допустимых величин. При этом радиоактивность белка яйца уменьшается в 10 раз за 43 сут., а желтка - за 14 сут. хранения. Скорлупа яйца, содержащая значительное количество стронция-90, представляет опасность повторного внутреннего облучения кур за счет ее поедания, что возможно при недостатке кальция в рационе. Лучше всего ее закапывать с покрытием слоем земли не менее 70 см и установлением на этом месте знака «Заражено РВ. Дата и уровень радиации». (В мирное время все отходы, загрязненные, утилизируются в порядке, предусмотренном специальной инструкцией.)
В случае внешнего облучения кур, яйцекладка почти не изменяется. При тяжелой степени лучевой болезни она прекращается с наступлением времени разгара. Яйца, полученные от кур при внешнем облучении, выпускаются для пищевых целей без ограничений.
По данным В. А. Верхолетова и В. П. Фролова, в волосяных фолликулах, сальных железах и других элементах кожи при облучении животных происходят структурно-морфологические изменения атрофического порядка, при внешнем облучении приводящие к выпадению волос (шерсти), особенно у овец. Эти изменения способствуют снижению качества шкур и шерсти. Так, при легкой и средней степени лучевой болезни, инкорпорации йода-131 уменьшается настриг шерсти, ее густота, длина, тонина, толщина и прочность овчины. При попадании радиоизотопов непосредственно на кожу возникают бетта-ожоги. Если облучение животных внутреннее, кожа содержит значительное количество изотопов, создающих активность, почти равную удельной активности тканей мышц. Определенное количество изотопов (меньше, чем в коже) депонируется и в волосяном покрове. Следовательно, шкура и шерсть подлежат радиометрическому и дозиметрическому контролю.
Основной способ дезактивации шерсти - самораспад изотопов при длительном ее хранении, а для шкур, кроме этого, - мокрый посол или пикелевание.

Заказать написание уникльной работы

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">Тема: Методы определения радиоактивности препаратов

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">Вопросы: " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">1. Абсолютный метод измерения радиоактивности

2. Расчетный метод измерения радиоактивности

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> 3. Относительный метод измерения радиоактивности

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">Абсолютный метод измерения радиоактивности

Абсолютный метод применяют при отсутствии необходимых образцовых источников для измерения препаратов относительным методом или в случае неизвестного изотопного состава радионуклидов, содержащихся в исследуемой пробе.

При радиометрии препаратов абсолютным методом применяют установки, позволяющие регистрировать все бета-частицы, образующиеся при распаде радионуклидов, или точно установленную часть их. К таким приборам относятся установки с торцовыми или 4  -счетчиками (например, радиометр 2154-1М "Протока", УМФ-3 и др.). Измеряемый препарат помещают внутрь счетчика и со всех сторон окружают рабочим объемом газа. Благодаря этому улавливаются и регистрируются почти все бета-частицы, вылетающие из препарата, т. е. практически достигается почти 100 %-ная эффективность счета. Таким образом, при работе с таким счетчиком поправки на поглощение и рассеяние в препарате и подложке сводят к минимуму. Но детекторы подобного типа сложнее, чем газоразрядные счетчики.

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">Для определения абсолютной активности на установках с 4 ;font-family:"Symbol"" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">-счетчиками исследуемый материал наносят тонким слоем на специальные пленки (ацетатные, коллоидные и др.) толщиной 10-15 мкг/см ;vertical-align:super" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">2 " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">. Для повышения точности измерения (лучше 10-15 %) пленки-подложки металлизируют нанесением металлического слоя с помощью специальных распылительных установок, например универсальной вакуумной распылительной установки УВР-2. Толщина нанесенного металлического слоя должна быть 5-7 мкг/см ;vertical-align:super" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">2 " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">. Коэффициент пересчета (К) в этом случае будет равен 4,5 ;font-family:"Symbol"" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">10 ;vertical-align:super" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">-13 " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> Ки/(имп/мин).

Расчетный метод измерения радиоактивности

Расчетный метод применяют, если для измерения используют установки с торцовыми счетчиками. Для этого препараты помещают под окошко счетчика на расстоянии 20-30 мм от него. Бета-излучатели с малой энергией следует располагать на расстоянии 6-7 мм от счетчика. Для сопоставления скорости счета с активностью вводят в результаты измерения ряд поправочных коэффициентов, учитывающих потери излучения при радиометрии.

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">Абсолютную активность препаратов А ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">пр " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">(Ки) тонкого и промежуточного слоев определяют по формуле:

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> " xml:lang="en-US" lang="en-US">N ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">0

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">А ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">пр " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">=

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> 2,22 ;font-family:"Symbol"" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">10 ;vertical-align:super" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">12 ;font-family:"Symbol"" xml:lang="en-US" lang="en-US"> " xml:lang="en-US" lang="en-US">KP ;font-family:"Symbol"" xml:lang="en-US" lang="en-US"> " xml:lang="en-US" lang="en-US">mqr ;vertical-align:super" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">где " xml:lang="en-US" lang="en-US">N ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">0 " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> - скорость счета препарата (без фона), имп/мин; ;font-family:"Symbol"" xml:lang="en-US" lang="en-US"> " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> - коэффициент, учитывающий геометрический фактор измерения; ;font-family:"Symbol"" xml:lang="en-US" lang="en-US"> " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> - поправка на разрешающее время счетчика; К - коэффициент, учитывающий поглощение бета-излучения в слое воздуха и материале окошка счетчика; Р - коэффициент самопоглощения бета-излучения в материале препарата; ;font-family:"Symbol"" xml:lang="en-US" lang="en-US"> " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> - поправка на гамма-излучение при смешанном излучении; " xml:lang="en-US" lang="en-US">m " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> – масса измеряемого препарата; " xml:lang="en-US" lang="en-US">q " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> - коэффициент, учитывающий обратное рассеяние бета-излучения от алюминиевой подложки; " xml:lang="en-US" lang="en-US">r ;vertical-align:super" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> - поправка на схему распада.

Коэффициент r , учитывающий поправку на схему распада, т. е. относительное содержание бета-излучения в препарате, для многих бета-излучателей равен 1. Для радионуклида калия-40 коэффициент г равен 0,88, так как из 100 % актов распада 88 % приходится на бета-распад, а 12 % - на К-захват, сопровождающийся гамма-излучением.

При определении удельной активности формула принимает вид:

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> 1 ;font-family:"Symbol"" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">10 ;vertical-align:super" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">6 ;font-family:"Symbol"" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> " xml:lang="en-US" lang="en-US">N ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">0

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">А ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">пр " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">=

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> 2,22 ;font-family:"Symbol"" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">10 ;vertical-align:super" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">12 ;font-family:"Symbol"" xml:lang="en-US" lang="en-US"> " xml:lang="en-US" lang="en-US">KP ;font-family:"Symbol"" xml:lang="en-US" lang="en-US"> " xml:lang="en-US" lang="en-US">mqr ;vertical-align:super" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">

где, 1  10 6 - переводной коэффициент при пересчете на 1 кг при измерении m в мг.

Относительный метод измерения радиоактивности

Относительный метод определения радиоактивности препаратов основан на сравнении скорости счета от эталона (препарат с известной активностью) со скоростью счета измеряемого препарата. Преимущество этого метода в простоте, оперативности и удовлетворительной достоверности. В качестве эталона используют радионуклиды, идентичные или близкие по физическим свойствам радионуклидам, содержащимся в измеряемых препаратах (энергия излучения, схема распада, период полураспада). Измерения эталона и препарата проводят в одинаковых условиях (на одной и той же установке, с одним и тем же счетчиком, на одинаковом расстоянии от счетчика, на подложке из одного материала и одинаковой толщины, препарат и эталон должны иметь одинаковые геометрические параметры: площадь, форму и толщину).

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">Желательно иметь в качестве эталона долгоживущий радиоактивный изотоп, т.к. его можно использовать длительное время без внесения поправок. При радиометрии проб объектов внешней среды, содержащих бета-излучающие радионуклиды, в качестве эталона используют калий-40, стронций-90 + иттрий-90, Т " xml:lang="en-US" lang="en-US">h " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">-234. Для изготовления эталона из калия-40 применяют химически чистые соли КС1 или " xml:lang="en-US" lang="en-US">K ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">2 " xml:lang="en-US" lang="en-US">SO ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">4 " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">. ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">Сначала измеряют скорость счета от эталона " xml:lang="en-US" lang="en-US">N ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">эт " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> затем скорость счета от препарата " xml:lang="en-US" lang="en-US">N ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">пр " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">. Исходя из того, что скорость счета от эталона пропорциональна активности эталона, а скорость счета от препарата - активности препарата, находят радиоактивность исследуемого препарата.

А эт N пр

А эт  N эт = А пр  N пр  А пр =

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> " xml:lang="en-US" lang="en-US">N ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">эт

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">где А ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">эт " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> - радиоактивность эталона, расп/мин; А ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">пр " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> - радиоактивность препарата (пробы), расп/мин; " xml:lang="en-US" lang="en-US">N ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">эт " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">- скорость счета от эталона, имп/мин; " xml:lang="en-US" lang="en-US">N ;vertical-align:sub" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">пр " xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU"> -скорость счета от препарата (пробы), имп/мин.

" xml:lang="ru-RU" lang="ru-RU">Сравнительный метод дает удовлетворительные по точности результаты, если известно, что радионуклидный состав измеряемой пробы одинаковый или близкий к эталонному.

РАДИОАКТИВНЫЕ ПРЕПАРАТЫ - радиоактивные вещества, содержащие радиоактивные нуклиды, изготовленные в разнообразных формах и предназначенные для различных целей. В медицине Р. п. используются для диагностики заболеваний, а также лечения гл. обр. злокачественных новообразований.

Различают две группы Р. п.- закрытые и открытые.

Закрытые Р. п. заключены в оболочку из нетоксичного материала (платины, золота, нержавеющей стали и др.), препятствующую непосредственному контакту радиоактивного вещества с окружающей средой. У гамма-излучающих Р. п. оболочка выполняет функцию фильтра для бета-излучения (см.) и низкоэнергетического гамма-излучения (см.). Эти препараты применяют для аппликационной, внутритканевой и внутриполостной лучевой терапии (см.). Наиболее часто применяют гамма-излучающие Р. п., в которых в качестве радионуклидов используют искусственные радиоактивные изотопы кобальта (60 Co), золота (198 Au), тантала (182 Ta), цезия (131 Cs) и др. В прошлом широко использовался естественный радиоактивный нуклид радий. Применяют также препараты радиоактивного изотопа калифорния (252 Cf), являющегося в основном источником быстрых нейтронов (см. Нейтронная терапия). Закрытые Р. п. отличаются большим разнообразием внешней формы. Наибольшее распространение получили линейные Р. п. в виде игл и трубочек (цилиндров). Иглы представляют собой полые цилиндры, один конец которых заострен, а на другом имеется ушко для продергивания нити. Внутрь иглы помещают отрезки проволоки (штифты) диаметром, как правило, менее 1 мм из сплава никеля и кобальта, содержащего радиоактивный 60Со. Длина штифта называется активной длиной Р. п. В стандартные наборы входят кобальтовые иглы с длиной штифта от 5 до 50 мм, а общая длина игл - от 13,5 до 58,5 мм. Трубочки (цилиндры) отличаются от игл тем, что не имеют заостренного конца, активная длина их колеблется от 10 до 60 мм. В линейных Р. п. радионуклид распределен либо равномерно по всей длине - 0,0625 мкюри/мм (2,3 МБк/мм), либо неравномерно с повышенной линейной активностью на концах. Разновидностью линейных Р. п. являются отрезки кобальтовой, танталовой или иридиевой проволоки очень малого размера (диам. 0,7 мм, длина 3 мм), покрытой слоем золота или платины, которые вводят в нейлоновые полые нити (трубки). Используют также препараты 198Au, имеющие форму гранул диам. 0,8 мм и длиной 2,5 мм, поверхность которых покрыта слоем платины. Активность каждой гранулы порядка 3,5 мкюри (130 МБк). Помимо линейной, закрытые Р. п. могут иметь сферическую форму со сквозным отверстием в центре для продевания нити (радиоактивные бусы).

Иногда для поверхностных аппликаций предварительно из легко формующегося материала (воска, пластмассы) изготавливают муляж, повторяющий форму части поверхности, подвергающейся облучению. Этот муляж с внедренными в него закрытыми Р. п. называют радиоактивной маской. При внутритканевой лучевой терапии закрытые Р. п. в виде игл, штырьков, гранул, нейлоновых нитей внедряют непосредственно в ткань опухоли с помощью специальных инструментов (см. Радиологический инструментарий , Радиохирургия). При внутриполостной лучевой терапии (см. Гамма-терапия) закрытый Р. п. линейной формы вводят в эндостат - полую трубку, предварительно введенную в матку, мочевой пузырь, прямую кишку и др.

Открытые Р. п. - радионуклиды, находящиеся в различных агрегатных состояниях (истинные и коллоидные р-ры, газы, суспензии, рассасывающиеся нити и пленки), вступающие при их использовании в непосредственный контакт с органами и тканями, т. е. участвующие в обмене веществ и деятельности отдельных органов и систем. Открытые Р. п. применяют с диагностической и лечебной целями. Для диагностики используют препараты радионуклидов с коротким эффективным периодом полураспада (см.), что обусловливает незначительную лучевую нагрузку на организм. Они характеризуются отсутствием токсического действия и наличием бета- или гамма-излучения, к-рое может быть зарегистрировано методами радиометрии (см.). Наиболее широко применяют при исследовании функций почек, печени, головного мозга, легких и других органов, центральной и периферической гемодинамики различные соединения, меченные изотопами технеция (99m Tc), йода (131 I), индия (111 In, 113m In), а также газообразные Р. п. ксенона (133 Xe), криптона (85 Kr), кислорода (15 O) и др. Введение Р. п. в зависимости от их формы осуществляется путем приема внутрь, внутривенного введения, вдыхания и др. (см. Радиофармацевтические препараты).

С леч. целью открытые Р. п. чаще всего используют в виде коллоидных р-ров (см. Радиоактивные коллоиды). Выбор радионуклида определяется небольшим (желательно не более нескольких дней) периодом полураспада, небольшим эффективным периодом полувыведения соединения, подходящими физическими свойствами используемого излучения и отсутствием токсического действия на организм. Наиболее полно этим требованиям отвечают радиоактивные изотопы иттрия (90 Y), фосфора (32 P) и золота (198 Au). В ткань опухоли открытые Р. п. вводят путем инъекции с помощью защитных шприцев (см. Бета-терапия),

Р. п. изготавливаются промышленным способом и поставляются в леч. учреждения. Р. п. содержат в специальных защитных помещениях - хранилищах, откуда в транспортных свинцовых контейнерах доставляют в радиоманипуляционные (см. Радиологическое отделение). Подготовку и разведение открытых Р. п. производят в специальных боксах, вытяжных шкафах и радиоманипуляционных камерах, чтобы исключить возможность попадания радиоактивных изотопов на поверхность тела или внутрь организма медперсонала в результате загрязнения рук, инструментов, вдыхаемого воздуха (см. Противолучевая защита , Радиологическое защитно-технологическое оборудование).

Библиография: Зедгенидзе Г. А. и Зубовский Г. А. Клиническая радиоизотопная диагностика, М., 1968; Павлов А. С. Внутритканевая гамма- и бетатерапия злокачественных опухолей, М., 1967; Afterloading, 20 years of experience, 1955-1975, ed. by В. Hilaris, N. Y., 1975.

В. С. Даценко, М. А. Фадеева.