چاه پیمایی نفت با استفاده از نوترون

این دستگاه‌ها عمدتا از یک تک چشمه نوترونی Be Am/241 استفاده می کنند. البته تعداد کمی از آنها با استفاده از چشمه Pu/Be 239 یا Cf 252 که ماده ای با شکافت خود به خودی و گسیل نوترون است کار می­کنند، که در حال حاضر رو به منسوخ شدن است. چاه پیمایی نفت، عملیات دریافت اندازه­گیری‌های ژئوفیزیکی مختلف در چاههای نفت بمنظور ارزیابی کارایی آنها و زیست پذیری در اکتشاف و تولید آنها است. چشمه‌های نوترونی برای اندازه­ گیری میزان هیدروژن لایه‌های صخره­های اطراف سوراخ­های حفاری شده یک چاه نفت، از طریق اندازه‌گیری پرتوهای پس پراکنده شده عمل می کند. این اندازه­گیری به همراه سایر اندازه­گیری‌ها یک شاخصی از هیدروکربن­های موجود را ارائه می دهد.

 خود چشمه معمولاً از فلز مقاوم در مقابل خوردگی شیمیایی و با استحکام بالا ساخته می‌شوند. سپس داخل یک اتصال گاوی نصب یا جوش داده ‌شده و مشابه حالت چاه پیمایی نفت گاما به داخل چاه نفت فرستاده می‌شود. میزان پس پراکندگی‌ها ثبت و نتایج­، مورد تفسیر قرار می­گیرد. درحالیکه چاه پیمایی نفت نوترونی در کاربردهای یکسانی بعنوان چاه پیمایی گاما مورد استفاده قرار می­گیرند. اتصال گاوی Be Am/241به صورت گسترده­ای با مولدهای نوترونی­، که دیگر چشمه‌های بسته نیستند در حال جایگزینی است. بنابراین تعداد کمتری از چشمه‌های نوترونی Be Am/241 نسبت به Cs137 در حال گردش است. اتصالات گاوی نوترون محدوده­ای از طراحی‌های مختلف را دارد. چون H وn تقریبا هم جرم هستند لذا در اثر برخورد n با H پدیده پراکندگی یک پدیده  غالب است که در نتیجه از این پدیده می توان برای تخمین میزان H موجود در محیط استفاده کرد که به نحوی می­توان برای تخمین رطوبت محیط و هم وجود مواد H دار مانند هیدروکربن­ها بکار گرفته شود.

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در پنجشنبه 1392/11/03 و ساعت 11:29 |

چاه پیمایی نفت با استفاده از پرتوهای گاما

این دستگاه­ها عمدتا شامل یک تک چشمه­ی Cs137 است. چاه پیمایی نفت، عملیات دریافت اندازه‌گیری‌های ژئوفیزیکی مختلف در چاه‌های نفت بمنظور ارزیابی کارایی آنها و زیست پذیری در اکتشاف و تولید آنها است.

چشمه­های گاما برای اندازه­گیری چگالی لایه­های صخره­ای اطراف سوراخ­های حفاری شده چاه نفت از طریق اندازه­گیری­های پرتوهای پس پراکنده شده استفاده می‌شود. خود چشمه معمولا از فلز مقاوم در مقابل خوردگی و با استحکام بالا ساخته می‌شوند سپس داخل یک اتصال گاوی نصب یا جوش داده می‌شود. این ممکن است به عنوان یک کلیماتور برای تابش و فراهم کردن حفاظت اضافی برای چشمه در محیط داخل سوراخ حفاری شده بکار رود. چشمه و اتصال گاوی ساختار سختی برای ایستادگی در مقابل فشار خارجی زیاد‌، دما و خورنده‌های محیطی عمقی در چاه‌ها دارند.

چشمه و اتصال گاوی توسط سیم های بسیار محکم با سرعت عمق سنجی دقیق وارد چاه شده و شمارش ها و پالس های خروجی به دستگاه‌های شمارنده وارد و ثبت می گردد. این تجهیزات بطور بسیار وسیعی در صنعت نفت بکار می روند. در مواقع عدم نیاز در داخل کانتینرهای مخصوص قرار می گیرند. اغلب چشمه  چاه پیمایی نفت با استفاده از پرتو گاما  Cs137 است اگرچه بندرت CO60 نیز بکار می رود.

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در پنجشنبه 1392/11/03 و ساعت 11:21 |

مروری بر انواع فروپاشی هسته‌ای

هسته­ها قادر به گسیل تابش به صورت خود‌به‌خودی هستند. فرآیند کلی به نام فروپاشی رادیواکتیو است.

فروپاشی رادیواکتیو معمولاً از سه نوع فروپاشی اصلی شامل: فروپاشی a، فروپاشی b و فروپاشی g تشکیل شده که در آن یک نوکلید ناپایدار به صورت خودبه­خود به یک شکل پایدارتر تغییر یافته و مقداری تابش گسیل می­کند. در جدول 1-1، خلاصه­ای از شكل انواع فروپاشی ملاحظه می­شود.

Normal 0 false false false EN-US X-NONE AR-SA

جدول 1-1‌‌. خواص فروپاشی رادیواکتیو.

نوع

فروپاشی

ذره­ گسیل شده

DZ

DN

DA

انرژی­نمونه ­ذره گسیل شده

مثال

رخداد

a


2-

2-

4-



83 Z >

b-

دارای انرژی

1+

1-

0



پايدار

b+

دارای انرژی

1-

1+

0



؛ هسته سبک

پايدار

EC


1-

1+

0



؛ هسته سنگین

پايدار

g

فوتون

0

0

0

 


هر هسته برانگيخته

IC

الکترون

0

0

0



حالت­هايي كه گسيل پرتو‌‌–γ ممنوع است.

 موضوعي که در سه فرآیند اصلي فروپاشی (و نام آن‌ها) وجود دارد این است که این فرآیندها به‌وسیله رادرفورد کشف گردید. وی نشان داد کلیه سه فرآیند در فروپاشی نمونه­ای از اورانیوم طبیعی (و دخترهای آن) رخ می­دهند. تابش­های گسیل با a، b و g  جهت نشان دادن قدرت نفوذ انواع مختلف تابش نام­گذاری شدند. تحقیقات بیشتر نشان داده است در فروپاشی α یک هسته سنگین به‌طور خود­به­خود یک هسته He4 (یک ذره a) گسیل می­کند. ذرات گسیل شدهα  تک انرژی هستند و در نتیجه فروپاشی، هسته مادر دو پروتون و دو نوترون از دست داده به نوکلید جدیدی تبدیل می­گردد. کلیه هسته­ها با 83‌<‌Z ‌نسبت به این روش فروپاشی ناپایدار هستند. فروپاشی هسته­ای b به سه روش انجام می­پذیرد ،  و گیراندازی الکترون (EC). در این فروپاشی­ها، یک نوترون هسته (یا پروتون) به یک پروتون (یا نوترون) تبدیل و یک نوترینو (یا آنتی‌نوترينو) و یک الکترون (یا پوزیترون) دفع می­گردد.

در گیراندازی الکترون یک الکترون مداري به وسیله هسته جذب شده، پروتونی را به یک نوترون به همراه گسیل یک نوترینو تبدیل می­کند. تعداد کل نوکلئون­ها، ‌A‌، در این هسته‌ها در طی ‌فروپاشی­ها تغییری پیدا نکرده­ و تنها تعداد نسبی نوترون­ها و پروتون­ها تغییر می­نماید. به عبارت ديگر، این فرآیند مي­تواند یک عدم موازنه بین تعداد نوترون­ها و پروتون­ها را در هسته تنظیم نماید. در فروپاشی­های b+ و b- انرژی فروپاشی بین الکترون گسیل شده، نوترینو و هسته دختر پس زن به اشتراک گذاشته می‌شود. بنابراين، طیف انرژی الکترون­های گسیل شده و نوترینوها در محدوده بین صفر و تا انرژی فروپاشی پيوسته خواهد بود. در فروپاشی EC، اساساً، کلیه انرژی فروپاشی به­ وسیله نوترینوي گسیل شده حمل می­گردد، هسته­های غنی از نوترون از طریق فروپاشی b-فروپاشی نموده، در حالی که هسته­های غنی از پروتون به وسیله فروپاشیb+ یا EC فروپاشی می­کنند. فروپاشی b+ در هسته­های سبك مناسب بوده و نیاز به انرژی فروپاشی بالاتر از MeV02/1 (به دلایلی که بعداً مورد بحث قرار می­گیرند) دارد، در حالی‌که فروپاشی EC اکثراً در منطقه هسته­های سنگین­تر رخ می­دهند. فروپاشی الکترومغناطیسی هسته­ای به دو روش رخ می­دهد، فروپاشی EC و تبدیل داخلی (IC‌). در فروپاشی پرتو-‌‌g هسته­ای دریک حالت بر‌انگیخته با گسیل یک فوتون فروپاشی می­کند. در تبدیل داخلی همان هسته برانگیخته انرژی خود را بدون تابش به یک الکترون مداري انتقال می­دهد که از اتم دفع می­گردد. در هر دو حالت فروپاشی، تنها انرژی برانگیختگی هسته بدون تغییر در تعداد هرگونه نوکلئون کاهش پیدا می­کند.

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1391/04/26 و ساعت 13:59 |


اقیانوس شناسی

روشهای ایزوتوپ­های محیطی جهت مطالعه دینامیک سیستم های بزرگ و پیچیده بسیار مناسب بوده و بطور قابل ملاحظه ای در فهم مشخصات زیادی از اقیانوس ها شرکت دارند. دو گروه از مطالعات همواره موجود است. در گروه اول فرایندهای حاصل از اثر سیستم های رودخانه ای که منجر به رهاسازی آلاینده­ها ی توسعه کشاورزی و صنعتی یا شهرنشینی می­شود، در منطقه ساحلی مورد بررسی قرار می­گیرند. گروه دوم الگوهای چرخشی را در میان اقیانوس های عمیق مورد مطالعه قرار داده و اثر آنها را در هوا و تغییرات آب و هوایی و ماهیگیری بررسی می­کند. دو گروه اصلی از رادیونوکلیدها در اقیانوس وجود دارند، هرچند هر دو گروه تنها با غلظتهای بسیار پایین حضور دارند. اولین گروه شامل ایزوتوپهای تریتیم و کربن-14 هستند که با ریزش باران و با تبادل با 2CO14 اتمسفری به اقیانوس وارد می­شوند. منبع دوم توریوم و اورانیوم و دختران رادیواکتیو آنها هستند (شکل 1-5) که به منطقه ساحلی به شکل حل شده در آب رودخانه ها وارد شده و یا با رسوبهای رودخانه ای همراه می­شوند. بررسی های گسترده ای طی سالهای متمادی انجام پذیرفته تا غلظتهای تریتیم و کربن-14 تخمین زده شوند. تریتیم بخصوص در مطالعه فرایندهای اختلاط در اقیانوسهای فوقانی مفید است. شناخت کامل از الگوهای چرخش اقیانوسی از مطالعه تعداد زیادی از نمودارها بدست آمده است تریتیم و کربن-14 هر دو نشاندهنده "پالس بمب"    (بخش9-3) هستند. پالس بمب کربن-14 تا عمق تقریباً 1000 متری آشکارسازی می شود. پایین تر از این عمق منبع کیهانی غالب است.

مطالعه سیستماتیک نمودارها منجر به شناخت الگوهای چرخش اقیانوسی می­شود. بطور کلی زیر عمق چند صد­متر، اندازه کربن-14 با عمق کاهش پیدا می­کند. با وجود این، حرکت به سمت بالای آب ها در عمق اقیانوس که دارای مقدار کمی کربن-14 است منجر به مقادیر کمتری از مقادیر طبیعی در سطح می­شود. مقادیر کربن-14 بطور موثری بعنوان ردیاب برای این دسته از آبهای اقیانوس های عمیق بکار می­رود.

چنین داده­هایی به همراه اطلاعات بیشتر دیگری، الگوهای چرخش عمومی را به شکل تسمه نقاله ترسیم می­کنند. آب سرد در امتداد کف اقیانوس از اطلس شمالی از طریق ناحیه قطب جنوب به اقیانوس آرام شمالی منتقل می­گردد. آب برگشتی دارای آب سطحی گرم از اقیانوس آرام است که از طریق اقیانوس هند به اقیانوس اطلس می­رسد.

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1390/05/10 و ساعت 8:32 |

تعیین عمر آب های زیر زمینی

عمر نمونه های آب زیر زمینی، مدت زمان حرکت آب از محل تغذیه (سفره های زیر زمینی) تا حفره استخراج است. آب زیر زمینی دور از محل تغذیه در آهنگی که بستگی به اختلاف در سطوح سفره های آب (شیب پیزومتری) و خواص لایه های حمل کننده آب دارد، حرکت می­کند. عمر آب­های زیر زمینی از داده های هیدرولیکی یا روشهای ایزوتوپی اندازه گیری شده محاسبه می­شود.

همانگونه که در بالا اشاره شد، تریتیم محیطی برای شناسایی آبی که در زمانهای "پس- هسته ای" تجدید شده بکار رفته است. با وجود این، روشهای پیشرفته جهت اندازه گیری تریتیم تا اندازه های خیلی کم بکار می رود، که سالیابی آب زیر زمینی را تا 100 سال امکان پذیر می سازد. کربن-14 (با نیمه عمر 5730) بطور گسترده برای سالیابی نمونه های آب زیر زمینی با زمانهای ماند (Rs) از چند صد سال تا 30000 سال مورد استفاده قرار می گیرد.

برخلاف تریتیم H3،  کربن جزئی از آب نیست بلکه یک محلول است. محاسبه عمر آب های زیر زمینی از اکتیویته­های اندازه گیری شده نه تنها مستلزم ارزیابی اندازه کربن-14 در شارژ مجدد است، بلکه فهمی از منبع و رفتار بعدی کربنات محلول در در سیستم آب زیرزمینی را در بر می گیرد. با تعیین عمر تعداد زیادی از نمونه ها در یک آبگیر، طرحهای با عمر یکسان (ایزوکرونها) از آنچه که خطوط جریان آب زیر زمینی نتیجه می دهد قابل استنتاج هستند.

کلر-36 (با نیمه عمر 302000 سال) ممکن است برای عمر سنجی آب با زمانهای ماند متجاوز از یک میلیون سال بکار رود. بعنوان مثال حوضچه آرتزین بزرگ استرالیا، تقریباً یک سوم قاره را پوشش می دهد. منطقه اصلی سفره های آب زیر زمینی در شرق بوده و آب در جهت جنوب و جنوب غربی جریان دارد. اندازه آبگیر به اندازه ای است که عمر آب زیر زمینی در نزدیکی بعضی از نواحی تخلیه به دو میلیون سال می­رسد.

جهت اعتبارسنجی کلر-36 بعنوان یک روش تعیین عمر آب­های زیر زمینی، یک مقایسه داخلی بین عمرهای ایزوتوپی صورت پذیرفت و از مدل هیدرولیکی محاسبه شدند. در پایان نیز توافق رضایت بخشی به دست آمد.

نسبت اتمی Cl/Cl36 نه تنها بستگی به عمر و خواص هیدرولیکی آب زیر زمینی دارد بلکه به وسعت انحلال کلرید زیر سطحی نیز وابسته است. روشهای کلر-36 بطور گسترده جهت مطالعه نمکین بودن و تنزل کیفیت آب زیر زمینی بکار می­رود.

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1390/05/10 و ساعت 8:30 |

 

مطالعات فرسایش

کاربرد جدیدی از سزیم-137

داشتن کشاورزی در خاک های حاصلخیز جهت رسیدن به توسعه پایدار در جهانی که جمعیت آن رو به افزایش است یک امر ضروری بشمار می­آید. در حال حاضر تلاش زیادی در حال انجام است تا بتواند خسارات ناشی از آب و باد را که باعث فرسایش می­شوند کاهش دهد. بخشی از این تلاش مستلزم توسعه روشهای اندازه گیری مطمئن می­باشد، و تا اندازه زیادی بوسیله عکسبرداری های ماهواره­ای حاصل می شود.  با این وجود، ضروری است که اطلاعات تصویری با تخمین های مستقل الگوهای فرسایش در مقیاس آبریز (Catchment) تفسیر و اعتبارسنجی شود. اینچنین روشی مستلزم استفاده از ایزوتوپ محیطی سزیم-137 است که آهنگ فرسایش در کل منطقه آبریز را تخمین بزند. سزیم-137 محصول شکافت بوده که در طی آزمایشات هسته ای به تروپوسفر فوقانی و استراتوسفر زیرین تزریق شده است. این رادیونوکلیدها بوسیله گردش جوی در سراسر جهان توزیع و با گذشت زمان در سطح زمین پخش می شود. سزیم-137 در بخش رسی خاک جذب سطحی شده و بعنوان یک ردیاب رادیو اکتیو طبیعی برای فرسایش بعدی و فرایند های تجمعی عمل نموده است.

مقادیر قابل اندازه گیری از سزیم-137 در طی اواسط سالهای 1950 در خاک ظاهر شده و در اواسط سالهای 1960 به حداکثر رسیده و بدنبال امضاء پیمان منع آزمایش های هسته ای اتمسفری در سال 1964 کاهش یافت. تغییرات سال به سال مقادیر سزیم-137 رسیده به زمین مشابه دیگر محصولات ریزش همچون تریتیم و کربن-14 بوده و بنام یک تابع ورودی در نظر گرفته می شود. سزیم-137 دارای نیمه عمر طولانی (1/30 سال) بوده که می تواند برای مقاصد کنونی تا چندین سال آینده  مفید باشد.

سزیم-137 ابتدا بعنوان ردیاب جهت اندازه گیری آهنگ رسوبگیری در دریاچه ها و آبهای پشت سد بکار برده شد. رسوب های ناشی از فرسایش در مناطق آبریز محیط های اطراف بهمراه سزیم-137 در کف دریاچه انباشته می­شوند. چنانچه فرسایش طبیعی در آبریز وجود داشته باشد شکل تابع ورودی سزیم-137 در رسوب ها حفظ می­شود. این شکل پروفایل است و نه فروپاشی رادیونوکلید که بعنوان اساس سالیابی انباشت رسوب ها عمل می­کند. اولین ظهور سزیم-137 محیطی در اواسط سالهای 1950 و حداکثر آن در اواسط سالهای 1960 بود که هر دو براحتی دارای مشخصات قابل شناسایی هستند. این اطلاعات ممکن است با نتایج دیگر روش های سالیابی و با سوابق تاریخی معلوم جهت بدست آوردن فهم بهتر با الگوهای فرسایش مقایسه شوند.

نمودار (پروفایل) سزیم-137 با روشهای تجربی زیر اندازه گیری می­شود:

 

* جمع آوری و بخش بخش کردن نمونه حاصل از خاک در منطقه مورد نظر،

* قرار دادن هر بخش خشک شده و توزین آن در یک ظرف مارینلی (ظرف های مخصوصی که نمونه خاک را در آن ریخته و بر روی آشکارساز برای شمارش قرار می دهند) که بر روی آشکارساز با توان تفکیک بالا (شکل 9-6 (پ)) قرار دارد،

* اندازه گیری آهنگ شمارش در قله پرتو γ  با انرژی keV 662،

* محاسبه اکتیویته ویژه سزیم-137 و مقایسه آن با نتایج حاصل از یک استاندارد کالیبره شده.

Normal 0 false false false EN-US X-NONE AR-SA

روشها و کاربرد­­ها

اندازه گیری و بویژه پیش بینی آهنگ فرسایش خاکهای حاصلخیز کلیدی برای توسعه کشاورزی پایدار در بلند مدت است. آهنگ فرسایش سطح بستگی به پارامترهایی همچون توزیع، مقدار و شدت ریزش باران، شیب زمین، طبیعت و وسعت کشاورزی و قابلیت فرسایش خاک دارد.     تلاش­هایی جهت توسعه معادلات مرتبط با آهنگ های فرسایش برای این پارامترها و بکار بردن معادلاتی جهت پیش بینی فرسایش در ناحیه گسترده جغرافیایی انجام پذیرفته است (Ritchie و IAEA 1995). یکی از آنها که بطور گسترده بکار رفته معادله(Uinrversal Soil Loss E quation) USLE  است. با این وجود، این معادله بطور نامناسبی در ایالات متحده توسعه یافته و در سراسر جهان بکار رفته است. یک روش مستقل برای اعتبارسنجی چنین معادلاتی لازم است. برنامه های دقیق و اندازه گیری های انجام شده بر روی نمودارهای (پروفایل های) سزیم-137 در شیب های آبریز، پایه ای را برای تخمین مستقل آهنگ های فرسایش ارایه می کند. این مبانی بصورت شماتیک در شکل (9-6 (ت)) نشان داده شده است.

هر میزان آهنگ فرسایش بزرگتر باشد، آهنگ از بین رفتن خاک بیشتر و سزیم-137 باقیمانده در نمودار خاک کمتر خواهد بود. از طرف دیگر، آهنگ بیشتر انباشت خاک در آبریز نشاندهنده مقدار بیشتری سزیم-137 را در نمودار نشان می­دهد. نمودارهای اکتیویته مشابه با آن نمودارهایی که در شکل طراحی شده اند برای مشاهده مشکل نیستند. کلیدی برای تفسیر قابل اطمینان از اطلاعات حاصل، شناسایی یک محل مرجع روی شیب است که در آنجا حداقل فرسایش یا رسوب در چند دهه گذشته وجود داشته است. شناسایی محل مرجع معمولاً بر اساس قضاوت متخصصین محلی است. یک فاکتور پیچیده این است که آهنگ شمارش نسبت داده شده به قله keV 663 (که به سزیم-137 نسبت داده می شود) اغلب در بالای زمینه کوچک است. از نظر تجربی، تابش زمینه ممکن است با استفاده از یک طیف سنج پرتو γ با حفاظ مناسب و با قابلیت از بین بردن کامپتون کاهش یابد. با وجود این، چنین وسیله ای ویژه بوده و پر هزینه است. دسترسی به روشهای ریاضی برای محاسبه اکتیویته ویژه ایزوتوپهای گسیلنده گاما در سطوح خیلی پایین در نمونه های طبیعی امکان پذیر بوده ولی بحث در مورد آنها خارج از چارچوب این کتاب می­باشد.

 

یک نتیجه جالب

کاربرد سزیم-137 برای مطالعه فرسایش، نه تنها جهت مطالعات در مقیاس منطقه ای بلکه در سطح یک مزرعه اختصاصی و در مناطق جنگلی نیز مفید واقع شده است. اندازه گیریها می­توانند با مطالعات اثر مدیریت مصرف زمین در فرسایش مشارکت نمایند. بعنوان مثال، مطالعه ای بر روی یک تاکستان نشان داد که به ازای تولید هر بطری از شراب، تقریباً یک بطری خاک حاصلخیز در منطقه زیر کشت از دست رفته است. برای رسیدن به توسعه پایدار، ضروری است که فهمی از کل هزینه های محیطی تولید به دست آید.

 

تکنیک های دیگر

روش برای بکار بردن سزیم-137 بعنوان یک روش تعیین عمر (سالیابی)، متفاوت از آن است که برای اکثریت روشهای رادیومتریک بکار می رود. این بستگی به اندازه گیری فروپاشی رادیواکتیو ندارد بلکه به شناسایی مشخصات ویژه تابع ورودی همچون شروع اکتیویته سزیم-137 (در اواسط سال های 1950) و حداکثر مقدار آن (در اواسط سال های 1960) بستگی دارد. همچنین روشهای مرسوم تعیین عمر با استفاده از مواد رادیواکتیوی همچون سرب-210 (با نیمه عمر 2/22 سال)، کربن-14(با نیمه عمر 5730 سال) یا Th/234U230  (شکل 1-5) وجود دارد که جهت اندازه گیری تجمع رسوب در مقیاس های زمانی ده­ها و صدها هزار سال قابل استفاده هستند. در این روش ها، بینش در تکامل مدخل دریاچه ها یا دیگر مشخصات زمین شناسی در دوره اخیر زمین شناسی بدست آمده است.

 

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1390/05/10 و ساعت 8:25 |
 

چاه پیمایی نفت با استفاده از نوترون

این دستگاه‌ها عمدتا از یک تک چشمه نوترونی Be Am/241 استفاده می کنند. البته تعداد کمی از آنها با استفاده از چشمه Pu/Be 239 یا Cf 252 که ماده ای با شکافت خود به خودی و گسیل نوترون است کار می­کنند، که در حال حاضر رو به منسوخ شدن است. چاه پیمایی نفت، عملیات دریافت اندازه­گیری‌های ژئوفیزیکی مختلف در چاههای نفت بمنظور ارزیابی کارایی آنها و زیست پذیری در اکتشاف و تولید آنها است. چشمه‌های نوترونی برای اندازه­گیری میزان هیدروژن لایه‌های صخره­های اطراف سوراخ­های حفاری شده یک چاه نفت، از طریق اندازه‌گیری پرتوهای پس پراکنده شده عمل می کند. این اندازه­گیری به همراه سایر اندازه­گیری‌ها یک شاخصی از هیدروکربن­های موجود را ارائه می دهد.

  خود چشمه معمولا از فلز مقاوم در مقابل خوردگی شیمیایی و با استحکام بالا ساخته می‌شوند. سپس داخل یک اتصال گاوی نصب یا جوش داده ‌شده و مشابه حالت چاه پیمایی نفت گاما به داخل چاه نفت فرستاده می‌شود. میزان پس پراکندگی‌ها ثبت و نتایج­، مورد تفسیر قرار می­گیرد. درحالیکه چاه پیمایی نفت نوترونی در کاربردهای یکسانی بعنوان چاه پیمایی گاما مورد استفاده قرار می­گیرند. اتصال گاوی Be Am/241به صورت گسترده­ای با مولدهای نوترونی­، که دیگر چشمه‌های بسته نیستند در حال جایگزینی است. بنابراین تعداد کمتری از چشمه‌های نوترونی Be Am/241 نسبت به Cs137 در حال گردش است. اتصالات گاوی نوترون محدوده ای از طراحی‌های مختلف را دارد. چون H وn تقریبا هم جرم هستند لذا در اثر برخورد n با H پدیده پراکندگی یک پدیده  غالب است که در نتیجه از این پدیده می توان برای تخمین میزان H موجود در محیط استفاده کرد که به نحوی می­توان برای تخمین رطوبت محیط و هم وجود مواد H دار مانند هیدروکربن ها بکار گرفته شود.

 

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1389/08/10 و ساعت 9:23 |
 

ماشین تله تراپی (دور درمانی) چند باریکه (چاقوی گاما)

این دستگاه معمولا حاوی 200 چشمه CO 60 می  باشد که در یک دستگاه کروی حفاظ دز قرار گرفته اند. یک واحد کنترل اجازه می دهد باریکه‌های موازی شده از چشمه‌های منتخب در یک آرایه، بر روی دیواره تعریف شده نواحی درمانی متمرکز شوند. این دستگاه ها برای مقاصد پزشکی مورد استفاده قرار می گیرد که بوسیله آن، ناحیه مورد تمرکز توسط تقاطع باریکه‌های تابشی، سلول های تومور را از بین می برند، در واقع محل تلاقی چند خط (باریکه) در محل تومور قرار می گیرد. این فرآیند بیشتر برای سرطان مغز و سایر اختلالات مغزی بکار می رود. در اینجا نیز انتخاب میزان و مدت زمان پرتودهی بسیار حائز اهمیت است. عدم انتخاب صحیح مواد می‌تواند موجب آسیب رساندن به نواحی مورد تابش دهی شود. از این رو انتخاب دز مهم است.  چنانچه نیاز به تقاطع کمتری از باریکه­ها باشد تنها برخی از روزنه‌های کلیماتور جهت پرتودهی مورد استفاده قرار می گیرند. با توجه به اینکه محفظه نگهدارنده مانند یک محفظه نیم کروی شکل تو خالی می باشد لذا با قرارگیری سر بیمار داخل آن و ثابت کردن آن بمنظور عدم حرکت در حین تابش دهی می توان همزمان از تمام زوایای ممکن به تومور حمله کرد.

 

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1389/08/10 و ساعت 9:21 |
 

تابش دهنده خون

این دستگاه برای تصفیه خون بکار می رود و شامل یک اتاقک حفاظ دار با یک حفره در میان که نمونه خون در یک محفظه با ظرفیت حدود 2 لیتر در آن جای می­گیرد، می باشد. نمونه وارد حفره می‌شود و درب دستگاه به منظور جلوگیری از پرتوگیری کاربر بسته و قفل می‌شود. اتاقک حفاظ دار درون یک کابین سبک درمانگاهی قرار دارد. این دستگاه معمولا یک سامانه کنترل الکترونیکی دارد که به منظور حصول اطمینان از مدت پرتودهی صحیح و دز داده شده به نمونه می باشد.

 این دستگاه­ها معمولا در بیمارستان­ها برای تصفیه خون مورد استفاده قرار می­گیرند. چشمه­ها به طور کامل درون اتاقک حفاظ­دار قرار گرفته و در حالت عادی امکان درآوردن آنها بدون باز کردن دستگاه وجود ندارد. این امر می‌تواند تنها در یک امکانات حفاظ دز مخصوص به همراه تجهیزات ویژه و افراد آموزش دیده صورت پذیرد. اتاقک حفاظ دز بطور متداول به همراه چشمه‌هایی که از قبل در آن جای گذاری شده اند از کارخانه سازنده به کاربر در کانتینرهای مخصوص حمل و نقل دریایی قرار گرفته و از طریق محموله کشتی منتقل می گردد. هنگامی که چشمه‌ها تضعیف گردند برای سرویس و جای گذاری چشمه، آنها را از همان طریق حمل و نقل دریایی به کارخانه سازنده باز می گردانند. بوسیله تابش دهی خون توسط پرتوهای گامای ناشی از چشمه CO 60 و یا Cs 137 بسیاری از میکروب ها و سایر آلاینده‌هایی که ممکن است در خون به هر دلیلی وارد شده باشند، از بین می رود. مدت زمان تابش دهی طوری تنظیم می گردد که میزان آهنگ دز آسیبی به ساختار خون وارد نکند.

 

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1389/08/10 و ساعت 9:20 |
 

ماشین تله تراپی(دور درمانی)

این دستگاه که معمولا از یک تک چشمه CO60 تشکیل شده است دارای یک حفاظ معمولا از جنس اورانیوم تهی شده می باشد که برای از بین بردن تومورها بکار می رود. پس از تعیین محل دقیق تومور و تضمین هایی از جنس و نوع تومور همچنین ابعاد و محل قرارگیری تومور، میزان پرتو و مدت زمان لازم برای نابودی تومور (یا به اصطلاح خرد کردن آن) محاسبه می‌شود. این دستگاه که یک بازو متحرک با قابلیت دوران و حرکت را دارد می‌تواند از زوایای مختلف بر روی نقطه ی مورد نظر تنظیم گردد. پس از تنظیم با عمل شات کردن چشمه به دهانه کلیماتور نزدیک شده و پرتودهی آغاز می گردد.

  این دستگاه در بسیاری از بیمارستان­های دنیا در سطح وسیع مورد استفاده قرار می گیرد و برای بسیاری از تومورهای سرطان بکار می رود. یکی از نکاتی که از دیدگاه بکارگیری این دستگاه بسیار حائز اهمیت است تشخیص محل دقیق‌، جنس و نوع تومور است که در نتیجه منجر به تعیین دقیق میزان و زمان پرتودهی می گردد.  چرا که در صورت عدم تعیین دقیق ممکن است باریکه بسیار قوی پرتو منجر به تخریب سلول های سالم و در برخی موارد آسیب رسانی به سامانه­های عصبی شود. در دهه 1960 و 1970 که اولین بکارگیری چنین تجهیزاتی بود در مواردی عدم تنظیم و محاسبه دقیق منجر به عواقب آنی و یا تاخیری، در افراد درمان شده گردید، به نحوی که در برخی موارد منجر به مرگ بیمار نیز شد. به همین سبب بکارگیری چنین اسبابی مستلزم تسلط کافی به سامانه می باشد.

 

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1389/08/10 و ساعت 8:38 |
 

طبقه بندی چشمه‌های رادیواکتیو توسط آژانس

بین المللی انرژی اتمی [1]

آژانس بین المللی انرژی اتمی چشمه‌های رادیو اکتیو با کاربرد صنعتی را بر اساس میزان اکتیویته نوعی آنها و همچنین مخاطرات آنها تقسیم بندی کرده است.

سامانه طبقه بندی بر اساس مفهوم چشمه‌های خطرناک با کمیتی بر حسب مقادیر D تعریف می‌شوند. مقدار D اکتیویته ویژه رادیونوکلید یک چشمه است که در صورت تحت کنترل نبودن می‌تواند موجب اثرات قطعی شدید برای محدوده ای از مسیرهایی که موجب هر نوع پرتو گیری خارجی و داخلی از یک چشمه غیر حفاظ دار بدنبال یک پراکندگی از ماده چشمه را به همراه داشته باشد.

 

جدول 1 طبقه بندی برای چشمه با استفاده‌های متداول [1]

طبقه

چشمه و کاربرد

نسبت اکتیویته A/D

1

مولد برق ترموالکتریک رادیوایزوتوپی

 پرتو دهنده‌ها

چشمه‌های تله تراپی(دور درمانی)

 چشمه‌های درمانی چند باریکه (چاقوی گاما)

1000 A/D≥

2

چشمه‌های رادیوگرافی صنعتی

 چشمه‌های براکی تراپی با آهنگ دز بالا / متوسط

10> A/D ≥1000

3

مقیاس سنج های صنعتی ثابت که آمیخته ای از چشمه‌های با اکتیویته  بالا هستند.

 مقیاس سنج های چاه پیمایی

1> A/D ≥10

4

چشمه‌های براکی تراپی با آهنگ دز پایین

 مقیاس سنج های صنعتی که آمیخته ای از چشمه‌های با اکتیویته بالا هستند.

چگالی سنج های استخوان

حذف کننده‌های استاتیک (بار الکتریکی ساکن)

01/0> A/D≥1

 

5

چشمه‌های براکی تراپی با آهنگ دز پایین

 دستگاه‌های فلورسانس پرتو-X

دستگاه‌های تسخیر الکترونی

چشمه‌های طیف سنجی موسبائر

چشمه‌های تست دستگاه تصویر برداری گسیل پوزیترون

A/D  > 01/0

و

A>            معاف

 

اکتیویته ماده رادیواکتیو (A) در مرتبه‌های متفاوتی از بزرگی است. بنابراین مقادیر D برای بهنجار کردن محدوده اکتیویته‌ها جهت فراهم کردن یک مرجع برای مقایسه مخاطرات بکار می روند. اکتیویته A بر حسب (TBq) تقسیم بر مقدار D برای رادیونوکلید مربوطه است. در برخی موارد طبقه بندی بر حسب A/D است.

 

جدول11-3:  بیان توصیفات  طبقه بندی ها [1]

طبقه بندی چشمه

مخاطره در نزدیکی چشمه

1

به شدت خطرناک برای افراد

2

بسیار خطرناک برای افراد

3

خطرناک برای افراد

4

خطر برای افراد غیر محتمل

5

خطر برای افراد بسیار غیر محتمل

 



[1]  IAEA

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1389/08/10 و ساعت 8:36 |
 

 آنالیز مواد

چشمه­ها و دستگاه‌های رادیواکتیو در زمینه آمایش مواد برای موارد ذیل بکار   می­روند:

  1. آنالیز عنصری مواد
  2. استخراج میزان رطوبت

یک مثال از آنالیز عنصری مواد،  فلورسانس پرتو x است. باریکه‌های تابش گاما با انرژی خاص ممکن است در یک آلیاژ فلزی هدایت شوند. اینها با عناصر مختلف به روش های مختلفی برهمکنش می­کنند و یک تابش ثانوی با انرژی متفاوت بازتابیده   می­شود. آنالیز طیف تابش بازتابیده، اندازه‌گیری از عناصر در گیر و خواص نسبی آنها را فراهم می کند.

میزان رطوبت و مقدار هیدروکربن در مواد توده ای و خطوط فرآیند ممکن است با اندازه‌گیری عبور و بازتاب نوترون­ها از یک چشمه تابشی نوترون اندازه­گیری ­شود.

نوترون ها جرم یکسانی با اتم های هیدروژن دارند و پس زنی از یک برخورد با اتم هیدروژن با کمترین کاهش سرعت است . اندازه‌گیری‌های کمیت نوترون های کند شده پس زده از یک ماده توده ای اجازه می­دهد که مقدار هیدروژن ارزیابی گردد این      می­تواند جهت اندازه‌گیری میزان آب بکار رود در اکتشافات نفتی روش یکسانی توام با سایر اندازه‌گیری­ها می­تواند جهت ارزیابی درصد هیدروکربن در یک چاه نفت بکار رود. چشمه­­های رادیواکتیو برای آنالیز مواد ممکن است در موارد زیر یافت شود:

  1. فرآورده‌های فلزی اوراق
  2. سرب در آنالیزهای رنگ
  3. آنالیز مغز ساقه و میزان آب چوب در صنایع فرآیندی
  4. مراکز تحقیقاتی
  5. مراکز کشاورزی
  6. آزمایشگاه‌های صنعتی
  7. اکتشاف و تولید نفت
+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1389/08/10 و ساعت 8:33 |

  پرتودهی غیر پزشکی محصولات 

چشمه و دستگاه‌های رادیواکتیو در زمینه آزمایش مواد برای موارد زیر بکار می روند:

  1. استریلیزه کردن
  2. عملیات تابش دهی بمنظور تغییر خواص مواد
  3.  عملیات تابش دهی بافت های مخرب بمنظور ممانعت از باز تولید
  4. پرتودهی مواد غذایی بمنظور نگهداری آنها

 

در استرلیزه کردن محصولاتی که مستلزم استریلیزه کردن می باشند (برای مثال تجهیزات پزشکی و لوازم جراحی) توسط یک تابش سطح بالا پرتودهی می‌شوند. دز تابشی که با دقت کنترل می‌شوند هر نوع باکتری را که ممکن است بطور اتفاقی در طی فرآیند کارخانه وارد بسته بندی شده باشد می­کشد. خود محصول از طریق فرآیند تحت تاثیر قرار  نمی گیرد.

مواد ممکن است بمنظور تغییر در خواص شان مورد تابش دهی قرار گیرند، برای مثال یک دز تابشی زیاد می‌تواند برای تقویت پیوندهای عرضی زنجیره‌های پلیمری در یک پلاستیک بکار رود. دانه‌ها و بذرها ممکن است برای ارتقاء رویش زودرس یا افزایش متفاوت در برابر امراض مورد تابش دهی قرار گیرند.

چشمه­های رادیواکتیو مطابق با برنامه­ریزی جهت کاهش جمعیت آفات حشرات بکار رفته اند. گروه فناوری هسته­ای در غذا و کشاورزی سازمان FAO/IAEA سالهای متمادی است که بر روی توسعه فناوری عقیم سازی حشرات جهت کنترل پرواز مگس تسه تسه که ناقل خطرناک تریپانوزوم است مشغول به کار بوده است.

بطور نوعی برای آمایش مواد از طریق تابش دهی،  چشمه­هایی با پرتوهای با شدت و انرژی بالا استفاده می‌شود که بین حفاظ ­های بسیار بزرگ قرار گرفته­اند. برای فرآیند استرلیزه کردن، برای مثال محصولات پزشکی، دستگاه شامل ساختمان با اتاق­های بزرگ حفاظ ­دار می­باشد که در مسیر آن محصولات عبور می کنند

مراکز آمایش مواد ممکن است در موارد ذیل یافت شوند:

  1. کارخانجات اختصاصی استریلیزه کردن
  2. صنایع تولید تحهیزات پزشکی
  3. آزمایشگاه‌های تحقیقاتی و مراکز آموزشی
  4. مراکز تحقیقات کشاورزی
+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1389/08/10 و ساعت 8:31 |

 سیستم های اندازه گیری

دستگاه و چشمه­های رادیواکتیو در زمینه اندازه­گیری ضخامت، چگالی و سطح مواد  بکار می­روند.

برای مقیاس و ضخامت سنجی ورقه ای از ماده که در یک فرآیند کارخانه تولید       می­شود، یک چشمه رادیواکتیو در یک طرف ورقه و یک آشکارساز در طرف دیگر قرار می گیرد. میزان تابش عبور کرده با فرض چگالی ثابت متناسب با ضخامت ماده است.

شدت جریان رسیده به آشکارساز می‌تواند به نوعی نشان دهنده ضخامت و چگالی ماده باشد که توسط کابل ها و سامانه­های کنترلی به اتاق کنترل کارخانه منتقل شده و بدین ترتیب کارخانه بطور لحظه ای تحت کنترل پیوسته قرار می گیرد. ایزوتوپ انتخاب شده دارای انرژی مناسب برای ضخامت و چگالی نسبی ورقه است. هدف بهینه کردن تضعیف تابش، دستیابی به پالس با قدرت تفکیک بالا برای سامانه اندازه‌گیری تابش است.

بطور مشابه چگالی یک ماده با ضخامت معین ممکن است با اندازه‌گیری میزان عبور تابش که از میان ماده عبور می کند و یا میزان بازتاب از آن اندازه‌گیری شود.

برای مقیاس سنج های سطح ماده، درون محفظه می­تواند توسط یک چشمه و یک آشکارساز تعیین شود. باریکه تابشی از میان محفظه عبور می کند و هنگامی که سطح ماده در محفظه در ارتفاعی باشد که باریکه تضعیف شود در نتیجه پالس و یا شدت جریان کمتری به آشکار ساز که در طرف دیگر چشمه (عبور) و یا در همان طرف (بازتاب) قرار دارد می رسد. این برای فرآیند کنترل تخلیه و پر شدن کلیه محفظه­ها بکار می­رود. این فرآیند بطور وسیعی در عملیات های گوناگون از قیف­ها صنعتی (هاپر) تا عملیات بسته بندی مواد غذایی (در قوطی) بکار می رود.

سامانه­های اندازه‌گیری رادیواکتیو ممکن است در موارد ذیل یافت شوند:

  1. فرآیندهای معدنی
  2. کارخانجات فرآیندهای صنعتی
  3. خطوط انتقال
  4. کارخانجات فرآیندهای شیمیایی و قیف­های صنعتی، سیلوها، ستون ها و...
  5. کارخانجات تولید سیگار
  6. کارخانجات تولید کاغذ
+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1389/08/10 و ساعت 8:31 |
 

مولد (Generator) راديوايزوتوپ براي ايزوتوپ‌هاي با عمر كوتاه

مولد mTc99 - Mo99

يكي از برجستگي‌هاي مهم در زمينه شيمي راديوداروها توسعه مولد mTc99  درآزمايشگاه ملي بروكهون(BNL) ايالات متحده در اواخر سال‌هاي1950 بود. Mo99 با گسيل b بهmTc99 فروپاشي مي‌نمايد. در مولد mTc99، مادر Mo99 به وسيله يك ستون كوچك آلومين اسيدي جذب مي‌شود. به دليل اختلاف خواص شيمياييTc و Mo، محصول دختر، mTc99 به صورت  به طور انتخابي در سالين نرمال در تناوب‌هاي زماني دوشيده مي‌شود. عمر مفيد اين مولد تقريباً دو هفته است. توسعه يك ستون مولد كروماتوگرافي كه در بالا توضيح داده شد نياز

به اكتيويته ويژه بالاي Mo99 دارد كه از طريق شكافت U235 يا پرتودهي هدف غني شده Mo99 دريك رآكتور با شار نوتروني بالا به دست مي‌آيد.

در حالت اكتيويته ويژه پايين Mo99  به وسيله پرتودهي هدف Mo طبيعي در رآكتورهاي با شار نوتروني متوسط مثل رآكتور سيروس(CIRUS) و زروا(Dhruva) در ترامبي توليد شده، مولد براساس استخراج با حلال است. تكنسيم به صورت پرتكنتات سديم با ميتل اتيل كتون(MEK) از محلول بازي موليبدات استخـراج مي‌شـود. سپس MEK تبخيـر شده و باقي‌مانده در محلول سالين نرمال بازگردانده شده و براي استفاده انساني استرليزه مي‌گردد. مولد ژل سيستم ديگري است كه مزايايي در رابطه با آساني و ايمني عمليات ستون دارد، حتي بدون رجوع به اينكه Mo99 توليد شده از شكافت پر هزينه است. Mo99 با اكتيويته ويژه متوسط به يك ماتريس نامحلول ستون ژل زيركونيم موليبدات(ZrMo) بازگردانده مي‌گردد. mTc99 با سالين نرمال يا حتي با آب از ستون ژل ZrMo كه به صورت مبادله كاتيوني عمل مي‌كند دوشيده مي‌شود

مزاياي mTc99

mTc99 داراي خواص مناسبي براي تشخيص در پزشكي هسته‌اي است. اين خواص عبارتند از :

(الف) انرژي گاماي keV140 براي آشكارسازي كارآ مناسب بوده و عكس‌هاي با كيفيت بالا با

دوربين گاما دارد. اغتشاش به دليل تضعيف با بافت‌هاي بدن پايين است.

(ب) فروپاشي mTc99 همراه با تنها جزء كمي از گسيل ذره‌اي بوده و لذا، راديو داروهاي mTc99 

حتي تا 40-30 ميلي‌كوري مي‌تواند به طور ايمن در بيماران به كار رود.چنين دز بالايي داراي كيفيت مناسب و بهتر عكس‌ها و اطلاعات با اطمينان بالاتر خواهد بود.

(پ)  نيمه عمر 01/6 ساعتي mTc99 براي بسياري از مطالعات پزشكي هسته‌اي كاملاً مناسب است.

(ت)  حالات چندگانه اكسايش تكنسيم فرمولاسيون شيميايي كمپلكس‌هاي كواوردينه را مقدور مي‌سازد.

(ث) mTc99 به راحتي از سيستم مولد قابل توليد است.

(ج) مادر Mo99 با هزينه پايين‌تري قابل دسترس بوده و لذا، از نظر اقتصادي قابل توجه است.

لذا، mTc99 “اسب كاري” پزشكي هسته‌اي است و 80% از كليه مطالعات پزشكي هسته‌اي كه در سطح جهان انجام مي‌پذيرد به عهده اين ايزوتوپ خاص است. پرتكنتات سديم
 (4TcO m99 Na) حاصل از مولد براي تهيه تعداد زيادي از راديوداروها با اختلاط ساده با “كيت‌هاي سرد” تهيه مي‌شود. كيت سرد داراي ليگاند‌هاي مورد نياز براي شلات نمودن با يك عامل احياء، بافر و نگه‌دارنده‌ها مي‌باشد. در افزودن  روي كيت‌هاي سرد، پرتكنتات به حالت ظرفيت مناسب احياء شده و با شلات جهت تشكيل راديودارو همراه مي‌شود. غلظت تكنسيم در اين راديوداروها تنها در حدود M7-10 است. و حال راديوداروهاي mTc99 براي بسياري از اعضاء بدن و شرايط كلينيكي قابل دسترس است (جدول 1).

 

جدول ۱: راديوداروهاي mTc99

 

اسكن جگر

كلوئيد سولفور Tc، كلوئيد قلع– Tc، فيتات– Tc

مطالعات فعاليت كليه

گلوكوهپتونات -Tc، Tc-DTPA، دي‌مركاپتوساكسينات -Tc ،

مكاپتواستيل تري‌گليسين- Tc، اتيلين دي سيستين-Tc.

اسكن استخوان

ميتلن دي فسفونات -Tc (MDP)

مطالعات كار كبدي

مبروفنين-Tc، ديسوفنين-Tc

] مشتقات ايمينودي استيك اسيدIDA))[

اسكن شش

ميكروسفرس يا تراكم ماكروني Tc-HSA

آئروسل‌هاي– Tc

 مطالعه و بررسي قلب

گلبول هاي سرخ-Tc، پيروفسفات-Tc، گلوكارات-Tc، سستاميبي-Tc، تتروفسمين-Tc.

جريان خون مغز

Tc-d، HMPAO –1، L-Tc، ECD-L

عكس‌برداري عفونت يا آماس و التهاب

Tc- لئوسايت‌ها، HIgG -Tc

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در سه شنبه 1389/03/18 و ساعت 6:48 |
 

 

راديوايزوتوپ‌هاي مورد استفاده در راديوداروها

راديوايزوتوپ‌هاي به كار رفته در فرمولاسيون راديوداروها عبارتند از Cr51، Co58/57، Fe59/52،
Ga67، Kr m81، Rb82، Tc m99، In111، I131/125/123، Xe133، Yb169، Au198/ m195، Tl201 و غيره. راديوايزوتوپ‌هاي به كار رفته در درمان اكثراً گسيل‌كننده  b همچون P32، Sr89، Y90، I131، Sm153، Ho166، Re188/186 و Au198 هستند. ايزوتوپ‌هاي مهم با حروف پر رنگ نشان داده شده‌‌اند. جدول1 نشان‌دهنده توضيحات واكنش‌هاي هسته‌اي، هدف‌هاي معمول  مورد استفاده (طبيعي يا غني شده) و غيره براي توليد راديونوكليدهاي متداول، مي‌باشند.

 

تقسيم‌بندي محصولات

راديوداروها به انواع مختلف بسته به طبيعت فرمولاسيون تقسيم‌بندي مي‌شوند:

 

راديونوكليدهاي ساده

كاربرد راديوايزوتوپ‌ها در پزشكي با تهيه چند ايزوتوپ اوليه در سال‌هاي 1950 شروع شد. اين راديوداروها شامل I131 به صورت يديدسديم و Cr51 به صورت كرومات سديم بودند. از اين راديوداروها، يديد سديم I131 حتي امروزه نيز براي تشخيص بعضي از ناهنجاري‌هاي تيروئيد و مهم‌تر از آن براي درمان تيروكسيكوليز و سرطان تيروئيد مورد استفاده قرار مي‌گيرد. محصولات مهم ديگر از اين نوع عبارتند از 2SrCl89، TlCl201 و غيره.

 

جدول ۱ :  راديونوكليدهاي مهم راديوداروهاي تشخيصي

 

راديونوكليد

نيمه عمر، روش فروپاشي

Eg  اصلي keV(%)

روش توليد

 (I)گسيل‌كننده‌هاي گاما

(الف) ردياب‌هاي فراگير

Tc m99

01/6 ساعت، IT

(89)5/140

مولدmTc99  - Mo99

In111

8047/2 روز، EC

(90)171

(94)245

Cd(p,xn)

(n2،a)Ag109

I123

27/13 ساعت، EC

(83)159

جدول ۱ (ادامه)

راديونوكليد

نيمه عمر، روش فروپاشي

Eg  اصلي، keV(%)

روش توليد

(ب) ردياب‌هاي با بهره برداري “خاص”

Tl201

912/72 ساعت،EC                                                  

(95)80-69

پرتو-X Hg

(11)167+135

®

Ga67

2612/3 روز،EC

(37)93

(20)185

Zn(p,xn)®

(n2, a)Cu65

I131

0207/8 روز، -b

(81)364

(7)637

(II) گسيل‌كننده‌ها +b براي PET

راديونوكليد

نيمه عمر(دقيقه)

(MeV)Eb+

پرتوهايkeV511

%

روش توليد

C11

39/20

96/0

200

N(p,a)14

N13

965/9

19/1

200

O(p,a)16

O15

037/2

72/1

200

N(d,n)14

O(p,pn) 16

N(p,n)15

F18

77/109

635/0

194

O(p,n)18

Ne(d,a)20

 تركيبات نشان‌دار

كاربـرد ايـزوتـوپ‌ها براي توسعـه تركيبات نشان‌دار خاص عضو مرحله بعدي است. اين تركيبات نشان‌دار مـواد شيميايي يا بيـوشيميايي خـاص با I131 يا هر ايزوتوپ منـاسـب ديگر بـوده و با خواص ذاتي تجمع در عضو خاصي براساس جذب سيستماتيك نشان‌دار مي‌شوند. چند راديـوداروي نشـان‌دار با يد عبـارتنـد از هيپـران نشـان‌دار با  I131/123 براي تـومـورهاي نورو- انـدوكرين(neuro- endocrine). (جـدول ۲) اين تـركيبـات مي‌‌تـواننـد نشان‌هاي

                                              جدول ۲ : راديوداروهاي I131

 

يديد سديم-I131

پيشرفت گيرايي و اسكن تيروئيد، عكس‌برداري از سرطان متاستاتيك تيروئيد. درمان تيورتوسيكوسيز و سرطان متاستاتيك تيروئيد.

MIBG-I131

عكس برداري و درمان تومور نرو-اندوكرين

هيپوران-I131

مطالعات فعاليت كليه به وسيله رنوگرافي

 

 “ صحيح” مثلاً سيانوكوبالامين (ويتامين 12B) نشان‌دار Co58/57 يا نشان‌هاي “خارجي” مثلاً آلبومين سرم انساني(HSA) نشان‌دار با I131 باشند. محصولات اصلي در حال حاضر در اين گروه شامل(الف) تركيبات I123 همچون پارا-يدو-N – ايزوپروپيل- آمفت‌آمين(IMP ،LAMP)، پارا-يدو-فنيل –3- ميتل – پنتادي‌كانوئيك اسيد (BMIPP) (ب)تركيبات C11 همچون استات – C11، پالميتات-C11، اسپيپرون ميتل-
C-N-11 و (پ) تركيبات F18، 2 – فلورو-2-دي‌اكسي‌گلوگز(FDG) و L-6-F18 – فلورو دي هيدروكسي فنيل آلانين(F-DOPA) هستند.

 

كمپلكس‌هاي كواوردينه فلزات راديواكتيو

اين يكي از گسترده‌ترين طبقه راديوداروها در حال حاضر است. بسياري از تركيبات نشان‌دار با mTc99، In111 و Re188/186 در اين تقسيم‌بندي قرار مي‌گيرند. تقريباً كليه راديوداروهاي ساخته شده از راديونوكليدهاي فلزي به شكل كمپلكس‌هاي كواوردينه با عوامل شلات‌‌دهنده، يك حالت مناسب اكسايش فلز با ليگندهاي مقتضي پايدار را ايجاد مي‌كنند.

 فرمولاسيون ذره‌اي 

كلوئيدها و توده‌هاي ماكروئي فلزات راديواكتيو با جزء مورد فرآيند آن‌ها، مثلاً Au198 – كلوئيد طلا، P32 – فسفات كروميك، توده ماكروئي نشان‌دار آلبومين با mTc99 كلوئيدهاي نشان‌دار راديواكتيو mTc99 و غيره به اين تقسيم‌بندي از راديوداروها تعلق دارند. الحاقيه‌هاي اخير، ذرات آپاتيت هيدروكسي كمپلكس شده با Ho166 و Sm153 و سوسپانسيون‌هاي كلوئيدي سيليكات يا فسفات‌هاي Y90، Re186، Sm153 و Ho166 هستند.

تهيه راديوداروها

تهيه راديو داروها مستلزم به‌كارگيري اصول و روش‌هاي متعدد شيميايي است. صرف‌نظر از راديواكتيو بودن مواد، مقادير شيميايي راديوايزوتوپ‌ها غالباً بسيار پايين است. لذا ترتيب خاص براي اجراي خودكار كليه مراحل راديوشيميايي تهيه، تخليص، استريليزاسيون و پيچيدن (دارويي) منظم آنها لازم است. توجه خاص به توضيحات ايمني تشعشع و ايمني دارويي مورد نياز مي باشد. كدهاي عملياتي خوب ساختن براي داروهاي معمولي به طور يكسان براي راديو داروها قابل استفاده بوده، مرورهاي لازم در بعضي از موارد به دليل طبيعت فاسد شدني و نگه‌داري كوتاه مدت اين محصولات لازم است.

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در سه شنبه 1389/03/18 و ساعت 6:33 |
 

 درمان با I131

      بيماران براي درمان به دو گروه عمده تقسيم مي شوند : بيماراني با بافت تيروئيد باقيمانده عادي، با / يا بدون متاستاز مخفي و دسته اي با كاركرد اوليه يا سرطان متاستاز. درمان گروه اول ريشه كني[1] ناميده مي شود و اغلب پزشكان 25 تا mCi30 (MBq1110-925)، I – NaI131 استفاده مي كنند، اگرچه مقادير بالاتري در حدود mCi150 (GBq55/5) هم مورد استفاده قرار گرفته است. براي گروه دوم از بيماران،‌ اغلب كلينيكها از يك مقدار استاندارد اكتيويته استفاده     مي كنند، كه بين mCi100 (GBq7/3) و mCi200 (GBq4/7) بسته به اندازه ناحيه متاستاز متغير است. كمترين مقادير براي آثار سرطان در تيروئيد يا متاستاز غده لنفاوي گردن و بيشترين مقادير براي ريه و متاستاز استخوان داده شده است.

      تخمين دقيق دز تابشي به نواحي تومور امكان پذير نيست، چرا كه مشكلاتي در تعيين حجم متاستاز در فواصل دور وجود دارد. اندازه تومورها و متاستاز غده لنفاوي و مقدار فراجذب I131 آنها مي تواند از تصاوير سينتيگرافي تخمين زده شود و ممكن است دز تابشي به نواحي محاسبه شود. دز تابشي حاصل از مقادير متداول I131 در حدود 5000 تا 30000 راد (Gy300-50) است.

      اگرچه درمان تابشي با I131 ايمن است، پيچيدگيهايي وجود دارد كه ممكن است بعد از معالجه با I131 با آن مواجه شويم. در حالت ريشه كني يك مقدار بزرگي از بافت تيروئيد با mCi30 (MBq1110) I131، درد حاد و سوزش تيروئيدها يك امر معمول است. گاهي اوقات‌ كم اشتهايي، حالت تهوع‌ و استفراغ به عنوان علائم تابش به چشم مي خورد. ظاهراً هيچ افزايشي در انتشار ناباروري بعد از معالجه با I131 مشاهده نشده است. التهاب تابشي ريه در برخي بيماراني كه با مقدار زيادي از I131 براي متاستاز ريه سرطان تيروئيد درمان مي شوند، اتفاق مي افتد.

      نقصان مغز استخوان در بيماراني كه با مقدار زيادي از I131 درمان
مي شوند مشاهده شده است. اين اثرات در 5 تا 6 هفته بعد از تجويز دز قابل توجه است. شيوع سرطان خون، هر چند با فراواني كم، بين 2 و 10 سال پس از درمان گزارش شده است و تكرار معالجات با I131 در فواصل كوتاهي اين فراواني را افزايش مي دهد.

      غده بزاق زير گوش و غدد بزاقي، I131 را متمركز مي كنند و در طي درمان دز تابشي قابل توجه زيادي را دريافت مي كنند. التهاب شديد غدد بزاقي (سيالادنيت[2]) در %10 بيماران كه با I131 براي سرطان تيروئيد معالجه شده اند، گسترش       مي يابد. اين شيوع با مقادير بالاتر I131 بيشتر آشكار مي گردد.

      تأثير درمان با I131 براي سرطان تيروئيد به محل قرارگيري متاستازها بستگي دارد. توسط اسكن در %68 بيماران با متاستاز غده لنفاوي، در %48 بيماران با متاستاز ريه و تنها در %7 ‌بيماران با متاستاز استخوان مشاهده گرديد كه بهبودي حاصل شده است. پاسخ دهي به درمان با جرم سرطان موجود در يك محل مشخص متناسب است. تا وقتي كه معالجه عملكرد سرطانهاي تيروئيد در مديريت همه بيماران ارزشمند است، ارزش درمان سؤال برانگيز مي باشد.

      بازگشت سرطان تيروئيد در برخي بيماران با برآمدگي و سرطان كيسه اي اتفاق مي افتد. براي سرطان تيروئيد بازگشتي يا متاستازهاي باقي مانده كه به معالجات قبلي پاسخ كمي داده اند، تكرار معالجات با I131 در فواصل 3 ماه تا 1 سال بستگي به اندازه، ميزان فعاليت، و محل قرارگيري نواحي متاستاتيك دارد. تصويربرداري تمام- بدن پس از معالجه تا زماني كه هيچ تومور قابل آشكارسازي يا فراجذب متاستاتيك براي 2 سال پيوسته وجود نداشته باشد به صورت ساليانه صورت می گيرد. همچنين ساير شاخصهاي كلينيكي از قبيل TSH، سرم تري گلوبين و تصوير راديوگرافي براي آگاهی از روند معالجه بكار گرفته مي شوند. بايد توجه شود كه، بر طبق بسياري از تحقيقات، درمان با I131 براي درمان سرطان تيروئيد نخاعي استفاده نمي شود.



1 - Ablation

1 - Sialadenitis

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1389/03/17 و ساعت 6:55 |
 

کاربردهاي درماني راديوداروها در پزشکی   هسته ای

 

درمان پركاري تيروئيد

پركاري تيروئيد يك بيماري شايع ناشي از فعاليت زياد هورمون تيروئيد است و از تعدادي فرآيندهاي بيماري زا ناشي مي شود. راهكارهاي چندي در درمان پركاري تيروئيد بكار گرفته شده است، به عنوان مثال، استفاده از داروهاي آنتي تيروئيد از قبيل پروپيلودراكيل يا متي مازول، تيرودكتومي، اما دارودرماني و معالجه با I131 از متداولترين انتخابها هستند.

علت اساسي استفاده از درمان راديو يد اين است كه تيروئيد انباشته شده و غده ها را با تابشهاي g و-b تابش دهي مي كند، در حدود %90 كل دز تابشي از ذرات -b ناشي مي شود. چندين روش انتخاب دز درماني I131 در حال استفاده است. ساده ترين روش تجويز مقدار يكساني از يديدسديم- I131، معمولاً 3         تا mCi 7 (MBq259-111)، براي همه بيماران با شرايط كلينيكي پركاري تيروئيد مشابه مي باشد. تقريباً %60 بيماران از معالجه پركاري تيروئيد در مدت 3 تا 4 ماه بهبودي حاصل مي كنند و يك معالجه ثانوي براي 25 تا 30 درصد‌ ساير بيماران بكار مي رود. اين روش اكتيويته ثابت محدوديتهايي دارد، زيرا اكتيويته تجويز شده دلخواه است و به شدت بيماري يا وزن غدد ارتباطي ندارد.

متداولترين روش معالجه I131‌ تجويز مقدار خاصي از I131‌ بر حسب ميكروكوري بر گرم از تيروئيد، براساس ارزيابي فراجذب تيروئيد و جرم غدد
مي باشد. فرض بر اين است كه نيمه عمر بيولوژيكي ميانگين I131‌ براي كليه بيماران يكسان است. رابطه تجربي براي اين روش به صورت زير داده مي شود:

 =    µCi تجويز

100 × (g) جرم تيروئيد ×µCi /g

(%) فراجذب در 24 ساعت

 بسياري از كلينيك ها از يك دز 55 تا µCi80 (MBq3-2) بر گرم براي بيماري گراوس[1] استفاده مي كنند. چنانچه فرض شود µCi1 ( kBq37) انباشته شده در تيروئيد، منجر به 1 راد (Gy01/0) دز تابشي شود، آنگاه، يك دز µCi80 (MBq96/2) بر گرم برای مثال rad 6400‌ (Gy64) به غدد تيروئيد 60 گرمی با ميزان فراجذب %75‌ مي دهد. جرم تيروئيد از طريق معاينه يا عكس تيروئيد تخمين زده مي شود. براي بيماران با غدد بسيار بزرگ و شديداً پركار، دز بزرگتري در حدود 160 تا µCi200 (MBq 4/7-9/5) بر گرم براي بدست آوردن پاسخ سريعتر تجويز مي شود.

            درمان I131‌ براي زنان باردار ممنوع است، زيرا I131‌ از ديواره جنيني عبور  مي كند و مي تواند باعث مخاطرات تابشي به تيروئيد جنين گردد. تيروئيد جنين در هفته دهم حاملگي شروع به انباشت يد مي كند و از اين رو درمان I131‌ در طی يا بعد از اين زمان بايد ممنوع شود. همچنين،‌ در دوره زماني قبل از هفته دهم حاملگي، بخشي از درمان ممكن است موجب پرتوگيري تابشي به جنين شده و از اين رو نبايد صورت گيرد. پيشنهاد شده است كه يك آزمون بارداري قبل از شروع درمان با I131 براي كليه خانمها در سنين پتانسيل حاملگي انجام شود. به بيماران معالجه شده با I131 توصيه مي شود كه حاملگي را حداقل 6 ماه پس از درمان به تعويق بيندازيد.

      در بيماري گراوس، بهبود كامل پركاري تيروئيد در %60 بيماران بعد از معالجه بدست مي آيد. براي بيماران با پركاري تيروئيد شديد، به ويژه بيماران مسن تر، قبل از شروع درمان با I131، درمانهايي با استفاده از داروهاي آنتي تيروئيد بكار گرفته مي شود تا نتايج بهتري حاصل گردد.

      بازگشت پركاري تيروئيد پس از اولين معالجه در حدود 6‌ تا 14 درصد از بيماران يافت مي شود و نياز به تكرار درمان با I131 وجود دارد. پركاري تيروئيد در بين 25 تا 40 درصد بيماران معالجه شده، بويژه آنهايي كه با دزهاي بالايي از I131 درمان شده اند، مشاهده مي شود. بمنظور كاهش شيوع پركاري تيروئيد، دزهاي كمتر يا تقسيم شده اي از I131 در يك مدت طولاني تري تجويز مي شود. بعد از درمان با I131، داروهايي از قبيل تيوميدس[2] ، يد پايدار و عوامل مسدود كننده آدرنالين -b (پروپرانولول، متوپرولول و...) بمنظور كنترل پركاري تيروئيد به بيماران داده مي شود.

      گواتر چند غده اي سمي (بيماري پلومر[3]) در مقابل درمان I131 بسيار مقاوم هستند و به طوري كه با چندين ميزان دز بالاي I131 درمان مي شوند. به علت مقاومت در مقابل درمان، شيوع پركاري تيروئيد در اين گروه از بيماران پايين است. اين بيماران بايد براي درمان با I131 با پيش درمان آنتي تيروئيد آماده شوند.

      در تعداد كمي از بيماران، نتايج تشديد پركاري تيروئيد به شرايطي از قبيل نارسايي قلبي و بحران تيروئيد در مدت 3 تا 5 روز بعد از درمان با I131 بايد توجه شود. اين نتايج ناشي از آزادسازي مفرط 3T و4T از غده تيروئيد درمان شده است. به هر حال، امروزه شيوع پركاري تيروئيد وخيم از طريق استفاده از پيش پروپرانولول براي درمان كاهش يافته است.

درمان سرطان تيروئيد

      انواع مختلف سرطانهاي تيروئيد شامل سرطانهاي داراي برآمدگي و
كيسه اي با I131 قابل درمان هستند، زيرا اگرچه خيلي كوچك هستند، قابليت تمركز I131 را دارند. سرطانهاي تيروئيد نخاعي و آناپلاستيك، I131 را جمع      نمي كنند و از اين رو درمان با I131 براي درمان اين سرطانها بي ارزش است. سرطانهاي داراي برآمدگي و كيسه اي در قسمتهاي مختلف بدن از يك نقطه به نقطه ديگر گسترش يافته و اغلب ميزان وسعت گسترش قبل از شروع درمان با I131 نياز به ارزيابي دارد.

      قبل از درمان I131، اغلب بيماران متحمل جراحي كل و يا قسمت اعظمي از تيروئيد مي شوند كه در آن بافتهاي سرطاني به انضمام مقداري از بافتهاي سالم برداشته مي شوند. جداسازي بافتهاي سالم باعث پركاري تيروئيد مي شود و نتيجه آن يك افزايش TSH داخلي را دربردارد كه سرطان باقي مانده را براي متمركز كردن  I131 تحريك مي كند. همه داروهاي خوراكي هورمون تيرون (4T) براي 6 هفته قبل از شروع درمان به منظور درمان متوقف مي شوند. گاهي اوقات كربنات ليتيم قبل از درمان با I131 تجويز مي شود زيرا ليتيم از آزادسازي I131 از سرطان تيروئيد جلوگيري مي كند.



1 - Graves

1 - Thiomides

2 - Plummer

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1389/03/17 و ساعت 6:45 |

پرتودهی در راکتور

فرمول مربوط به اکتیویته مخصوص نشان می دهد که این اکتیویته تابعی خطی از شار نوترونی راکتور می باشد. راکتور هارول[2] معروف به DIDO (راکتور آب سنگین با اورانیوم غنی شده) دارای شاری  معادل  1014 است.

هر راکتور حاوی ماده قابل شکافت احاطه شده با کند کننده ای است که نوترونهای سریع را کند نموده و به نوترونهای حرارتی تبدیل می کند.

ماده قابل شکافت، مثلاً اورانیوم بصورت میله هایی به صورت مشبك در قلب راکتور قرار گرفته و لذا بالاترین شار نوترونی در قلب راکتور و در جایی است که در حجم کمی از کل اورانیوم وجود دارد و این مسئله در راکتور DIDO كاملاَ مشهود است. بنابراین اندازه نمونه دارای حدی خواهد بود تا بتواند بالاترین شار را جذب نماید. بعلاوه یک شاری گامای بالایی وجود دارد که ممکن است، علاوه بر تغییرات حاصل از بمباران نوترونی، موجب تغییرات فیزیکی در نمونه و غلاف آن بشود. آلومینیوم به دلیل کوتاه بودن نیمه عمر آن (3/2 دقیقه) معمولاً بعنوان کانتینر[3] در پرتودهی بکار می رود.

از سیلیس و پلی اتیلن نیز اغلب بعنوان کانتینر داخلی استفاده می شود. برای جلوگیری از خطرات احتمالی، هر مایع فراری قبل از قرار گرفتن در راکتور باید مورد آزمایش قرار گیرد. شار بالای نوترون و گاما موجب تجزیه و از هم پاشیده شدن مواد شده و در بسیاری از حالتها باعث تغییر ظرفیت می شود. مثلاً اگر اورتو فسفات رامورد پرتودهی قرار دهیم فقط 50 درصد فسفر رادیواکتیو حاصل، خواص شیمیایی اورتوفسفات را خواهد داشت. بدلیل ایجاد تغییرات در پیوندهای شیمیایی، بندرت می توان یک ترکیب نشاندار را با پرتودهی مستقیم تهیه نمود. نظر به اینکه بعضی از آنیونها مثلاً کلروریدها ایجاد واکنشهای جانبی می نمایند، عموماً خود عنصر، اکسید آن و یا کربنات آن مورد پرتودهی قرار می گیرد.

 

ایزوتوپ هدف

پدیده

پدیده

پدیده

 

n,g

n,p

n,a

Na 23

Na24

Ne23

F20

Cl35

Cl36

S35

P32

Cl37

Cl38

S37

P34

جدول 2-2  پرتودهی NaCl

 

بعنوان مثال، بطوریکه جدول 2-2 نشان می دهد پرتودهی NaCl تولید 9 محصول می نماید، اگر چه فقط Na24 ، P32 ، S35 و Cl36 دارای نیمه عمرهای قابل ملاحظه می باشند.

در صورت بزرگ بودن سطح مقطع عنصر هدف خودحفاظی، فاکتور مهمي می باشد که موجب کاهش فعالیت مخصوص می گردد. بجاي طلا، يك نمونه از ورقه نرم و مچاله شده و نه بصورت سيم دراز و يا به شكل كروي و از جنس سخت و محكم در درون راكتور قرار داده مي شود. در محاسبات مقدار ويژه هدف كه مي توان در درون راكتور قرار داد، فاكتور خود حفاظي در نظر گرفته مي شود.



[2] . Harwell, U.K.

[3] . Container

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در سه شنبه 1388/10/01 و ساعت 8:49 |

راکتورهای تحقیقاتی برای تولید رادیوایزوتوپ

 

مقدمه

تعداد زیادی رادیو ایزوتوپ مصنوعی بین سالهای 1939 – 1934 بوسیله بمباران عناصر با ذرات قابل دسترس در دستگاههای شتاب دهنده مانند سیکلوترون تولید شد. از زمان كشف شكافت هسته اي بيش از صد ويژه هسته جديد بوسيله بمبارانهاي نوتروني توليد شده اند، علاوه بر اين وجود دستگاههاي مدرن شتابدهنده با انرژي بالا موجب بوجود آمدن واکنشهای دیگر هسته ای، پرتاب ذرات از هسته، شکافت عناصر سنگین و تولید عناصر سبک بوده است.

در سال 1896 بكرل راديواكتيويته طبيعي را در سولفات اورانيل پتاسيم كشف نمود. از آن زمان، پيروماري كوري، رادرفورد و سادي تلاشهاي فراواني را براي كشف تعداد زيادي از عناصر راديواكتيو بعمل آوردند. كار همه اين دانشمندان نشان داده است كه كليه عناصر پيدا شده در طبيعت با يك عدد اتمي بزرگتر از  83(بيسموت) راديواكتيو هستند. راديواكتيويته مصنوعي ابتدا بوسيله اي- كوري و اف ژوليو در سال 1934 گزارش گرديد. اين دانشمندان هدفهاي بور و آلومينيوم را با ذرات -a از پلونيوم پرتودهي نموده و پوزيترونهاي گسيل شده از هدف را حتي پس از برداشتن چشمه ذرات -a مشاهده نمودند. اين كشف اكتيويته القائي يا مصنوعي گسترده وسيعي از اهميت فوق العادة آنها را بازنمود. تقريباً در همان زمان، كشف سيكلوترون، نوترون، و دوترون بوسيله دانشمندان مختلف توليد تعداد بسيار بيشتري راديواكتيويته هاي مصنوعي را امكان پذير ساخت. در حال حاضر، بيشتر از 2700 راديونوكليد در سيكلوترون، راكتور و مولد نوترون و شتابدهنده خطي توليد شده اند.

راديونوكليدهاي بكاررفته در پزشكي هسته اي اكثراً از انواعي هستند كه بطور مصنوعي توليد شده اند. اين راديونوكليدها در ابتدا در يك سيكلوترون يا يك راكتور توليد مي شوند. نوع راديونوكليد توليد شده در يك سيكلوترون يا يك راكتور بستگي به ذره پرتودهي، انرژي آن و هسته هاي هدف دارد. از آنجا كه اين تجهيزات پرهزينه هستند، و راديونوكليدهائي توليد مي كنند كه به تجهيزات خودكار هدايت مي شوند كلاً محدود هستند. راديونوكليدهاي با عمر بسيار كوتاه تنها در مؤسساتي قابل دسترسي هستند كه داراي تجهيزات سيكلوترون يا راكتور بوده، و نمي توانند براي مؤسسات يا بيمارستان حمل شوند چرا كه سريعاً فروپاشي مي كنند. با وجود اين براي تأسيسات خودكار چشمه ثانوي از راديونوكليدها بويژه با نيمه عمر كوتاه وجود دارد كه بنام مولد راديونوكليد بوده و بطور مفصل در فصل بعدي مورد بحث قرار مي گيرند.

اولین راکتور بهره برداری هسته ای که از اورانیوم طبیعی بعنوان سوخت و بلوکهای گرافیک بعنوان کند کننده ( راکتور گرافیت)[1] استفاده می گردد در Tennessee,Oak ridge  USA و در سال 1943 تا 1963 بکار گرفته شد.

انتشارات IAEA یک دایرکتوری وسیع جهانی از راکتورهای تحقیقاتی فراهم کرده است. دوران 1950 تا 1970 تعداد زیادی از راکتورهای تحقیقاتی با امکانات چند گانه ای مورد بهره برداری بوده است. بعد از 1980 ، بعلت از کار اندازی تعدادی از راکتورهای قدیمی، تعداد راکتورهای در حال کار بطور پیوسته کاهش یافت.

درحال حاضر 278 راکتور تحقیقاتی در حال کار هستند که نزدیک به 73 عدد برای تولید رادیوایزوتوپها مفید هستند. راکتورهای تحقیقاتی که برای تولید رادیو ایزوتوپ بکار می روند، بطور عمده به دو دسته طبقه بندی می شوند:

-        اورانیوم غنی شده ، کند کننده آب سبک[2]، راکتورهای نوع استخری

-        اورانیوم طبیعی، کند کننده آب سنگین[3] و راکتورهای نوع تانکی

 

رادیوایزوتوپها بوسیله پرتودهی مواد هدف مناسب برای شار نوترون در راکتور هسته ای در یک مدت مشخص تولید می شود. در راکتورهای نوع استخری، قلب فشرده و قابل مشاهده است، و از قسمت بالای استخر قابل دسترسی است. مواد هدف که باید تابش دهی شوند در کپسولهای اولیه بسته می شوند، در ظرفهای مخصوص تابش دهی طراحی شده قرار گرفته و سپس در محلهای از پیش تعیین شده در قلب لوله ای برای تابش دهی پایین فرستاده می شود.

در راکترهای استخر آبی، دسترسی به قلب آسان است، وارد کردن و خارج کردن هدفها آسان هستند، و می توان از قسمت بالای استخر با استفاده از ابزار ساده انجام داد. هدفهای تابش دهی شده سپس  در کانتینرهای حفاظتی مناسب قرار گرفته و به آزمایشگاههای فرایند ایزوتوپ منتقل می شوند.

در راکتورهای نوع تانک، مجموع تابش دهی شامل یک تعداد زیادی از کپسولهای هدف بوده و با استفاده از ظروف مخصوص طراحی شده به پایین فرستاده می شود. مجموع تابش دهی شده به داخل یک هات سل ثابت بوسیله یک دسته ماشینی با قابلیت بالا برای قراردادن و خارج کردن کپسولهای هدف بعدی فرستاده می شود. تولید مقدار رادیوایزوتوپها با اکتیویته ویژه بالا به هدف و به همان اندادهز به شرایط تابش دهی وابسته است.



[1] . Graphite Reactor

[2] . Light Water Moderator

[3] . Heavy Water Moderator

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در سه شنبه 1388/10/01 و ساعت 8:48 |

رادیوداروهایی برای بدخیمی استخوان

 

در ابتدا،  کاربرد رادیوایزوتوپها برای معالجه سرطانهای استخوان اصولاً بر پایه وضعیت مداوم یا غیر مداوم بیماری مورد نظر بود. ایزوتوپهای کلسیم و استرانسیوم در پزشکی برای درمان امراض استخوان از ابتدای دهه 1940 مورد استفاده قرار گرفت]2[. در نتیجه برنامه های تحقیقاتی در دهه بعدی، استفاده از این عوامل، روشی برای ترکیبات فسفر(P32(  را ارائه داد، اما این روش ساخت نتیجه بهینه شده کمتری را نشان داد. در نتیجه، برنامه های تحقیقاتی، از تمرکز به درمان سرطان استخوان به درمان درد توام با وضعیت بیماری منتقل شد. در دهه 1970، Sr89   بعنوان یک عامل مفید نشاندار به منظور درمان کمکی درد برای متاستاز سرطانی مجدداً معرفی شد.

اگر چه P32 و  Sr89 نشان دادند که در کاهش درد توام با متاستازهای پروستات و سینه موثر هستند، ولی این رادیو داروها برای کاربرد در سایر انواع سرطانها موثر نیستند. همچنین خواص فیزیکی رادیواکتیو آنها اثرات مضر نامطلوبی بر سلولهای مایلوپرلایفیتو در مغز استخوان و متوقف کردن بازسازی مغز استخوان دارد.

بعلت توزیع منظم یاخته های استخوانی، تومور و مغز استخوان، مدلسازی دزیمتری این رادیو داروها مشکل است. همچنین نیمه عمر بیولوژیکی رادیو داروها برای محاسبه غیر قابل پیش بینی و مشکل است و به علت این عوامل، محققان، واریانسهای بزرگی در دزیمتری این عوامل گزارش کرده اند.

برای ارزیابی مقدار تاثیر این عوامل، روشهای گوناگونی برای اندازه گیری تسکین درد بکار رفته است. برخی از متداولترین روشهای بکار گرفته شده شامل شاخص کارنوفسکی[1] و سایر روشهایی که توسط نیلسون[2]  تشریح شده است، می باشد]3[.

بدیهی است که این یک شاخص مشکل برای کمیت است، چرا که درد یک احساس درونی است. چنانچه کاهش درد در نتیجه یک درمان تابشی، که باعث تعدیل بهبود بخشیدن شیوه زندگی، یا افزایش در استفاده از عوامل درد را نشان بدهد، اغلب واضح نیست. تسکین درد می تواند در نتیجه هر یک از این فاکتورها یا ترکیبی از همه یا برخی از آنها باشد.

 

مشخصات عوامل درمان استخوان

نیمه عمر

اثرات نهفته یک رادیو دارو بوسیله نیمه عمر موثر، بیولوژیکی و فیزیکی آن تحت تاثیر قرار می گیرد  و هر یک از این فاکتورها باید در تجویز لحاظ شود. در نظر گرفتن یک نیمه عمر فیزیکی بهینه شامل چندین فاکتور است. اگر چه نیمه عمرهای کوتاه ممکن است اجازه تجویز مقادیر با آهنگ دز بالاتر و تعداد دفعات بیشتری را دهد، ولی  ممکن است آسیبهای بیشتری به سلولهای سالم برسانند و مشکلاتی در تاریخ مصرف و بکارگیری بوجود آید. نیمه عمر ایزوتوپ باید به اندازه کافی طولانی باشد تا بتواند باعث نابودی یا آسیب به سلولهای تومور در استخوان و احتمالاً برخی تخریبات سلولهای نزدیک به سطوح جذب اطراف متاستاز استخوانی باشد. در جدول 1-3 برخی از مشخصات آمده است.

 

گسیل فوتون

هدف اولیه برای کاربرد رادیوداروها در درمان امراض استخوانی شامل تابش متاستاز برگزیده با کمترین یا بدون تابش به بافتهای سالم است. تابش این چشمه های بدون حفاظ (مانند رادیوداروهایی که می توانند بصورت داخل وریدی یا خوراکی تجویز شوند که دارای میل ترکیبی شدیدی برای آسیبهای استخوانی دارند) بصورت داخلی تجمع می یابد. تاثیر آنها مستقیماً به مقدار دز تابشی که از طریق ناحیه معیوب دریافت می شود، وابسته است. رادیو داروهای گسیلنده آلفا یا بتا برای القا دزهای تابشی بالا در منطقه مورد نظر مفید هستند. گسیل پرتو- گاما ممکن است قسمتی از فرایند واپاشی باشد یا نباشد. انرژی پرتو- گاما در تاثیر درمانی رادیو داروها مشارکت کمی دارد و پرتوگیری تابشی به فرد و خانواده را افزایش خواهد داد. اگر چه ممکن است برای تصویربرداری دو بعدی از نحوه توزیع رادیو دارو در بافت برای مونیتورینگ توزیع رادیو دارو در بیمار مفید باشد.

Sr89 و P32 گسیلنده های بتا با انرژی بالا هستند. بنظر می رسد این تابش علت مایلوتوکیتی توام با این عوامل باشد. در حال حاضر تلاش محققان بر روی عواملی که گسیلهای الکترون با انرژی پایین تری دارند،  باعث امیدواری کاهش این اثرات ناسازگار توام شده است.

Sm153

Sm153  ، یک رادیونوکلید با نیمه عمر فیزیکی 9/1 روز است که از طریق گسیل– بتا واپاشی می کند. ذره – بتا دارای ماکزیمم انرژی MeV81/0 و انرژی میانگین MeV23/0 می باشد ، و دارای برد mm6/0 در بافت نرم است.

پرتو–بتا با یک پرتو گاما keV- 103 با 28% فراوانی همراه است. Sm153 با اتیلن اسید فسفونیک دیامین تترامتیلن به منظور تشکیل EDTMP – Sm153 ترکیب می شود. این ترکیب فسفات در اسکلت متناسب با فعالیت استخوان زایی تمرکز می یابد. پس از تزریق درون وریدی کمتر از 1% در خون در مدت 5 ساعت باقی می ماند. در حدود 65% مقدار در اسکلت باقی می ماند. دفع از طریق ادرار تقریباً پس از 6 ساعت کامل می شود. توزیع EDTMP-Sm153 با رادیو داروهای استخوان خواه از قبیل (دی فسفونات متیلن– mTc 99  ) MDP   - Tc m99  یکسان است. (شکل 1-1) EDTMP – Sm153 معمولاً به مقدار MBq/kg 37 (mCi/kg 1) تجویز می شود.

مطالعه افزایش تدریجی شدت – دز، مایلوتوکسیتی محدودیت – دز، با یک ماکزیمم تحمل دز  ( ) را نشان می دهد.

افت پلاکتها بین روزهای 16تا  45 (متوسط 28 روز) رخ می دهد. تسکین درد در 74%-62% از بیماران با بهترین پاسخدهی سراسری در بالاترین مقادیر رخ می دهد.  تعداد پلاکتهای پیش از درمان، نوع تومور، درمان قبلی هورمونی، و درصد جذب EDTMP – Sm153 بر مایلوتوکسیتی اثر بیشتری نسبت به اکتیویته تجویز شده دارد.

متوقف سازی ریشه استخوان معمولاً خفیف، برگشت پذیر و بدون توأم بودن با سمیّت مرتبه 4 است. پلاکتها و سلولهای سفید خون به سمت wk 3 یا  wk4 با هر دو دز می رسند و بوسیله wk8 بهبود می یابند. Sm153 پرکاربردترین عامل رادیو داروی تسکین درد استخوان در ایالات متحده است. آسان بودن استفاده از آن، قابلیت تصویربرداری از توزیع آن، و نتایج کلینیکی آن (شامل توانایی در مشخص کردن عیار مقدار بر پایه وزن بدن) جذابیت استفاده از آن را تشکیل می دهد.



[1] . Karnofsky

[2] . Nielson

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در سه شنبه 1388/10/01 و ساعت 8:47 |

استفاده از چشمه های بسته  رادیواکتیو و دستگاه ها

خواص تابشی در گستره  وسیعی از کاربرد ها مورد استفاده قرار گرفته اند. کاربردهای چشمه ها و مواد رادیواکتیو به حدی گسترده و وسیع می باشد که حتی فهرست کردن این کاربردها بدون هیچگونه توضیح فنی نیز  بسیار طولانی می باشد. در کنار سایر بهره برداری ها از فناوری هسته ای در زمینه  تولید انرژی، پزشکی و کشاورزی کاربرد این فناوری در زمینه  صنعت نیز بسیار گسترده است و پیشرفت صنایع در فناوری امروزه بدون بکارگیری این زمینه امکان پذیر نیست. نواحی کاربردی برای استفاده از چشمه ها و دستگاه های رادیواکتیو را ممکن است در 6 گروه نوشت:

 

1.       استفاده های پزشکی

2.       پرتودهی غیرپزشکی محصولات

3.       سیستم های اندازه گیری

4.       سیستم های تصویر برداری

5.       آنالیز مواد

6.       استفاده های متفرقه

 

استفاده های پزشکی

 این گروه از کاربردها باستثنای استفاده از رادیوداروها که در دو گروه بندی عمده تشخیصی و درمانی بکار می روند و امروزه بدون بکارگیری رادیوداروها امکان تشخیص امراض مختلف با بکارگیری دستگاه های تصویربرداری از قبیل PET  و SPECT وجود نخواهد داشت ، است.

در این زمینه از کاربردها چشمه و دستگاه های رادیواکتیو در زمینه  پزشکی برای درمان سرطان و تابش دهی خون بکار می روند. در درمان سرطان یک تومور توسط تابش دهی از طریق یک باریکه  خروجی که در حین عبور از بدن ناحیه  سرطانی را تابش دهی   می کند (تله تراپی یا دور درمانی) و یا توسط کاشت چشمه تابشی در نزدیکی و یا در درون تومور آن را مورد تابشی دهی قرار می دهد (براکی تراپی). عملیات تابش دهی با کشتن سلول های سرطانی منجر به از بین بردن یا کاهش تومور می گردد.

خون ممکن است قبل از تزریق جهت ممانعت از تکثیر لمفوسیتها از طریق تابش دهی تصفیه شود. این امر موجب حداقل شدن مشکلات سیستم ایمن سازی بیمار در آینده   می گردد.

تجهیزات رادیواکتیو مورد استفاده در کاربردهای پزشکی را می توان در مراکز زیر یافت :

 1.       واحدهای بیمارستانی درمان سرطان

2.       واحدهای بیمارستانی انتقال خون و واحدهای ذخیره  خون

 

پرتودهی غیرپزشکی محصولات

 چشمه و دستگاه های رادیواکتیو در زمینه  آزمایش مواد برای موارد زیر بکار می روند:

1.       استریلیزه کردن

2.       عملیات تابش دهی بمنظور تغییر خواص مواد

3.        عملیات تابش دهی بافت های مخرب بمنظور ممانعت از باز تولید

4.       پرتودهی مواد غذایی بمنظور نگهداری آنها

در استرلیزه کردن محصولاتی که مستلزم استریلیزه کردن می باشند (برای مثال تجهیزات پزشکی و لوازم جراحی) توسط یک تابش سطح بالا پرتودهی می شوند. دز تابشی که با دقت کنترل می شوند هر نوع باکتری که ممکن است بطور اتفاقی در طی فرآیند کارخانه وارد بسته بندی شده باشد را می کشد. خود محصول از طریق فرآیند تحت تاثیر قرار   نمی گیرد.

مواد ممکن است بمنظور تغییر در خواص شان مورد تابش دهی قرار گیرند ، برای مثال یک دز تابشی زیاد می تواند برای تقویت پیوندهای عرضی زنجیره های پلیمری در یک پلاستیک بکار رود. دانه ها و بذرها ممکن است برای ارتقائ رویش زودرس یا افزایش متفاوت در برابر امراض مورد تابش دهی قرار گیرند.

چشمه های رادیواکتیو مطابق با برنامه ریزی جهت کاهش جمعیت آفات حشرات بکار     رفته اند. گروه فناوری هسته ای در غذا و کشاورزی سازمان FAO/IAEA سالهای متمادی است که بر روی توسعه فناوری عقیم سازی حشرات جهت کنترل  پرواز مگس تسه تسه که ناقل خطرناک تریپانوزوم است مشغول به کار بوده است.

بطور نوعی برای آمایش مواد از طریق تابش دهی چشمه هایی با پرتوهای با شدت و انرژی بالا استفاده می شود که بین حفاظ های بسیار بزرگ قرار گرفته اند. برای فرآیند استرلیزه کردن، برای مثال محصولات پزشکی، دستگاه بطور موثری شامل ساختمان با اتاق های بزرگ حفاظ دار که در مسیر آن محصولات عبور می کنند می باشند.

مراکز آمایش مواد ممکن است در موارد ذیل یافت می شوند:

1.       کارخانجات اختصاصی استریلیزه کردن

2.       صنایع تولید تحهیزات پزشکی

3.       آزمایشگاه های تحقیقاتی و مراکز آموزشی

4.       مراکز تحقیقات کشاورزی

 

سیستم های اندازه گیری

دستگاه و چشمه های رادیواکتیو در زمینه  اندازه گیری مواد برای موارد زیر بکار       می روند:

1.       ضخامت

2.       چگالی

3.       سطح

 

برای مقیاس و ضخامت سنجی که ک ورقه از ماده در یک فرآیند کارخانه تولید می شود، یک چشمه رادیواکتیو در یک طرف ورقه و یک آشکارساز در طرف دیگر قرار می گیرد. میزان تابش عبور کرده با فرض چگالی ثابت متناسب با ضخامت ماده است.

شدت جریان رسیده به آشکارساز می تواند به نوعی نشان دهنده ضخامت و چگالی ماده باشد که توسط کابل ها و سیستم های کنترلی به اتاق کنترل کارخانه منتقل شده و بدین ترتیب کارخانه بطور لحظه ای تحت کنترل پیوسته قرار می گیرد. ایزوتوپ انتخاب شده دارای انرژی مناسب برای ضخامت و چگالی نسبی ورقه است. هدف دستیابی به بهینه کردن تضعیف تابش بمنظور دستیابی به پالس با قدرت تفکیک بالا برای سیستم اندازه گیری تابش است.

بطور مشابه چگالی یک ماده با ضخامت معین ممکن است با اندازه گیری میزان عبور تابش که از میان ماده عبور می کند و یا میزان بازتاب از آن اندازه گیری شود.

برای مقیاس سنج های سطح ماده درون محفظه می تواند توسط یک چشمه و یک آشکارساز تعیین شود. باریکه تابشی از میان محفظه عبور می کند و هنگامی که سطح ماده در محفظه در ارتفاعی باشد که باریکه تضعیف شود در نتیجه پالس و یا شدت جریان کمتری به آشکار ساز که در طرف دیگر چشمه (عبور) و یا در همان طرف (بازتاب) قرار دارد می رسد. این برای فرآیند کنترل تخلیه و پر شدن کلیه محفظه ها بکار می رود. این فرآیند بطور وسیعی در عملیات های گوناگون از قیف ها صنعتی (هاپر) تا عملیات بسته بندی مواد غذایی (در قوطی) بکار می رود.

سیستم های اندازه گیری رادیواکتیو ممکن است در موارد ذیل یافت شوند:

1.       فرآیندهای معدنی

2.       کارخانجات فرآیندهای صنعتی

3.       خطوط انتقال

4.       کارخانجات فرآیندهای شیمیایی و قیف های صنعتی(هاپر) ، سیلوها، ستون ها و...

5.       کارخانجات تولید سیگار

6.       کارخانجات تولید کاغذ

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در پنجشنبه 1388/06/05 و ساعت 16:23 |

فناوري هسته اي در صنعت و تحقيقات

  در 50 سال گذشته، فناوري هسته اي كاربرد وسيعي در پزشكي، صنعت و تحقيقات پيدا كرده است. اين كاربردها به رفتار ويژه راديوايزوتوپها يا تابش توليد شده بوسيله دستگاهها و تجهيزات هسته اي و اتمي بستگی دارند. مهارت در كاربردهاي فناوري هسته اي توسعه يافته، در نيم قرن گذشته فوق العاده بوده است. كاربردهای فناوری هسته ای  متعدد بوده و بحث جامع درباره آنها نياز به حداقل يك كتاب بزرگ دارد. در اين فصل ، تنها به مرور خلاصه پرداخته و برخی كاربردهاي مهم ارائه شده و به هیچ جزئیات و روابط ریاضی پرداخته نشده است. تقريباً همه ما، در زندگي خود، از كاربردهاي هسته اي بهره مند مي شويم .

آشكارسازهاي دودي در منازل، كاغذ با ضخامت يكسان، پر شدن ظروف نوشابه هاي گازدار، و توليد غذا از نسل جديد غلات مثالهاي محدودي از چگونگي بهره مندي از فناوري هسته اي است. دراين فصل، اين كاربردها و ساير كاربردهاي صنعتي و تحقيقاتي فناوري هسته اي ارايه مي شود. خلاصه اي از كاربردهاي صنعتي و تحقيقاتي            راديو ايزوتوپها و تابش ها را می توان در جدول 1-1 مشاهده کرد.

 

جدول 1: خلاصه اي از كاربردهاي صنعتي و تحقيقاتي راديو ايزوتوپها و تابش ]بيكر، 1967[.

٭ كاربردهاي رديابي

 

1- اندازه گيريهاي جريان

6- مطالعات روکش و اصطكاك

2- رقيق سازي ايزوتوپي

7- عوامل نشاندار

3- ردپاي ماده

8- تهيه مواد نشاندار

4- آناليز راديو متري

9- مكانيسم هاي واكنش شيميائي

5- مطالعات متابوليك

10- مطالعات جداسازي مواد

 

 

٭ اثر مواد روي تابش

 

چگالي سنج ها

سطح سنج های مايع

ضخامت سنج ها

رطوبت سنج های نوترونی

اندازه گيري جذب تابش

راديوگرافي پرتوX/ نوترون

پراكندگي پرتوX- و نوترون

توليد تابش ترمزي

 

 

٭ اثر تابش بر مواد

 

كاتاليز راديواكتيو

بهينه سازي فيبرها

نگهداري مواد غذايي

افزايش رشد بيولوژيكي

جلوگيري رشد بيولوژيكي

كنترل حشرات نر(عقيم سازي)

دفع آفات حشره اي

فلورسان (شب تابي)

اثر موسبائر

بهينه سازي پليمر

راديو ليز

جهش (موتاسيون) بيولوژيكي

حذف ايستائي

استريليزاسيون (عقيم سازي) باكترايي

سنتز

فلورسانس پرتوX-

 

 

٭ كاربرد انرژي تابشي

 

منابع نيروي گرمائي

منابع نيروي برق

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در پنجشنبه 1388/06/05 و ساعت 16:20 |

پرتونگاری صنعتی

 

استفاده از پرتوهای یونیزان (تست غیر مخرب، )(چشمه های ، اشعه  و...)در روش های تست غیر مخرب به منظورآشکارسازی نقص مواد غیر شفاف یا تجهیزات یا نمایاندن ساختار داخلی به مبحث پرتونگاری صنعتی مربوط می شود.

وجه تمایز این روش ها در مقابل کاربردهای مشابه پزشکی، صنعتی بودن آنها است.  لذا در این بخش پرتونگاری تحت عنوان کاربردهای صنعتی بیــان می شود.

روش های تست غیر مخرب دیگری نیز وجود دارد که از روش های مافوق صوت، جریان گردابی یا مغناطیسی، تشخیص ترک یا نفوذ استفاده می کنند.  روش های تست غیر مخرب متفاوتی نیز ممکن است وجود داشته باشد که به صورت ترکیبـی از روش ها باشد. برای پیدا کردن اتصالات جوش خورده معیوب معمولاً پرتونگاری با روش های مافوق صوت تلفیق می شود.  در صورت مناسب نبودن پرتونگاری برای تشخیص ترک ، چک کردن متوالی کیفیت اتصالات جوش خورده با مایعات فلورسانس، ذرات مغناطیسی یا محلول های صابونی انجام می شود.

روش تفرق اشعه  متعلق به روش های تست غیر مخرب نیست ، زیرا اطلاعات این روش مربوط به شبکه است.  با توجه به اینکه این کتاب درباره رادیوایزوتوپ ها است،  در این بخش نیز درباره پرتونگاری با چشمه های رادیواکتیو صحبت می کنیم.  این مراحل ، جدای ملاحظات و خواص کاری ویژه،  مشابه پرتونگاری تجهیزات اشعه یا شتاب دهنده هاست.

 

1-7 : طبقه بندی روش های پرتونگاری

طبقه بندی روش های پرتونگاری به صورت اختیاری به دسته های زیر تقسیم می شود:

 

1-1-7 : طبقه بندی بر اساس نوع پرتو

برم اشترالانگ پر انرژی حاصل از شتاب دهنده ها (نظیر بتاترون، شتاب دهنده خطی) نیز به پرتوهای اشعه  تعلق دارد. اشعه ایکس مشخصه بوسیله تیوب های اشعه  یـا ایزوتوپهـای گیـر انـدازی الکتـــرون (گیر اندازی- k بخش 2-1) قابل تولید بوده و برای روش های تفرق اشعه که در بالا ذکر شده نظیر آنالیز به روش فلورسانس اشعه  (بخش 4-1-4) برای تست لایه نشانی بطور پیوسته (بخش (3-2-2)) قابل استفاده است.

تنهـا از پرتـو پـر انـرژی الکترومغناطیس (بـرم اشترالانگ، پرتو ) در صنعت استفــاده می شود.  این دو روش جدای از منابع پرتودارای روش فنی یکسان هستند.

زمانی فقط از پرتو اشعه  استفاده می شد، اما امروزه برای تست تیغه های ضخیم، اتصالات جوش خورده، ساختار بتونی شتاب دهنده ها و بخصوص بتاترون ها به طور گسترده ای مورد استفاده است.

پرتونگاری گاما (عیب نگاری گاما) بر اساس کاربرد رادیوایزوتوپ های گسیلنده گاما هستند و نسبت به اشعه  دارای مزایایی هستند:

- چشمه پرتودهی دارای ابعاد کوچک تری است و لذا می تواند با ساختار پیچیده در هر محلی قرار بگیرد.

- پرتو در هر جهت یکنواخت است و همین امر موجب پرتودهی وسیع(پانوراما) می شود و لذا به جای چندین پرتو یکسو شده یک چشمه بکار می رود.

- تست دیوارهای ضخیم با ایزوتوپ های گسیلنده پر انرژی بیشتر از اشعه x ،  امکان  پذیر است.

- عوامل خارجی هیچ تأثیری روی پرتو ایزوتوپها ندارد، این بدان معناست که (روش نسبتاً پایدار است).

- این روش به منابع تغذیه ویژه نظیر انرژی الکتریکی، آب خنک کننده و ... نیاز ندارد ولذا بخصوص برای تست های خارج از محل روشی ساده تر و ارزان تر است .

- هزینه چشمه های پرتوزا نسبتاً کم است.

پرتونگاری با چشمه های گاما دارای معایبی نیز هست:

- دارای آهنگ دز کمتری نسبت به اشعهX است و لذا زمان پرتوگیری طولانی تر نیاز است ( روی اقتصاد تأثیر می گذارد).

- با ضخامت کمتردیوار، کیفیت پرتونگار(رادیوگرام)  پایین تر است (کیفیت عکس بدتر است).

- ابعاد هندسی آن ممکن است از نقطه کانونی تیوب اشعه بزرگ تر باشد و لذا دقت هندسی پرتونگار کاهش یابد(ناتیزی پرتونگار افزایش می یابد).

- به دلیل واپاشی رادیواکتیو نیاز به تصحیحات زمانی است که این کار باید با تجربه و مهارت خاص باید انجام گیرد.

- تشعشع پیوسته باعث کاهش بازدهی می شود (زمان مؤثر کاری مهم است) که عامل مهمی در اقتصاد است.

به غیر از پرتو گاما سایر پرتوهای رادیواکتیو نیز برای پرتونگاری بکار می روند، اما زمینه کاری آنها محدود است. مثلاً پرتو  برای نفوذ در ورقه های نازک مواد با کم چگالی (پلاستیک، لاستیک) به دلیل محدودیت نفوذ پذیری(پرتونگاری ) مناسب است.

نمونه هایی شامل عناصر با تضعیف نوترون حرارتی متفاوت ( )هستند  با چشمه های نوترونی بررسی می شود.  بدلیل قابل دسترس نبودن آسان چشمه های نوترونی، پرتونگاری نوترونی فقط در کاربردهای خاص بکار می رود.

این مسئله برای پرتونگاری فوتون نیز تا حدی درست است.  با این حال این روش دارای مزایایی است

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1388/03/04 و ساعت 9:7 |

جداسازي‌هاي راديوشيميايي

بسياري از روش‌هاي شيميايي و عمليات جداسازي كه طي سال‌هاي متمادي توسعه يافته‌اند در راديوشيمي مورد استفاده قرار گرفته‌اند. به طور معمول عمليات شيميايي مختلف مانند  ته‌نشيني، تبادل يوني، استخراج با حلال و كروماتوگرافي در يك آزمايشگاه راديوشيمي مورد استفاده قرار مي‌گيرند. تجهيزات به‌كار رفته در يك آزمايشگاه راديوشيمي و آزمايشگاه شيمي مشابه هستند. لذا جداسازي شيميايي و جداسازي راديوشيميايي مشابه بوده و اساس كار آن‌ها خواص شيميايي است. با وجود اين، درجداسازي راديوشيميايي، موضوعات(I)  عناصر راديواكتيو (ايزوتوپ‌ها)كه تابش گسيل مي‌كنند،(II)  مقادير بسياركم در حد ميكروگرم كه جداسازي‌هاي راديوشيميايي را يك عمل هنرمندانه مي‌نماياند،(III)  زمان‌هاي جداسازي در محدوده چند ثانيه تا چند دقيقه بسته به نيمه عمر راديوايزوتوپ موردنظر و(IV) خلوص راديونوكليدي، با متقاضيان فراوان و نيازهاي گوناگون، مورد بحث قرار مي‌گيرند. راديونوكليدها تابش‌هاي انرژي‌زايي همچون a، b و g گسيل مي‌كنند. لذا جداسازي راديوشيميايي در آزمايشگاه‌هاي ويژه با تمهيداتي براي (I) جلوگيري از پخش راديوايزوتوپ‌ها در حوادث ناگهاني (II) تشخيص تابش‌ها (پايش) (فصل21) انجام مي‌پذيرد. همچنين تابش با ماده برهم‌كنش داده و موجب تغييرات فيزيكي و شيميايي مي‌گردد. هنگام فرآيند مقادير بالاي مواد راديواكتيو، لازم است پايداري تابش مواد شيميايي كه در فرآوري شيميايي مورد نياز است مورد بررسي قرار گيرد.

 

همراه‌برها، همراه‌برهاي پشتيبان و روبنده‌ها

فرض كنيد نمونه‌اي از mTc99 (با نيمه عمر 01/6 ساعت) داراي ميزان اكتيويته‌‌اي معادل
dps 106 لازم است از مادر خود Mo99 جداسازي شود. وزنmTc99  اين نمونه برابر
11-10×15/5 گرم است. جداسازي چنين مقدار كمي به وسيله روش‌هاي عادي همچون فيلتراسيون يا سانتريفوژ بسيار مشكل است. امكان از بين رفتن قسمت اعظم اين اكتيويته در جذب سطحي توسط ديواره‌‌هاي شيشه‌اي وجود دارد. با توجه به اينكه مقدار محصول يوني ممكن است از مقدار محصول انحلال بيشتر نباشد لذا احتمال رخ دادن ته‌نشيني كم خواهد بود. مثال ديگري را مدنظر قرار مي‌دهيم. فرض كنيد لازم است اكتيويته‌اي معادل dps104×5 Ba139 (با نيمه از عمر 9/82 دقيقه) از ميان محصولات شكافت توليد شده در شكافت اورانيم طبيعي جدا گردد.
(1) اين ميزان اكتيويته برابر 108×59/3 اتم بوده و وزن آن برابر14-10×28/8 گرم است. معمولاً باريم به وسيله ته‌نشيني به صورت سولفات يا نيترات از محصولات شكافت جداسازي مي‌شود. جداسازي رسوب در چنين غلظت پائيني امكان‌پذير نيست. به علاوه، رفتار شيميايي در غلظت‌هاي پايين و بالا (غلظت‌هاي ميكرو و ماكرو) كاملاً متفاوت است. راديوايزوتوپ‌هاي با غلظت پايين با افزايش مقادير زيادي از ايزوتوپ‌هاي غيراكتيو آن‌ها كه همراه‌بر ناميده مي‌شـوند، جداسازي مي‌گردند. مقادير ميلي‌گرم يون‌هاي باريم غيراكتيو به محلول داراي باريم راديواكتيو افزوده مي‌شود. با توجه به اينكه خواص باريم راديواكتيو و باريم غير اكتيو يكسان است،(2) ته‌ نشيني هر دو با هم اتفاق افتاده و حداقل مقدار از دست خواهد رفت.

فرض كنيم در نظر است1010 اتم باريم توسط فرآيند جذب سطحي و ديگر فرآيندها جداسازي گردد. چنانچه همراه‌بر درحالت بالا افزوده نشود، كليه اتم‌هاي باريم از بين مي‌روند. هنگامي كه يك ميلي‌گرم از باريم غيراكتيو به محلول موردنظر افزوده شود، تعداد كل اتم‌هاي باريم  1018×33/4=108 ×59/3+1018×33/4 اتم خواهد بود. چنانچه دقت كافي در اطمينان از اين كه حالت شيميايي همراه‌بر و راديوايزوتوپ براي تبادل كامل ايزوتوپي و جداسازي مؤثر
به‌كار گرفته شود، مصروف گردد حتي چنانچه 1010 اتم از اين مقدار از بين رود، اساساً كليه اتم‌هاي باريم راديواكتيويته ته‌نشين مي‌شوند. براي مثال يد راديواكتيو حاضر در شكل يد نمي‌تواند به وسيله همراه‌بر يدات جداسازي شود. حالات و شرايطي وجود دارد كه در آن‌ها همراه‌برهاي يك عنصر مانند راديم قابل دسترس نخواهد بود. معروف است كه هان (Hahn) و اشتراسمن‌(Strassman)
(3) همراه‌بر باريم را براي ته‌نشيني راديم به‌كار بردند كه منجر به جداسازي باريم راديواكتيو با ايزوتوپ‌هاي باريم گرديد چرا كه راديم اصلاً تشكيل نشده بود.

هنگامي كه لازم است راديوايزوتوپي به شكل خالص از مخلوطي از راديوايزوتوپ‌هاي عناصر گوناگون مانند محصولات شكافت جداسازي شود، اجتناب از آلودگي ضروري است. در چنين حالاتي، عناصر راديواكتيو ناخواسته را مي‌توان با به‌كار بردن عوامل مناسب نگه‌داري كرد، مثلاً يد محصول شكافت به وسيله استخراج حلالي مولكول يد جداسازي مي‌شود. به محلول محصول شكافت، همراه‌برهاي تلوريوم و يد افزوده مي‌شود. ايزوتوپ‌هاي يد محصول شكافت ممكن است در حالات گوناگون اكسايش حضور داشته و به يد مولكولي تبديل شوند كه در كلروفرم استخراج مي‌گردند. چنانچه همراه بر تلوريوم افزوده نشود، تلوريوم راديواكتيو به وسيله جذب سطحي فيزيكي به فاز آلي وارد مي‌گردد. در اينجا همراه‌بر تلوريوم براي نگه‌داري آن در فاز آبي افزوده مي‌شود. همراه‌برهاي به كار رفته براي چنين مقاصدي همراه‌بر‌هاي “نگه‌دارنده” (hold back) ناميده مي‌شوند.

غالباً ناخالصي‌هاي كم مقدار با به‌كار بردن روبنده‌ها (Scavenger) حذف مي‌شوند. +3Fe به عنوان يك روبنده خوب عمل مي‌كند. 3Fe(OH) رسوب ژلاتيني بوده و داراي خواص جذب بسياري از يون‌ها است. مثلاً جهت حذف ناخالصي‌ها از يك محلول باريم راديواكتيويته به آن همراه‌بر +3Fe افزوده مي‌شود. محلول آمونياكي شده و+3Fe به صورت 3Fe(OH) ته‌نشين مي‌گردد. بسياري از يون‌هاي ناخواسته با 3Fe(OH) روبيده مي‌شوند. از محلول باقي مانده (فيلتر شده)، Ba با اسيدي نمودن محلول به صورت2(3NO)Ba يا 4BaSO ته‌نشين مي‌گردد. با تكرار روبيدن و ته‌نشين‌سازي در دو يا سه مرتبه، خلوص مورد نظر حاصل مي‌شود.

زمان جداسازي

برخلاف جداسازي‌هاي معمـولي شيميايي، غالباً زمـان جـداسازي عامـل مهمي در برنـامه‌ريزي

جداسازي راديوشيميايي است. چنانچه محصول تشكيل شده در يك واكنش هسته‌اي داراي  عمر بسيار كوتاه باشد، در اين صورت جداسازي شيميايي بايد سريعاً انجام پذيرد. غالباً به خاطر سينتيك امكان كار فراهم نمي‌گردد. در چنين حالاتي از جداسازي كمّي يا بازدهي شيميايي صرف‌نظر مي‌گردد. در مطالعات mSb132 (با نيمه عمر 1/4 دقيقه) و Sb133 (با نيمه عمر 79/2 دقيقه)، محصولات آنتيموان از محصولات شكافت جداسازي شده و ديگر محصولات واكنش با تقطير Sb به صورت Steben فرّار در مدت 30 ثانيه با بازده شيميايي در حدود 30 درصد جداسازي مي‌شوند. Fr221 (با نيمه عمر 9/4 دقيقه) محصول دختر Ac225 (با نيمه عمر10 روز) است. آكتنيم با استخراج بهTTA+TOPO در دي‌اكسان جداسازي و تخليص مي‌گردد. اين روش مانند مولد Fr221 عمل مي‌كند. در تماس با آب به مدت 10 ثانيه، 80 درصد Fr221 جداسازي شده و براي تعيين نيمه عمر و خواص هسته‌اي ديگر مورد استفاده قرار مي‌گيرد. عناصر سنگين همچون Ha (105=Z) با به كار بردن تجهيزات خودكار سريع شيميايي(ARCA) به روش تبادل يوني جداسازي مي‌شوند. زمان‌هاي جداسازي در محدوده
5-2 ثانيه با بازده شيميايي در حدود 10 درصد مي‌باشد.

 

خلوص راديونوكليدي

در بسياري از كاربردهاي رديابي، ايزوتوپ‌هاي با خلوص بسيار بالا موردنياز است. هر دو خلوص راديوشيميايي و راديونوكليدي لازم است. خلوص راديوشيميايي در شكل شيميايي ايزوتوپ بوده و خلوص راديونوكليدي با حضور راديوايزوتوپ‌هاي ديگر مورد بررسي و ارزيابي قرار مي‌گيرد. فرض كنيد يد راديواكتيو به صورت يد (90%) و يدات (10%) وجود داشته باشد. در اين صورت ،اين نمونه از نظر راديوشيميايي خالص نيست. در بسياري از كاربردها بايد از خلوص راديوشيميايي با به كار بردن روش‌هاي ثابت شده شيميايي اطمينان حاصل نمود. از طرف ديگر، خلوص راديونوكليدي از آن نظر داراي اهميت بسيار بالايي است كه حضور هرگونه راديوايزوتوپ به غير از راديوايزوتوپ مورد نياز قابل پذيرش نيست. خلوص راديونوكليدي با اندازه‌گيري نيمه عمر و شناسايي خواص انرژي‌هاي a، b  و g حاصل مي‌گردد. حضور نوكليدهاي ديگر در حدود آشكارسازي با اندازه‌گيري‌هاي اسپكترومتري حاصل مي‌گردد. با وجود اين، لازم است دقت كافي در مراحل جداسازي براي حذف عناصر ناخالص به كار رود. با انتخاب واكنش مناسب هسته‌اي و انرژي پرتابه، تشكيل راديوايزوتوپ موردنظر به حداكثر مي‌رسد. بهترين راه حل به‌كار بردن ايزوتوپ‌هاي غني شده است. mTc99 ايزوتوپ مهمي بوده و محصول دختر Mo99 (با نيمه عمر 94/65 ساعت) است. با پرتودهي 3MoO ، Mo99 توليد مي‌گردد. از آنجا كه Mo داراي ايزوتوپ‌هاي پايدار 92، 94، 95، 96، 97، 98 و Mo100 است، دو ايزوتوپ ديگر Mo93 (با نيمه عمر 103×4 سال) و Mo101 (با نيمه عمر 61/14 دقيقه) نيز به همراه Mo99 توليد مي‌گردد. Mo101 با خنك نمودن هدف پرتوديده به مدت چند ساعت فروپاشي مي‌كند. Mo93 با EC به محصول دخترNb93 فروپاشي نموده و در شيمي تكنسيم دخالتي ندارد. موليبدنيم خالص روي ستون مبادله كننده قرار گرفته و mTc99 با تناوب زماني و خلوص مورد نياز براي استفاده پزشكي دوشيده مي‌شود.



(1) اورانيم طبيعي حاوي سه ايزوتوپ U238 (2745/99%) ، U235(72/0% ) و U234 (0055/0%) بوده و تنها U235 با نوترون‌هاي حرارتي شكافته مي‌شود.

(2) كاملاً مشخص است كه ايزوتوپ‌هاي عنصري، به طور كلي داراي رفتارشيميايي يكسان هستند. در ناحيه Z پايين مانند هيدروژن و ليتيم، اثرات ايزوتوپي قابل مشاهده مي‌باشد.

(3) غالباً بيان مي‌گردد كه به كار بردن باريم به عنوان همراه‌بر براي جداسازي راديم منجر به كشف شكافت گرديد،  در كريستاليزاسيون (تبلور) نسبي سولفات‌ها، به طور قطعي ثابت گرديد كه اورانيم متحمل شكست مي‌شود.

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در سه شنبه 1388/01/25 و ساعت 7:2 |

زمین شناسی هسته ای با استفاده از گمانه[1]

 چاه پیمایی هسته ای  شامل اندازه گیری های گوناگون فیزیکی و شیمیایی- فیزیکی و روش های بکار رفته در حفر چاه برای تعببن خواص گوناگون صخره های حفاری شده، شرایط چاه و ... است.  چاه پیمایی با سوندهای شامل زوج های فرستنده - گیرنده انجام می شود.  سوند با استفاده از کابل ثبت اطلاعات [2] با استحکام و عایق الکتریکی مناسب به داخل چاه فرستاده می شود.

نمونه برداری هسته ای شاخه ای از چاه پیمایی است که در معدن کاوی نفت و زغال سنگ و نیز یافتن آب دارای اهمیت است.

از مهمترین مزایای روش های هسته ای می توان به نکات زیر اشاره کرد:

-    زمانی که کسب اطلاعات دربارهء ترکیبات شیمیایی صخره های حفاری شده با سایر روشهای حفاری غیر قابل دستیابی باشد، از این روش استفاده می شود.

-        قابلیت کاربردی در چاه های حفاری شده با استفاده از مایعات حفاری شده غیر هادی

از معایب نیز می توان موارد زیر را برشمرد:

-        محدودبودن شعاع تحت بررسی .

-        وقت گیربودن و سختی آن در مقایسه با سایر روش های نمونه برداری.

-        تأثیر افت و خیزهای آماری بر پاسخ .  

-        دشواربودن تفسیر کمی نتایج اندازه گیری شده .

-        لزوم حفاظت جدی بدلیل وجودخطر تشعشع.

طرح های کلی تجهیزات استفاده شده در نمونه برداری هسته ای هر چند که دارای ساختارهای مختلف هستند تقریباً مشابه  همان تجهیزاتی هستند که در روش های ایزوتوپی بکار می رود (بخش 1-2).

از مهمترین ویژگی های نمونه برداری هسته ای می توان به موارد زیر اشاره کرد:

-    آشکارساز ها در مسافت های قابل توجهی(تا چندین کیلومتر) دورتر از تجهیزات ثبت اطلاعات کار می کنند،  لذا انتقال سیگنال کامل و دقیق نیست.

-    تنهاتعداد محدودی(1-7) سیم برای منبع تغذیه ، کنترل سوندها و انتقال سیگنال های آشکارسازی قابل بکارگیری است.

-    سوندها باید قادر به تحمل شرایط سخت مثلاً دمای  تا  و فشار  تا  مقاوم باشند.

-     ابعاد تجهیزات گمانه ای محدود است.  ادوات استاندارد نمونه برداری  دارای قطر  تا  میلی متر هستند ولی با کاهش قطر به  تا  میلی متر می توان به بازدهی خوبی دست یافت.

در حین نمونه برداری ، سوندهای حاوی آشکارسازها، کارتریج الکترونیک (تقویت کننده ، منبع تغذیه HVو ...) و چشمه پرتوزای مناسب (شکل 1-5) با استفاده از کابلی با مقاومت شکست  با قرقره سوار بر کامیون به داخل چاه فرستاده می شود.

سیگنال های آشکارسازی شده پس از تقویت (انتخاب، یکی شدن یا جمع شدن) با استفاده از طریق کابل به پانل سطحی مناسب رفته و بصورت تابعــــی از عمـــق ثبــت می شوند.

در ابتدا در چاه پیمایی برای آشکارسازی فوتون های گاما بیشتر از شمارنده های استفاده می شد ولی امروزه در گمانه با دمای زیر  استفاده از آشکارسازهای سوسوزن متداولتر است.

 

آشکارسازهای سوسوزن برای آشکارسازی نوترون ها مناسبند. اما امروزه بر اهمیت استفاده از آشکارسازهای تناسبی هلیوم نیز افزوده می شود. آشکارسازهای نیمه هادی نیز در مطالعات چاههای بسیار باریک نیز استفاده می شوند.

در عملیات چاه پیمایی روشهای هسته ای به سه دسته کلی تقسیم می شوند:

-        اندازه گیری رادیواکتیویته طبیعی.

-        آشکارسازی پرتوهای القا شده از خارج.

-    روش های ردیابی ایزوتوپی استفاده شده در گمانه. این گروه ها می توانند زیرمجموعه پرتوهای ساطع شده و آشکارسازی شده قرار گیرد (جدول 1-5).

بر اساس هدف و شرایط کاری،  اندازه گیری ها به گروههای تحت عنوان نمونه برداری اکتشاف، نمونه برداری تولید (چاه باز) و چاه پیمایی تقسیم می شود.

این روشها بر اساس سیستم های ارائه شده در جدول 1-5 بحث می شود.منابع شامل زمینه و روش کار این روشها خواهد بود.

 

1-5 : نمونه برداری پرتو گامای طبیعی

اندازه گیری پرتو گامای طبیعی در طول گمانه ،   نمونه برداری پرتو گامای طبیعی  نامیده می شود. این روش به دو صورت انجام می گیرد که عبارتند از :

-    اندازه گیری شدت کل (مستقل از انرژی) که نمونه برداری پرتو گاما یا بطور خلاصه نمونه برداری گاما [3] نامیده می شود.

-    اندازه گیری بر اساس انتخاب انرژی که نمونه برداری طیف گاما (یا دقیق تر نمونه برداری طیف پرتو گامای طبیعی) نامیده می شود.

رادیواکتیویته صخره ها بعلت  عناصر رادیواکتیو جمع شده در آنهاست.  این عناصر نظیر اورانیوم، توریوم و  محصولات حاصل از واپاشی آنها و نیز پتاسیم است.  وقتی ایزوتوپ رادیواکتیو واپاشی می کند پرتوهای  ساطع می شود ولی فقط پرتو گاما قدرت نفوذ در محیط را دارد و لذا در گمانه قابل آشکارسازی است. در واپاشی برخی ایزوتوپها،  نوترون  نیز ساطع می شود.  آشکارسازی نوترون زیاد متداول نیست،  زیرا نوترون نیز همراه پرتو گاما است.

جدول 1-5 : روشهای هسته ای در چاه پیمایی

تابش آشکار شده

چشمه خارجی

غیرملزومات

چشمه طبیعی سیلد شده

چشمه مصنوعی

چشمه طبیعی نوترون سیلد شده

چشمه نوترون شتابدهنده

رادیو اکتیویته شیمیایی

                                         

                                Neutron-y method     photo-activation  y-y method

                                                                                     method                                     

                         Inelastic scattering method ___________________________________

 

                                                            Neutron-y                  y-activation              Selective y-y method

         Tracer _______________          spectroscopy              analysis   _____________________

                               Fast neutron activation method ____________________________     Natural y- spectroscopy

                                                           Neutron activation  Other "hard" method    Other "weak" method  

                                                           method

___________________________________________________________

 

                                           Neutron-thermal

                                            neutron method

Neutron life-time logging-_______________         -neutron method                                              --                     Neutron

                                            Neutron-epithermal

                                            neutron method

 

 

1-1-5 : مشخصه های زمین شناسی صخره های

اورانیوم  در طبیعت به فرم بصورت 4 ظرفیتی و 6 ظرفیتی است.این عنصردارای خاصیت آمفوتریک است.  بطور مثال در محیط قلیایی تشکیل اورانات و دی اورانات می دهد.  این محصولات به سختی در آب حل می شوند.

رادیوم  وقتی که با اسیدها واکنش می دهد،  نمکهایی نظیر کربونات ها و سولفات ها تولید می کند که معمولاً غیرحلالند، در حالیکه هالیدها و نیترات ها به راحتی در آب حل می شوند.  رادیوم  به تنهایی تشکیل مواد معدنی نمی دهد ولی معمولاً به صورت متفرق تشکیل می شود.

 

جدول 2-5 : محتوای مواد رادیو اکتیو

(a)صخره های آذرین

صخره

عناصر رادیو اکتیو  kg/kg

Ra,10-12

U,10-6

Th,10-6

K,10-2

اسیدیک

خنثی

پایه

فوق پایه

1.40

0.51

0.38

0.20

4.0

1.4

1.1

0.6

13.0

4.4

4.0

2.0

2.6

2.0

1.4

0.4

 

 صخره های رسوبی(b)

kg/kg  عناصر رادیو اکتیو

صخره

K,10-2

Th,10-6

U,10-6

2.40

0.20

0.13

1.20

11.40

1.16

0.47

5.00

3.00

1.38

1.20

1.20

شیل

لایم استون

دولومیت

سند استون

 

توریوم  معمولاً بصورت عنصر 4 ظرفیتی است و به صورت طبیعی به صورت اکسیدها، سیلیکات ها (نظیر توریت و نمک های مخلوط (مونازیت) یافت می شود.

پتاسیم معمولا در مقادیر هر چند کم اما بیشتر بصورت ماده معدنی (میکا، گلاکونیت، فلدسپات و ...) هر چند کم یافت می شود.

در صخره های رسوبی به خصوص در شیل علاوه بر پتاسیم موجود بصورت شیمیایی، مقدار پتاسیم جذب شده نیز حائز اهمیت است.  رادیواکتیویتهء ویژه گامای طبیعی ویژه صخره که عموما" بصورت  یا  تعیین می شود،  با میزان رادیواکتیو ایزوتوپ های جمع شده در آنها اندازه گیری می شود.

از آنجا که عناصر رادیواکتیو اصلی به فرم های گوناگون معدنی وجود دارند، رادیواکتیو در مواد معدنی یکسان نیز می تواند مختلف باشد. جدول 2-5 میزان ماده رادیواکتیورا در صخره های آتشفشانی  و نیز صخره های رسوبی  نشان می دهد.  شکل 2-5  مروری بر رادیواکتیویته مواد معدنی مختلف است.



[1] Nuclear Borehole Geophysics

[2]Logging cable

[3] logging

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در سه شنبه 1388/01/11 و ساعت 7:12 |

نشاندار كردن ايزوتوپي و غير ايزوتوپي

اين مي تواند نشاندار كردن «شيميايي» و «فيزيكي» ناميده شود، چرا كه در حالت اول عنصر راديو اكتيو جهت ردیابی، واكنشها و يا متابوليزم يك عنصر بخصوص، مورد نياز است در صورتي كه در حالت دوم، عنصر راديو اكتيو قسمت اساسي سيستم نبوده و صرفاً به خاطر دارا بودن خواص فيزيكي مورد نياز مي باشد. مثالهايي از كاربرد  رديابي ايزوتوپي عبارتند از:

مطالعات  انتشار[1]

واكنشهاي تبادلي

سينتيك شيميايي

آناليز بطريق فعالسازي راديويي

بررسي مسير واكنش

تحول و دگرگوني بدن موجود زنده (متابوليزم)

رادیوایمونوسی

درك و مطالعات جابجايي و انواع معين درمان و تشخيص امراض

 

در اكثر حالات، امكان پذيري به قابل دسترس بودن و خواص يك ايزوتوپ مخصوص بستگي دارد، مثلاً P32 براي فسفر وH3 براي هيدروژن، اما در بعضي موارد انتخاب وجود دارد. براي سديم مي توان Na24 يا Na22 را بكار برد. اولي كه با واكنش (n,g) از Na23 حاصل مي شود، داراي نيمه عمر 15 ساعت بوده و ذرات بتا با انرژي MeV39/1 و پرتوهاي گاما با انرژي هاي MeV37/1 و MeV76/2 گسیل مي كند. Na22 كه بوسيله واكنش Na22Mg(d,a)24 حاصل   مي شود، داراي نيمه عمر 6/2 سال بوده و ذرات بتاي مثبت (پوزيترون) با انرژي MeV54/0 و پرتوهای گاما با انرژي MeV28/1 گسیل  مي كند. اين براي مطالعات دراز مدت بكار مي رود، در صورتي كه  Na24 با نيمه عمر كوتاه، اين چنين مسيري را غير ممكن مي سازد. بهرحال نيمه عمر كوتاه داراي مزايايي است، چرا كه اكتيويته باقيمانده بعد از يك هفته تجزيه قابل صرفنظر خواهد بود.

بنابراين دفع پسمان آن ساده تر خواهد بود، و مطالعات و بررسي هاي مكرر را مي توان روي همان سيستم انجام داد. با توجه به اينكه Na22 در شتابدهنده توليد مي گردد و بهره توليد آن پايين است، گران است. Na24 كه در راكتور توليد مي گردد، مي تواند براحتي با هزينه پايين و با اكتيويته مخصوص بالا توليد گردد.

در جدول (18-1) مثالهايي از انتخاب ايزوتوپهاي ساير عناصر، با شرح مختصري از خواص و روش تهيه آنها نشان داده شده است. يك ليست انتخابي از ايزوتوپها در ضميمه 7  ارائه شده است.

در بعضي حالات، ايزوتوپهاي گازی شده  بطريق الكترومغناطيسي، بعنوان هدف مورد استفاده قرار مي گيرند. براي مطالعه متابوليزم استرانسيوم و فهم آن،  ايزوتوپ mSr87 داراي مزيت عمر كوتاه و گسیل گاما بوده و مي تواند از بيرون از بدن آشكارسازي گردد.

  

جدول 1-18 انتخاب ايزوتوپها

عنصر

ايزوتوپ

نيمه عمر

ملاحظات

يد

I123

13 ساعت

شتاب دهنده

I125

2/60 روز

 

I128

25 دقيقه

I(n, g)127 ؛ راكتور یا چشمه های نوترونی

I131

04/8 روز

I131Te ®131 (n, g)Te130

I132

28/2 ساعت

قابل دسترسی از Te’cow’

سزيم

Cs131

Cs134

69/9 روز

06/2 سال

بهره كم – (n,g)

Cs137

1/30 سال

محصولات شكافت

كبالت

Co58

Co60

8/70 روز

27/5 سال

Co58(n,p) Ni58

اكتيويته مخصوص بالا

استرانسيوم

Sr85

mSr87

Sr89

Sr90

8/64 روز

8/2 ساعت

5/50 روز

8/28 سال

گسیلنده گاما

گسیلنده گاما

گسیلنده بتا منفي

محصولات شكافت

منگنز

Mn54

Mn56

312 روز

58/2 ساعت

Fe(d,a)56 – شتاب دهنده

سطح مقطع بالا

منيزيوم

Mg27

5/9 دقيقه

 

Mg28

21 ساعت

H3 (a،n)Li6

یا:

Mg28(H, p 3)Mg26

Mg28 (p6n4،p)Cl37

آهن

Fe55

Fe59

7/2 سال

6/44 روز

جذب الكترون K

مقدار زيادي از تركيبات نشاندار مخصوصاً با H3 و C14 قابل دسترسي هستند. در اين رابطه نكات زير را بايد در نظر گفت،(1) انرژي پايين ذرات بتاي حاصل از H3 و C14 ، (2) اكتيويته مخصوص – چنانچه اين پايين باشد، مقدار زيادي از مواد غير اكتيو همراه ماده راديواكتيو  خواهد بود بطوري كه مقدار قابل آشكارسازي كم بوده و فقداني بر اثر خودجذبي وجود خواهد داشت و (3) چنانچه روش تهيه پيچيده باشد، هزينه بالا خواهد بود. در فصل آينده، دوباره به تركيبات نشاندار اشاره خواهد شد. بندرت ممكن است يك تركيب شيميايي نشاندار را مستقيماً با روش پرتودهي توليد نمود. ملاحظه سطح مقطع و فقدان واكنشهاي هسته اي مناسب، تهيه فرمهاي راديو اكتيو H3 و C14 را با پرتودهي مستقيم غير ممكن مي سازد، و در بسياري از موارد پرتودهي تركيبات موجب شكستن پيوندها، بر اثر پس نشيني، و آلودگي با تركيبات نامطلوب مي شود، و حتي آگر ماده نشانداري توليد شده باشد، بهره توليد آن معمولاً پايين و موقعيت نشان قطعي نيست. روش معمولي تهيه تركيبات نشاندار مرحله به مرحله است  كه مي تواند طولاني باشد.

كاربردهاي غيرايزوتوپي، سطح وسيعي از استفاده هاي صنعتي را در بر       مي گيرد، مثلاً ضخامت سنجی، نشت یابی، واكنشهاي پرتودهي  تابشی، ميكروب زدايي، راديوگرافي گاما و بعضي از مسائل اختلال از اين نوع هستند. در بعضي از بررسي هاي انتقال جرم كه نمونه مورد پرتودهي قرار مي گيرد، مخلوطي از نوكلئيدها توليد مي شود، اهميتي ندارد، مشروط بر اينكه داراي خواص فيزيكي صحيحي باشد. براي بسياري از اهداف، امكان انتخاب در گام وسيعي از راديوايزوتوپ با نيمه عمر و انرژي مناسب وجود دارد، واكنش (n,g) با توجه به اينكه معمولاً داراي بهره توليد بالاتر از ساير فرايندها مي باشد،  مي تواند مورد استفاده قرار گيرد. نيمه عمر طولاني توام با مشكلات دفع پسمان بوده، و براي نيمه عمر كوتاه، تجزيه بايد منظور گردد.



[1] . Diffusion

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در یکشنبه 1387/12/11 و ساعت 7:12 |

راديونوكليدهاي توليدي راكتور

تعداد زيادي از راديونوكليدها در راكتورهاي هسته اي توليد مي شوند. يك راكتور هسته اي از ميله هاي سوخت حاوي مواد شكافت پذير همچون اورانيوم غني شده 235U و 239Pu ساخته شده است. اين هسته هاي سوخت با احتمال خيلي پائيني متحمل شكافت خودبخود مي شوند. شكافت به صورت شكسته شدن يك هسته سنگين به دو پاره با جرم تقريباً مساوي بهمراه با گسيل دو يا سه نوترون با انرژي هاي ميانگين 1/5MeV تعريف مي گردد. در هر شكافت، رهائي انرژي معادل 200MeV همراه است كه بصورت گرما ظاهر شده و معمولاً بوسيله مبدل هاي حرارتي جهت توليد برق در نيروگاههاي هسته اي مورد استفاده قرار مي گيرد.

نوترونهاي گسيل شده در هر شكافت مي تواند موجب شكافت هسته هاي ديگر در ميله هاي سوخت گردد بشرطي كه شرايط لازم مهيا باشد. اين امر آشكارا موجب يك واكنش زنجيره اي شده، در نهايت منجر به يك حالت ذوب در راكتور مي گردد. اين واكنش زنجيره اي بايد كنترل گردد، كه با اندازه، شكل و جرم مناسب ماده سوخت و روشهاي ديگر پيچيده و ماهرانه مهندسي حاصل
مي شود. براي كنترل يك واكنش زنجيره پايدار، نوترونهاي اضافي
(بيشتر از يك) با قراردادن ميله هاي كادميم در قلب راكتور حذف مي شود (كادميم داراي احتمال بالاي جذب نوترون گرمائي است). ميله هاي سوخت مواد قابل شكافت، در قلب راكتور با فاصله بين يكديگر پراكنده شده اند. نوترونهاي گسيل يافته با انرژي ميانگيني معادل 1/5MeV از سطح ميله سوخت داراي احتمال پايين برهمكنش با ديگر هسته ها بوده و لذا براي مقاصد مفيد كاربردي ندارند. با وجود اين، ملاحظه شده است كه نوترونها با انرژي حرارتي ((0/025eV با بسياري از هسته ها برهمكنش داده، بطور كارآمدي راديونوكليدهاي متعددي توليد مي كنند. براي مفيدتر ساختن نوترونهاي با انرژي بالا يا به اصطلاح سريع با برهمكنش با مواد با وزن مولكولي پايين همچون آب، آب سنگين، بريليم و گرافيت كه در فضاي بين ميله هاي سوخت پراكنده شده اند كند مي شوند. اين مواد بنام كند كننده ها هستند. شار يا شدت نوترونهاي گرمائي از 1011 تا 1014 نوترون بر سانتي متر مربع بر ثانيه بوده و در توليد راديونوكليدهاي متعددي داراي اهميت هستند. هنگامي كه يك عنصر هدف در قلب راكتور قرار داده مي شود، يك نوترون گرمائي با احتمال معيني جهت توليد نوكليد ديگر با هسته هدف برهمكنش مي دهد. احتمال تشكيل يك راديونوكليد بوسيله نوترونهاي گرمائي از عنصري به عنصر ديگر متفاوت است.

در يك راكتور، دو نوع برهمكنش با نوترونهاي گرمائي داراي اهميت قابل
ملاحظه اي در توليد راديونوكليدهاي مفيد مي باشد : شكافت عناصر سنگين و واكنش گيراندازي نوترون (n,g). اين دو نوع واكنش در ذيل توضيح
داده شده اند.

 

واكنش شكافت يا (n,f)

همانگونه كه ذكر شد، شكافت عبارت است از شكسته شدن يك هسته سنگين به دو پاره با جرم تقريباً مساوي. هنگامي كه هدفي از عناصر سنگين در قلب راكتور قرار مي گيرد، هسته هاي سنگين نوترونهاي گرمائي را جذب نموده و شكافته
مي شوند. عناصر سنگين قابل شكافت 235239Pu، 237Np، 233232Th و بسياري ديگر با اعداد اتمي بزرگتر از 90 هستند. شكافت عناصر سنگين همچنين ممكن است در سيكلوتروني بوسيله پرتودهي با ذرات باردار القاء گردد، ولي احتمال شكافت بستگي به نوع و انرژي ذره پرتابه دارد. نوكليدهاي توليد شده بوسيله شكافت ممكن است با اعداد اتمي تقريباً 28 تا نزديك 65 باشد. اين ايزوتوپها عناصر گوناگون بوسيله روشهاي شيميائي مناسب كه مستلزم
ته نشيني، استخراج با حلال، تبادل يوني، كروماتوگرافي و تقطير است جداسازي شوند. اين روشها بطور مفصل در فصل 8 توضيح داده شده اند. راديونوكليدهاي شكافت معمولاً بدون همراه بر يا NCA بوده و لذا ايزوتوپهاي با اكتيويته ويژه بالا از شكافت قابل دسترسي هستند. از آنجا كه رفتار شيميائي ايزوتوپهاي عناصر متعدد گوناگون مشابه هستند، غالباً آلودگي مسئله مهمي در جداسازي راديونوكليد ويژه اي بود و لذا روشهاي دقيق از خالص سازي براي جدا كردن آلودگي ها لازم است. محصولات شكافت معمولاً غني از نوترون هستند و بوسيله گسيل b - واپاشي مي نمايند.

راديونوكليدهاي مفيد كلينيكي متعددي همچون 13199Mo، 133Xe و 137Cs‌ بروش شكافت 235U توليد مي شوند. مثالي از شكافت گرمائي 235U‌ در ذيل ارائه داده شده، نشاندهنده تنها چند راديونوكليد شاخص مي باشد.

 

 

 

 

                          

                         

                            

                           

                           

                           

بايد توجه كرد كه تعداد زيادي از ساير نوكليدها نيز در كنار نوكليدهاي مذكور در مثال توليد مي شوند.

 

يد – 131

براي جداسازي شيميائي 131I از هدف 235U پرتو ديده، هدف در 18 درصد NaOH بوسيله گرما حل و هيدروكسيدهاي يونهاي متعدد فلز با خنك نمودن
ته نشين مي شوند. محلول فوق حاوي يديد سديم با اسيد سولفوريك در يك سيستم بسته تقطير اسيدي مي گردد. يديد بوسيله اسيد اكسيد شده و يد در يك محلول NaOH بوسيله تقطير جمع آوري مي شود.

 

موليبدن – 99

براي جداسازي 99Mo هدف اورانيوم پرتو ديده در اسيد نيتريك حل و محلول روي يك ستون آلومين (Al2o3) جذب مي شود. سپس ستون براي جدا كردن كاتيونهاي اورانيوم و محصولات شكافت شسته مي شود. پس از آن موليبدن با هيدروكسيد آمونيوم شستشو مي گردد. مجدداً با جذب موليبدات آمونيوم روي رزين مبادله كننده آنيوني Dowex – 1 و شستشوي ستون با Hcl غليظ جهت جداسازي مابقي ناخالصي ها خالص سازي مي شود. موليبدات آمونيوم در نهايت با Hcl‌ رقيق شسته شده و در نهايت براي مولد 99Mo – 99mTc بكار
مي رود. راديونوكليد 99Mo توليد شده بوسيله شكافت بدون همراه بر يا NCA بوده و معمولترين آلوده كننده هاي آن 131I و 103Ru مي باشد.

 

واكنش گيراندازي نوترون يا (n,g)

در واكنش گيراندازي نوترون، هسته هدف يك نوترون حرارتی جذب نموده و پرتوهاي - g جهت توليد ايزوتوپ همان عنصر گسيل مي كند. لذا راديونوكليد توليد شده بدون همراه بر نبوده و اكتيويته ويژه (متعاقباً توضيح داده خواهد شد) نسبتاً پايين است. اين واكنش در تقريباً كليه عناصر با احتمال گوناگون رخ
مي دهد. از آنجا كه هسته هاي هدف و محصول متعلق به يك عنصر است، جداسازي شيميائي آشكارا غير ضروري بوده مگر اين كه ناخالصي ها بدليل واپاشي راديوايزوتوپهاي گوناگون يا راديونوكليدهاي بيگانه كه بوسيله
ناخالصي ها توليد شده در هدف حاصل شوند. در كليه اين حالات، جداسازي شيميائي بايد انجام پذيرد.

راديوايزوتوپهاي مفيد گوناگون توليد شده بوسيله اين واكنش عبارتند از 131Te
( كه بوسيله واپاشي - b با نيمه عمر 25 دقيقه توليد 131I مي كند)، 99Mo، 197Hg، 59Fe، 51Cr و غيره. اين راديونوكليدها غالباً غني از نوترون بوده و لذا با گسيل
- b واپاشي مي كنند. مثالهائي از واكنش هاي گيراندازي نوترون عبارتند از 98Mo(n,g)99Mo، 196Hg(n,g)197Hg، 50Cr(n,g)51Cr. موليبدن - 99 توليد شده بنام موليبدن پرتو ديده برعكس موليبدن شكافت است كه قبلاً توضيح داده شد.

بايد متذكر شد كه واكنش گيراندازي نوترون اساس آناليز بروش فعالسازی نوتروني فلزات گوناگون كم مقدار است. نمونه هاي داراي فلزات كم مقدار با نوترونهاي گرمائي پرتودهي شده و اتم فلز كم مقدار نوتروني را جهت توليد راديونوكليد گير مي اندازد كه مي تواند بوسيله آشكارسازي تابش آشكار سازي گردد. آناليز بروش فضاسازي نوتروني روشي مهم در آشكارسازي حضور عناصر كم مقدار در امور جنائي، صنعتي و علوم بيولوژيكي است.

 

هدف و فراوري آن

انواع گوناگون هدفها طراحي شده و براي پرتودهي در راكتور و سيكلوترون مورد استفاده قرار گرفته اند. در طراحي هدفها، ملاحظه اوليه براي انتقال گرما در هدف بوسيله پرتودهي با نوترونها در راكتور يا ذرات باردار در سيكلوترون داده شده است. در هر دو حالت، دما مي تواند تا  افزايش يافته، چنانچه ماده مناسبي بكار نرود يا روشي از پراكندگي گرما بطور مناسبي طراحي نشود، هدف احتمالاً مي سوزد. بهمين دليل، خنك شدن با آب سوند سيكلوترون كه به هدف متصل شده معمولاً وجود خواهد داشت. در حالت راكتور، خنك كننده قلب راكتور براي خنك كردن هدف كافي است. غالباً، هدفها به شكل ورقه اي براي به حداكثر رساندن هر واكنش گرما طراحي مي شوند. عنصر هدف بطور ايده آل
تك ايزوتوپي بوده يا حداقل ايزوتوپ غني شده جهت اجتناب از واكنش هاي خارجي باشد. غني سازي يك ايزوتوپ معلوم بوسيله جدا كننده ايزوتوپي انجام شده و غني سازي به فراواني درصدي ايزوتوپ در عنصر طبيعي بستگي دارد. چنانچه واكنش هاي هسته اي تداخل گر در حداقل باشد، در اين صورت هدفهاي با فراواني طبيعي نيز قابل استفاده هستند.

شكل عادي هدف يك ورقه فلزي مثلاً مس، آلومينيوم، اورانيوم، واناديوم، و غيره است. ساير شكلهاي هدفها اكسيدها، كربناتها، نيتراتها و كلريدهاي قرار گرفته در لوله آلومينيوم هستند كه متعاقب آن مسطح مي شوند. لوله آلومينيومي به دليل بالا بودن نقطه ذوب آن مورد استفاده قرار گيرد. در بعضي از حالات، تركيبات روي ورقه فلزي مناسبي بوسيله تقطير خلأ يا بوسيله ته نشيني الكتريكي نشسته و سپس محصولات بصورت يك هدف بكار مي رود. غالباً يك لوله با فشار هوا
( پنوماتيك) براي حمل هدف به داخل راكتور يا سيكلوترون و خروج از آنها مورد استفاده قرار مي گيرد. در حالات ويژه اي، مثلاً در توليد 123I محفظه اي كه داخل آن با پودر تلوريوم بعنوان هدف است بكار مي رود ( قبلاً مورد بحث قرار گرفت). پس از پرتودهي، هدف بايد در يك حلال مناسب اسيدي، يا باز حل گردد. روشهاي متعدد شيميائي، همچون ته نشيني، تبادل يوني، استخراج با حلال،‌ تقطير، و كروماتوگرافي ژل، براي جداسازي ايزوتوپهاي گوناگون از محصول هدف مورد استفاده قرار گيرد. اين روشها بطور مفصل در فصل 8 توضيح داده شدند ( روشهاي جداسازي شيميائي كليه راديونوكليدهاي عنصري در سري علوم مهندسي كه بوسيله آكادمي ملي شوراي تحقيقات ملي علوم ايالات متحده انتشار يافته توضيح داده شده).

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در یکشنبه 1387/12/11 و ساعت 7:8 |

راديونوكليدهاي با نيمه عمر كوتاه

توليد راديونوكليدهاي با عمر كوتاه و كاربرد آنها در پزشكي با توجه به قابليت دسترسي به سيستم هاي عكس برداري توموگرافي گسيل پوزيترون (PET) توجه خاصي را بخود جلب كرده است. در ميان آنها راديونوكليدهاي كليدي همچون 111315O و 18F‌هستند كه بوسيله گسيل پوزيترون (و لذا تابش نابودي 511eV) واپاشي مي كنند. اين گسيلنده هاي پوزيترون براي
عكس برداري بوسيله PET مفيد هستند. با توجه به اين كه اين راديونوكليدها داراي عمر بسيار كوتاه هستند، لازم است سيكلوتروني پزشكي در هر آزمايشگاه مستقر گردد. يك سيكلوترون پزشكي نوع كوچكي از يك سيكلوترون بوده و در ابتدا براي توليد راديونوكليدها در كاربردهاي پزشكي مورد استفاده قرار گرفته؛ ذرات باردار با انرژي پايين با شدت بالا توليد مي كند. در بعضي از سيكلوترونهاي پزشكي، هر دو دوترون و پروتون بصورت متناسب شتاب داده مي شوند.

 

كربن – 11

كربن – 11 داراي نيمه عمر 20/4 دقيقه بوده و با واكنشهاي 10B(d,n)11C و 11B(p,n)11C و 14N(p,a)11C در سيكلوترون توليد مي شود. در واكنش اول، B2O5 و در واكنش سوم گاز نيتروژن به عنوان هدف مورد استفاده قرار
مي گيرد. هر دو 11Co و 11Co2 در هدفهاي بور توليد شده كه سپس بوسيله گازهاي بي اثر روبيده مي شوند. 11Co اكسيد شده كل گاز به صورت 11Co2 يا 11Co2 احياء و بصورت 11Co مورد استفاده قرار مي گيرد. هر دو 11Co و 11Co2‌معمولاً بعنوان پيشرو در تهيه تركيبات مفيد گوناگون كلينيكي، همچون 11C- پالميتات براي عكس برداري تزريق وريدي قلبي با PET بكار مي روند.

واكنش 14N(p,a)11C بوسيله بمباران مخلوطي از N2 – H2 براي بدست آوردن 11C كه با N2 واكنش مي دهد تا توليد 11CN كرده، و بدنبال آن راديوليز 11CN براي بدست آوردن CH4 (95 تا 100 درصد بهره راديوشيميائي) انجام
مي پذيرد. متان با كربن – 11 با NH3 روي پلاتين در  براي بدست آوردن 95 درصد بهره جهت توليد H11CN‌ واكنش مي دهد. مولكولهاي بيولوژيكي گوناگوني همچون آمين هاي آليفاتيك، آمينونيتريل ها و هيدانتوئين ها با بكاربردن 11CN بعنوان يك پيشرو با 11C نشاندار شده اند.

 

نيتروژن – 13

نيتروژن – 13 داراي نيمه عمري برابر 10 دقيقه بوده و عموماً بصورت NH3 مورد استفاده قرار مي گيرد. اين راديونوكليد بوسيله واكنش 12C(d,n)13N با بمباران Al4C3 يا متان با دوترونهاي 6 تا 7 مگا الكترون ولت يا واكنش هاي 16O(p,a)13N يا 13C(p,n)13N توليد مي گردد. در واكنش اخير هدفي از مخلوط لجني از پودر 13C‌و آب براي پرتودهي با پروتونهاي 11 تا 12 مگا الكترون ولت بكار مي رود. نيتروژن – 13 در ماده مايعي به NH3 تبديل مي گردد. 13NH3 به شكل يون NH4+ در ابتدا براي عكس برداري تزريق وريدي قلبي بوسيله PET‌ بكار مي رود. 13NH3 همچنين براي نشاندار نمودن گلوتامين و آسپاراژين جهت ارزيابي رشد بافتها مورد استفاده قرار مي گيرد.

 

اكسيژن – 15

اكسيژن – 15 داراي نيمه عمري برابر 2 دقيقه بوده و بوسيله واكنش 14N(d,n)15O با پرتودهي گاز نيتروژن با دوترون يا واكنش 15N(p,n)15O بوسيله بمباران هدف غني شده 15N با پروتون توليد و سپس از زغال اكتيو در  جهت تبديل به C15O و C15O2‌ عبور مي كند، و متعاقباً براي نشاندار نمودن هموگلوبين، براي بررسي هاي كلينيكي فعاليتهاي نامناسب ريوي و قلبي بكار مي رود. آب نشاندار با 15O بوسيله اختلاط هدف N2 با گاز H2 و پس از پرتودهي با عبور مخلوط از كاتاليزور پلاتين در  تهيه مي شود. آب با 15O در سالين بازيابي شده و براي مطالعات تزريق وريدي قلبي و مغزي
مفيد است.

 

فلور – 18

فلور – 18 (با نيمه عمر 110 دقيقه) معمولاً بوسيله واكنش 18O(p/n)18F روي يك هدف با آب – 18O تحت فشار توليد مي گردد. 18F بصورت يون F- با عبور مخلوط از ميان ستوني از رزينهاي چهارگانه آمونيوم از آب بازيابي شده و آب با 18O‌مي تواند مجدداً بعنوان هدف مورد استفاده قرار گيرد. فلور – 18 ابتدا براي نشاندار كردن گلوكز جهت بدست آوردن فلورو دي اكسي گلوكز (FDG) نشاندار با 18F‌براي مطالعات قلبي و مغزي بكار مي رود. همچنين اين راديونوكليد براي نشاندار كردن بسياري از ليگاندهاي بالقوه براي تومورهاي گوناگون
بكار رفته و اخيراً، براي عكس برداري استخوان توسط مؤسسه غذا و داروي ايالات متحده (FDA)
[1] به تصويب رسيده است.



[1] Food and Administration

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در یکشنبه 1387/12/11 و ساعت 7:7 |

توليد راديونوكليدها

 

در سال 1896 بكرل راديواكتيويته طبيعي را در سولفات اورانيل پتاسيم كشف نمود. از آن زمان، پيروماري كوري، ای. رادفورد و اف. سادي تلاشهاي فراواني را براي كشف تعداد زيادي از عناصر راديواكتيو بعمل آوردند. كار همه اين دانشمندان نشان داده است كه كليه عناصر پيدا شده در طبيعت با يك عدد اتمي بزرگتر از  83(بيسموت) راديواكتيو هستند. راديواكتيويته مصنوعي ابتدا بوسيله اي- كوري و اف ژوليو در سال 1934 گزارش گرديد. اين دانشمندان هدفهاي بور و آلومينيوم را با ذرات -a از پلونيوم پرتودهي نموده و پوزيترونهاي گسيل شده از هدف را حتي پس از برداشتن چشمه ذرات -a مشاهده نمودند. اين كشف اكتيويته القائي يا مصنوعي گستره وسيعي از اهميت فوق العادة آنها را بازنمود. تقريباً در همان زمان، كشف سيكلوترون، نوترون، و دوترون بوسيله دانشمندان مختلف توليد تعداد بسيار بيشتري راديواكتيويته هاي مصنوعي را امكان پذير ساخت. در حال حاضر، بيشتر از 2700 راديونوكليد در سيكلوترون، راكتور و مولد نوترون و شتابدهنده خطي توليد شده اند.

راديونوكليدهاي بكاررفته در پزشكي هسته اي اكثراً از انواعي هستند كه بطور مصنوعي توليد شده اند. اين راديونوكليدها در ابتدا در يك سيكلوترون يا يك راكتور توليد مي شوند. نوع راديونوكليد توليد شده در يك سيكلوترون يا يك راكتور بستگي به ذره پرتودهي، انرژي آن و هسته هاي هدف دارد. از آنجا كه اين تجهيزات پرهزينه هستند، و راديونوكليدهائي توليد مي كنند كه به تجهيزات خودكار هدايت مي شوند كلاً محدود هستند. راديونوكليدهاي با عمر بسيار كوتاه تنها در مؤسساتي قابل دسترسي هستند كه داراي تجهيزات سيكلوترون يا راكتور بوده، و نمي توانند براي مؤسسات يا بيمارستان حمل شوند چرا كه سريعاً فروپاشي مي كنند. با وجود اين براي تأسيسات خودكار چشمه ثانوي از راديونوكليدها بويژه با نيمه عمر كوتاه وجود دارد كه بنام مولد راديونوكليد بوده و بطور مفصل در فصل بعدي مورد بحث قرار مي گيرند.

 

راديونوكليدهاي توليد شده در سيكلوترون

در يك سيكلوترون، ذرات باردار همچون پروتون ها، دوترونها، ذرات -a، ذرات 3He و امثال آنها در مسيري دايره اي در D‌ هاي تحت خلأ و بوسيله يك ميدان الكترومغناطيسي شتاب داده مي شوند (شكل 4-1). اين ذرات شتاب يافته
مي توانند چند كيلو الكترون (keV) تا چندين ميليارد الكترون ولت (MeV يا BeV) انرژي بسته به نوع و طرح سيكلوترون داشته باشند.

 

شكل 4-1: شماتيك يك سيكلوترون، V تغيير دهنده ولتاژ، S‌ چشمه يون، A‌ و B‌، D ها با خلأ، D‌ منحرف كننده W، پنجره.

 

از آنجا كه ذرات باردار در امتداد مسيرهاي تحت ميدان مغناطيسي با افزايش تدريجي انرژي حركت مي كنند، هر اندازه شعاع ذره پرتابه افزايش پيدا كند انرژي آن نيز افزايش خواهد يافت. در يك سيكلوترون معيني، رابطه انرژي با شعاع ثابت مي باشد. يونهاي سنگين همچون 161432S نيز بطور موفقيت آميزي در شتابدهنده هاي يون سنگين شتاب داده شده اند.

هنگامي كه عناصر پايداري با قراردادن آنها در باريكه خارجي ذرات شتاب داده شده يا در باريكه داخلي در شعاعي معين در يك سيكلوترون پرتودهي مي شوند، ذرات شتاب داده شده هسته هاي هدف را پرتودهي نموده و واكنش هاي هسته اي بوقوع مي پيوندد. در يك واكنش هسته اي، ذره فرودي ممكن است هسته اي را پس از برهمكنش ترك نموده، مقداري انرژي در آن رها نمايد و يا ممكن است بطور كامل بوسيله هسته جذب گردد، كه بستگي به انرژي ذره فرودي دارد. در هر حالت، هسته اي با انرژي برانگيختگي تشكيل و انرژي برانگيختگي بوسيله گسيل نوكلئونها (يعني پروتون ها و نوترونها) پراكنده مي شوند. هنگاميكه هسته قبلي از نظر انرژي زايي ميسر نباشد، گسيل ذره با گسيل پرتو - g دنبال
مي گردد. بسته به انرژي انتقال يافته بوسيله ذره فرودي تعدادي نوكلئون بطور تصادفي از هسته هدف پرتودهي شده گسيل مي شوند، كه منجر به تشكيل نوكليدهاي متفاوت مي گردد. با افزايش انرژي ذره پرتابه، هسته هاي بيشتري گسيل يافته، و لذا نوكليدهاي با گوناگوني بيشتري توليد مي شوند.

هر واكنش هسته اي براي توليد يك نوكليد داراي انرژي آستانه يا Q معيني است، كه در واكنش جذب يا آزاد مي شود. اين نياز انرژي از اختلاف بين جرمهاي هسته هدف باضافه ذره پرتابه و جرمهاي نوكليد محصول باضافه ذرات گسيل يافته حاصل مي شود. در واكنش هاي هسته اي كه در آنها نياز به جذب انرژي است، ذرات پرتابه بايد داراي انرژي بالاتر از انرژي آستانه باشند؛ در غير اين صورت واكنش هسته اي انجام پذير نخواهد بود. علاوه بر آن، چنانچه ذرات پرتابه يا گسيل يافته باردار باشند، در اين صورت، انرژي كولني اضافي بدليل وجود سركولني بين ذره باردار و هسته هدف يا هسته گسيل يافته بايد به مقدار Q- واكنش هسته اي افزوده شود.

مثالي از يك راديونوكليد ساده توليد شده در سيكلوترون 111In است، كه بوسيله پرتودهي 111Cd با پروتونهاي با انرژي 12MeV‌در يك سيكلوترون توليد
مي شود. واكنش هسته اي بصورت زير نوشته مي شود

111Cd(p,n)111In

كه در آن 111Cd هدف، پروتون (p) ذره پرتابه، نوترون (n) ذره گسيل يافته، و 111In راديونوكليد محصول مي باشد. در اين حالت، يك نوكلئون ثانوي ممكن است گسيل نگردد چرا كه ممكن است انرژي رهايي پس از گسيل نوترون اوليه كافي نباشد. انرژي برانگيختگي كه براي گسيل هر نوكلئون ديگر كافي نباشد از طريق گسيل - g آزاد مي گردد. بعنوان مثالي ديگر، واكنش هاي هسته اي با انرژي نسبتاً بالاي القائي در 89Y با پرتودهي پروتونهاي با انرژي 40MeV در ذيل آورده شده اند :

89Y + p(40MeV)®89Zr + n

                         ®89Y +p    

                            ®88Zr + 2n

                           ®88Y + pn

                           ®88Sr + 2p

                           ®87Zr + 3n

                            ®87Y + p2n

اگرچه كليه واكنش هاي مذكور در مثال بالا امكان پذير هستند، محتمل ترين واكنش ها (p,3n) و(p,p2n) با پروتونهاي 40MeV مي باشد.

همانگونه كه مي توان درك نمود، راديونوكليدهاي توليد شده كه با اعداد اتمي ايزوتوپهاي هدف متفاوت است از نظر تئوري نبايد داراي هر گونه ايزوتوپ پايدار (" سرد " يا " همراه بر ") قابل آشكارسازي بوسيله روشهاي معمولي آناليز باشد، و چنين محصولاتي بنام بدون همراه بر[1] هستند. با وجود اين در عمل، داشتن اين محصولات بدون حضور هر ايزوتوپ پايدار غير ممكن خواهد بود. اصطلاح ديگري براي اين محصولات "بدون افزايش همراه بر "(NCA) بدين معني است كه هيچگونه ايزوتوپ پايداري بصورت پيشنهادي به محصولات افزوده
نمي شود. ماده هدف براي پرتودهي بايد خالص و ترجيحاً تك ايزوتوپي يا حداقل غني شده از نظر ايزوتوپي جهت اجتناب از توليد راديونوكليدهاي ديگر باشد. انرژي و نوع ذره پرتابه بايد بطريقي انتخاب گردد كه از آلودگي با راديونوكليدهاي ناخواسته حاصل از واكنش هاي هسته اي اضافي اجتناب گردد. از آنجا كه ايزوتوپهاي گوناگوني از عناصر مختلف ممكن است در يك سيستم پرتودهي توليد شوند، جداسازي ايزوتوپها از يك عنصر ضروري بوده، اين امر مي تواند با روشهاي شيميائي مناسب همچون استخراج با حلال، ته نشيني،
تبادل يوني، و تقطير حاصل گردد. راديونوكليدهاي توليدي سيكلوترون معمولاً با كمبود نوترون همراه بوده و لذا با روش گسيل +b يا گيراندازي الكترون فروپاشي مي نمايند.



[1] Carrier Free

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در یکشنبه 1387/12/11 و ساعت 7:5 |

روشهاي راديو اكتيو در آناليز[1]

 

بسياري از روشهاي راديوايزوتوپ در آناليز داراي حساسيت بالايي بوده و  مي توان اغلب تا 15-10 گرم ماده راديواكتيو را بوسيله پرتوهای با انرژي بالا، که در مدت تجزيه رادیو اکتیو گسیل می شوند،  اندازه گيري نمود. علاوه بر آن چنانچه مسئله اي بتواند اصطلاحاً بصورت «چه اندازه و به كجا ميرود؟ »  يا  «چه اندازه و چه زماني مي رود؟» بيان گردد، ممكن است راديوايزوتوپ بتواند براي حل آن بكار رود. اين روشها براي بعد وسيعي از فاصله و زمان قابل استفاده هستند، مثلاً براي ردپای حركت اتمها در مولكول در پديده هايي چون فوتوسنتز، يا جابجايي آثار بمب هاي هسته اي در اطراف كره زمين. همچنين مي توانند براي تعيين نيمه عمر متوسط سطوح هسته اي در حدود 9-10 ثانيه و يا تعيين عمر صخره هاي كره ماه در حدود ميليون ها سال مورد استفاده قرار گيرند.

اگر چه روشهاي راديو ايزوتوپ مي توانند در زمينه هاي مختلف مطالعات علمي بكار روند، اغلب شيمیدان ها، بیوشیمیدان ها يا محققان رشته پزشکی هستند كه با ماده راديواكتيو بدون پوشش (باز) كار مي كند. معمولاً فرض مي شود كه راديوايزوتوپ مشابه ایزوتوپ پايدار خود رفتار مي نمايد و هيچ عامل فيزيكي يا شيميايي نمي تواند خواص آنرا تغيير دهد. فرض فوق، فرض كاملاً صحيحي است، ولي وضعيتهاي خاصی وجود دارند كه در آنها انحراف واضحی  از اين فرض مشاهده مي شود. اين انحرافات مربوط به اثرات جرم، اثرات غلظت پايين، حالتهاي اكسيداسيون غير منتظره و انحراف تعادل سري هاي تجزيه مي باشد. بسياري از کاربران  راديو ايزوتوپ بدليل ناديده گرفتن يك يا تعدادي از اين استثناءها، مواجه با نتايج غير مترقبه اي مي شوند.

 

اثرات جرم

كليه راديوايزوتوپها داراي جرم متفاوت از جرم ايزوتوپهاي پايدار مي باشند، بنابراين هر اثري كه به جرم بستگي دارد، مانند سرعت پخش[2]  يا آهنگ ارتعاش پيوندهاي شيميايي، براي ايزوتوپهاي مختلف متفاوت خواهد بود. در مورد تريتيوم كه جرم آن سه برابر جرم هيدروژن است، تفاوت بسيار مشهود است و 10 درصد كاهش يا بيشتر از 10 درصد مي تواند در ميزانهاي واكنش، بين H1 وH3 وجود داشته باشد. در جرمهاي اتمي بالا، اختلاف در ميزانهاي واكنش نسبتاً بي اهميت مي گردد: براي C14 ، انتظار مي رود كه خطا از يك درصد ميزان واكنش C12 تجاوز كند، و با افزايش عدد اتمي كاهش مي يابد ( با اين حال بايد بخاطر داشت كه برنامه هاي نيروگاههاي هسته اي بطور وسيعي بستگي به جداسازي 6UF235  از 6UF238 بوسیله پدیده پخش  يا سانتريفوژاسيون گازي[3]  دارد با اينكه اختلاف جرم آنها 3 در 350 است.

صرفنظر از اثر ايزوتوپي وسيع، تريتيوم به طريق ديگر از قبيل سهولت حركت در داخل مولكول حالت غير معمولي دارد. در بسياري از مولكولها، هيدروژن به ناپایا و متغیر بودن معروف است، و اين جابجايي معمولاً مي تواند با بكار بردن مولكولهاي نشاندار شده با تريتيوم ردیابی گردد. علاوه بر آن اگر يونيزاسيون وجود داشته باشد، تعويض سريع تريتيوم با محلولهاي آبي وجود خواهد داشت.

 

اثرات غلظت پايين

مواد راديو شيميايي معمولاً بصورت بسيار خالص تهيه مي گردند. بالاترين اكتيويته مخصوص وقتي حاصل مي شود كه همه اتمهايي كه بايد نشاندار شوند، راديو اكتيو باشند و اتم غير اكتيوي كه بتواند سيستمهاي نشاندار شده را رقيق كند، وجود نداشته باشد. اكتيويته ویژه معمولاً برحسب 1-Bq g (يا 1- Ci g در كاتالوگهاي قديمي) بيان مي شوند. اكتيويته مخصوص تركيبات نشاندار، اغلب در واحدهاي اكتيويته بر مول، مثلاً MBq در ميلي مول، بيان مي گردد. اكتيويته ویژه ماگزيمم با نيمه عمر نسبت عكس دارد، و بنابراين چنانچه اكتيويته هاي ویژه  بالا براي نشاندار كردن مثلاً كروموزوم ها براي اتوراديوگرافي مورد نياز باشد، سعي مي شود كه ماده اي با نيمه عمر كوتاه بكار رود و لذا H3 به C14 برتري خواهد داشت.

در مورد P32 اكتيويته ویژه  ماگزيمم برابر1- PBq g12 است. مركز راديوشيمی[4]  اكتيويته ویژه  را بصورت «حداقل 1-PBq g7/3 » بيان مي كند. اگر اين ماده خريداري شود و در آزمایشگاه بخصوصی فقط نياز به MBq7/3 باشد، بنابراين لازم خواهد بود كه با 9-10 گرم كه بسادگي تلف مي گردد، كار شود. اين مقدار ماده براحتي مي تواند در ديواره هاي كانتينر شيشه اي يا ذرات معلق در محلول جذب سطحي گردد. براي مقابله با اين رفتار، بسيار معمول است كه تركيب حمل كننده غير فعالي در همان فرم شيميايي راديو ايزوتوپ اضافه گردد بطوريكه غلظتهاي شيميايي در حد معمولي بوده و عمليات معمولي بتوانند انجام گيرند. براي اين منظور تقريباً يك ميلي گرم از حمل كننده كافي است ولي براي رفع آلودگي، مقادير بيشتري بكار مي روند. مسئله تلف شدن اكتيويته از محلولهاي عاری از همراه بر در مورد بعضي يونهاي مثبت مانند +3Fe59  و mAg+110 جدي است، چرا كه بيشتر از 25 درصد مي تواند بر اثر جذب در ديواره هاي ظرف شيشه اي حاوي آنها تلف گردد. اگر عنصر راديواكتيو داراي ايزوتوپ پايدار نباشد، مي توان بعنوان همراه بر، ماده شيميايي مشابه آنرا بكار برد. مثلاً La براي پلوتونيوم، Ba براي راديوم و Mn براي تكنسيوم. وقتي كه جداسازي راديوايزوتوپ بخصوصي از مخلوط ايزوتوپهاي توليد شده در واكنشهاي هسته اي مورد نظر باشد، غالباً لازم است از حامل های «پنهان نگهدارنده[5]» استفاده شود تا از تداخل اكتيويته هايي كه همراه با اكتيويته «كوچك» (كه بدنبال آنها   مي گردیم) رسوب مي كنند، جلوگيري شود. اين مورد مخصوصاً در پرتودهي مواد بيولوژيكي وقتي كه Na24 و Br82 مي توانند از پرتودهي ماتريس حاصل شوند بكار مي رود، بنابراين حامل سديم و برم در فرم شيميايي مناسب قبل از خالص سازی شيميايي افزوده مي شوند. در بعضي از حالات بيشتر از يك خالص سازي شيميايي ضروري مي باشد.

هر چند كه حامل ها در دستجات مختلف قرار مي گيرند، بايد متذكر شد كه بعضي از رسوبات «كركي»[6] قوياً باردار مانند3Fe(OH) ، 3Al(OH) و3LaF همانند «جاروب كننده»[7] ، براي انتقال دادن مقادير ناچيز يونهاي راديواكتيو از محلول، عمل خواهند نمود. اين رفتار داراي كاربردهايي در تصفیه  شيميايي بوده و در بعضي از روشهاي توليد بكار رفته است، اما مهمترين كاربرد آن در رفع اكتيويته از سیالات جاری[8] مي باشد.

با توجه به مطالب اين پاراگراف واضح است كه جرمهاي كوچك و غلظتهاي پايين از بكاربردن روشهاي قابل عملكرد جلوگيري مي كنند. مثلاً نمكهاي نامحلول، اگر حاصل محلوليت تجاوز نكرده باشد، رسوب نمي كنند و بعضي تعادلهاي شيميايي در غلظتهاي پايين غير عادي مي باشند. افزودن حامل، اكتيويته ویژه را پايين مي آورد و بنابراين روشهاي جداسازي براي مواد با اكتيويته ویژه بالا معمولاً بايد براساس انتقال يون با استفاده از تبخير، تعويض يوني يا كروماتوگرافي پي ريزي شوند.

اكتيويته در واحد جرم، اكتيويته ویژه است. چنانكه براي عنصر بكار رود، برابر نسبت تعداد اتمهاي راديواكتيو موجود به تعداد كل اتمهاي موجود در عنصر خواهد بود، بنابراين به تدريج كه اكتيويته واپاشی مي گردد، كاهش مي يابد و اتمهاي اكتيو به اتمهاي پایداری تبديل مي شوند. معمولاً به صورت واحدهاي اكتيويته بر واحدهاي جرم  یا مشتقات آنها  بيان مي گردد.  مثلاً         1-Bqg   و  يا  1-Ci g. براي تركيبات نشاندار، معمولاً اكتيويته بر مول يا اجزاء آن مانند mBq بر ميلي مول يا mCi بر ميلي مول بكار مي روند. اكتيويته ویژه اصطلاحي براي بيان اكتيويته محلول نمي باشد. وقتي صحبت از 'غلظت اكتيويته' مي شود، منظور تعداد دفعاتي است كه آن وجود دارد. در مورد p32 اكتيويته مخصوص تئوري بدون وجود هرگونه اتم ديگر فسفر برابر 1-PBq g12 (1-Ci g 105 ´ 3/3) است. مركز راديوشيمي اكتيويته مخصوص P32 را بصورت حداقل  1-PBq g 7/3 (1-Ci g 105) بيان مي كند و در مواقعي كه مناسب باشد،     اكتيويته هاي ویژه و چنانچه لازم باشد غلظتهاي محصولات خود را در كاتالوگها ذكر مي كند.



[1] برای جلوگیری از اشتباه با تجزیه شیمیایی در متن ترجمه برای Analysis از کلمه آنالیز استفاده شده است.

[2] . Diffusion

[3]  . Gas Centrifugation

[4] . Radio Chemical Centre

[5] . Hold-Back

[6] . Flocculant

[7]. Scavenger

[8] . Effluent

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در شنبه 1387/11/26 و ساعت 6:33 |

تولید انرژی از تابش هسته ای

 تولید انرژی از شکافت هسته ای و واکنش های گرما هسته ای يكي از كاربردي ترين استفاده هاي اين صنعت مي باشد. در این مقاله تهیه توان الکتریکی از انرژی آزاد شده از پرتوزایی ، به ویژه در باتری های اتمی، مورد ملاحظه قرار می گیرد. این عمل یا به طور مستقیم (به مقدار کم) با استفاده از بار الکتریکی خروجی و یا جذب انرژی به صورت گرما و سپس تبدیل گرما به توان الکتریکی صورت می گیرد. با استفاده از روش دوم، در باتری های اتمی، منابع قدرتی بیش از W100 به وجود آمده اند، اینها در مواردی از قبیل ایستگاههای هواشناسی قطب شمال که بدون وجود انسان کار  می کنند و یا در موشکهای بدون سرنشین که در فضا دوران می کنند، به کار برده می شوند.

ليست ویژه هسته های پرتوزای قابل استفاده در باتری های اتمی در جدول 1 داده شده است. برای انتخاب هسته های پرتوزای مناسب معیارهای زیر مهم اند: نیم – عمر، که برای به دست آوردن توان الکتریکی  تا حد امکان ثابت، باید در مقایسه با زمان کار مورد نظر طولانی (معمولاً بزرگ تر یا مساوی 10 سال) باشد. علاوه بر این، توان خروجی در واحد جرم باید تا حد امکان بالا باشد. این در صورتی حاصل می شود که نیم – عمر خیلی طولانی نباشد(کوچکتر از 103 سال) و نیز اگر انرژی تابش بالا باشد. گسیلنده های آلفا دارای این مزیت هستند که انرژی واپاشی شان نسبتاً بالا است و ذرات آلفا به طور موثر جذب می شوند. ویژه هسته های پرتوزای واپاشنده با گسیل پی در پی چندین ذره آلفا، مانند Pu238 و U232 ، به عنوان منبع انرژی، مناسب ترین هستند. Pu238  از پرتودهی Np237 در راکتورهای هسته ای تولید و در باتری های اتمی مستقر در ماهواره ها مورد استفاده قرار می گیرد. U232 می تواند در دو مرحله تولید شود: پرتودهی نوترونی Th230 ، دنبال شده با جداسازی Pa231 تولید شده و پرتودهی نوترونی این آخری.

به طوری که پیش از این گفته شد، انرژی ذرات a یا b می تواند یا به طور مستقیم و یا غیر مستقیم به توان الکتریکی تبدیل شود. تبدیل مستقیم با استفاده از پتانسیلهای باردار کردن یا تماس یا از راه تبدیل فتوولتایی پرتوی امکانپذیر است. با این حال، تبدیل مستقیم به قدرتی از مرتبه تا W4-10 محدود می گردد. تبدیل غیر مستقیم اکثراً بر استفاده از گرمای تولید شده از جذب تابش (تبدیل گرمایی) مبتنی است. در این روش، چشمه بسته تابش به عنوان چشمه گرما عمل می کند. تبدیل ترموالکتریک به وسیله ترموالمانها (مثلاً Bi-Te و Pb-Te یا Ge-Si ، بسته به دما) کار می کند. بازده تبدیل ترموالکتریک از مرتبه 5 تا 10 درصد است.

برای کاربرد در فضا، باتری های اتمی ترموالکتریک بار شده با Pu238  با توان الکتریکی بین تقریباً 177 و kW1 مورد استفاده قرار می گیرند. دستگاههای کوچکتر با توان الکتریکی تقریباً 1/0 تا mW1، همچنین در بردارنده Pu238، به عنوان منبع انرژی با طول عمر طولانی برای کاربردهای پزشکی در ضربان سازها توسعه یافته اند، ولی اینها امروزه با باتری های الکتروشیمیایی با طول عمرهای چندین سال جایگزین شده اند. نمونه های اولیه سایر باتری های اتمی کار کننده با Sr90، Co60، Ce144، Po210 یا Cm244 نیز توسعه یافته اند.

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در شنبه 1387/11/05 و ساعت 6:50 |

كاربرد راديوايزوتوپ‌ها در بيولوژي (زيست‌شناسي)قسمت-۳

 تجزيه به روش فعال‌سازي

عناصر متعددي در سيستم‌هاي بيولوژيكي در مقادير كم مقدار يا فوق كم مقدار وجود دارند. بعضي از آنها داراي نقش فيريولوژيكي مهم بوده و اساسي هستند. مثلاً، كبالت، مس، يد، آهن، منگنز، سلنيم و غيره. اين عناصر داراي بازه متغيري از فعاليت‌هاي بيوشيميايي در بدن بوده و  نقش اصولاً حياتي در سيستم‌هاي آنزيمي دارند.

در دسترس بودن نوترون‌هاي با شار بالا در رآكتورها امكان اندازه‌گيري غلظت‌هاي بسيار پايين خيلي از عناصر در مواد بيولوژيكي را به وجود آورده است. اين كار با استفاده از تجزيه به روش فعال‌سازي با نوترون (NAA) كه داراي حساسيت بسيار بالايي است امكان‌پذير شده است. (فصل 14 را براي توضيح بيشتر ملاحظه كنيد). در مقادير فوق كم (kg/mg 10)، نمونه‌هاي شاهد و ماتريس وابسته نيز نقش مهمي در تعيين حساسيت بازي مي‌كنند. يگانه مزيتي كه تجزيه به روش فعال‌سازي نوتروني دارد اين است كه ناخالصي‌هاي شيميايي ماده ردياب در معرف كه در جداسازي راديوشيميايي به كار مي‌رود همانند ساير آلودگي‌هاي شيميايي نمونه، پس از فعال‌سازي نتيجه اندازه‌گيري ايزوتوپ متناظر را متأثر نمي‌سازد. متدولوژي تجزيه به روش فعال‌سازي در فصل 14 آمده است.

 

كاربردها در بيولوژي مولكولي

تكنيك‌ها در بيولوژيكي مولكولي انقلابي را در تفكر انسان ايجاد نموده‌اند به طريقي كه وي را قادر به جابه‌جايي سيستم‌هاي ژنتيك جهت آفرينش ارگانيزم‌هاي جديد نموده است. انجام حساس توليد مثل غير لقاحي (تكثيرسلول‌ها) گوسفند، دالي (Dolly)، اوج اين فعاليت‌ها در قرن حاضر است. كاربردهاي اين روش‌ها در زمينه‌هاي گوناگون همچون تشخيص سريع قبل و بعد از تولد نقص‌هاي ژنتيكي، فهم و بهبودي سرطان و چندين بيماري ژنتيكي، توليد واكسن‌هاي مؤثر و با هزينه پايين در مقابل باكتري، بيماري ويروسي و تك ياخته‌‌اي، توليد گياهان جديد كه ازت را مستقيماً از هوا مي‌گيرند در مقابل كودگران توليد گياهان گوناگون با بهره بالا، اصلاح حيوانات براي ميزان گوشت و شير بيشتر و جابه‌جايي سلول‌هاي ميكروبي و هسته‌هاي ايوكاريتوتيك براي توليد محصولات مختلف صنعتي و دارويي مي‌باشد.

پيشرفت سريع و گسترش اين تكنولوژي در ابتدا بستگي به كاربرد ردياب‌هاي راديوايزوتوپي دارد كه براي آشكارسازي، تشخيص و تخمين شناسايي ژن‌ها و محصولات ژني دارد. امروزه، ردياب‌هاي ديگر همچون نشانگرهاي فلورسان و واكنش‌هاي كالريمتري
جايگزين – آنزيم شهرت بالاتري را به دست آورده و جايگزين به كارگيري راديوايزوتوپ‌ها در بسياري از روش‌ها شده‌اند. از آنجا كه اين فصل در ابتدا بحث كاربردهاي راديوايزوتوپ‌ها مطرح كرده، بعضي از تكنيك‌ها كه در آن‌ها اتم‌ها با مواد اوليه اسيدنوكلئيك براي توليد اسيد نوكلئيك نشان‌دار همراه است در ذيل توضيح داده مي‌شود.

 

توسعه اوليه

توسعه اوليه روشي است كه براي نشان‌دار نمودن يكنواخت DNA با نوكلئوتيدهاي نشان‌دار با P32 به كار رفته است. يك صفحه تك زنجيره زنجيره DNA به اوليگونوكلئوتيد اوليه به
آهستگي سرد (آنيل) مي‌گردد. پليمر DNA با الحاق اين ناحيه زنجيره‌اي دوگانه كوتاه كار مي‌كند. بدين ترتيب، اين روش نشان‌داركردن يكنواخت نياز به يك آغاز‌گر دارد كه با ترتيب رشته تطابق دارد. اليگونوكلئوتيدها درنقاط زيادي در امتداد طول خود به زنجيره‌هاي DNA به آهستگي سرد مي‌شوند، لذا، آغازگرهايي را تأمين مي‌كنند كه پليمر براي سنتز اوليه DNA نياز دارد. رشته پيوند نشده به وسيله شستشو حذف مي‌گردد. رشته نشان‌دار ايزوتوپي به هدف پيوند مي‌خورد كه سپس به وسيله اوتوراديوگرافي انتخاب مي‌شود. با به كار بردن چنين روش‌هايي، مقادير كم DNA در حدود يك پيكوگرم بر هر پيوند مي‌تواند آشكارسازي گردد.

 

كاربردها

·         آشكارسازي همولوژي ژنتيك بين گونه‌هاي متفاوت ارگانيزم‌ها.

·          تشخيص حضور بيماري‌هاي فاميلي بر مبناي ژنتيكي.

 

انتقال نيك (Nick)

انتقال نيك يكي از روش‌هاي متعددي است كه براي نشان‌دار نمودن يكنواخت DNA با P32 نوكلئوتيدهاي نشان‌دار به كار مي‌رود.

اين روش مستلزم حذف نوكلئوتيدهاي غيرنشان‌دار از زنجيره DNA با جايگزيني همزمان نوكلئوتيدهاي حذف شده به وسيله نوكلئوتيدهاي نشان‌دار P32 مي‌باشد. هر دو اين اكتيويته‌ها به وسيله آنزيم يكسان پليمرها از DNA اجراء مي‌شود.

 

كاربردها

·         هيبريديزاسيون براي آشكارسازي و شناسايي مولكول‌هاي گوناگون DNA .

·          ترتيب‌گذاري DNA وRNA .

·          نگاشت اسيدهاي نوكلئيك در ژن‌ها.

 

هيبريديزاسيون

هيبريديزاسيون براساس اين اصل است كه بخش كوتاهي از DNA نشان‌دار با P32 (سوند) مي‌تواند بخش DNA تكميلي در امتداد گسترده ژنومي DNA هر ارگانيزم باشد.

كاربردها

·         تشخيص بيماري‌هاي ويروسي

·          طب جنائي

·          تاريخچه مناقشات والديني

 

هيبريديزاسيون جنوبي (Southern Hybridisation)

با به كار بردن اين روش، اجزاء DNA به وسيله الكتروفوريز ژل آگاروز (agarose) جداسازي شده و زنجيره دوگانه DNA با كشت ژل در محيط بازي مجدداً خنثي مي‌شوند. پس از خنثي شدن در محيط بازي، ژل با يك مخزن حاوي محلول بافر نمك ارتباط پيدا كرده و با يك غشاء ميكروسلولي اندود مي‌گردد. بافر از مخزن و از ميان ژل جريان پيدا كرده آن را با اجزاء DNA حمل نموده و توليد پيوند در ژل مي‌نمايد. اين غشاء حمل كننده DNA با يك رشته نشان‌دار راديواكتيو هيبريد مي‌گردد. پيوندهاي هيبريداسيون به وسيله اوتوراديوگرافي آشكارسازي مي‌شوند.

 

كاربردها

·         تشخيص بيماري‌هاي ژنتيكي مثل سيستيك فيبروسيس.

·          تعيين توالي ژن‌ها در ارگانيزم‌هاي همگن.

هيبريديزاسيون شمالي مشابه فرآيند به كار رفته براي مولكول‌هاي  RNAمي‌باشد.

 

ترتيب‌گذاري اسيد نوكلئيك

توالي نوكلئوتيدها در قطعه‌اي از DNA مي‌تواند به وسيله روش‌هاي ترتيب‌گذاري  اسيدنوكلئيك تعيين گردد. دو روش اساسي به كار رفته عبارتند از :

1-     روش ماگزام(Maxam) و گيلبرت(Gilbert) با به كار بردن تخريب شيميايي 

2-     روش پايانه زنجيره ديدِكسي سنجر(Sanger).

 

روش ماگزام گيلبرت (روش فساد شيميايي)

يك پاره از DNA به طور ايزوتوپي با P32 در پايانه پنجم يا سوم خود هر كدام از دو طرف زنجيره جدا و منفك مي‌گردد. سپس DNA به صورت برخه‌اي با عوامل شيميايي براي محيط‌هاي بازي مختلف(A، T، C و G)(1) اصلاح شده و در نوكلئوتيدهاي اصلاح شده چسبيده مي‌شود. اين روش، توليد يك سري مولكول‌هاي متفاوت در طول ولي با پايانه نشان‌دار ايزوتوپي يكسان مي‌كند. اين پاره‌ها مربوط به خنثي نمودن الكتروفوريز ژل به موازات شكاف‌ها در يك ژل با قدرت بالاي تفكيك بوده و ترتيب DNA مي‌‌تواند از نتيجه اتوراديوگرام حاصل شود.

 

روش سَنجر  (Sanger)(پايانه زنجيره‌اي)

در اين روش پايانه زنجيره ديدِكسي (dideoxy)، پليمر از DNA يك كپي تكميلي نشان‌دار راديواكتيو از يك شاخه منفرد (ss) نمونه DNA با به‌كار بردن جزء DNA تكميلي كوتاه ss به عنوان آغازگر سنتز مي‌كند. سپس به طور تصادفي با يك ديدِكسي نوكلئوتيد (ddNTP) به جاي يك دي‌اكسي نوكلئوتيد (dNTP) مشاركت مي‌نمايد. لذا افزايش طول زنجيره هنگامي به پايان مي‌رسد كه ديدِكسي نوكلئوتيد با رشته مشاركت كند. محصولات به موازات شكاف يك ژل پلي‌آكريل آميد تجزيه و تحليل مي‌گردند. زنجيره مشتمل بر تري‌فسفات نوكلئوتيد نشان‌دار راديواكتيو در واكنش سنتز به طور طبيعي و قابل مشاهده رشد مي‌كند.

 

كاربردها

·         پروژه ژنوم انساني: مستلزم تعيين توالي ژنوم كل انسان.

 

واكنش زنجيره پليمرآز(PCR)

روش PCR سنتز مقادير ميكروگرم توالي‌هاي اسيدنوكلئيك ويژه را از هر بخش ژنوم (ماده كل ژنتيك يك ارگانيزم) امكان‌پذير مي‌سازد.

دو آغازگر اوليگونوكلئوتيد سنتز مي‌شوند كه از رشته‌هاي مخالف الگوي DNA تقويت شده حاصل مي‌شوند. DNA هدف در حضور مقادير اضافي دو آغاز‌گر تغيير ماهيت داده و سپس در يك درجه حرارتي كه دو آغازگر به DNA آنيل مي‌شوند باز گردانده مي‌شود.  يك پليمر از DNA پايدار- گرما (پليمراز Taq ) و كل چهار نوكلئوئيد تري فسفات‌ها در  واكنش حضور دارند. اين واكنش باعث ايجاد دو كپي از رشته‌هايي مي‌شود كه در بين آغاز‌گرها قرار مي‌گيرند.

سه مرحله بالا تكرار مي‌گردند. اين كار باعث توليد چهار كپي ديگر از رشته‌هاي به هم
پيوند شده با استفاده از آغازگرهاي اوليگونوكلئوتيد مي‌شود. در اصل ¢n¢ چرخهPCR تا n2 برابر هدف را تقويت مي‌كند. بنابراين، روش تجزيه‌اي يك روش فوق‌العاده قوي خواهد بود.

 

كاربردها

·         تشخيص بيماري‌هاي عفوني مثلT.B. ويروس هپاتيت B ، ويروس هرپس(herpes).

·         كاربردهاي جنائي براي شناسايي جنايت‌كاران با استفاده از ماده بيولوژيكي حاصل از صحنه جنايت.

 

 هيبريديزاسيون در محل

هيبريديزاسيون در محل مستلزم به كاربردن سوندهاي نشان‌دار در برخورد سلول‌ها و بخش‌هاي بافت است. اين مسئله منجر به محل‌گذاري واقعي در توالي هدف (مثلاً يك ژنوم ويروسي) در سلول خاصي، كه آن را پرورش مي‌دهد مي‌شود.

سوند با H3 نشان‌دار شده از روش ياخته‌اي با سوند نشان‌دار به مدت چند ساعت كشت مي‌شود. پس از هيبريديزاسيون، سوند اضافي پيوند نشده شسته شده و سوند آنيلد شده با تبديل به امولسيون فوتوگرافي آشكارسازي مي‌شود. تابش با امولسيون منتقل كننده دانه‌هاي نقره برهم‌كنش مي‌دهد. دانه‌ها درسطح تقريبي قرار مي‌گيرند كه سوند با كروموزوم‌ها پيوند مي‌دهد.

 

كاربردها

·          نگاشت توالي‌هاي مورد نظر دركروموزوم‌هاي متراكم.

·          تأمين اطلاعات سازمان يافته تابعي توالي‌ها در ميان هسته‌هاي فاز داخلي .

·          قرار گرفتن توزيع بافت كپي RNA.

·          توانايي شناخت محل دقيق ژن.

 

مراجع :

1.              Use of Radioisotopes in Biology, BRNS, BRIT-DAE, Mumbai

         (1989).



(1) A = آونين، T = تايمين، C = سيتوسين و G = گوانين

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در پنجشنبه 1387/10/05 و ساعت 12:27 |

كاربرد راديوايزوتوپ‌ها در بيولوژي (زيست‌شناسي)قسمت-۲

 سنتز پروتئين

اسيدهاي آمينه راديواكتيو نقش حياتي در مطالعه فرآيندهاي مربوط به سنتز پروتئين و شكسته شدن در ارگانيزم زنده را ايفاء نمودند. ملاحظه شد هنگامي كه اسيدهاي آمينه راديواكتيو به حيوانات تزريق شود، پروتئين‌هاي حاصل از بافت‌هاي گوناگون راديواكتيو مي‌شوند.

هنگامي كه لئوسين راديواكتيو با اتيكوسيت‌ها كشت شدند و نمونه‌هاي زنجيره‌اي پروتئين در زمان‌هاي گوناگون جداسازي شدند، نتيجه‌گيري شد كه سنتز زنجيره پلي پپتيد در پايانه آمينو شروع شده و با افزايش باقي‌مانده‌هاي اسيد آمينه به پايانه كربوكسيل اضافه شده‌اند. با نشان‌دار كردن راديواكتيو در جزء اسيدآمينه، اين امكان جهت كشف رمز وجود دارد كه تري نوكلئوتيد(سه گانه) كودون نهايتاً به چه امينواسيدي تبديل مي‌شود.

 

نقشL – S35 متيونين در تحقيقات بيولوژيكي

L -S35 متيونين روش مهم ويژه‌اي در مطالعه سنتز پروتئين با توجه به نقش آن به عنوان شروع كننده سنتز پروتئين مي‌باشد(جدول 17 .2). همچنين به عنوان ردياب راديواكتيو در جداسازي و خالص‌سازي يك مولكول همچون – فاكتور بارور زودرس حاصل از ليمفوسيت زنان باردار مي‌باشد. كاربرد ديگر اين مولكول كاربرد آن براي مطالعه اثرات پرولاكتين روي Secretion و سنتز پرده بيروني جنين انساني گونادوتروپين (gonadotropin) (HCG) در جفت‌جنين خارجي مي‌باشد.

جدول 17 .2 : تركيبات نشان‌دار مهم به كار رفته در تحقيقات علوم زيستي

 

نام

روش تهيه

اكتيويته ويژه

زمينه كاربرد

تايميدين ـ متيل-H3

 شيميايي

20 كوري بر ميلي‌مول

سنجش گسترش سلول

L-S35 ـ ميتونين

سنتز بيولوژيكي

1100 كوري بر ميلي‌مول

مطالعه سنتز پروتئين

گلوگز-U-C14

سنتز بيولوژيكي

300ميلي‌كوري‌برميلي‌مول

مطالعات متابوليسم كاشت

g ـP32ـATP

آنزيمي

5000 كوري بر ميلي مول

تكنولوژي DNA مركب

 

سنتز L- S35  ميتونين

سنتز ميكروبيL-S35 ميتونين با رشد يك ميكروارگانيزم مناسب در يك ماده با حداقل سديم S35 – سولفات به عنوان چشمه انحصاري سولفور، انجام مي‌پذيرد. پس از رشد، پروتئين نشان‌دار با S35 هيدروليز اسيدي بوده و اسيدهاي آمينه به وسيله روش‌هاي كروماتوگرافي جداسازي و خالص‌سازي شده‌اند.

 

سنتز نوكلئوتيد پيورين (Purine)

توضيحات روي فرآيند بيوسنتز نوكلئوتيد پيورين سنتزي ابتدا به وسيله به كار‌گيري مولكول‌هاي ماده اوليه نشان‌دار انجام مي‌پذيرفت. در اين مطالعه، حيوانات با مواد اوليه نشان‌دار با ساختار شيميايي گوناگون خوراك‌دهي شدند. نوكلئوتيد‌هاي پيورين تشكيل شده جداسازي و محل اشتراك راديواكتيويته در نوكلئوتيد شناسايي شدند.

 

سنجش‌هاي ليگاند راديواكتيو

سنجش‌هاي راديواكتيو روش‌هاي بي‌نهايت حساس و خاص تجزيه‌اي به كار رفته در اندازه‌گيري مواد بيولوژيكي همچون هورمون‌ها، ويتامين‌ها، داروها، پروتئين‌ها، باكتري‌ها و آنتي‌ژن‌هاي ويروسي هستند. سنجش براساس واكنش پيوندي خاص مولكول‌هاي بيولوژيكي مورد تجزيه (آناليت‌ها) با عوامل پيوندي ماكرو مولكول‌هاي ويژه (پيوند‌زن‌‌ها) همچون آنتي‌بادي‌ها و مولكول‌هاي گيرنده مي‌باشد. در عمل،درصد ممانعت ماده تجزيه‌شونده نشان‌دار شده با پيوند‌دهنده به وسيله ماده آناليت غير‌نشان‌دار اندازه‌گيري مي‌گردد. روش به كار رفته در سنجش ليگاند همانند راديوايمونواسي (RIA) است كه در فصل 16 توضيح داده شد.

 

نوع سنجش‌ها                       پيوند‌دهنده

راديوايمونواسي                              آنتي‌بادي

سنجش راديوآنزيمي                        آنزيم

سنجش پيوندي پروتئين      پروتئين پيوندي

سنجش گيرنده راديواكتيو     گيرنده 

 

            I125، H3 و C14 راديونوكليدهايي هستند كه معمولاً در اين سنجش‌ها مورد استفاده قرار مي‌گيرند. اين سنجش‌ها داراي كاربردهايي در علوم كاشت، علوم دامپزشكي، ميكرو بيولوژي، مونيتورينگ درماني داروها، ارزيابي فرمولاسيون، آشكارسازي كمي دوپينگ در ورزش و مطالعات محيطي هستند.

 

پيوند گيرنده

تركيبات نشان‌دار كاربردهايي را در مطالعه گيرنده‌ها و پيوند گيرنده پيدا كرده‌اند. گيرنده‌‌ها بيومولكول‌هايي هستند، غالباً به صورت پروتئين در طبيعت وجود دارند كه قادر به پيوند شدن بخصوص با ليگاند‌هايي همچون هورمون‌ها، نئوراترنسميترها و پپتيدهاي فعال بيولوژيكي هستند. پيوندگيرنده نقش مهمي را در اثرات متعدد بيولوژيكي مرتبطي با مولكول‌هاي بيولوژيكي همچون هورمون‌ها ايفاء مي‌كند، مثلاً هورمون تحريكي تيروئيد(TSH) با گيرنده تيروئيد پيوند داده و توليد هورمون تيروئيد را تحريك مي‌كند. انسولين با گيرنده‌هاي خود در سلول‌ها پيونده داده و متابوليسم كربوهيدرات را به وجود مي‌آورد. مطالعات پيونـد گيرنده نقش


مهمي را در فهم بيماري‌هاي گوناگون ايفا نموده و براي تشخيص آن‌ها كمك مي‌كنند.

 

اتوراديوگرافي

اتو راديوگرافي يك روش معمول در علوم بيولوژيكي براي شناسايي محل قرار گرفتن هورمون‌ها و مولكول‌هاي بيولوژيكي ديگر در ارگانيزم‌ها است. اين روش مستلزم تزريق تركيب نشان‌دار به حيوان مورد مطالعه مي‌باشد. پس از مدت زمان معين قطعاتي از بافت بدن برش خورده و براي به دست آوردن اوتوراديوگراف در مقابل فيلم عكاسي قرار مي‌گيرد. اين روش مي‌تواند براي مطالعه اعضاء و بافت‌ها در كل حيوانات و نيز اعضاء سلول فردي به كار رود.

 

كاربردها

كشت‌هاي سلولي مستعد آلودگي به وسيله مايكو پلاسماها بوده و لذا لازم است براي حضور اين ميكروارگانيزم ها غربال شوند. اين روش براساس اين اصل است كه هنگامي كه سلول‌هاي غيرعفوني در مقابل تايميدين-H3 پرتوگيري كردند حضور خود را صرفاً در هسته آشكار نموده در حاليكه سلول‌هاي آلوده به وسيله مايكوپلاسما حضور تايميدين- H3 را در سطوح بيروني هسته آشكار مي‌كنند. اين به دليل شكافتگي تايميدين – H3 به تايميدين (پايه آزاد) به وسيله مايكوپلاسما است.

همانگونه كه در اين فصل توضيح داده شده، مولكول‌هاي ارائه شده در جدول 17 . 2 مثال‌هايي از تجهيزات بيولوژيكي به كار رفته براي توضيح مكانيسم مسيرهاي گوناگون بيولوژيكي هستند.  

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در پنجشنبه 1387/10/05 و ساعت 12:26 |

كاربرد راديوايزوتوپ‌ها در بيولوژي (زيست‌شناسي)قسمت-۱

تكنيك‌ها و روش‌هاي جديد كه امروزه به كار مي‌روند فهم ما را از زيست‌شناسي جديد شدت بخشيده‌اند. بسياري از مواد مهم بيولوژيكي مولكول‌هاي آلي هستند. كربن و هيدروژن اجزاء اصلي تشكيل دهنده مواد آلي هستند. در دسترس بودن راديوايزوتوپ‌هايي همچون C14
(با نيمه عمر5730 سال) و H3 (با نيمه عمر 33/12 سال) و آماده‌سازي مولكول‌هاي آلي نشان‌دار با اين راديوايزوتوپ‌ها كاربرد تركيبات نشان‌دار در بسياري از زمينه‌هاي تحقيقات زيست‌شناسي را جامعيت بخشيده است. مسيرهاي متابوليك مهم و سنتز بيولوژيكي مواد با وزن مولكولي پايين با به كار بردن تركيبات آلي نشان‌دار با C14 و H3 به طور مفصل درك شده است. سنتز بيولوژيكي پيورين‌ها، پيراميدين‌ها، پورفيرين‌ها، آمينو اسيدها و استروئيدها به اين گروه از واكنش‌ها تعلق دارند. بعضي ديگر از كاربردها عبارتند از :

·         روش‌هاي اوتوراديوگرافي با تلفيق ميكروسكوپي براي مطالعه تكثير DNA و سنتز پروتئين.

·         راديوكروماتوگرافي براي شناسايي عناصر كم مقدار در نظام زيستي.

·      سنجش‌هاي ليگاند براساس برهم‌كنش‌هاي ماكرومولكول – ليگاند مثل واكنش‌هاي
آنتي ژن، آنتي‌بادي، پيوند استروئيد، پروتئين، واكنش‌هاي آنزيمي و غيره كه منجر به واكنش‌هاي جديد تجزيه همچون راديوايمونواسي، سنجش گيرندگي، راديواكتيو و سنجش پيوندي پروتئين گرديده است. اين سنجش‌ها براي اندازه‌گيري مقادير جزئي مواد در حجم‌هاي كوچك نمونه‌هاي بيولوژيكي به كار رفته‌اند.

در كنار C14 و H3، راديوايزوتوپ‌هاي ديگري همچون P32 ( با نيمه عمر 262/14 روز) و S35 (با نيمه عمر 51/87 روز) مورد استفاده قرار گرفته‌اند (جدول17 . 1).

 

جدول 17 . 1 : راديوايزوتوپ‌هاي به كار رفته در بيولوژي

 

راديوايزوتوپ

نيمه عمر (2/1 t)

نوع و انرژي ميانگين

گسيل، MeV

حداكثر اكتيويته ويژه

Ci/m mole 

 

H3

33/12 سال

-b، 018/0

29

C14

5730 سال

-b، 156/0

062/0

P32

262/14 روز

-b،71 /1

9200

P33

34/25 روز

-b، 3/0

5140

S35

51/87 روز

-b، 167/0

1500

I125

408/59 روز

g  ، EC 035/0

2200

I131

0207/8 روز

-b،6/0 و g،364/0

16000

 

شماري از مطالعات كه در آن‌ها اين ايزوتوپ‌ها به كار رفته‌اند عبارتند از :

·         تعيين عمر مواد بيولوژيكي

·          توزيع بيومولكول‌ها، توزيع سلول و قابليت دسترسي بيولوژيكي داروها.

·          مسيرهاي متابوليك و انتقال مولكول‌ها.

·          سنتز بيولوژيكي و بيومولكولي همچون نوكلئوتيدها، پروتئين‌ها و پلي‌ساخاريدها.

·          سرعت واكنش‌ها در ارگانيزم‌هاي زنده، رابطه ماده اوليه  – محصول، سرعت عمليات آنزيم در سيستم‌هاي بيرون از بدن و داخل بدن.

شماري از مثال‌هاي تكنيك‌هايي كه ردياب‌هاي راديواكتيو براي اطلاعات دقيق در آن‌ها به كار رفته در ادامه بيان شده است.

 


توزيع بيولوژيكي

مطالعات توزيع بيولوژيكي با به كار بردن راديوايزوتوپ‌ها براساس مباني رديابي و روش رقيق‌سازي ايزوتوپي است. توزيع بيولوژيكي مواد مهم بيولوژيكي در يك ارگانيزم زنده با به‌كار بردن اين روش ساده بدون مزاحمت در تعادل فيزيكي و شيميايي سلول ثابت شده است.

كل پروتئين پلاسما در يك ارگانيزم و توزيع آن با به كار بردن پروتئين‌هاي پلاسماي نشان‌دار با I131 مورد مطالعه قرار گرفته‌اند. پروتئين پلاسماي نشان‌دار با I131 ابتدا به يك ارگانيزم زنده تزريق مي‌گردد. پس از زمان كافي براي رسيدن به تعادل، مقداري از پلاسما برداشته شده و راديواكتيويته همراه با آن اندازه‌گيري مي‌شود. محتواي كل پروتئين مي‌تواند با ارتباط داده راديواكتيويته كل تزريق شده به حيوان و مقدار حاضر در نمونه برداشته شده قابل تخمين باشد. به طور مشابه، به دست آوردن ايده‌اي از توزيع عضو ماده مورد نظر در هر ارگانيزم امكان‌پذير است.

 

مسيرهاي متابوليكي و بيوشيميايي

در يك سيستم زنده، موادي چون خون، سلول، هورمون و آنزيم‌ها در يك حالت تعادل ديناميكي بوده و به طور ثابت سنتز شده و شكسته مي‌شوند. اين مولكول‌ها داراي محدوده زماني مشخص كه اين فعاليت‌ها رخ مي‌دهند مي‌باشند. در بسياري از حالات، غلظت حالت پايا با مكانيسم‌هاي “ بازخور” نگه‌داري مي‌شوند.

مسيرهاي متابوليك و انتقال مولكول‌ها با به كار بردن تركيبات نشان‌دار راديواكتيو به طور مؤثري رديابي مي‌شوند. بعضي از كاربردها در ذيل داده مي‌شوند.

·         جذب مواد از محيط به وسيله ميكروارگانيزم‌ها.

·          انتقال مواد در گياهان .

·          جذب ماده غذايي از طريق غشاء براي سيستم هضم مثل آمينواسيدها.

·          جذب يد به وسيله سلول‌هاي تيروئيد.

·          گردش گلبول قرمز خون.

 

مطالعات مسيرهاي سنتز بيولوژيكي

براي مطالعه فرآيندهاي سنتز بيولوژيكي، مولكول نشان‌دار C14 به صورت ماده ورودي به يك سيستم بيولوژيكي وارد مي‌شود. پس از گذشت زمان كافي براي تشكيل محصول، محصول جدا شده و راديواكتيويته حاضر در آن تخمين زده مي‌شود. حضور راديواكتيويته در محصول نشان‌دهنده ارتباط بين ماده اوليه و محصول مي‌باشد. با به كار بردن گستره‌اي از مواد اوليه كه از نظر ساختماني مشابه هستند، ميزان شراكت مي‌تواند تعيين گردد.اين روش بر مبناي اين اصل است كه ميزان شراكت ماده اوليه مستقيماً متناسب با شباهت ساختماني بين محصول و ماده اوليه مي‌باشد.

بلوچ (Bloch) يك ارتباط سنتز بيولوژيكي بين اسيداستيك و كلسترول را با به كار بردن اسيداستيك نشان‌دار راديواكتيو توضيح داد. با به‌كار بردن اسيداستيك با دو اتم نشان‌دار،كشف شد كه كليه اتم‌هاي كربن حاضر در كلسترول از اسيداستيك حاصل شده است.

 

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در پنجشنبه 1387/10/05 و ساعت 12:24 |

کاربرد برخی رادیوایزوتوپها2

H-3

تريتيوم به روش های اقتصادی با واکنش هسته ای  توليد مي شود.  حاصل از این واکنش به صورت تجارتی به شکل گاز تريتيوم و  در دسترس است.  در حین آماده سازی و ذخيره بايد تمهيدات خاصی برای جلوگيری از رسيدن رطوبت هوا به محصول و رقيق شدن با هيدروژن غير اکتيو انديشيده شود.

ماکزیمم اکتيويته ويژه قابل دستيابی از نظر تئوری معادل  و مربوط به تريتيوم بدون  حامل است که معادل می باشد که  آبی است که حاوی هیدروژن به شکل   می باشد.

غلظت در تحقيقات زيست محيطی با واحد (نرخ تريتيوم)  استفاده مي شود.  وقتی به ازای  اتم هيدورژن، 1 تريتيوم وجود داشته باشد، غلظت تريتيوم  است. ) (رديابی تريتيوم با استفاده از روش انجام مي شود

اين روش  شامل برقراری ارتباط ميان ماده ای که تريتيوم داده می شود و گاز پرفشار تريتيوم در يک سيستم بسته است.  تبـادل يونی موجب تغيير ترکيبات نشاندار مي شود.  نشاندار کردن ويژه با فرآيندهای تبادل کاتاليست  با روشهای اصلاح شده مناسب مورد استفاده در تجزيه يا تجزيه بيولوژيکی نيز قابل انجام است.

در مطالعه رديابی تريتيوم بايد به اين نکته توجه شود که اين ايزوتوپ موجب بزرگترین اثر ايزوتوپی شده و اين امکان بايد هنگام تفسير نتايج، مد نظر قرار گيرد.

آشکارسازی پرتوهای بسيار نرم  بسيار مشکل است اما کارهای متداول دقيق مناسب با استفاده از تکنيکهای سوسوزن مايع قابل انجام است.  اکتيويته با استفاده از آماده سازی مناسب نمونه ها و نيز آشکارسازی در محل قابل انجام است.

 67Cu

67Cu تنها رادیوایزوتوپ مس است که دارای نیمه عمر متجاوز از چندین ساعت است. ( محصول تقریبا بدون حامل از واکنش  بدست می آيد.  تنها با خنک کردن محصولات، از واکنش رقابتی قابل استخراج است.  اکتیویته قابل حصول محدود بوده و  خالص بسیار گران است.

دارای مزیت نیمه عمر بیشتر نسبت به  است.

 

82Br

این ایزوتوپ دارای نیمه عمر یک روز و نیم است و گامای با شدت بالای قابل توجهی
]   [ ساطع می کند.  لذا در تحقیقاتی که جذب پرتو مورد انتظار است استفاده می شود. آماده سازی متداول، محلول
    است که در واکنش( (n,ɣ با اکتیویته بالا تولید می شود اما برخی کاتالوگها ترکیبات آلی نشاندار شده با 82Br را پیشنهاد می کنند.

 

 

85Kr

کریپتون راديو اکتيو بعد از  به طور گسترده ای بعنوان ردياب گازی خنثی مورد استفاده است.  با این وجود بعلت نیمه عمر نسبتاً بلند بهترین گزینه برای مطالعات مکانیک سیالات محسوب نمی شود.  این رادیوایزوتوپ از فرآیند مستقیم (n,ɣ) قابل تولید است.  چشمه های تابش سیلد شده حاوی  بدلیل پرتوی بتا با انرژی   که به سختی فوتون دیگری همراه آن دیده می شود اهمیت زیادی پیدا کرده است .  بطور خاص بعنوان جانشین چشمه پرتودهی استفاده شود،  زيرا اثرات خودجذبی آن قابل چشم پوشی است.  ترکیبات ملکولی نوع " اندرون گیر"  (cluthrate) در دو دهه اخیر مورد استفاده فراوانیقرار گرفته اند. گازهای نجیب می توانند بعنوان ظرفیت در ترکیبات آلی حاوی حلقه های آروماتیک بکار روند.  روش مشهور به krypton مربوط به همین موضوع است. آزاد سازی کریپتون رادیواکتیو که در ترکیبات گوناگون و آلیاژها وجود دارد تابعـی از شرایط تجربـی (به ويژه دما) است و این قانـون در تحقیقات متعدد می تواند مفید باشد (اندازه گیری دما- تست  فرسایش - رادیوآنالیز و...).

 

86Rb

 86Rb  بعنوان ردياب در زمینه های گوناگون کاربرد دارد،  زیرا  گاماهای قابل آشکارسازی ساطع می کند و نیز دارای نیمه عمر مطلوبی است .  در بسیاری شرایط از این رادیوایزوتوپ به جای  و  استفاده می شود که علت آن نیز نیمه عمرمناسب آن و خواص شیمیایی مشابه با رادیوایزوتوپهای نام برده است.  همچنین این رادیو ایزوتوپ به صورت ارزان تر با میزان اکتیویته ویژه بالاتر با واکنش(n,ɣ)  قابل تولید است.

 

85Sr

در برخی شرایط خاص، بر اساس دلائل شیمیایی یا سایر دیدگاهها، تصمیم مبنی بر استفاده از استروسینوم بعنوان ردیاب مناسب است،  گامای ساطع شده از  با نیمه عمر متوسط به جای  مناسب تر است،  زیرا اکتیویته کمتر آن برای شمارش توسط شمارنده سوسوزن مناسب تر است و خطر پرتو آن نیز بعلت نیمه عمر کوتاهترکمتر است.   بطور کلی با واکنش (n,ɣ) و با استفاده از هدف غنی شده  تولید می شود.

استفاده از هدف غنی شده بـرای کاهـش اکتیویتـه حاصـل از  تشکیل شده در واکنش های رقابتی ضروری است ولی ماده خام گران باعث افزایش هزینـه محصول می شود.

پرتو گامای تک انرژی به راحتی قابل آشکارسازی است و به این ترتیب، زمینه کاربرد این رادیوایزوتوپ با وجود هزینه تولید بالا رو به گسترش است.

 

90Sr

این ایزوتوپ دارای نیمه عمر بالای قابل توجهی است و لذا برای استفاده به عنوان چشمه های سیلـد شده مناسب است.  از محصولات شکافت است و جداسازی آن کار نسبتاً ساده ای است و هزینه ایزوتوپ بدون حامل آن نیز نسبتاً کم است.

محصول واپاشی آن90Y با نیمه عمر 64 ساعت است لذا در تعیین اکتیویته   ذرات پرانرژی  از محصولات واپاشی اندازه گیری می شوند.

در طراحی چشمه های پرتوزای سیلد شده، توجه خاص باید روی بسته بندی آن صورت گیرد زیرا در دسته بسیار خطرناک  قراردارد.  معمولاً در شیشه یا لعاب با درجه گداخت بالا قرار داده می شود وقتی که ماده ی ذوب شده تا دمای بالاتر از گداخت گرم شد، یونهای استرونسیوم در میان کاتیون های دو ارزشی شیشه وارد می شوند(  را ببینید).

 

90Y

استفاده از این ایزوتوپ در چشمه های سیلد شده است که موجب بهره بالای یونیزاسیون می شود.  به همین منظور با وجود آنکه همراه مادر خود،  استفاده می شود که اگر این امر محقق شود نیمه عمرظاهری آن معادل مادر خود است.

انرژی مربوط به ذرات کاربری این ایزوتوپ را در اندازه گیری ضخامت های متوسط ممکن می سازد.

    تنها ذرات ساطع می کند که در میان سایر ساطع کنندگان بتا دارای بیشترین انرژی است (  ) درهنگام جداسازی از  ، ایزوتوپ  می تواند بصورت بدون حامل نیز تهیه شود ولی اکتیویته ویژه محصول واکنش (n,ɣ)  از          100 بیشتر است.

 

99TCm

این ایزوتوپ دارای نیمه عمر 05/6 ساعت است و گامای با انرژی  ساطع می کند.  در روش های تشخیص انسانی کاربرد دارد.

در زمینه مطالعات و تحقیقات ردیابی صنعتی که نیاز به ایزوتوپ گسیلنده گامای نرم با نیمه عمر کوتاه است و تابش های جزئی مطلوب نیستند،   می تواند دارای اهمیت باشد.  بعلت نیمه عمر کوتاه تکنسیوم، این ایزوتوپ در محل کاربرد از مولد ایزوتوپ  بدست می آید.  این روش شامل رقت های انتخابی از ستون کروماتوگرافی شامل با اسید رقیق شده است.

روش کاری بر اساس واکنش (n,ɣ)  و ساطع شدن  با ماده اولیه  است یا بر اساس واکنش هسته ای زیراست:

در اندرکنش اخیر بهره شکافت تجمعی از 6% متجاوز است.

وقتی که   از   با نیمه عمر 67 ساعتی جدا شد، بــه صورت محلول حاوی یون های  بدون حامل پرتکنتات  بدست می آید.  مزیت مولد ایزوتوپ در این است که را می توان به دفعات شسشو داد و در هر بار حالت گذرای تعادل میان مادر و دختر برقرار شود.

 

124Sb

وقتی که نیاز بـه نیمــه عمـر متوسط و فوتون های گامای پرانرژی باشد  استفــاده می شود.  نظیر این الزامات در ردیابی جرم های بزرگ ماده برآورده می شود.این ایزوتوپ با واکنش (n,ɣ)  و انتخاب مـدت زمـان پرتودهـی مناسـب حاصـل می شود.

 می تواند داخل ترکیبات آلی نظیر تری فنیل استیبن  ساخته شود.  این مواد شیمیایـی به خصـوص در مطالعات ردیابـی در صنایـع نفـت کاربرد دارد.  بـه دفعات در چشمـه هـایتابش استفاده می شود اگر آشکار سازی در پشت لایه های ضخیم جاذب است صورت گیرد.

این ایزوتوپ از انواع نسبتاًارزان گسیلنده گاما است که انرژی گامای آن بیشتر از مقدار آستانه  است و می تواند بعنوان پر کننده(filling) چشمه های گاما- نوترون بر اساس واکنش 9Be (n,ɣ) 8Be بکار رود.                                                                 

 

 

125I

ید 125 دارای نیمه عمر  روز است و گامای بسیار کم انرژی ساطع می کند که در مقایسه با رادیوایزوتوپ کلاسیک ید  اهمیت آن روز به روز افزایش می یابد.

 به صورت رقیق شده قلیایی یا محلول تیوسولفات عرضه می شود.  علاوه بر مطالعات ردیاب،  بعنوان چشمه های اشعه  قابل حمل و نقل نیز کاربری دارد.

 از هدف زینان با واکنش هسته ای  ((n,ɣ  تولید می شود.  روش های جداسازی بکار رفته باعث تولید بدون حامل با خلوص رادیونوکلئیدی بالای 99% و حداقل آلودگی   می شود.  محلول  دارای خلوص رادیوشیمیایی بالاتر از محصولات  است.  بعلت نیمه عمر بالاتر و حد کمتر رادیولیز، محلول می تواند برای مدت زمان طولانی تری نگهداری شود.

پرتو نرم گاما مربوط به این ایزوتوپ در برخی آزمایشها مزیت و دراغلب موارد عیب محسوب می شود.  عیب آن بدلیل ناتوانی در اندازه گیری دقیق حتی با آشکار سازهای سوسوزن حساس بدلیل تلفات جذب است.

 

131I

 از مهم ترین رادیوایزوتوپ ها است.  به صورت  و یا هر نوع ترکیب نشاندار آلی وجود دارد.  در مطالعات فیزیولوژیکی (تشخیص تیروئید) ، زمین شناسی و نیز بررسی آبهای سطحی کاربرد گسترده ای دارد.

متیل یدید  نشاندار به راحتی تبخیر می شود و لذا در مطالعات سیالات گازی کاربرد دارد.  هر چند که  در واکنش شکافت با بهره بالا تولید می شود ،  اما تولید آن بر اساس هدف دی اکسید تلوریوم است که در معرض واکنش هسته ای (n,ɣ)  و سپس  قرار می گیرد و با جداسازی از ماده هدف با استفاده از تقطیر بدست می آید.

بدلیل آنکه  بدون حامل بسیار فرار است،  لذا  برای اجتناب از آلودگی  در مقدار کمی بافر محلول قلیایی عرضه می شود.  در محلول مایع،  بصورت آنیونی است و در واکنش های  نامتناسب در ارتباط با فرآیندهای پرتودهی شیمیایی شرکت می کند.

خلوص رادیوشیمیایی محلول برای مدت زمان طولانی قابل تضمین نیست.

 

133Xem, 133Xe

از ایزوتوپهای گازهای  نجیب،  مخلوط ایزوتوپهای زینان بیشترین کاربرد را دارد.  تست نشتی تیوپها و نیز تحقیقات جریان گازها از بیشترین کاربرد این رادیوایزوتوپ در صنایع است.  مخلوط این ایزوتوپها از واکنش (n,ɣ) و یا واکنش شکافت قابل حصول است.  دو جزء مخلوط قابل جداسازی نیست،  زیرا دارای نیمه عمر بسیار نزدیک هم هستند.

 

 

137CS

از پرمصرف ترین رادیوایزوتوپهای سزیم است که دارای گامای بــا انـرژی متوسط

 است که در پی واپاشی بتای منفی   حاصل می شود.  به علت رابطه  میان نیمه عمرها  سیستم  - سیستم در تعادل عام است.  بعبارت دیگر اکتیویته مادر معادل اکتیویته دختر است و کل اکتیویته بر اساس نیمه عمر ایزوتوپ مادر کاهش می یابد.

 بطور عمده در چشمه های سیلد شده کاربرد دارد و گاهی نیز با اکتیویته بالا در چشمه های تابش بکار می رود. از محصولات شکافت بصورت تقریباً بدون حامل و یا سرانجام با باریوم بعنوا ن حامل تولید می شود.  متداولترین نوع تجاری محلول هیدروکلریک و اسید نیتریک آن است.

 

147Pm

از آنجایی که پرومیتیـوم  در طبیعـت یافت نمی شود در مطالعات ردیابـی شیمیایی استفــاده نمـی شـود، امـــا مزایایــی را در برخــی زمینـه هـا (نظیـــر رنگ هـای شــب نمـا  ، گیج های ضخامت سنج وحذف کننده های استاتیک و... )که نیاز به ایزوتوپهای گسیلنده  ضعیف با نیمه عمر بالاتر است دربر دارد.

از محصولات شکافت و یا از نئودیمیوم  با واکنش  (n,ɣ ) و سپس جداسازی قابل حصول است.  هر دو روش محصول بدون حامل تولید می کنند.

 

192Ir

چشمه های تابش  در زمینه های آزمونهای های غیرمخرب مواد، دارای اهمیت زیادی هستند.  درکنار الزامات کلی سیلد کردن درست، نیاز اصلی با توجه به چشمه این است که اکتیویته ویژه تا آنجا که ممکن است بالا باشد و چشمه ها دارای اکتیویته کل در حد  و ابعاد نقطه ای باشند. برآورده کردن کل الزامات به خصوص بدلیل قابل قیاس بودن سطح مقطع فعالسازی با سطح مقطع جذب ایریدیوم فلزی در  واکنش (n,ɣ) ماده هدف ، مشکل است.  در کنار آن شدت پرتوهای گاما چشمه 20%  از آنچه که برای واپاشی محاسبه شده کمتر است که علت آن چگالی  بالا است که موجب افزایش خودجذبی می شود.

البته وجود راکتورهای با شار نوترونی بالا و نیز انتخاب مناسب ابعاد هدف موجب شده است که بیشتر این مشکلات حل شوند.

 

198Au

طلای رادیواکتیو علاوه بر درمان در مطالعات ردیاب ها نیز کاربرد گسترده ای دارد و مقاومت شیمیایی آن، در کنار پرتو گامای با انرژی متوسط و نیمه عمر 7/2 روز ، مزیت این ایزوتوپ محسوب می شود.

این موضوع در بررسیهای صورت گرفته روی رسوبهای رودخانه با شنهای دانه ریز نشاندار شده با تحقق یافته است.

   بدلیل سطح مقطع فعالسازی بالا از  واکنش (n,ɣ) با اکتیویته ویژه بالا قابل حصول است.  در حین تولید ،وجود واکنش های موفقیت آمیز (n,ɣ) اجتناب ناپذیر است بنابراین همیشه آلودگی با از 5% تا 15% که دارای نیمه عمر معادل  است وجود دارد ولی بطور کلی مشکلی بوجود نمی آورد.  ایروتوپ بصورت حالت جامد فویل فلزی یا کلوئید فلزی با اندازه  تا  یا بصورت محلول آبی به شکل تتراکلرواورات هیدروژنШ قابل تهیه است.

 

 

197Hgm-197Hg

از آنجایی که جیوه یکی از فلزات مایع است ایزوتوپ آن دارای کاربردهایی در زمینه های خاص است.  متاسفانه از بین ایزوتوپهای مورد استفاده جیوه ،197Hg دارای نیمه عمر 65 ساعت و اکتیویته ویژه نسبتا" بالایی است که همیشه حاوی ایزومر  با نیمه عمر 24 ساعت اسـتکه  باعث بروز مشکلاتـی در تفسیـر اطلاعات می شود.  درصدی کم از نیز وجـود دارد کـه اکتیویته کـل آن بـا زمان افزایـش می یابد.

این ایزوتوپ بصورت تجاری به شکل فلزی و نیز محلول (آبی) اسیدی در ترکیبات گوناگون قابل دسترس است.

 

203Hg

آماده سازی و تهیه این ایزوتوپ با ایزوتوپهای شامل  و که در فرآیند(n,ɣ)   تولید می شود متفاوت است، بخصوص اینکه  دارای نیمه عمر بالاتر 9/46 روز است و گامای پرانرژی تر ، خلوص رادیونوکلئیدی بالاتر و اکتیویته ویژه کمتری دارد.  زمینه کاربرد  با خواصی که در بالا گفته شد تعیین می شود.

 

204Tl

این ایزوتوپ بعنوان چشمه تابش بتای با انرژی متوسط و با اکتیویته ویژه نسبتاً کم که با واکنش(n,ɣ)  قابل دستیابی است و دارای خودجذبی زیادی نیز هست، شناخته می شود. این ایزوتوپ به تدریج اهمیت خود را در مقایسه با چشمه های  گسیلنده بتا با انرژی مشابه که دارای پرتو گامای قابل اغماضی هستند از دست می دهند.

تالیوم نفتنات نشاندار شده بـا
 از محلول  ساخته می شود که در صنعت نفت بعنوان ردیاب کاربرد دارد.

 

210Po

در کنار عناصر فرا اورانیومی  210Po تقریباً گسیلنده خالص است که بصورت مصنوعی ساخته شده و دارای کاربردهای فراوانی است.  ایزوتوپ مذکور دارای نیمه عمر 128 روز است و بعنوان چشمه تابش  و نیز بعنوان پر کننده چشمه ها ی قابل حمل آلفا-نوترون بر اساس واکنش هسته ا ی
 استفاده می شود.

 اهمیت زیاد آن در میان ایزوتوپ های گسیلنده  تولید آن از تبدیل هسته ای    (n,ɣ) 210 Bه  209 Bi است که محصول بدون حامل تولید می شود.

 

252Cf

از عناصر فرا اورانیومی 252Cf در روش های ایزوتوپی دارای اهمیت فراوانی است زیرا دارای واپاشی خودبخودی است که با ساطع شدن نوترون پرتوهای  و مقداری نیز پرتو گاما صورت می گیرد.

این ایزوتوپ دارای نیمه عمر 65/2 سال است که توسط پرتودهی 239 Pu یا Cm  244 در راکتور با شار نوترونی بسیار بالا تهیه می شود.

زمینه کاربرد آن مربوط به تولید چشمه های نوترون در مقیاس آزمایشگاهی است ( mg1 از آن  نوترون بر ثانیه گسیل می کند).

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1387/09/18 و ساعت 18:56 |

 کاربرد برخی رادیوایزوتوپها

14C

کاربرد فراوانی در تحقيقات راديوايزوتوپ دارد.  از آنجا کاربرد عمده آن در رديابی ترکيبات آلی است، لذا به طور عمده در داروسازی و قسمتی نيز در صنايع شيمی آلی که امکان انجام  مکانيزم واکنش ها در فرآيند های  بيولوژيکی برای آشکارسازی وجود دارد مورد استفاده قرار می گیرد.

آماده سازی و تهيه محصولات14C  بر پايه واکنش هسته ای  است.  در خلال آماده سازی و بويژه انتقال ماده خام، بايد توجهات خاصی برای عدم ورود هوا و دي اکسيد کربن در آن صورت گيرد زيرا حضور ردیابهای با تبادل ايزوتوپی به طور موثری باعث کاهش اکتيويته ويژه محصول مي شود.

حداکثــر اکتيويتــه ويــژه قابل دستیابی بصورت تئوری معادل  است که در صورت لحاظ کردن بازدهی %100 برای تک اتم نشاندار، اکتیویته مولی مربـوط بــه کربــــــن     خواهد بود.  هر چند که اين عدد بصورت عملی قابل دستيابی نيست، با اين وجود اکتيويته ويژه که بعنوان ماده خام در تجزيه آلی استفاده می شود بجای مقدار اندازه گیری شده   در بهترین حالت که برابر  برابر   است.  اندازه گيری پرتوهای بسيار نرم  مربوط به  در گذشته با بازدهی کم صورت مي گرفت تا امروز که شمارنده های سوسوزن مايـع در روشهای اخير اندازه گيری اطلاعات و داده های دقيق تـری را فراهم مي کنند.

 

22Na

در موارد خاصی بویژه در صنعت سیلیکات و مطالعات طولانی مدت استفاده از
 به دلیل نیمه عمر کوتاهش مفید نیست و از   با نيمه عمر سال استفاده مي شود.  یکی از محصولات سيکلوترون است و کاربردهای فراوانی دارد.

علاوه بر تابش پوزیترونی و واپاشی همراه با گیراندازی الکترون ، فوتونهای گامای  با انرژی متوسط گسیل می کند ثابت دز آن تقریبا مانند  است

 برای توليد آن از واکنش  24Mg استفاده مي شود.  بعلت نيمه عمر بالا، به پرتودهی بلند مدت نياز دارد و بعلت گران قیمت بودن کار با سيکلو ترون، يک محصول گران قيمت محسوب می شود.

خلوص راديونوکلئيدي آن معمولاً بالا است زيرا نيمه عمر ساير محصولات توليد شده با آن، از کوتاهتراست.  با اين وجود در فرآوری و خالص سازی محصول،  امکان آلوده شدن با ناخالصی های غير اکتيو وجود دارد و وجود مقادیری از نمکها نیز انتظار می رود.

 

24Na

معمولاً در صنايع از بعنوان ردياب استفاده می شود.  علت عمده  استفاده از آن، طول عمر آن  و نيز آشکارسازی مطلوب اين ايزوتوپ و تا اندازه ای نيز ارزان بودن آن است.

در حقيقت  تنها يک ردياب خاص برای نشاندار کردن اتم ها ويونهای سديم نيست بلکه در زمينه های گوناگون مطالعاتی مانند پخش (Diffusion )، مخلوط کردن (mixing)، انتقال جرم (mass transport ) و...  مفيد است.  اين راديوايزوتوپ با اندرکنش23Na(n,ɣ) 24Na  توليد مي شود که سطح مقطع مناسب جذب نوترون باعث توليدآن بااکتيويته ويژه بالا مي شود.

نيمه عمر کوتاه و پرتوهای گامای پر انرژی از مزايا و معايب هستند.  بعلت واپاشی سريع معمولاً  از اکتيويته های بالا درکارهای عملی استفاده می شود، لذا در کارهای عملی نياز به مراقبت و طراحی حفاظ وجود دارد.

 

32P

با وجود اينکه فسفر راديواکتيو بيشتر در تحقيقات فرآيندهای بيولوژيکی استفاده می شود، پرتوهای  پر انرژی آن باعث مفید شدن این ايزوتوپ به عنوان ردياب در مطالعات صنعتی و چند زمينه تحقيقاتی شده است.

در برخی کاربردهای صنعتی بصورت فسفر قرمزعنصری که در اندرکنش
 ايجاد می شود مورد استفاده قرار  می گیرد.  با اين وجود،  بيشتـر کاربـران بـه آماده سازی فسفـات بدون حامل  نياز دارند.  فسفـات بدون حامل در واکنش هستـه ای  و با جداسازی،استخراج و تقطير تولید می شود.

محصول اولیه، محلول اسيد هيدروکلريک  است، در صورتی که محلولهای با مقادیر PH متفاوت بستــه بــه مقــدار ثابـت مربـوط بـه اسيـد مخلوط دارای ليگاندهـای گوناگــون خواهـد بود لذا  ليگانـدهای
 به ترتيب در محدوده  و بزرگتر از 13 وجود خواهد داشت.

بدليل واکنش های هسته ای رقابت کننده، تشکيل  غير قابل اجتناب است، با اين وجود حضور اين نوکلئاید که گسیلنده ذرات کم انرژی  است و نیمه عمر طولانی تری دارد ، در اندازه گیری ها ایجاد مزاحمت نمی کند و مشارکت آن در کل اکتيويته بسيار ناچيز است.

 

35S

ايزوتوپ گوگرد ذرات کم انرژی ساطع می کند و در صنایع کشاورزی و داروسازی مورد استفاده است.  توليد آن توسط  واکنش
 است که بازدهی پایینی دارد،  لذا محصول بدون حامـل بـه صورت تجـاری از واکنش  
توليـد می شود.  اکتيويته ويژه بالا در آشکار سازی ذرات  بـا انرژی .0  مطلوب است که در غيــر ايــن صورت مشکلات جــدی بـه علـت خـودجـذبـی پـديــد مـی آيــد. مراکز تولید ایزوتوپ  ،تولید  را در قالــب سـايــر تــرکيبــات نظیر   و ... بر اساس نیاز پیشنهاد می کنند.

 

42K

 تنهـا ايزوتـوپ پتاسيـم کـه معمـولا" استفــاده می شـود  اسـت کـه حاصـل واکنـش  (n,ɣ) می باشد.  هما ن نکاتی که پیشتر برای  بیان شد برای این رادیو ایزوتوپ نیز صادق است و بعنوان ردیاب استفاده می شود. گامای گسیل شده از  دارای شدت بسیار کمتری نسبت به گامای حاصل از  است،  اما پرتوی بتای پرانرژی ای دارد و قسمت عمده این پرتو دارای انرژی معادل  است.

مانند ، بصورت محلول مایع و نمک کلرید عرضه می شود.

 

45Ca

این ایزوتوپ کلسیم دارای نیمه عمر 165 روز است که بیشتر  برای تشخیص های انسانـی بـکـار می رود تا استفاده  در صنایع سیلیکات.  این ایزوتوپ با واکنش  (n,ɣ)و اکتیویته ويژه متوسط و بصورت بـدون حامـل  از اندرکنش                                    تولید می شود.   واکنش اخیر بسیـار هزینـه بر است امـا در حالت های خاصی آشکارسـازی بسیار پر بازده ذرات  با انـرژی  بــرای کاهـش تاثیــر خـودجــذبی ضـروری است.  ایزوتـوپ کلسیم در میــان ایـزوتـوپهـای فلـزات قلیایی خاکی نظیر,45Ca, 85Sr, 89Sr, 90Sr ,133Ba,140Ba  28Mg نقش ثانویـه ای  بازی می کند و میتواند جایگزین ایزوتوپی شود که به راحتی آشکارسازی می شود. 47Ca گسیلنده گاما دارای نیمه عمر 54/4 روز است و به عنــوان ردیـاب نیز مـــورد استفاده قرار می گیرد.

 

51Cr

کروم رادیواکتیو در مطالعات خوردگی و متالوژیکی مورد استفاده قرار می گیرد اما کاربرد آن در تست های فرسایش (wearing test)  نیز از نکات بارز آن محسوب می شود.  این موارد استفاده برخلاف کاربردهـای تشخیصـی نیـاز بـه اکتیویتـه ویژه بالا ندارد،  لذا محلول های تجاری موجود
   Na2 51 Cro 4,توسط پرتودهـی هـدف های غنی شده
تهیه می شوند که اکتیویته ویژه آنها به 1PBq/Kg می رسد و یا از آن تجاوز می کند.  بهره فوتون های 0.32MeV کم است ولی در کل به خوبی قابل آشکار سازی است.  

برای مصارف صرفاً صنعتی یا چشمه های سیلد (seald) شده ،کروم فلزی مورد استفاده قرار می گیرد که دارای اکتیویته ویژه پایین تری است.

 

55F

 از 2 ایزوتوپ آهن، یکی از آنها که از واکنش(n,ɣ), حاصل می شود 55F است که دارای نیمه عمر بالاتری است ولی بعلت انرژی کم پرتو کمتر به عنوان ردیاب استفـاده می شود و بیشتر بعنوان پرکننده چشمه های سیلد شده ویژه، استفاده می شود.  در چشمه های سیلدشده، آهن با روش الکتروپلتینگ (electroplating) تعبیه می شود.   برای کاهش مقدار خود جذبی لایه ای از کوچکترین ضخامت ممکن برای الکترولیز آماده می شود. پوشش آن نیز طبق نیازهای موجود طراحی می شود.

 

59Fe

59Fe با نیمه عمر6/45 روز  در صنعت بخصوص صنایع ریخته گری و نیز تحقیقات، برای نشاندار کردن آهن بکار می رود.  این ایزوتوپ با اکتیویته ویژه بالا در واکنش(n,ɣ), با استفاده از هدف غنی شده
 و یا بصورت  بدون حامل (carrier free) از واکنش Co (n, p)59Fe 59  قابل تهیه است.  عیب واکنش (n, p) این است که واکنش های رقابتی آن یعنی (n,ɣ) موجب پیدایش مقدار زیادیCo 60 خواهد شد.

جداسازی 59Fe و نیزتعیین دقیق میزان آلودگی Co 60 در محصول بدلیل شباهت بسیار زیاد طیف گامای دو ایزوتوپ بسیار سخت است .

محصول نهایی که بصورت تجاری قابل عرضه است 59Fe Cl3 است.

محصول بدست آمده از هر دو روش بسیار گران است، لذا در برخی مطالعات از مخلوط 59Fe و 55Fe استفاده می شود که به مراتب ارزان تر هستند.

 

58Co

در مطالعات ویژه ردیاب ها
 جایگزین مناسب  است بویژه هنگامیکه نیمه عمر کوتاهتـر برای نشاندار کردن کبالـت مد نظر باشد.  ایزوتـوپ بدون حامل از واکنش هسته ای  حاصل می شود. هم فوتون گامای  حاصل از نوکلئایــد  و هم پرتو نابودی ناشی از واپاشی پوزیترون با دقت کافی قابل آشکارسازی است.  علاوه بر آن،  نیمه عمر 3/71 روز امکان مطالعات بلند مدت را میسر می سازد. آماده سازی آن بصورت محلول نیترات و یا نمک کلراید     عرضه می شود.

 

60Co

از ایزوتوپهای مصنوعی که بـه عنـوان چشمـه های پرتـوزا مـورد استفاده قرار می گیرند می توان را  نـام بـرد که دارای تاریخچه طولانی است و توجه خاصی به آن شده است. چندین چشمه پرتوزای بزرگ (که تجهیزات پرتودهی نامیده می شوند) با   با اکتیویته  تجهیز شده اند.

یکی از مهم ترین مزایای  که بر رادیوم ارجحیت یافته است سهولت ارزیابی نرخ دز و دقت بیشتر است.  علت آن نیز وجود دو انرژی گامای گسسته   کبالت رادیواکتیو است کـه در محاسبات باید لحاظ شود.  مقـدار ثابت دز آن برابر  است که  این مقدار برای رادیوم می باشد.

از واکنش (n,ɣ) تولید می شود.  هدف استفاده شده برای تولید چشمه های کوچکتر از آلیاژی با ترکیب  نیکل و کبالت تشکیل شده است.   بـرای ساخت چشمـه هـای بـا اکتیویته های بالاتر از فلز خالص کبالت استفاده می شود.  برای اکتیو نگهداشتن چشمه در کوچک ترین ابعاد ممکن باید مقدار اکتیویته ویژه در حد  باشد.

 

64Cu

رادیو ایزوتوپ مس به طور عمـده در صنایـع الکتروپلتینگ  استفــاده می شود.  یکی از دو رادیو ایزوتوپ مفید مس که دارای نیمه عمر کوتاهتـری است  

است که به مشکل بدون حامل  از واکنشZn (n, p)64Cu  64 یا با اکتیویته ویژه بالا از واکنش (n,ɣ) قابل تهیه است.

محصول بدون حامل با اثر زیلارد – چالمرز قابل دستیابی است. با این وجود بهره کم  این روش باعث کم اهمیت بودن روش شده است.  نوکلئاید، علاوه بر گاما و پرتو نابودی و  ساطع می کند که بسته به نوع تحقیقات ،آشکارسازی پرتوی موردنظر صورت می گیرد. آماده سازی ها ( محلول هیدروکلرواسید  یا فلز خالص  ) از خلوص بالایی برخوردارند و تنها شامل مقادیر کم آلودگی
 می باشند .

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در دوشنبه 1387/09/18 و ساعت 18:53 |

درمان با استفاده از رادیوایزوتوپها : 

هدف از کاربرد درمانی یک رادیونوکلید نابود کردن سلولهای معیوب یک ارگان بوسیله پرتوهای ساطع شده از آن می باشد. کاربردهای درمانی تابش و رادیوداروها نسبت به کاربردهای تشخیصی محدودتر هستند. زمانی که تابش برای درمان بکار می رود مقصود  نابود نمودن یک قسمت خاص از بافت مریض یا آسیب زدن به تقسیم بندی سریع سلولها بوسیله تابش است. از همین طریق رشد برخی سرطانها را می توان کنترل کرد.

انتخاب رادیونوکلید برای درمان برعکس انتخاب شرایط آن برای تشخیص است. در این حالت رادیونوکلید باید ذرات آلفا یا بتا گسیل نماید و ترجیحا دارای تابش ایکس یا گاما نباشد . چشمه تابش می تواند داخلی یا خارجی باشد. در برخی شرایط درمانی برای نابودی یا تضعیف سلولهای غیرعادی پرتودرمانی مفید است و از چشمه های خارجی توليد کننده تابش در شکل باریکه های الکترونی یا پرتو ایکس استفاده می شود.

زمانی که نفوذ بیشتری از تابش لازم است پرتوگاما از از یک چشمه بسته رادیونوکلید مورد استفاده قرار می گیرد. بسیاری از دستگاهها         می توانند برای تولید این تابشها بکار روند ولی شتابدهندهای  خطي کوچک بیشترین کاربرد را دارند.

برای نمونه می توان از سیستم های لیناک و چاقوي گاما  نام برد. در شرایطی دیگر می توان رادیوایزوتوپی که پرتو را تولید می کند  را در عضو مورد نظر جایگذاری کرد و در واقع از تکنیک کاشت استفاده کرد.

در سراسر دنیا تحقیقات پزشکی مهمی براي چسباندن رادیونوکلیدها به مواد شیمیایی بیولوژیکی مثل آنتي بادیها انجام گرفته است.  نشانگذاری سلولها  می تواند برای درمان انواع بیماریها مورد استفاده قرار گیرد.

*      روش های درمان شامل موارد ذیل می باشد :

1)      رادیوتراپی

2)      براکی تراپی

3)      (Targeted Alpha Therapy)  TAT

4)      BNCT   ((Boron Neutron Capture Therapy

 

*      رادیوتراپی:

 رادیوتراپی یا پرتو درمانی یعنی از بین بردن تومورهای بدخیم توسط تاباندن پرتو به آن که شامل انواع پرتو ایکس و گاما می شود.

 دستگاههای مورد استفاده در رادیوتراپی در گروه تشخیص و درمانی قرار می گیرند. هدف از انجام رادیوتراپی رساندن حداکثر آسیب به بافت سرطانی و حداقل آسیب به بافت های سالم سر راه است.

در این روش عموما از رادیوایزوتوپ کبالت -60 استفاده می شود و شتابدهنده خطی پرتو ایکس هم، می تواند این کار را انجام دهد.

 

*      براکی تراپی (درمان از نزدیک):

 یکی از روشهای درمان به کمک پرتوهای یونساز است که در آن  چون چشمه های رادیواکتیو در  درون تومور یا در کوتاهترین فاصله از آن کاشته می شوند پرتوگیری بافت های سالم در کمترین اندازه ممکن بوده و دز رسانی به تومور به بهترین شکل انجام می گیرد. از براکی تراپی غالبا برای درمان معضلاتی همچون سرطان پروستات و گاهی سرطانهای سر و سینه استفاده می شود. در این روش عملا پرتو درمانی بوسیله کاشت با قرار دادن مواد پرتوزا داخل پروستات صورت می گیرد. این دانه های کاشته شده عموما از ایزوتوپهایی مثل ایریدیوم-192 ، طلای-198  و ید-125 و پالادیوم-103 تشکیل شده اند.

 

*      TAT:

یکی از روشهای جدید درمان TAT نام دارد که مخفف Targeted Alpha Therapy است که به معنی آلفا تراپی هدفمند است. این روش برای سرطانهای پراکنده بکار می رود. تابش مقدار کمی از آلفاهای پر انرژی به بافت سبب می شود که کسر عظیمی از انرژی تابشی به هدف برخورد کند . در این روش یک حامل رادیونوکلیدهای گسیلنده آلفا را  به مکان مورد نظر منتقل می کند.

 

*      BNCT:

یک پیشرفت تجربی در زمینه آلفا تراپی روش درمان به وسیله گیراندازی نوترون توسط بور -10 می باشد که در تومور بدخیم مغزی متمرکز می شود . سپس بیمار توسط نوترون حرارتی مورد تابش قرار می گیرد که شدیدا بوسیله بور جذب می شود و ذرات آلفای پر انرژی را برای کشتن سلولهای سرطانی آزاد می کند. در اين روش به جاي آنكه راديو ايزوتوپ به بيمار داده شود، بيمار در معرض نوترون قرار مي گيرد.

 

تحقیق:

امروزه رادیونوکلیدها با کاربرد پزشکی نقش بسیار مهمی در پیشرفت پزشکی داشته و به وفور در زمینه تحقیقاتی در ریشه یابی بیماری ها، مطالعه رفتارهای بیولوژیکی بدن، و بررسی رفتار سیستم های مختلف بدن و غیره دارند. از این رو تولید رادیونوکلیدها يی در این زمینه بسیار حائز اهمیت است.

 

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در پنجشنبه 1387/08/23 و ساعت 10:3 |

توليد و فرآوري بعضي از ايزوتوپ‌هاي عادي توليد شده در رآكتور

 

فسفر-32

اين راديوايزوتوپ گسيل‌كننده -b خالص با انرژي bmax برابر MeV71/1 است . نيمه عمر آن 262/14 روز بوده و به عنوان ردياب در تحقيقات كشاورزي مورد استفاده قرار مي‌گيرد. توليد آن به دو روش زير است:

(الف) پرتودهي عنصر فسفر به وسيله نوترون : P31 داري 100% فراواني طبيعي است. واكنش P32(n,g) P31 داراي اكتيويته ويژه پاييني از P32 است. با وجود اين محصول عاري از ناخالصي P33 است.

(ب)  پرتودهي عنصر سولفور بوسيله نوترون‌هاي سريع : سولفور طبيعي داراي 95 درصد S32  است. واكنش P32 (n,p) Sn32 داراي اكتيويته ويژه بالايي مي‌باشد. معمولاً 100 ميلي‌كوري P32 در100 گرم از سولفور هنگام پرتودهي با شار نوتروني 1-s2-n cm1012 به مدت 30 روز توليد مي‌گردد. مقداري جزئي P33 از واكنش همراه P33(n,p) S33
كه گسيل كننده -b با نيمه عمر 34/25 روز است ناخالصي اجتناب‌ناپذير راديونوكليدي در اين روش است. سولفور پرتوديده تحت فشار كاهش يافته و دماي بالاتر تقطير مي‌گردد. P32 باقي‌مانده، با HCl رقيق شسته شده و از ميان يك مبادله كننده كاتيوني براي جابه‌جايي ناخالصي‌ها عبور داده مي‌شود. محلول شسته شده تغليظ و تا مرحله خشك شدن تبخير، مجدداً در HCl رقيق حل و محصول به صورت اسيد اورتو فسفريك نشان‌دار P32 عرضه مي‌گردد، اين تركيب به نوبه خود در سنتز نوكلئوتيدهاي (بيومولكول‌هاي) نشان‌دار همچونg-ATP پيشرو است. 

 

سولفور – 35

اين نوكليد نيز يك گسيل كننده-b با انرژيbmax برابر MeV167/0 است. نيمه عمر آن 51/87

روز بوده و از طريق واكنش‌هاي (n,p) يا (n,g) تهيه مي‌گردد. با وجود اين، در عمل واكنش S35(n,p) Cl35 براي توليد به كار مي‌رود(b35/0=s) . معمولاً 220 ميلي‌‌كوري بر گرمS35 از Cl در هنگام پرتودهي براي مدت 30 روز با شار نوتروني 1-s2-n cm1012 فراهم مي‌شود. اين نمونه يكي از معدود مثال‌هاي واكنش (n,p) است كه تحت اثر نوترون‌هاي حرارتي اتفاق مي‌افتد. هدف پرتودهي شده (KCl) در اسيدكلريدريك (HCl) رقيق حل شده و از ميان ستون آلومين عبور داده مي‌شود. S35 با OH4NH يك نرمال شستشو داده مي‌شود. نمك آمونيم با 3HNO غليظ نابود شده و S35 به صورت 4SO 35 2H  عرضه مي‌گردد.

 

موليبدن -99 

اهميت راديوايزوتوپ Mo99 به دليل دختر آن تكنسيم- m99(mTc99) است، چرا كه راديوايزوتوپ فوق داراي خواص مناسبي بوده و به طور گسترده‌اي براي مطالعات تشخيصي در پزشكي هسته‌اي مورد استفاده قرار مي‌گيرد. Mo99 (با نيمه عمر 94/65 ساعت) درتعادل‌گذاري با mTc99  ( با نيمه عمر 01/6 ساعت) مي‌باشد.

معمولاً Ci m800 Mo99 بر گرم از موليبدن طبيعي در پرتودهي به مدت يك هفته در شار نوتروني 1-s2-n cm1013×5 توليد مي‌گردد.موليبدن طبيعي داراي 8/14درصد Mo92، 1/9 درصد Mo94، 1/ 15 درصد Mo 95، 7/16 درصد Mo 96، 5/9درصدMo97، 4/24 درصدMo98 و 6/9 درصد Mo100 مي‌باشد. از ميان اين ايزوتوپ‌هاي موليبدن سطح مقطع واكنش نوترون Mo92 بسيار پايين بوده و محصول Mo93 داراي عمر بسيار طولاني است. Mo100 نوترون‌ها را براي توليد Mo101 (با نيمه عمر 61/14 دقيقه) جذب مي‌كند. ديگر ايزوتوپ‌هاي موليبدن محصولات پايدار توليد مي‌كنند. لذا پس از مدت كوتاهي سرد كردن كل اكتيويته هدف ناشي ازMo99 مي‌باشد. به كار بردن هدف‌هاي غني شده در Mo99 موجب به‌وجود آمدن اكتيويته ويژه بالاي Mo99 مي‌گردد. واكنش (n,g) روي ناخالصي‌هاي 3MoO ناخالصي‌هاي راديونوكليدي ايجاد مي‌كند كه هنگام جداسازي از Mo99 با mTc99 حمل مي‌شوند. مثلاً واكنش هسته‌هاي زير در هنگامي كه هدف موليبدن داراي ناخالصي تنگستن است به وقوع مي پيوندد.

 

(ب) روش شكافت : Mo99(n,f) U235

(آلياژ)Al-U 235 يا (فلزي) U235 : هدف

بهره شكافت 1/6 درصد، b585 : sth

معمولاً Ci20 موليبدن-99 بر گرم ازU235 در مدت 7 روز پرتودهي با شار نوتروني
 1-s2-n cm1013 در فرآيند شكافت توليد مي‌گردد. اختلاف اساسي بين Mo99 (n,g) و
Mo99 (n,f) اين است كه فرآيند اخير داراي اكتيويته بسيار بالا (Mo g/Ci103 > ) مي‌باشد. با وجود اين، موليبدن–99 بدون همراه‌بر به وسيله روش (n,f)، به طوري كه ايزوتوپ‌هاي ديگر موليبدن همچون Mo98 (پايدار) و Mo100 (پايدار) چه در طي مرحله شكافت و چه در طي خنك شدن پس از پرتودهي به دليل فروپاشي از پيشروها تشكيل مي‌گردد. در نتيجه كاهشي در اكتيويته ويژه Mo99 به وجود خواهد آمد.

توليد Mo99 از طريق مسير شكافت نياز به جداسازي Mo99 به‌صورت خيلي خالص از هدف اورانيم طبيعي و حضور قابل توجهي از محصولات شكافت راديواكتيو دارد. جداسازي بلافاصله پس از پرتودهي انجام مي‌پذيرد، چرا كه فروپاشي پس از پرتودهي توليد موليبدن پايدار حاصل از كاهش بيشتر در اكتيويته ويژه مي‌كند. فرآيند جداسازي مشابه بازفرآوري بوده  اگر چه در مقياس پايين‌تري است و نياز به هزينه بالائي از تجهيزات سازه‌اي براي جابه‌جايي محصولات شكافت و دفع پسمان راديواكتيو دارد. فرآيندهاي گوناگون شيميايي براي استخراج مقادير كوريMo99 توسعه يافته‌اند. در يكي از فرآيندها هدفU235 غني شده پرتوديده در اسيد نيتريك M6 حل شده و به دنبال آن همراه‌بر تلوريوم افزوده مي‌شود. سپس محلول از ميان يك ستون آلومين عبور داده مي‌شود. موليبدن و تلوريوم به طور انتخابي جذب شده در حالي‌كه اورانيم و ديگر محصولات شكافت در طي شستشو به طرف محلول ديگر سرازير مي‌شوند. موليبدن با يك مولارOH4NH از ستون شسشتو بازيابي مي‌گردد. بهره شيميايي برابر70 درصد مي‌باشد. هدف‌هاي براي پرتودهي مي‌توانند اورانيم با غناي پايين(LEU) (U235،20%(<  يا اورانيم با غناي بالا (HEU) (U235 ، 93% ) باشند. ناخالصي‌هاي اصلي راديونوكليدي عبارتند از I131 ، Ru103، Sr89، Sr90، Cs137، Ce141 و ... و لازم است در كاربردهاي پزشكي Tc m99 از نظر خلوص مورد نظر حضور نداشته باشند.

روش تهيه Mo99 و لذا اكتيويته ويژه آن بيانگر روش به كار رفته براي جداسازي mTc99  از Mo99 مادر است. با اكتيويته ويژه بالاي Mo99 مولدهاي ستون آلومين مورد استفاده قرار مي‌گيرد. در اكتيويته‌هاي ويژه پايين Mo99 روش استخراج باحلال با به كار بردن متيل‌اتيل كتون (MEK) به طور گسترده‌اي كاربرد دارد. 

 

يد – 125

I125 به روش EC با نيمه عمري معادل 408/59 روز فروپاشي مي‌كند. اين راديونوكليد پرتوهاي -g با انرژي keV 35 و keV28 گسيل نموده و لذا كاربرد گسترده‌اي به عنوان ردياب در راديوايمونواسي(RIA) دارد. I125 با پرتودهي نوتروني گاز طبيعي يا غني شده زينان توليد مي‌گردد.

 معمولاً mCi130 از I125 بر گرم از  Xe(طبيعي) در پرتودهي به مدت 15 روز با شار نوتروني 1-s2-n cm1013×5 توليد مي‌گردد. حداكثر اكتيويته ويژه قابل حصول برابر mCi/mg 17 از يد است. علاوه بر ايزوتوپ‌هاي ديگر زينان طبيعي داراي Xe126 مي‌باشد.

يد – 131

يد-131 باگسيل -b و با نيمه عمر 0207/8 روز فروپاشي مي‌كند. محصول دو پرتو -g با انرژي‌هاي keV364 و keV637 گسيل مي‌نمايد. اين راديوايزوتوپ مهم در پزشكي براي درمان و تشخيص مورد استفاده قرار مي‌گيرد. يد –131 با پرتودهي فلز تلوريوم توليد مي‌گردد.

تلوريوم داراي چندين ايزوتوپ پايدار است. تلوريوم طبيعي از Te130 (5/34 درصد)،
Te128 (8/31درصد)، Te 126 (7/18 درصد)، و بقيه Te125، Te124، Te123، Te122 و Te120 با درصدهاي پايين‌تر تشكيل شده است.

معمولاً 100 گرم از فلز تلوريوم به مدت 15روز با شار نوتروني معادل 1-s2-n cm1013×5 پرتودهي مي‌گردد كه حاصل آن 35 كوريI131 است. پرتودهي به مدت بيشتر موجب كاهش اكتيويته ويژه به دليل توليد I127 غيراكتيو (پايدار) و I129 با عمر بسيار بلند مي‌گردد.

هدف فلزي پرتوديده در اسيدكروميك يا اسيد سولفوريك حل مي‌شود. افزايش اسيداگزاليك باعث كاهش و تبديل گونه‌هاي مختلف يد به شكل عنصري مي‌گردد كه متعاقباً به صورت I131Na تقطير مي‌گردد. يد در طي پرتودهي در حالات مختلف اكسايش توليد مي‌شود. لذا، وجود چرخه اكسايش و كاهش در طي فرآوري جهت اطمينان از بازيابي يد تشكيل شده ضروري است.

ميزان پسمان اكتيو توليد شده در اين روش نسبتاً بالا است. همچنين از معرف‌ها و مواد شيميايي لازم براي فرآوري، مقادير جزئي از يد حامل در محصول نهايي وجود خواهد داشت. اين امر موجب كاهش اكتيويته ويژه مي‌شود. مثلاً برخلاف آنچه كه از اكتيويته ويژه تئوري در حدود Ci/mg120 انتظار مي‌رود، مقدار اكتيويته حاصل شده در عمل برابر
 Ci/mg 40-20 مي‌باشد.

فرآيند ديگر جداسازي يد از Te استفاده از هدف 2TeO و روش تقطيرخشك است. اين روش نه تنها موجب كاهش قابل ملاحظه پسمان مي‌گردد بلكه موجب افزايش خلوص شيميايي يد نيز مي‌شود. اين، به نوبه خود، حتي يدينه شدن راديواكتيو قابل اطمينان و در عين حال يدينه شدن مؤثر مولكول‌‌هاي حساس شيميايي و مواد بيولوژيكي را تضمين مي‌كند. مدل فرآوري خودكار براي تقطير خشك I131 از هدف 2TeO در حال حاضر براي به‌كارگيري در تأسيسات حفاظت شده گلاوباكس يا سلول داغ قابل دسترسي است.

 

كبالت –60

Co60 تنها راديوايزوتوپ مهم در مقياس‌هاي مورد نياز در حد مگاكوري است. اين راديونوكليد به وسيله واكنش (n,g) روي هدف Co59 تك نوكليدي) b36=s ) توليد مي‌گردد. از آنجا كه Co60 داراي نيمه عمر 274/5 سال مي‌باشد براي به دست آوردن بهره و اكتيويته ويژه مناسب، ضروري است فعال‌سازي هدف Co به مدت چندين سال در رآكتورها صورت بگيرد. چنانچه يك گرم كبالت در شار نوتروني معادل1-s2-n cm1013×5 به مدت 2 سال و 5 سال پرتودهي گردد، اكتيويته Co60 حاصل شده به ترتيب برابر Ci114 و Ci363 خواهد بود. از آنجا كه سطح مقطع برابر b36 بوده و نياز به پرتودهي طولاني مدت وجود دارد، خود جذبي در هدف Co قابل ملاحظه مي‌شود و بهره فعال‌سازي با زمان كاهش مي‌يابد. لذا بهره واقعي بسيار پايين‌تر است. در صورت امكان سيستم كانتينر حلقوي هدف براي فعال‌سازي ترجيح داده مي‌شود. علاوه بر آن قرص‌هاي بسيار كوچك Co (mm1×mm1 با پوشش نيكل) براي بالا بردن بهره‌هاي فعال‌سازي به كار مي‌روند. در اين روش Co60 با اكتيويته ويژه بسيار بالا توليد مي‌گردد. هدف آلترناتيو ديگر ميله‌هاي Co (باقطر mm6 ×mm25 با غلاف آلومينيم) است كه منجر به اكتيويته ويژه تقريباً Ci/g 150-100 مي‌شود. براي تهيه چشمه‌هاي درماني، Co60 با اكتيويته ويژه بالا (Ci/g200> ) مورد نياز است، درحالي‌كه ‌اكتيويته ويژه متوسط براي تهيه قلم‌هاي چشمه‌اي براي استفاده در تأسيسات فرآوري شيميايي مناسب مي‌باشد.

در هندوستان Co60 در نيروگاه‌هاي هسته‌اي كوتا (Kota)، نارورا (Narora) و كاكراپار(Kakrapar) توليد مي‌شود. با توجه به كار ممتد اين رآكتورهاي قدرت، و به منظور استفاده از اين مزيت هدف كبالت در شكل “ميله‌هاي تنظيم كننده” به كار مي‌رود. تأسيسات فرآيندي براي توليد در مقياس بالا نياز به چندين سلول داغ، ابزار و تجهيزات مربوطه و استخر آب جهت دريافت و نگه‌داري ميله‌هاي فعال‌شده دارد. ظرفيت توليد براي Co60 در هندوستان تقريباً 1 مگاكوري در سال (MCi/y1) است. هندوستان جزو معدود كشورهايي است كه داراي چنين ظرفيت بالاي توليد Co60 است.

 

ايريديم –192 ، برم –82 و ...

Ir192 (با نيمه عمر 83/73 روز ) ايزوتوپ مهم ديگري است كه به تعداد زياد به عنوان چشمه براي دوربين‌هاي راديوگرافي گاما ( تا Ci100 براي هر دوربين) و به صورت سيم Ir192 در حدود چند ميلي‌كوري بر سانتي‌متر براي درمان به وسيله براخي‌تراپي (brachytherapy)
مورد نياز است. Ir192 به وسيله فعال‌سازي هدف ايريديم طبيعي توليد مي‌گردد.

فعال‌سازي يك گرم از هدف ايريديم (Ir191 با 3/37 درصد) با شار نوتروني1-s2-n cm1013×5 به مدت يك و سه ماه منجر به توليد به ترتيب Ci144 و Ci335 بهره فعال‌سازي مي‌گردد. 

Na24 و Br82 راديوايزوتوپ‌هاي مهم ديگري هستند كه به عنوان ردياب‌هاي صنعتي در پروژه‌هاي تحقيقاتي مورد استفاده قرار مي‌گيرند. اين دو راديونوكليد به ترتيب با فعال‌سازي هدف‌هاي 3CO2Na و Br4NH توليد مي‌شوند، فرآيند پس از پرتودهي شامل انحلال ساده و پخش مي‌باشد. 6-3 كوري از Br82 ممكن است براي بعضي از مطالعات به كار رود.

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در پنجشنبه 1387/06/21 و ساعت 9:41 |

رآكتور يا سيكلوترون

انتخاب روش توليد به چندين عامل بستگي دارد. در انتخاب يك راديونوكليد كه براي يك كاربرد ويژه يا آزمايشي مناسب است عواملي چون نيمه عمر، روش فروپاشي، انرژي، اكتيويته ويژه، خلوص راديونوكليدي و زمان فرآوري و ... مؤثر هستند. مثلاً Na24 (با نيمه عمر 959/14 ساعت) نمي‌تواند به عنوان يك ردياب در يك آزمايش كه دوران آن بيش از يك ماه باشد مورد استفاده قرار گيرد. در چنين حالتي Na22 (با نيمه عمر 6019/2 سال) توليد شده در سيكلوترون، انتخاب مي‌گردد Na]22 (d,a) Mg24 [. امكان توليد يك راديوايزوتوپ ويژه ممكن است محدود به دستگاه (رآكتور، شار نوترون، ذرات باردار، جريان باريكه، ملاحظات هدف ...) يا سطح مقطع واكنش باشد.

معمولاً راديوايزوتوپ‌هاي توليدي رآكتور در مقايسه با ايزوتوپ‌هاي توليد شده با استفاده از سيكلوترون ارزانتر بوده و به دست آوردن آن‌ها براساس يك روش ثابت آسانتر است. دريك رآكتور، هدف‌هاي زيادي به طور همزمان پرتودهي شده و توليد راديوايزوتوپ در بسياري از حالات براي عمليات عادي رآكتور ضروري است. در حالي‌كه در سيكلوترون، معمولاً تنها يك هدف در هر زمان مي‌تواند بمباران شود. اگرچه هزينه توليد دراين تجهيزات بالا مي‌باشد، اما  سيكلوترون‌ها محصولات متعدد با كمبود نوترون توليد مي‌كنند. لذا دو حالت فروپاشي توليد مكمل هم وجود خواهد داشت.

 

بهره‌هاي پرتودهي

دانستن اين مطلب كه چه ميزان از يك راديونوكليد در هنگام پرتودهي يك عنصر در بمباران نوتروني يا ذرات باردار توليد مي‌شود داراي اهميت است. تعداد ذرات فرودي به ازاي سانتي‌متر مربع در ثانيه روي يك هدف شار(f) ناميده مي‌شود. اما در مورد يك باريكه از ذرات باردار در يك سيكلوترون معمولاً جريان باريكه داريم تا شار. جريان باريكه برحسب آمپر(A) بيان مي‌شود. هر آمپر معادل 1018×24/6 پروتون بر ثانيه يا 1018×12/3 ذره a برثانيه مي‌باشد. هنگامي كه پرتودهي به مدت 1، 2 و 3 نيمه‌ عمر انجام پذيرد، اكتيويته تشكيل شده به ترتيب5/0، 75/0 و 875/0 برابر اكتيويته اشباع خواهد بود. معمولاً براي توليد راديوايزوتوپ، پرتودهي بيشتر از مدت سه برابر نيمه عمر انجام نمي‌پذيرد.

فرآوري راديوشيميايي

ايزوتوپ‌هاي گسيل كننده -g همچون Co60 و Ir192 به عنوان چشمه‌هاي منابع تابش در راديوگرافي صنعتي مورد استفاده قرار مي‌گيرند. هدف‌ها در شكل مناسب پرتودهي شده و ماده پرتودهي شده پس از قرار گرفتن در يك ظرف محافظ مستقيماً مورد استفاده قرار مي‌گيرد. هنگامي كه ايزوتوپ همچون Sc46 به عنوان ردياب به كار مي‌رود، اسكانديم پرتو ديده در شكل مناسب بدون هرگونه خالص‌سازي براي آزمايشات مورد بهره‌برداري قرار مي‌گيرد. ناخالصي‌هاي همراه تداخلي در كار رديابي ندارند. ولي در بسياري از حالات هدف‌هاي پرتوديده با مراحل فرآوري شيميايي جهت به دست آوردن يك ايزوتوپ خالص در شكل مناسبي و خلوص موردنظر (خلوص راديونوكليدي، راديوشيميايي و شيميايي) لازم است. نياز براي مراتب فرآوري‌هاي شيميايي از اين حقيقت كه طي بمباران نوترون يا ذرات باردار بيش از يك نوع واكنش هسته‌اي به طور هم‌زمان همچون واكنش‌هاي (n,a)، (n,p) و (n,g) وجود دارد لازم است. اين امر منجر به توليد نوكليدهاي مختلف مي‌گردد. علاوه بر آن، ناخالصي‌ها در هـدف نيز موجب افزايش محصولات ديگر راديونوكليدي ميزبان مي‌شود. لذا انتخاب هدف‌هاي خالص و در مواقعي هدف‌هاي غني شده لازم است.

فرآوري راديوشيميايي هدف پرتو ديده نياز به يك يا چند روش جداسازي عادي همچون روش‌هاي جذب سطحي و هم رسوبي، استخراج با حلال، تبادل يوني يا كروماتوگرافي جامد- مايع، تقطير، تبخير يا الكتروشيميايي دارد. لازم است فاكتور‌هاي زير در طي فرآوري در نظر گرفته شوند.

(الف) زمان – حدود زماني فرآوري به طور كل بستگي به 2/1t ايزوتوپ دارد. روش‌هاي جداسازي سريع راديوشيميايي براي ايزوتوپ‌‌هاي با عمر كوتاه به‌كار مي‌رود.

(ب) كميت – معمولاً مقادير بسيار پايين، ماده راديواكتيو توليد مي‌شود و جداسازي شيميايي با بهره بالا در اين سطوح بسيار آسان نيست. مثلاً 1/0 ميلي‌كوري از Co58 به وسيله واكنش Co58(n,p) Ni58 در مدت يك هفته تابش‌دهي با شار نوتروني1-s2-n cm1012 توليد مي‌گردد. اين مقدار معادل9-10×3 گرم از Co58 است. همراه‌بري افزوده نمي‌شود(NCA)، يعني جداسازي‌‌هاي بدون استفاده از همراه‌بر در اين سطوح انجام مي‌پذيرد.

(پ)   تابش با توجه به تابش همراه كليه عمليات شيميايي در داخل گلاوباكس‌ها، تأسيسات با حفاظ سربي، سلول‌هاي داغ بسته به مقدار اكتيويته جابه‌جا شده و نوع و انرژي تابش گسيل شده انجام مي‌پذيرد

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در پنجشنبه 1387/06/21 و ساعت 9:39 |

توليد راديوايزوتوپ‌ها

راديوايزوتوپ‌ها نيز مانند ايزوتوپ‌هاي پايدار كاربرد گسترده‌اي را در تحقيقات، صنعت پزشكي، آب‌شناسي (هيدرولوژي) و كشاورزي پيدا كرده‌اند. در اينجا توجه خود را به توليد
راديو‌ايزوتوپ‌ها، مخصوصاً ايزوتوپ‌هاي با كاربرد گسترده معطوف مي‌داريم.

راديواكتيويته طبيعي اورانيم در سال 1896 به وسيله بكرل كشف شد و تا سال 1934 تنها مواد راديواكتيو طبيعي شناخته شده بودند. راديوايزوتوپ‌هاي طبيعي دو نوع هستند. راديوايزوتوپ‌هاي با نيمه عمر بالا، K40، Rb87، U238، U235و Th232 كه از بدو به وجود آمدن عناصر زميني از حدود 109×5/4 سال پيش باقي مانده‌اند و راديوايزوتوپ‌هاي همانند C14 كه داراي نيمه عمر نسبتاً كوتاه بوده و به طور مداوم به وسيله برهم‌كنش‌هاي پرتـوهاي كيهاني در اتمسفر بالاتر تشكيل مي‌شوند.

تعداد قابل ملاحظه‌اي از راديوايزوتوپ‌ها با كاربردهاي گوناگون به طور مصنوعي توليد مي‌شوند. اولين راديونوكليد مصنوعي در سال 1934 به وسيله كوري‌ها (Curies) هنگام بمباران آلومينيم با ذرات a حاصل از Po210 طبيعي كشف گرديد. واكنش
 فسفر راديواكتيو(radiophosphorus) را توليد نمود. در مراحل بعد چشمه‌هاي نوتروني (a,n) همچون Be -Ra226 و شتاب‌دهنده‌ها توسعه يافتند. تلاش ها به طرف شتاب ذرات -a، پروتون‌ها و دئوترون‌ها روي هدف‌هاي گوناگون پايدار جهت توليد و شناسايي راديونوكليدهاي جديد هدايت گرديد. با ساخته شدن رآكتورهاي هسته‌اي نوترون‌ها براي توليد ايزوتوپ‌ها قابل استفاده شده‌اند.

 

بررسي‌هاي عمومي

فرآيند هسته‌اي اصلي

عناصر پايدار هنگام تغيير نسبت نوترون ـ پروتون (نسبت N/Z) در هسته تمايل به راديواكتيو شدن دارند. فرآيند توليد راديوايزوتوپ موجب تغيير نسبت N/Z عنصر از طريق بمباران ماده هدف مناسب به وسيله نوترون‌ها يا ذرات باردار مي‌گردد. بمباران نوتروني عموماً ايزوتوپ‌هاي “غني از نوترون” توليد مي‌كنند كه معمولاً به وسيله گسيل-b (نگاترون) فروپاشي نموده و غالباً همراه با تابش g مي‌باشند. در مقابل آن، بمباران با ذره باردار توليد ايزوتوپ‌هاي با “كمبود نوترون” نموده كه به روش +b (پوزيترون) يا گيراندازي الكترون(EC) فروپاشي مي‌كنند. در اين حالت ممكن است تابش g نيز با آن همراه باشد. اين فرآيند در شكل 12 . 1 توضيح داده شده است.

بمباران نوتروني هدف‌هاي انتخاب شده در رآكتور‌ها تاكنون معمول‌ترين مسير توليد راديوايزوتوپ بوده است. ذرات باردار با انرژي كافي محصولي را توليد مي‌كند كه ايزوتوپ عنصر هدف نيست. لذا جداسازي شيميايي منجر به محصولي با اكتيويته ويژه بالا مي‌گردد.

در حال حاضر 3 رآكتـور تحقيقاتي در بارك، مومبائي، آپسارا، سيروس (CIRUS) و دوروا (Dhruva) وجود دارند كه نيازهاي كشور هندوستان براي توليد ايزوتوپ را تأمين مي‌كنند. حداكثر شار نوترون قابل حصول در آپسارا، سيروس و دوروا به ترتيب 1013 ، 1013 ×6 و 1014 ×8/1 نوترون بر ثانيه به ازاي هر سانتي‌متر مربع مي‌باشد. با توجه به اين كه نوترون از نظر بار الكتريكي خنثي است دفع الكترواستاتيكي هسته هـدف بر آن اثري ندارد. لذا، حتي نوترون‌هاي با انرژي پايين (نوترون‌هاي حرارتي) موجب واكنش‌هاي هسته‌اي مي‌شوند. بسته به انرژي‌زايي واكنش، هسته هدف ابتدا يك نوترون را جذب و يك فوتون-g يا  يك ذره باردار ( مثلاً p يا a) را گسيل مي‌كند. انواع واكنش‌هاي القائي نوتروني كه عموماً براي توليد ايزوتوپ مورد استفاده قرار مي‌گيرند ذيلاً به طور خلاصه شرح داده مي‌شوند.

 

واكنش (n,g)

اين واكنش گيراندازي تابشي ناميده شده و معمول‌ترين شكل برهم‌كنش نوترون حرارتي با هر هسته، اتمي است. محصول واكنش ايزوتوپي از هسته هدف است كه عدد جرمي آن يك واحد بالاتر از هسته هدف مي‌باشد گيراندازي نوترون به دنبال گسيل فوتون -g است. نسبت N/Z كل افزايش پيدا نموده و معمولاً راديونوكليد تشكيل شده با -b فروپاشي مي‌كند.

با توجه به اين‌كه محصول واكنش ايزوتوپي از عنصر هدف است، جداسازي شيميايي آن از ايزوتوپ‌هاي پايدار غيرممكن مي‌باشد. اكتيويته ويژه (اكتيويته برگرم) محدود به شار نوتروني قابل دسترس است. واكنش(n,g) براي توليد بيش از نصف راديوايزوتوپ‌ها كه كاربرد متداول دارند مورد استفاده قرار مي‌گيرد

واكنش (n,g) كه با فروپاشي -b دنبال مي‌شود

بعضي از واكنش‌هاي(n,g) توليد راديوايزوتوپي با عمر كوتاه مي‌نمايند كه اين راديوايزوتوپ خود

به راديوايزوتوپ ديگري با نيمه عمر بلندتر فروپاشي مي‌كند. واكنش (n,g) با تلـوريوم محصولي

همچون I131 توليد مي‌كند كه از نظر شيميايي متفاوت از هدف است.

 لذا ايزوتوپ محصول به راحتي قابل جداسازي بوده و منجر به اكتيويته ويژه بالايي مي‌گردد.

 

واكنش (n,p)

پس از اين‌كه يك نوترون به وسيله هسته هدف قاپيده شد، گسيل ذره باردار همچون پروتون يا ذره -a از هسته مركب (CN) تنها زماني امكان‌پذير است كه انرژي برانگيختگي كافي در CN قابل دسترس بوده و به نيروهاي پيوندي آخرين پروتون غلبه نمايد. لذا، اين واكنش نياز به نوترون‌هاي با انرژي بالا (نوترون‌هاي سريع) به جز حالت عناصر سبك دارد. چند مثال از اين واكنش‌ها در جدول 12 . 2 داده شده‌اند.

با توجه به اينكه نوكليد محصول ايزوتوپ عنصر هدف نيست، جداساز شيميايي امكان‌پذير بوده و اكتيويته ويژه بسيار بالا امكان‌پذير مي‌باشد.

 

واكنش (n,a)

در بعضي از هسته‌ها گيراندازي نوترون منجر به گسيل a گشته و محصول راديوايزوتوپي است كه از نظر شيميايي متفاوت از هسته هدف مي‌باشد

فرآيند چندمرحله‌اي گيراندازي نوترون

اين روش مستلزم گيراندازي پي‌درپي نوترون بوده و مخصوصاً در ميان‌ عناصر سنگين داراي اهميت ويژه‌اي است. بعضي از ايزوتوپ‌هاي ترانس اورانيم (مثلاً Am241) با به‌كار بردن اين روش توليدشده‌اند.

 

واكنش شكافت

شكافت القائي نوترونيU235 وPu239 در طي كار عادي رآكتور تعداد قابل ملاحظه‌اي راديوايزوتوپ را به عنوان محصولات جانبي توليد مي‌كند. حداكثر بهره شكافت 6% به ايزوتوپ‌هاي با اعداد جرمي100-95 و 140-135 مربوط مي‌شود. با توجه به اين كه طي واكنش شكافت علاوه بر راديوايزوتوپ‌ها ايزوتوپ‌هاي پايدار ديگري تشكيل مي‌شوند، اكتيويته‌هاي ويژه ايزوتوپ‌هاي گوناگون از عنصري به عنصر ديگر متفاوت است. مثلاً راديوايزوتوپ Mo99 يك محصول شكافت است كه به همراه ايزوتوپ پايدار Mo100 تشكيل مي‌گردد. محصولات شكافت با نيمه عمر بلند همچون Cs137، Sr90، Kr85 و Pm147 داراي اهميت صنعتي هستند. اين ايزوتوپ‌ها در طي فرآيند باز فرآوري سوخت مصرف شده از محلول پسمان محصولات شكافت جداسازي مي‌شوند.

محصولات شكافت با نيمه عمركوتاه همچون Mo99، Ba140، Sr89، I131، Xe133 و ... داراي اهميت هستند ولي قبل از اين كه پسمان محصولات شكافت به منظور فرآيند بازيابي در دسترس قرار بگيرند، فروپاشي مي‌كنند. براي توليد اين ايزوتوپ‌ها هدف‌هاي اورانيم طبيعي يا غني شده براي مدت كوتاه در رآكتور پرتودهي شده و به وسيله روش‌هاي معمولي راديوشيمايي جداسازي مي‌شوند. محصولات شكافت Sr90، Ru106، I132، Cs137 و Ba140 را نمي‌توان به وسيله روش(n,g) توليد نمود.

 

واكنش غير مستقيم

ذره گسيل شده از هدف در يك واكنش القائي نوترون مي‌تواند موجب يك واكنش هسته‌اي ديگري گردد. براي مثال ترايتون‌هاي پر انرژي به وسيله واكنش H3(n,a) Li6 توليد مي‌شوند. هنگامي كه كربنات ليتيم به وسيله شاري از نوترون‌هاي حرارتي پرتودهي مي‌شود F18 يك ايزوتوپ گسيل كننده پوزيترون با نيمه عمري معادل110 دقيقه توليد مي‌شود

 

فرآيند زيلارد-چالمرز(SC)

گاهي واكنش(n,g) به دليل انرژي كه به واسطه پس‌زني‌هاي هسته‌اي هنگام گسيل پرتو g حاصل مي‌شود موجب اثرات شيميايي مي‌گردد. اين انرژي پس‌زن براي شكستن پيوندهاي معيني كافي است. چنانچه پس از شكستن پيوند، اتم محصول در يك حالت شيميايي متفاوت و قابل جداسازي از اتم‌هاي هدف باشد، در اين صورت محصول مي‌تواند از جرم بالاي هدف
غيراكتيو جدا گردد. اين فرآيند به نام فرآيند زيلارد- چالمرز شناخته مي‌شود. اگر چه هدف و محصول ايزوتوپ هستند، اين پديده روش‌هايي براي به دست آوردن محصول با اكتيويته ويژه بالا است.

زيلارد(Szilard) و چالمرز (Chalmers) (SC) كشف كردند هنگامي كه يديداتيل با نوترون‌ها پرتودهي مي‌شود، اتم‌هاي I128 تشكيل شده از I128(n,g) I127 از تركيب پس زده شده و مي‌تواند به صورت يد آزاد با آب استخراج گردد.

 

مولدهاي راديوايزوتوپ

يك روش جهت به دست آوردن راديوايزوتوپ با نيمه عمر كوتاه جهت استفاده به عنوان  ردياب در پزشكي و صنعت در مكان‌هاي دور از تجهيزات رآكتور يا سيكلوترون، به كار بردن مولد راديوايزوتوپ مادر- دختر است. در مولد يك مادر با نيمه عمر بلندتر به دختر با نيمه عمر كوتاهتر فروپاشي مي‌كند. بسته به نيمه عمرها اين دو راديونوكليد در يك حالت تعادل‌گذاري يا عام بين خود هستند. نوكليد دختر به طور انتخابي از مولد دوشيده شده اختلافي بين رفتارهاي شيميايي دو عنصر خـواهـد داشـت مثال‌هايي از سيستـم مـولـد عبارتند از: Bam137 – Cs137،

La 140 – Ba140،  mTc99- Mo99،  Y90-Sr 90 و  In m113  - Sn113.

 راديوايزوتوپ مادر در رآكتور يا سيكلوترون توليد مي‌گردد و معمولاً روي يك ماده پشتيبان مثلاً، يك رزين مبادله كننده در يك ستون بسته جذب مي‌شود. دختر با نيمه عمر كوتاه با به‌كار بردن حلال‌هاي انتخابي دوشيده مي‌شود. نوكليد دختر به رشد خود ادامه داده و پس از يك دوره 4-3 برابر مدت نيمه عمر به اكتيويته ماكزيمم مي‌رسد. لذا دوشيدن تكراري امكان‌پذير خواهد بود.

 

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در پنجشنبه 1387/06/21 و ساعت 9:33 |

درمان پركاري تيروئيد

 

پركاري تيروئيد يك بيماري شايع ناشي از فعاليت زياد هورمون تيروئيد است و از تعدادي از فرآيندهاي بيماري زا ناشي مي شود. راهكارهاي چندي در درمان پركاري تيروئيد بكار گرفته شده است، بعنوان مثال، استفاده از داروهاي آنتي تيروئيد از قبيل پروپيلودراكيل يا متي مازول، تيرودكتومي، اما دارودرماني و معالجه  با 131I از متداولترين انتخابات هستند.

علت اساسي استفاده از درمان راديويد اينست كه آن در تيروئيد انباشته شده و غده ها را با تابشهاي g و- b  تابش دهي مي كند، در حدود %90 كل دز تابشي از ذرات - b ناشي مي شود. چندين روش انتخاب دز درماني 131I در حال استفاده است. ساده ترين روش تجويز مقدار يكساني از يديدسديم- 131I، معمولاً 3 تا 7mCi   معادل (111-259MBq)، براي همه بيماران با شرايط كلينيكي پركاري تيروئيد مشابه مي باشد. تقريباً 60% بيماران از معالجه پركاري تيروئيد در مدت 3 تا 4 ماه بهبودي حاصل مي كنند، و يك معالجه ثانوي براي 25% تا 30 %‌ ساير بيماران بكار مي رود. اين روش اكتيويته ثابت محدوديتهايي دارد، زيرا اكتيويته تجويز شده دلخواه  است و به شدت بيماري يا وزن غدد ارتباطي ندارد.

متداولترين روش معالجه 131I‌ تجويز يك مقدار خاصي از 131I‌ بر حسب ميكروكوري بر گرم از تيروئيد، براساس ارزيابي جذب تيروئيد و جرم غدد مي باشد. فرض بر اين است كه نيمه عمر بيولوژيكي ميانگين 131I‌ براي كليه بيماران يكسان است. رابطه تجربي براي اين روش به شكل زير داده مي شود.

(%) جذب در 24 ساعت/(100 × (g) جرم تيروئيد ×µCi /g )=تجويزµCi

 

 بسياري از كلينيك ها از يك دز 55 تا 80µCi (2-3 MBq) بر گرم براي بيماري گراوس استفاده مي كنند.

چنانچه فرض شود 1µCi(37KBq) جذب شده در تيروئيد، منجر به 1‌ راد (0/01Gy) دز تابشي شود، آنگاه،  براي مثال، يك دز 80µCi (2/96MBq) بر گرم 6400‌ راد (64Gq) به غدد تيروئيد با ميزان جذب 75%‌  مي دهد. جرم تيروئيد از طريق معاينه يا عكس تيروئيد تخمين زده مي شود. براي بيماران با غدد بسيار بزرگ  و شديداً پركار، دز بزرگتري در حدود 160 تا 200µCi (5/9- 7/4 MBq) بر گرم براي بدست آوردن پاسخ سريعتر تجويز مي شود.

      درمان 131I‌ براي زنان باردار ممنوع است، زيرا 131I‌ از ديواره جنيني عبور مي كند و مي تواند باعث مخاطرات تابشي به تيروئيد جنين گردد. تيروئيد جنين در هفته دهم حاملگي شروع به جذب يد مي كند و از اينرو درمان 131I‌ اين زمان بايد ممنوع شود. همچنين،‌ در دوره زماني قبل از هفته دهم حاملگي،  برخي از درمان ممكن است موجب پرتوگيري تابشي به جنين شده و از اينرو نبايد صورت گيرد. پيشنهاد شده است كه يك آزمون بارداري قبل از شروع درمان با 131I براي كليه خانمها در سنين پتانسيل حاملگي انجام شود. به بيماران معالجه شده با 131I توصيه مي شود كه حاملگي را براي 6 ماه پس از درمان به تعويق بيندازيد.

      در بيماري گراوس، بهبود كامل پركاري تيروئيد در 60% بيماران بعد از معالجه بدست مي آيد. براي بيماران با پركاري تيروئيد شديد، بويژه بيماران مسن تر، قبل از شروع درمان با 131I، درمانهايي با استفاده از داروهاي آنتي تيروئيد بكار گرفته مي شود تا نتايج بهتري حاصل گردد. بازگشت پركار تيروئيد پس از اولين معالجه در حدود 6%‌ تا 14%‌بيماران يافت مي شود و نياز به تكرار درمان با 131I وجود دارد. پركاري تيروئيد در بين 25% تا 40%‌ بيماران معالجه شده، بويژه آنهايي كه با دزهاي بالايي از 131I درمان شده اند، مشاهده مي شود. بمنظور كاهش شيوع پركاري تيروئيد، دزهاي كمتر يا تقسيم شده اي از 131I در يك مدت طولاني تري تجويز مي شود. بعد از درمان با 131I، داروهايي از قبيل thiomides، يد پايدار، و عوامل مسدود كننده آدرنالين - b (پروپرانولول، متوپرولول و...) بمنظور كنترل پركاري تيروئيد به بيماران داده مي شود.

      گواتر چند غده اي سمي (بيماري پلومر) در مقابل درمان 131I بسيار مقاوم هستند و بطوريكه با چندين دزهاي بالاي 131I درمان مي شوند. به علت مقاومت در مقابل درمان شيوع پركاري تيروئيد در اين گروه از بيماران پايين است. اين بيماران بايد براي درمان با 131I با پيش درمان آنتي تيروئيد آماده شوند.

      در تعداد كمي از بيماران، نتايج تشديد پركاري تيروئيد به شرايطي از قبيل نارسايي قلبي و بحران تيروئيد در مدت 3 تا 5 روز بعد از درمان با 131I بايد توجه شود. اين نتايج ناشي از آزادسازي مفرط 3T و4T از غده تيروئيد درمان شده است. بهرحال، امروزه شيوع پركاري تيروئيد وخيم از طريق استفاده از پيش پروپرانولول براي درمان كاهش يافته است.

 

 

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در شنبه 1387/06/16 و ساعت 18:55 |

كاربردهاي راديوايزوتوپ‌ها در بهداشت و پزشكي

كاربردهاي راديوايزوتوپ‌ها در زمينه بهداشت به طور عام و پزشكي به‌طور خاص بسيار گسترده است. در كمك به تشخيص و پيش‌بيني در انواع بيماري‌ها و نيز درمان به وسيله علاج بخشي و آرام بخشي با به‌كار بردن تابش شگفت‌انگيز است. روش‌هاي تشخيص مي‌تواند با به‌كار بردن عوامل راديوايمونواسي (RIA) بيروني (in-vitro) و به‌كار بردن راديوداروهاي دروني
(in-vivo) باشد. روش‌هاي درماني مي‌توانند با به‌كار بردن چشمه‌هاي بسته راديوايزوتوپ‌هاي كاشته شده يا قرار گرفته از خارج يا تزريق سيستماتيك راديوداروهاي مقتضي اجراء گردند.

 

كاربردهاي تشخيص

RIA و روش‌هاي مرتبط

راديوايمونواسي (RIA) يك روش گسترده تجزيه‌اي راديواكتيو براي اندازه‌گيري ميكرومول‌ها يا پيكومول‌هاي مواد مورد نظر كلينيكي در گونه‌هاي بيولوژيكي است. حدود سه دهه پيش بود كه برسون(Berson) و يالو(Yalow) اولين مقاله خود را در رابطه با اندازه‌گيري انسولين با
به‌كار بردن يك واكنش آنتي‌ژن
آنتي‌بادي منتشركردند. آنان اين روش ارزيابي جديد را با توجه به اينكه در آن آنتي‌ژن نشان‌دار راديواكتيو و يك آنتي‌بادي براي اندازه‌گيري ماده مورد آناليز به كار رفت “راديوايمونواسي” (RIA) ناميدند. تقريباً در همان زمان اكينز (Ekins) يك روش ارزيابي و سنجش را اساساً مشابه، براي اندازه‌گيري سرم تيروكسين، توسعه داد كه در آن
دي تيروكسين نشان‌دار راديواكتيو و گلوبلين پيوندي تيروكسين
(TBG) را به عنوان پيوند دهنده، به جاي آنتي بادي ويژه‌اي با توجه به كشش بالاي TBG براي تيروكسين(L/M109=K) به كار برد. وي اصطلاح عمومي“ تجزيه اشباع” را براي اين سنجش‌ها پيشنهاد نمود. توسعه يك آنتي‌بادي در مقابل يك آنتي‌ژن عمومي‌تر بوده و ممكن است آنتي سرم با كشش بالا را براي هر آنتي‌ژن، بدون توجه به طبيعت و غلظت آن در خون توسعه داد. به دليل گستردگي ذاتي، RIA يك روش مشهوري گرديد. 

از هنگام اختراع، RIA موضوعي با توجه فراوان در زمينه بيوشيميايي بوده و در حال حاضر براي اندازه‌گيري مواد مهم بيولوژيكي همچون هورمون‌ها، داروها، ويتامين‌ها و ويروس به كار مي‌رود. اين روش به طور گسترده‌اي در دانش مادر غده درون‌ريزي شراكت داشته است. با درك منافع مهم حاصل از RIA دكتر روسالين يالو(Rosalyn Yallow)، جايزه نوبل را براي پزشكي در سال 1977 به خود اختصاص داد.

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در یکشنبه 1387/03/12 و ساعت 18:58 |

تعريف يك راديودارو

يك راديودارو تركيب راديواكتيوي است كه براي تشخيص و درمان بيماريهاي انسان بكار مي رود. در پزشكي هسته اي حدود 95 درصد راديوداروها براي مقاصد تشخيص بكار رفته در حاليكه مابقي براي عمليات درماني مورد استفاده قرار مي گيرند. راديوداروها معمولاً داراي حداقل اثر داروئي هستند، چرا كه در بسياري از حالات آنها در مقادير جزئي بكار مي روند. راديوداروهاي درماني مي توانند از طریق تابش موجب تخريب بافت شوند. با توجه به اين كه اين رادیوداروها به انسان تزريق مي شوند، بايد استريل و عاري از تب زائي بوده، و بايد تحت شرايط كنترل كيفي لازم همانند داروي عادي باشند. يك راديودارو ممكن است عنصري راديواكتيو همچون 133Xe بوده، يا تركيبي نشاندار همچون پروتئين يدينه – 131I و تركيباتي نشاندار با 99mTc باشند.

 مواد راديوشيمي بمنظور مصرف برای انسان بدليل احتمال عدم استريل بودن و غير تب زائي قابل استفاده نيستند، در حالیکه راديوداروها استريل و غير تب زا بوده و بطور ايمن به انسانها تجويز مي شوند. 

يك راديودارو داراي دو جز‌ء است : يك راديونوكليد و يك دارو. مفيد فايده بودن يك راديودارو با ويژگيهاي اين دو جزء مشخص مي گردد. در طراحي يك راديودارو، ابتدا دارو براساس تمركز ترجيحي در يك عضو معين يا شراكت در فعاليت فيزيولوژيكي عضو انتخاب مي گردد. سپس يك راديونوكليد مناسب به داروي انتخاب شده وصل مي گردد بطوري كه پس از مصرف راديودارو، تابشهاي گسيل شده از آن بوسيله يك آشكارساز تابش آشكارسازي مي گردد. لذا، ساختار مورفولوژي يا فعاليت فيزيولوژيكي عضو قابل ارزيابي خواهد بود. داروي انتخابي بايد ايمن بوده و براي استفاده انساني غير سمي باشد. تابشهايي از راديونوكليد انتخابي بايد بوسيله دستگاه هاي هسته اي آشكارسازي شده و دز براي بيمار در حداقل باشد.

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در شنبه 1387/03/04 و ساعت 8:28 |

چشمه ها با  قدرت بالا

در این قسمت اساساً  کاربرد مقادیر زیاد پرتوها بمنظور از بین بردن یا استرلیزه کردن اورگانیزم های مضر مورد نظر است. مثالهای از بکار گیری موثر انرژی پرتوها برای کاتالیز نمودن واکنش های شیمیائی وجود دارند، اما اینها بسیار نادر هستند و تنها بعنوان قسمتی از کاربرد پرتوها در صنعت می باشند. جدول (1) دز تابشی جهت ایجاد اثرات معینی روی ارگانیزمهای زنده را نشان می دهد، و واضح است که برای نابودی  انواع ساده موجودات نیاز به بالاترین دز می باشد. به مراتب بزرگترین کاربرد چشمه های بزرگ گاما، استرلیزاسیون تجهیزات و ابزار عرضه در پزشکی است. دزهائی معادل  Gy104´5/2 (5/2 مگا راد) برای استرلیزاسیون ابزاری از قبیل سرنگ، لوازم بخیه، چاقوهای جراحی و امثال آنها در کارخانه های که خود امکانات تابش گاما دارند، بکار می روند.

به منظور ارائه دز لازم برای استرلیزاسیون در مدت زمان کوتاه و امکان تولید متوالی، اقلام بسته بندی شده بین چشمه ها طوری عبور داده می شوند که در یک عبور، دز لازم به آنها داده شود. اکتیویته بکار رفته در محدوده TBq500 تاPBq 100(mCi4 Ci 104)Co 60 می باشد. این تاسیسات به نحوی حفاظ شده و مجهز به امکانات امنیتی هستند که می توانند به عنوان قسمتی از خط تولید معمولی بحساب آیند.  

کاربرد نشاندارکننده ها قبلاً توضیح داده شدند، یک دیسک پلاستیکی بطور مناسب رنگ شده، در دزی معادل Gy 104×2 (106×2 راد) از نارنجی به قرمز تغییر رنگ می دهد و بنابر این کانتینر اقلام استرلیزه شده می توانند شناسائی گردند و اقلام بزرگ می توانند اختصاصاً علامت گذاری شوند.

با توجه به قابلیت نفوذ پرتو گاما در محتویات کانتینر، اقلام می توانند قبل از استرلیزه شدن بسته بندی گردند، و هر سال میلیونها وسیله پزشکی  به این طریق استرلیزه شده و روشهای دیگر کنار گذاشته شده اند.  براحتی می توان از روی دز اعمال شده به ماده Gy104×2 (106×2 راد) محاسبه نمود که درجه حرارت حاصل از جذب این انرژی فقط چند درجه می باشد. و در انرژی های بکار رفته هیچگونه اکتیویته ای در مواد بوجود نمی آید .

 

جدول 1 اثر پرتو  گاما روی ارگانیزم های زنده

ارگانیزم

دز برای ایجاد

تغییر و تحول (راد)

عقیم سازیاد)

مرگ(راد)

انسان

150-50

150

700-400

کرم

-

10 ×(10-5)

105 ×5/7

نرم تنان

-

-

 104 ×(3-2)

حشرات

بیشتر از 70

103 ×(10-5)

 105 ×(2-1)

تک سلولیها

5000

105 ×3- 105

 105 × 3- 105

جلبکها

-

بیشتر از104 ×4

بیشتر از 104 ×4

قارچ

104

105

( 10 ×5/1 025/0)

باکتری

1000

106

106 ×(2 15/0)

ویروس

1000

105

106 ×(5 1/0)

 

  کاربردهائی از پرتوهای پر انرژی در صنایع پلاستیک سازی برای تغییر خواص وجود دارند ولی اکثراً این عمل توسط شتابدهندها صورت می گیرد. پرتودهی مواد غذای نیز ممکن است، ولی بررسی های فنی اقتصادی واثرات جانبی پرتوها بر ارگانیزم ضروری می باشد.

در این رابطه، مزه، بو، پذیرش عموم از عواملی هستند که باید مد نظر قرار گیرند. ممکن است تغییرات شیمیائی در سطوح مورد نیاز دز جهت نگهداری و انبار نمودن وجود داشته و طعم و بوی غیرقابل  قبولی را  ایجاد کند، ولی علیرغم آن به ارزش غذای آنها  آسیبی نمی رسد. هنوز هم در این موارد تحقیقات وسیعی در حال انجام است. چنانچه حبوبات را به این طریق تحت نفوذ پرتوها قرار دهند، به مدت زیادی قابل نگهداری بوده و از آسیب حشرات مصون خواهند بود. البته مسائلی در رابطه با سازماندهی و فناوری آن وجود دارند،  کاربرد  این روش را محدود  می سازد.

پرتوها در پلیمریزاسیون منومرها ، نگهداری چوب و نیز در بهبودی رنگ ارزش صنعتی فراوان دارد، ولی علیرغم داشتن امکانات، در هر کاربردی بررسی اقتصادی آن داری اهمیت است و باید در این مورد دقت کافی نمود.

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در پنجشنبه 1387/02/19 و ساعت 10:24 |

دارویی برای حفاظت در برابر تابش

 

دارویی که ممکن است از بدن در برابر زیان ناشی از تابش حفاظت کند توسط دانشمندان ایالات متحده تهیه شده است.

 

امید می رود که این دارو بتواند پرتودرمانی ایمن برای افرادی که سرطان دارند ایجاد کند و همچنین در یک حادثه "بمب کثیف" یا سانحه هسته ای نیز مورد استفاده قرار گیرد.

 این دارو تحت عنوانCBLB502  شناخته شده و تاکنون در حیوانات مورد آزمایش قرار گرفته است، این دارو موجب تغییر بروی مکانیسم بیولوژیکی که کمک می کند تا سلولهای سالم در برخورد تابش زنده بمانند، می گردد.

یافته هایی که از آزمایشات کلینیکی بدست آمده در مجله "Science" قرار گرفته است.

تابش، سلولها را بوسیله زیانی که موجب ترغیب خودکشی سلول یا " آپوپتوسیس" می گردد، می کشد.

اما ممکن است در طی فرایند سلولهای سالم در کنار سلولهای تومور کشته شوند چرا که رادیولوژیست ها صریحا به هدف تومور تا حد امکان نیاز دارند.

 

چنانچه خواص حفاظتی که در این مطالعه آزمایشگاهی دیده شده است در افراد سرطانی مجددا بعمل آید، این دارو  می تواند یک گام مهم در کاهش اثرات جانبی در افرادی که پرتودرمانی انجام می دهند باشند.  

دکتر جوآنا اونز، مرکز تحقیقات سرطان بریتانیا

 

 

محققان دارو را پس از اینکه مشاهده کردند چطور برخی از سلولهای سرطانی مقاوم قادر به تحمل پرتودرمانی هستند تهیه و توسعه دادند.

این دارو بر اساس ممانعت از پروتئین که برنامه خودکشی سلول را بنیان می نهد عمل می کند.

مطالعات در حیوانات ، پیشنهاد می کند  که CBLB502 از سلولهای سالم در ریشه استخوان و مجرای گوارشی در برابر تابش محافظت می کند اما به نظر نمی رسد که از سلولهای تومور باقی مانده آسیب پذیر نسبت به درمان محافظت کند.

محققان دریافتند که موش و میمون هایی که 45 دقیقه تا 24 ساعت قبل از اینکه بطور عادی  در معرض تابش کشنده قرار گیرند دارو به آنها تزریق شده است احتمال زنده ماندن یا زندگی طولانی تری نسبت به حیوانات درمان نشده دارند.

 

 

اثرات جانبی

 

یک ریسک ، جلوگیری از مرگ سلولی است که ممکن است به سلولهای معیوب اجازه دهد تا مجددا سرطانی شوند. با اینحال ، محققان هیچ علامتی از این اتفاق را در تستهای آزمایشگاهی بروی موشها پیذا نکردند.

همچنین ، هیچ اثرات جانبی مشهودی وجود نداشت.

حفاظت از سلولهای سالم در برابر اثرات تابشی ممکن است به بیماران سرطانی اجازه دهد تا دزهای بالاتری از پرتودرمانی دریافت کنند، یا نوبتهای طولانی تری از درمان را بگذرانند.

همچنین دارو ممکن است در حفاظت در برابررخداد حادثه هسته ای، از قبیل چرنوبیل ، یا اثرات یک " بمب کثیف" هسته ای مورد استفاده قرار گیرد.

دکتر آندری گادکوف از پژوهشگاه تحقیقاتی لرنر در سلولند، اوهایو ، می گوید که آنها شروع به قادر ساختن سلولهای سالم به تبع توانایی سلولهای توموری برای جلوگیری از مرگ سلول، می کنند.

اما آنها مجبور به توسعه روشی از ایجاد اثر موقتی و برگشت پذیر هستند.

" ما ثابت کردیم که تزریق دارو قبل و بعد از تابش موثر است."

" بطور خلاصه، CBLB502  بدون افت اثر درمانی تابش ضد-تومور و بدون افزایش سرطان زایی تابش-القا شده، سمیت تابشی را کاهش می دهد.

دکتر جوآنا اونز، مسئول اطلاعات علمی در مرکز تحقیقات سرطان ایالات متحده، گفت: " نتایج جالبی وجود دارد و ما به دنبال ارتقا CBLB502 بواسطه آزمایشات کلینیکی با برنامه هستیم.

" در صورتیکه خواص حفاظتی در این مطالعه آزمایشگاهی دیده شود، می توانیم آن را در افراد سرطانی بازتولید کنیم، این می تواند یک گام مهم در کاهش اثرات جانبی برای افرادی که پرتودرمانی دارند باشد.

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در پنجشنبه 1387/02/19 و ساعت 10:9 |
 
 

غني سازي اورانيوم

 

امروزه در سرتاسردنيا رآكتورهای آب سبك بيشتري نسبت به رآكتورهاي ديگر در حال كار هستند.

كاركرد اين رآكتورها بوسيله اورانيوم طبيعي امكان پذير نيست. براي شروع و پايدار نمودن يك واكنش زنجيره‌اي ايزوتوپ-235 اورانيوم در سوخت هسته‌اي بسته به نوع و طراحي رآكتور بايد داراي غلظت تا5 درصد باشد. اورانيوم-235 تنها ايزوتوپ اورانيوم است كه مي تواند بوسيله نوترونهاي حرارتي شكافته شود. با وجود اين، اورانيوم طبيعي، تنها داراي 71/0 درصد ایزوتوپ-235 مي‌باشد. بخش باقيمانده بطور چشمگيري از ايزوتوپ 238-U تشکیل شده كه قابل شكافت نمي‌باشد. لذا غني‌سازي اورانيوم-235 سبكتر مرحله فني لازم در ساخت سوخت هسته‌اي از اورانيوم طبيعي است.

براي بارگذاري مجدد ساليانه رآکتور آب تحت فشار استاندارد با ظرفيت MW 1300الکتریکی و ميزان سوختي معادل tU/GWd50در حدود 24 تن اورانيوم با غلظت معادل 95/3 درصد از 235-U لازم است در اين صورت با فرض تهي‌شدن 235-U تا 3/0 درصد تقريباً 213 تن اورانيوم طبيعي بكار می رود و در حدود 124 تن كارجداسازي براي غني‌سازي لازم است. كارجداسازي سنجشی از موارد تلاش براي غني‌سازي اورآنيوم بوده ومفصلاً درفصل بعد توضيح داده شده است. براي غني‌سازي اورانيوم تعدادي فرایند‌هاي جداسازي اختراع و بنوبه خود توسعه يافته‌است .ازآنجا كه اصول اين فرایندها می تواند براي غني‌سازي اورانيوم تا غلظتهاي بسيار بالاي 235-U  بکاررود که می تواند منجر به ساخت سلاحهاي هسته‌اي شود، تفصيل فني تقريباً كليه فرایندهای غني‌سازي تابع مقررات شديد امنیتی بوده و تنها بصورت محدود در اين جا مورد بحث قرار مي گیرند.

امروزه تنها فرايندهاي دیفيوژن گازي و سانتريفيوژ در مقياس صنعتي مورد بهره‌برداري قرار گرفته‌اند. مطالعات اساسي دررابطة با فرايند‌هاي جديد غني‌سازي نيزدرسطح جهاني(بوسيله روش ليزر)انجام پذيرفته است. اگرچه انتظار می رود فرايند ليزر از نظر اقتصادي از ديفيوژن  گازي موثرتر باشد، نشانه‌هائي وجود دارد كه بتواند با فرايند صنعتی سانتريفيوژ رقابت نمايد.

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در پنجشنبه 1387/02/12 و ساعت 11:18 |

کوریمتر و كاليبره كننده هاي دز

كاليبره كننده دز، يك ابزار بسيار اساسي در پزشكي هسته اي بمنظور اندازه گيري اكتيويته راديونوكليدها براي تهيه و توزيع راديوداروها است. آن به شكل استوانه اي، محفظه- عايق با حفره مركزي و كه با آرگون و اثر هالوژن با فشار بالا پر شده است، مي باشد. ولتاژ عملكرد آن در حدود 150 ولت است. يك كاليبره كننده دز نوعي در شكل 2-8 نشان داده شده است.

از آنجائيكه انرژيها و نوعهاي مختلف تابش ها، مقدار يونيزاسيون( از اينرو جريان) متفاوتي را توليد مي كنند، معادل با اين است كه اكتيويته هاي راديونوكليدهاي مختلف، مقادير متفاوتي از جريان توليد مي كنند. بعنوان مثال، جريان توليدي ناشي از 1mCi(37MBq) 99mTc متفاوت با 1mCi(37MBq) 131I است.

گزينشگرهاي ايزوتوپي، مقاومتهاي بازخوري براي جبران اختلاف در يونيزاسيون( جريان) توليد شده از راديونوكليدهاي مختلف هستند، بطوريكه اكتيويته هاي معادل، درجه هاي يكساني را توليد كنند.

در بيشتر كاليبره كننده هاي دز، گزينشگرهاي ايزوتوپي براي راديونوكليدهاي مصرفي متداول، از انواع دكمه- فشاري هستند، در حاليكه براي ساير راديونوكليدها آنها توسط شاخص هاي پيوسته تنظيم مي شوند. تنظيم گزينشگرهاي ايزوتوپ براساس فاكتورهاي كاليبراسيون براي راديونوكليدهاي مختلف مي باشد، كه از طريق اندازه گيري جريان توليدي ناشي از يك ميلي كوري از هر راديونوكليد تعيين مي شود. سپس اكتيويته مجهول يك راديونوكليد بوسيله جريان آن تقسيم بر فاكتور كاليبراسيون براي همان راديونوكليد اندازه گيري مي شود، كه بر حسب واحد مقتضي كاليبره كننده دز نمايش داده مي شود. يك گزينشگر محدوده انرژي يك مقاومت متغير است كه محدوده اكتيويته( MCi، mCi، Ci يا MBq، GBq) را براي نمايش تنظيم مي كند.

براي اندازه گيري اكتيويته يك راديونوكليد، اولين اولويت تنظيمات اوليه فاكتور كاليبراسيون براي راديونوكليد مورد استفاده مقتضي با نوع دكمه فشاري يا شاخصي است. پس نمونه در يك سرنگ،‌ ويال، يا هر ظرف مقتضي، درون محفظه حفره كاليبره كننده دز قرار گرفته، كه در نتيجه آن مقدار اكتيويته خوانده شده بروي صفحه نمايش ديجيتال كاليبره كننده دز نمايش داده مي شود.

 

اصول طیف سنجی گاما

براي آشكارسازي پرتو گاما، يك بلور يديد سديم كه يك مقدار خيلي كمي از تاليوم بصورت ناخالصي به آن افزوده شده است بطور معمول استفاده مي شود. ساير آشكارسازها از قبيل آشكارساز ژرمانيوم با ليتيم مهاجر ، ژرمانات بيسموت( BGB)، فلورايد باريم( BaF2)، اكسيردوسيليكات گادليم(GSO) و اكسيردوسيليكات لوتسيم(LSO) نيز براي آشكارسازي سنتيلاسيون مورد استفاده هستند. انتخاب بلور(Tl)NaI براي آشكارسازي پرتو گاما در ابتدا بعلت چگالي قابل قبول(3/67g/cm3) و عدد اتمي بالاي يد(Z=53) كه باعث ايجاد مؤثر فوتونهاي نور( در حدود 1 فوتون نور بازاي تقريباً 30eV) بمحض برهمكنش پرتوهاي گاما با يك اندازه كمي از تاليوم موجود( % مول 0/1-0/4) مي شود. نور توليد شده در بلور مستقيماً از طريق پوشش كردن سطح بيروني بلور با يك ماده بازتاب كننده مانند اكسيد منيزيم يا با استفاده از لوله هاي نوري بين بلور و لوله PM، به لوله PM هدايت مي شود. يديد سديم جاذب آب و نمگير بوده و به سبب تغييرات رنگ كه انحراف مسير انتقال نور به لوله هاي PM را دربردارد. از اينرو، بلورها بطور سربسته و محكم در يك حفاظ هاي آلومينيومي محكم مهر و موم شده اند. دماي اتاق نبايد بطور ناگهاني تغيير كند، زيرا چنين تغييراتي در دما مي تواند باعث ترك خوردن بلور شود. همچنين، از ضربه هاي مكانيكي در حمل و نقل آنها بايد جلوگيري شود، زيرا بلورهاي NaI بسيار شكننده هستند.

اندازه هاي مختلفي از آشكارسازهايNaI(Tl) در تجهيزات مختلف مورد استفاده است. در نوع چاهي آشكارسازهايNaI(Tl)، بلور در مركز داراي يك

 حفره با عمق كافي بمنظور اينكه نمونه مورد شمارش را تقريباً بطور كامل پوشش دهد، دارد. در اين بلورها راندمان شمارش بسيار بالا است و نياز به هيچ موازي سازي نيست. در سوندهاي تيروئيد و شمارنده هاي چاهي، بلورهاي استوانه اي كوچكتر اما ضخيم تر(7/6×7/6cm يا 12/7×12/7cm) مورد استفاده قرار مي گيرند، در حاليكه در تصويربردارهاي سنتيلاسيون، بلورهاي بزرگترمستطيلي(33-59cm) و نازكتر( 0/64-1/9cm) بكار مي روند.

معمولا علاوه بر مناسب بودن آشکار سازهای که به منظور گاما اسپکترومتری و بتا اسپکترومتری بکار می رود تحلیل دقیق داده ها بسیار حائز اهمیت می باشد، چرا که بعنوان مثال ممکن است در برخی موارد تداخل بین پیکهای شاخص دو رادیونوکلید اتفاق بیفتد که در اینصورت مهارت کاربر مورد استفاده قرار می گیرد. همچنین آشنایی کامل با مراجع و نرم افزارهایی که حاوی اطلاعات تفصیلی برای هر رادیونوکلیدی هستند و نوع تابش ، شدت و درصد فراوانی آنها را بطور کامل ارائه می کنند در تحلیل گاما و بتا اسپکترومتری مهم و اساسی است. با توجه به اهمیت شناسایی کمی و کیفی ناخالصی های رادیونوکلیدی در تولید رادیوداروها لذا موضوع طیف سنجی بسیار مهم بوده و باید با نهایت دقت انجام پذیرد. کالیبره کردن دقیق تجهیزات بویژه با استفاده از چشمه های استانداردی که حاوی رادیونوکلیدهای مورد نظر بوده و یا حاوی رادیونوکلیدهای که دارای پیکهای شاخص نزدیک به رادیونوکلید مورد نظر باشد بسیار مهم است. تشخیص و تفکیک تابشهای کامپتون و زمینه در تعیین کمی و کیفی رادیونوکلیدها مهم است. 

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در شنبه 1386/12/11 و ساعت 19:8 |

پرتودهی در راکتور

فرمول مربوط به اکتیویته مخصوص نشان می دهد که این اکتیویته تابعی خطی از شار نوترونی راکتور می باشد. راکتور هارول[2] معروف به DIDO (راکتور آب سنگین با اورانیوم غنی شده) دارای شاری معادل  1014 است.

هر راکتور حاوی ماده قابل شکافت احاطه شده با کند کننده ای است که نوترونهای سریع را کند نموده و به نوترونهای حرارتی تبدیل می کند.

ماده قابل شکافت، مثلاً اورانیوم بصورت میله هایی به صورت مشبك در قلب راکتور قرار گرفته و لذا بالاترین شار نوترونی در قلب راکتور و در جایی است که در حجم کمی از کل اورانیوم وجود دارد و این مسئله در راکتور DIDO كاملاَ مشهود است. بنابراین اندازه نمونه دارای حدی خواهد بود تا بتواند بالاترین شار را جذب نماید. بعلاوه یک شاری گامای بالایی وجود دارد که ممکن است، علاوه بر تغییرات حاصل از بمباران نوترونی، موجب تغییرات فیزیکی در نمونه و غلاف آن بشود. آلومینیوم به دلیل کوتاه بودن نیمه عمر آن (3/2 دقیقه) معمولاً بعنوان کانتینر[3] در پرتودهی بکار می رود.

از سیلیس و پلی اتیلن نیز اغلب بعنوان کانتینر داخلی استفاده می شود. برای جلوگیری از خطرات احتمالی، هر مایع فراری قبل از قرار گرفتن در راکتور باید مورد آزمایش قرار گیرد. شار بالای نوترون و گاما موجب تجزیه و از هم پاشیده شدن مواد شده و در بسیاری از حالتها باعث تغییر ظرفیت می شود. مثلاً اگر اورتو فسفات رامورد پرتودهی قرار دهیم فقط 50 درصد فسفر رادیواکتیو حاصل، خواص شیمیایی اورتوفسفات را خواهد داشت. بدلیل ایجاد تغییرات در پیوندهای شیمیایی، بندرت می توان یک ترکیب نشاندار را با پرتودهی مستقیم تهیه نمود. نظر به اینکه بعضی از آنیونها مثلاً کلروریدها ایجاد واکنشهای جانبی می نمایند، عموماً خود عنصر، اکسید آن و یا کربنات آن مورد پرتودهی قرار می گیرد.

 

 

 

ایزوتوپ هدف

پدیده

پدیده

پدیده

 

n,g

n,p

n,a

Na 23

Na24

Ne23

F20

Cl35

Cl36

S35

P32

Cl37

Cl38

S37

P34

جدول 2-2 پرتودهی NaCl

 

بعنوان مثال، بطوریکه جدول 2-2 نشان می دهد پرتودهی NaCl تولید 9 محصول می نماید، اگر چه فقط Na24 ، P32 ، S35 و Cl36 دارای نیمه عمرهای قابل ملاحظه می باشند.

در صورت بزرگ بودن سطح مقطع عنصر هدف خودحفاظی، فاکتور مهمي می باشد که موجب کاهش فعالیت مخصوص می گردد. بجاي طلا، يك نمونه از ورقه نرم و مچاله شده و نه بصورت سيم دراز و يا به شكل كروي و از جنس سخت و محكم در درون راكتور قرار داده مي شود. در محاسبات مقدار ويژه هدف كه مي توان در درون راكتور قرار داد، فاكتور خود حفاظي در نظر گرفته مي شود.




[2] . Harwell, U.K.

[3] . Container

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در شنبه 1386/12/11 و ساعت 19:7 |

راکتورهای تحقیقاتی برای تولید رادیوایزوتوپ

 

تعداد زیادی رادیو ایزوتوپ مصنوعی بین سالهای 1939 – 1934 بوسیله بمباران عناصر با ذرات قابل دسترس در دستگاههای شتاب دهنده مانند سیکلوترون تولید شد. از زمان كشف شكافت هسته اي بيش از صد ويژه هسته جديد بوسيله بمبارانهاي نوتروني توليد شده اند، علاوه بر اين وجود دستگاههاي مدرن شتابدهنده با انرژي بالا موجب بوجود آمدن واکنشهای دیگر هسته ای، پرتاب ذرات از هسته، شکافت عناصر سنگین و تولید عناصر سبک بوده است.

در سال 1896 بكرل راديواكتيويته طبيعي را در سولفات اورانيل پتاسيم كشف نمود. از آن زمان، پيروماري كوري، رادرفورد و سادي تلاشهاي فراواني را براي كشف تعداد زيادي از عناصر راديواكتيو بعمل آوردند. كار همه اين دانشمندان نشان داده است كه كليه عناصر پيدا شده در طبيعت با يك عدد اتمي بزرگتر از  83(بيسموت) راديواكتيو هستند. راديواكتيويته مصنوعي ابتدا بوسيله اي- كوري و اف ژوليو در سال 1934 گزارش گرديد. اين دانشمندان هدفهاي بور و آلومينيوم را با ذرات -a از پلونيوم پرتودهي نموده و پوزيترونهاي گسيل شده از هدف را حتي پس از برداشتن چشمه ذرات -a مشاهده نمودند. اين كشف اكتيويته القائي يا مصنوعي گسترده وسيعي از اهميت فوق العادة آنها را بازنمود. تقريباً در همان زمان، كشف سيكلوترون، نوترون، و دوترون بوسيله دانشمندان مختلف توليد تعداد بسيار بيشتري راديواكتيويته هاي مصنوعي را امكان پذير ساخت. در حال حاضر، بيشتر از 2700 راديونوكليد در سيكلوترون، راكتور و مولد نوترون و شتابدهنده خطي توليد شده اند.

راديونوكليدهاي بكاررفته در پزشكي هسته اي اكثراً از انواعي هستند كه بطور مصنوعي توليد شده اند. اين راديونوكليدها در ابتدا در يك سيكلوترون يا يك راكتور توليد مي شوند. نوع راديونوكليد توليد شده در يك سيكلوترون يا يك راكتور بستگي به ذره پرتودهي، انرژي آن و هسته هاي هدف دارد. از آنجا كه اين تجهيزات پرهزينه هستند، و راديونوكليدهائي توليد مي كنند كه به تجهيزات خودكار هدايت مي شوند كلاً محدود هستند. راديونوكليدهاي با عمر بسيار كوتاه تنها در مؤسساتي قابل دسترسي هستند كه داراي تجهيزات سيكلوترون يا راكتور بوده، و نمي توانند براي مؤسسات يا بيمارستان حمل شوند چرا كه سريعاً فروپاشي مي كنند. با وجود اين براي تأسيسات خودكار چشمه ثانوي از راديونوكليدها بويژه با نيمه عمر كوتاه وجود دارد كه بنام مولد راديونوكليد بوده و بطور مفصل در فصل بعدي مورد بحث قرار مي گيرند.

اولین راکتور بهره برداری هسته ای که از اورانیوم طبیعی بعنوان سوخت و بلوکهای گرافیک بعنوان کند کننده ( راکتور گرافیت)[1] استفاده می گردد در Tennessee,Oak ridge  USA و در سال 1943 تا 1963 بکار گرفته شد.

انتشارات IAEA یک دایرکتوری وسیع جهانی از راکتورهای تحقیقاتی فراهم کرده است. دوران 1950 تا 1970 تعداد زیادی از راکتورهای تحقیقاتی با امکانات چند گانه ای مورد بهره برداری بوده است. بعد از 1980 ، بعلت از کار اندازی تعدادی از راکتورهای قدیمی، تعداد راکتورهای در حال کار بطور پیوسته کاهش یافت.

درحال حاضر 278 راکتور تحقیقاتی در حال کار هستند که نزدیک به 73 عدد برای تولید رادیوایزوتوپها مفید هستند. راکتورهای تحقیقاتی که برای تولید رادیو ایزوتوپ بکار می روند، بطور عمده به دو دسته طبقه بندی می شوند:

- اورانیوم غنی شده ، کند کننده آب سبک[2]، راکتورهای نوع استخری

- اورانیوم طبیعی، کند کننده آب سنگین[3] و راکتورهای نوع تانکی

 

رادیوایزوتوپها بوسیله پرتودهی مواد هدف مناسب برای شار نوترون در راکتور هسته ای در یک مدت مشخص تولید می شود. در راکتورهای نوع استخری، قلب فشرده و قابل مشاهده است، و از قسمت بالای استخر قابل دسترسی است. مواد هدف که باید تابش دهی شوند در کپسولهای اولیه بسته می شوند، در ظرفهای مخصوص تابش دهی طراحی شده قرار گرفته و سپس در محلهای از پیش تعیین شده در قلب لوله ای برای تابش دهی پایین فرستاده می شود.

در راکترهای استخر آبی، دسترسی به قلب آسان است، وارد کردن و خارج کردن هدفها آسان هستند، و می توان از قسمت بالای استخر با استفاده از ابزار ساده انجام داد. هدفهای تابش دهی شده سپس در کانتینرهای حفاظتی مناسب قرار گرفته و به آزمایشگاههای فرایند ایزوتوپ منتقل می شوند.

در راکتورهای نوع تانک، مجموع تابش دهی شامل یک تعداد زیادی از کپسولهای هدف بوده و با استفاده از ظروف مخصوص طراحی شده به پایین فرستاده می شود. مجموع تابش دهی شده به داخل یک هات سل ثابت بوسیله یک دسته ماشینی با قابلیت بالا برای قراردادن و خارج کردن کپسولهای هدف بعدی فرستاده می شود. تولید مقدار رادیوایزوتوپها با اکتیویته ویژه بالا به هدف و به همان اندادهز به شرایط تابش دهی وابسته است.



[1] . Graphite Reactor

[2] . Light Water Moderator

[3] . Heavy Water Moderator

+ نوشته شده توسط ر.ق.پ در شنبه 1386/12/11 و ساعت 19:0 |