|
Стр. 4
примесей выражают в процентах к активности основного нуклида на
определенную дату.
Дочерние радионуклиды, образующиеся в результате
радиоактивного распада материнского (основного) радионуклида, не
считаются радионуклидными примесями: например, ксенон - 131m не
131
рассматривается как радионуклидная примесь к I.
Радиохимическая чистота - это отношение активности радионуклида
в основном химическом веществе, составляющем препарат, к общей
активности радионуклида в этом препарате, выраженное в процентах.
Радиохимические примеси - примеси химических соединений,
отличных от основного вещества, составляющего препарат, но
содержащих тот же радионуклид. Величину радиохимических примесей,
т.е. активность содержащегося в них радионуклида, выражают в
процентах к общей активности радионуклида в препарате.
Препарат радионуклида без носителя - препарат, не содержащий
стабильных изотопов элемента, к которому принадлежит данный
радионуклид. Однако препараты, называемые препаратами радионуклида
без носителя, иногда содержат незначительные количества стабильных
изотопов того же элемента или его химического аналога. Источником
их могут быть побочные ядерные реакции, примеси химических
элементов, содержащиеся в реактивах, применяемых при химических
операциях, и т. д.
Радиоактивный препарат, в котором имеются как радиоактивные,
так и стабильные изотопы данного элемента или химического аналога,
называется препаратом с носителем.
Единицы активности и энергии
По Международной системе единиц (СИ) активность нуклида в
препарате выражается числом распадов в 1 с. Единицей активности
является беккерель. Беккерель (Бк) - активность нуклида, равная
-1
одному ядерному превращению в 1 с. Размерность беккереля - с .
Для выражения активности лечебно - диагностических препаратов
используются кратные десятичные единицы мегабеккерель (МБк) и
6 9
гигабеккерель (ГБк): 1 МБк=10 Бк; 1 ГБк=10 Бк.
В течение длительного времени до введения системы СИ
применялась и разрешена к применению в переходный период
специальная единица активности кюри (Ки) и ее кратные и дольные
единицы. Для характеристики радиофармацевтических препаратов
наиболее употребительной дольной единицей активности является
10 -11
милликюри (мКи). 1 Ки = 3,7 х 10 Бк; 1 Бк = 2,703 х 10 Ки;
1 мКи = 37 МБк. Единицей измерения энергии ионизирующих излучений,
как и любого вида энергии, в Международной системе (СИ) является
джоуль (Дж).
Для энергии отдельных частиц и фотонов применяется
внесистемная единица электронвольт и десятичные кратные ей
-19
единицы. 1 эВ = 1,60219 х 10 Дж (приближенно)~= 0,16 аДж.
-16
Соответственно 1 кэВ ~= 1,6 х 10 Дж = 0,16 фДж; 1 МэВ ~=
-13
1,6 х 10 Дж = 0,16 пДж.
Основные ядерно - физические характеристики радионуклидов
Возможные при распаде радионуклида ядерные переходы,
характеристики основных и возбужденных состояний, характеристики
испускаемых ионизирующих излучений и их интенсивности обычно
представляют в виде диаграммы, называемой схемой распада.
Численные данные, характеризующие ядерные состояния, распад
радионуклида и энергетическую разрядку ядра - продукта, называют
соответственно схемными данными. Не все схемные данные нужны при
работе с радиофармацевтическими препаратами, а лишь часть из них,
которые ниже называются основными. К ним относятся период
полураспада, вид, энергетическая характеристика и интенсивность
всех компонентов ионизирующего излучения, возникающего как при
распаде радионуклида, так и при энергетической разрядке ядра -
продукта. Кроме того, для ядерной медицины важны и характеристики
рентгеновского излучения атома, образующегося в результате распада
радионуклида.
Указанные основные ядерно - физические характеристики и
характеристики сопровождающего распад рентгеновского излучения для
радионуклидов, входящих в РФП, а также используемых в составе
образцовых радиоактивных растворов и источников, применяемых для
аттестации РФП, приведены в прилагаемой "Таблице физических
характеристик некоторых радионуклидов". При этом бета - излучение
характеризуется граничной энергией, средней энергией и
интенсивностью, моноэнергетические излучения - энергией и
интенсивностью отдельных линий. Интенсивность каждого компонента
излучения выражена числом частиц или фотонов, приходящихся на 100
актов распада.
В целях унификации используемых на практике схемных данных и
обеспечения единства измерений в частных фармакопейных статьях,
посвященных конкретным РФП, и в другой нормативно - методической
документации, связанной с выпуском этих препаратов, следует
использовать значения физических параметров радионуклидов,
приведенные в таблице, прилагаемой к настоящей фармакопейной
статье.
При отсутствии в ФС "Радиоактивность" сведений о том или ином
радионуклиде данные о его схеме распада (период полураспада, вид,
энергия, относительная интенсивность излучения) и сопровождающему
рентгеновскому излучению следует приводить на основе оценки
отечественных и зарубежных справочных данных последних лет.
Защита от излучений
При работе с радиоактивными препаратами необходима
соответствующая защита от излучения этих препаратов. Защита имеет
своей целью предохранение людей от вредного воздействия радиации,
а также снижение фоновых показаний измерительных приборов,
регистрирующих ионизирующее излучение.
Защита от внешнего альфа- и бета - излучения радиоактивных
препаратов осуществляется сравнительно просто вследствие малой
проникающей способности этих излучений. Альфа и бета - излучение
характеризуется определенной величиной пробега альфа- и бета -
частиц, т. е. расстоянием, на которое они могут проникать в
вещество. Пробег альфа - частиц в воздухе не превышает нескольких
сантиметров. Альфа - частицы поглощаются резиновыми перчатками,
одеждой, стенками стеклянной ампулы и т. п. Пробег бета - частиц в
воздухе в зависимости от их энергии составляет величину от
сантиметров до нескольких метров. Для защиты от бета - излучения
применяют материалы с малым атомным номером, например специальные
экраны из плексигласа, контейнеры из алюминия и пластмасс и т. п.
Однако при работе с высокоактивными препаратами следует принимать
меры для защиты от тормозного излучения - вторичного излучения,
возникающего при прохождении бета - частиц через вещество. По
своей природе тормозное излучение является фотонным ионизирующим
излучением. Поэтому при работе с высокоактивными бета -
препаратами применяют комбинированную защиту, в которой внутренний
слой (со стороны источника) делается из вещества с малым атомным
номером для поглощения бета - излучения, а внешний - из вещества с
большим атомным номером для ослабления тормозного излучения.
Гамма - излучение в отличие от альфа- и бета - излучения не
характеризуется определенным пробегом в веществе - оно поглощается
по мере прохождения через вещество по экспоненциальному закону.
Наиболее эффективно поглощают гамма - излучение вещества с большим
атомным номером, например свинец. Гамма - излучение определенной
энергии можно характеризовать толщиной слоя половинного ослабления
в веществе. Это та толщина защитного материала, которая ослабляет
первоначальную интенсивность излучения в 2 раза. Через защитный
материал, толщина которого равна 7 слоям половинного ослабления,
проходит около 1% излучения незащищенного источника.
Защита от гамма - излучения радиоактивных препаратов
достигается не только применением поглощающих экранов, но также и
путем увеличения расстояния от препарата.
Проверка радионуклидов на подлинность
Каждый радионуклид и ядерный изомер характеризуются своим
периодом полураспада и специфическими, присущими только ему
спектрами ионизирующих излучений. К ним относятся спектры альфа-,
бета-, гамма - излучения, конверсионных и Оже - электронов,
тормозного излучения, характеристического рентгеновского
излучения.
Форму и количественные характеристики каждого спектра, а также
значение T1/2 используют для проверки подлинности радионуклида.
Индивидуальными характеристиками радионуклидов могут служить
также аппаратурные спектры, снимаемые в строго воспроизводимых
условиях; их используют для определения подлинности радионуклидов
в РФП во всех подходящих случаях.
Подлинность радионуклида в препарате считают подтвержденной,
если аппаратурный спектр ионизирующего излучения, снятый с
источником, приготовленным из данного РФП, идентичен спектру,
полученному с образцовым источником или источником, приготовленным
из образцового раствора с тем же радионуклидом, и снятому в тех же
условиях. Естественно, предполагается, что спектр должен быть
исправлен на вклад от радионуклидных примесей, если они имеются в
РФП.
Если отсутствует аппаратура для снятия нужных спектров, для
целей идентификации радионуклида можно использовать методики,
позволяющие получать отдельные характеристики спектров
ионизирующих излучений.
Так, для идентификации чистых бета - излучателей рекомендуется
определять граничные энергии бета - спектров или зависящие от них
параметры. Например, идентификацию проводят с помощью кривых
поглощения бета - излучения в алюминии по величине слоя
половинного ослабления следующим образом. Используя установку с
торцовым счетчиком в строго определенных экспериментальных
условиях, находят зависимость скорости счета от толщины слоя d
алюминиевого поглотителя, помещаемого между источником и окном
счетчика, в непосредственной близости к счетчику. Толщину слоя
поглотителя принято выражать массой, приходящейся на единицу
поверхности поглощающего слоя, в мг/кв. см.
Кривая поглощения, представляющая собой зависимость логарифма
скорости счета log n от толщины d поглотителя, имеет прямолинейный
а
участок. По нему с помощью формулы (5) определяют величину слоя
половинного ослабления d1/2 в мг/кв. см:
log 2
а
d1/2 = -------, (5)
В
где В - коэффициент при d в формуле log n = C - Bd,
а
определяющей прямолинейный участок.
Для определения подлинного значения d1/2 для данного
радионуклида аналогичные измерения проводят с источником тех же
размеров, формы и толщины и примерно той же активности,
приготовленным из образцового раствора с этим радионуклидом.
При отсутствии образцовых источников и растворов с требуемым
радионуклидом для установления подлинности радионуклида в РФП
следует определять конкретные значения энергий отдельных линий
спектра ионизирующего излучения и их интенсивностей, граничных
энергий спектров бета - излучения, периодов полураспада и
сравнивать их со справочными данными. При этом предпочтение
отдается данным, представленным в прилагаемой к статье таблице для
всех перечисленных в ней нуклидов.
Для определения периода полураспада измеряют величину
активности (или любой пропорциональной ей величины, например
скорости счета, площади участка спектра и т. д.) в зависимости от
времени. Детектор выбирают в зависимости от вида излучения,
испускаемого анализируемым нуклидом. Измерения проводят при строго
фиксированном расположении источника относительно детектора
излучения при условии регулярного контроля за стабильностью
показаний применяемой аппаратуры с помощью источника с
долгоживущим радионуклидом. Длительность и число измерений
определяют для каждого конкретного случая.
Измерение активности
Измерение активности радионуклидов в радиофармацевтических
препаратах проводят по бета- или гамма - излучению, а также
рентгеновскому излучению в зависимости от типа излучения,
испускаемого данным нуклидом. Для нуклидов, распад которых
51
сопровождается испусканием гамма - излучения (например, Cr,
67 99m 113m 131
Gа, Тс, In, I и др.), измерения проводят по
гамма - излучению. Для нуклидов, распад которых не сопровождается
испусканием гамма - излучения или испускаемое ими гамма -
32 90
излучение малоинтенсивно (например, Р, Y и др.), измерения
проводят по бета - излучению.
Измерения выполняют относительным методом путем сопоставления
показаний применяемого прибора при измерении источника,
приготовленного из анализируемого препарата, и образцового
источника, или с использованием градуировочных коэффициентов,
устанавливаемых периодически для данной аппаратуры с помощью
образцовых источников и растворов.
В большинстве случаев образцовый источник с указанным
радионуклидом используется не при повседневных измерениях, а при
градуировке измерительной установки. Полученное в процессе
градуировки значение градуировочного коэффициента "хранится" с
помощью контрольного источника с долгоживущим радионуклидом.
Повторная переградуировка установки проводится 1 - 2 раза в год.
Во всех случаях активность источников для измерений должна быть
оптимальной для используемой аппаратуры. Это значит, что источники
нужно приготавливать столь большой активности, чтобы иметь
многократное превышение над фоном, но в то же время активность их
не должна быть велика настолько, чтобы требовалось вводить
значительную поправку на разрешающее время используемой установки.
Для того чтобы получать достаточно точно значения больших
поправок, необходимо проверить, к какому типу относится мертвое
время используемой установки: постоянному, продлевающемуся,
зависящему от загрузки, амплитуды выходного импульса с детектора и
т.д. В общем случае можно рекомендовать определение мертвого
времени в зависимости от загрузки с помощью короткоживущего
радионуклида. При постоянном мертвом времени или в случае малых
поправок поправку следует вводить по формуле:
1
Nи = N -------------,
Nt (6)
1 - ---- "тау"
t
где Nи - истинное число импульсов от детектора ионизирующих
излучений, попадающих в выбранный интервал амплитуд, за время t; N
- число импульсов, зарегистрированных в этом интервале амплитуд
(например, интеграл под выбранным пиком) за время t; Nt - полное
число импульсов, зарегистрированных во всем спектре амплитуд,
поступающем с детектора за время t; t - время измерения в
секундах; "тау" - мертвое время в секундах.
Если измерение активности проводят с помощью ионизационной
камеры, то верхний предел активности источника ограничивается
условиями достижения насыщения и рабочим диапазоном измерителя
тока.
Три следующих типа источников могут быть использованы в
качестве образцовых в зависимости от типа применяемого детектора и
свойств анализируемого препарата:
1) образцовые спектрометрические гамма - источники - ОСГИ, ТУ-
17-03-82 (для гамма - спектрометров и радиометрических установок
со счетчиками) <*>;
--------------------------------
<*> ОСГИ и ОРР удовлетворяют ГОСТу 8.315 - 78 "Стандартные
образцы. Основные положения".
2) аттестованные в установленном порядке образцовые источники
226 137 60
с Ra, Cs или Со (для ионизационных камер);
3) источники, приготавливаемые на месте из образцового
радиоактивного раствора - ОРР, ТУ - И-170-71, путем отбора
определенного количества ОРР и внесения его в нужную емкость
(пробирку, флакон и т.д.) или нанесения на нужную подложку с
последующим высушиванием при необходимости.
Рекомендуется следующая последовательность операций при
измерении активности.
1. Определяют, с помощью какой аппаратуры (радиометрическая
установка, ионизационная камера, спектрометр) будут проводить
измерения активности данного нуклида в данном препарате (при этом
учитывают ядерно - физическую характеристику радионуклида, наличие
радионуклидных примесей, летучесть препарата и другие факторы).
2. Выбирают образцовый источник с тем же радионуклидом.
3. Выбирают (или приготавливают) контрольный источник с
долгоживущим радионуклидом.
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
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 долгоживущим
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
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
совпадений и другой аппаратуры. Конкретные методики анализа на
отдельные радионуклидные примеси приведены в соответствующих
частных фармакопейных статьях для тех случаев, когда анализ может
быть выполнен в течение срока годности препарата. Детальный анализ
радионуклидной чистоты препаратов производится только
изготовителем.
Активность обнаруженной примеси приводится в процентах по
отношению к активности основного радионуклида в препарате на
определенную дату.
Радионуклидная чистота РФП, как правило, должна быть не ниже
99,5%, т. е. допустимая суммарная величина радионуклидных примесей
не должна превышать 0,5% в течение срока годности.
Радионуклидные примеси, активность которых составляет не более
0,01% от активности основного радионуклида в течение всего срока
годности, в частных фармакопейных статьях не приводятся, кроме
особых случаев, но указание о пределе суммарной примеси в частной
фармакопейной статье обязательно.
В тех случаях, когда примесь не обнаружена, должен быть указан
нижний предел обнаружения примененным методом анализа.
Определение радиохимической чистоты
и радиохимических примесей
Радиохимическая чистота препаратов может быть исследована
различными методами, но наиболее распространенными являются методы
хроматографии и электрофореза.
Для анализа используют такое количество препарата, чтобы
скорость счета от него, измеренная с помощью соответствующей
измерительной установки, обеспечила бы получение статистически
достоверных результатов измерения для тех примесей, активность
которых составит не менее 0,5% от нанесенного количества. В то же
время активность анализируемой пробы должна быть такой, чтобы
поправка на просчеты, обусловленная мертвым временем
регистрирующей установки, не превышала 1-2%. При этом массы
разделенных веществ не должны превышать допустимую для указанных
методов.
Для обнаружения мест нахождения радиоактивных компонентов на
хроматограммах (электрофореграммах) используют авторадиографию,
радиометрию (в том числе сканирование) или проводят
хроматографирование (электрофорез) со "свидетелем" - неактивным
аналогом определяемого вещества. Измерения скоростей счета должны
проводиться на радиометрической установке с соответствующим
детектором, выбор которого зависит от типа и энергии излучения
радионуклида. При работе с препаратами, испускающими достаточно
интенсивное гамма - излучение, измерения следует проводить по
гамма - излучению. В этом случае удобен, например,
сцинтилляционный гамма - счетчик с колодцем. Измеряют скорости
счета от участков хроматограммы (электрофореграммы), содержащих
основное вещество или определенную радиохимическую примесь,
относят их к скорости счета от всей хроматограммы
(электрофореграммы) и результат выражают в процентах.
Радиохимическая чистота РФП может изменяться со временем под
действием различных факторов (радиационное разложение, окисление,
воздействие света, температуры и т.д.). Значения радиохимической
чистоты, приводимые в фармакопейных статьях на конкретные
препараты, указывают на конец срока годности данного РФП.
Срок годности
Срок годности радиофармацевтического препарата определяется
совокупностью следующих факторов: 1) стабильностью химического и
радиохимического состава препарата; 2) уменьшением активности
препарата с течением времени по закону радиоактивного распада; 3)
возрастанием относительного содержания долгоживущих радионуклидных
примесей, имеющих периоды полураспада большие, чем основной
радионуклид. Срок годности каждого препарата приводится в
соответствующей частной фармакопейной статье.
Хранение
Радиофармацевтические препараты хранят в соответствии с
действующими "Основными санитарными правилами работы с
радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений",
утвержденными Министерством здравоохранения СССР, а также
специальными требованиями, если таковые предусмотрены
фармакопейными статьями на конкретные препараты. Условия хранения
должны обеспечивать снижение мощности дозы излучения до
допустимого уровня.
ПРИЛОЖЕНИЕ
ОСНОВНЫЕ ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
|
