شكافت هسته‌اي

كشف شكافت هسته‌اي

رديابي كشف شكافت هسته‌اي به كشف نوترون و آزمايشات فرمي (Fermi) و همكاران وي براي توليد عناصر ترانس اورانيم به وسيله پرتودهي اورانيم با نوترون‌ها بر مي‌‌گردد. فرمي و همكاران وي در سال 1934 گزارش دادند كه حداقل چهار اكتيويته با نيمه عمر‌هاي ويژه خود قابل شناسايي بودند. در جذب يك نوترون، U²³⁸ به U²³⁹ تبديل و U²³⁹ با گسيل  b عنصر 93 تشكيل و با گسيلb ديگر عنصر 94 تشكيل مي‌گردد. لذا به نظر رسيد كه چندين راديواكتيويته با عدد اتمي 93، 94 و شايد بالاتر حاصل شده‌اند. اين نتايج توجهات بسياري از شيمیدانان را به خود جلب نمود. نوداك (Ida Noddack)  اين نتايج را به باد انتقاد گرفته حدس زد كه فرآيند شكستن هسته متعاقب جذب نوترون انجام پذيرفته باشد و اين مسئله را مطرح كرد كه اكتيويته مشاهده شده توسط فرمي و همكاران وي ممكن است به دليل وجود  ايزوتوپ‌هاي عناصر شناخته شده باشد. تاريخ نشان مي‌دهد كه وي عقايد خود را دنبال ننمود. شيميدان‌ها با هدف جداسازي مقادير ناچيز و نامعلوم اكتيويته‌هاي جديد تشكيل شده براي جداسازي با به كار بردن همراه‌برها با خواص شيميايي يكسان مثلاً Ba به عنوان همراه برRa،La به عنوان همراه برAc و ... تلاش‌هايي نمودند. هان[1]  و اشتراسمن[2]  سه اكتيويته جديد به همراه باريم جداسازي نموده و اين موضوع را مطرح كردند كه اين سه مي‌توانند ايزوتوپ‌هاي راديم باشند محصولات دختر اين نوكليدها با همراه بر لانتانيوم و منسوب به ايزوتوپ‌هاي اكتنينم جداسازي شدند. ولي همواره با مشكلي در فهم امكان واكنش (n, a) بر رويU ²³⁸ براي تشكيل ايزوتوپ‌هاي راديم مواجه بودند. ژوليوكوري[3]  و ساويچ[4]  با به‌كار بردن كريستاليزاسيون (بلورسازي) برخه‌اي ملاحظه نمودند كه اكتيويته‌هاي برخه لانتانيوم بيشتر از برخه باريم باقي مانده و نتيجه گرفتند كه ايزوتوپ جديد لانتانيوم مي‌باشد تا آكتينيم. اين نتايج براي هان و بقيه قابل پذيرش نبودند. هان و اشتراسمن كار گسترده‌اي را براي جداسازي Ra و Ba با به‌كار بردن كريستاليزاسيون برخه‌اي به انجام رساندند. متحيرانه آنان ملاحظه نمودند كه اكتيويته مربوطه از برخه باريم و نيز اكتيويته محصول دختر از برخه لانتانيوم قابل جداسازي نبودند. آنان با اكراه و با احتياط گزارش‌هاي خود را در سال 1939 ارائه داده و اظهار داشتند كه اين اكتيويته‌هاي جديد به دليل ايزوتوپ‌هاي Ba ، La و Ce هستند و از Ra ، Ac و Th كه قبلاً گزارش شده بود ناشي نمي‌شوند. آنان همچنين پيشنهاد نمودند كه اين حالت تنها زماني اتفاق مي‌افتد كه تلاشي  هسته رخ دهد آنان يك سري آزمايشات ديگر را براي پيدا كردن اكتيويته‌هاي احتمالي محصولات تكميلي Ba و La در اطراف جرم 100-90= A و عدد اتمي 35 انجام دادند. آنان قادر به جداسازي ايزوتوپ‌هاي Sr(38=Z) و Y(39 =Z) و  Kr(36=Z) شدند. از اين نتايج به همراه نتايج اوليه خود، به اين نكته رسيدند كه هسته تقسيم مي‌گردد. هان براي كشف شكافت هسته‌اي سنگين توانست جايزه نوبل شيمي را در سال 1944 به خود اختصاص دهد.

ميتنر[5]  و فريش[6] متوجه شدند چنانچه يك هسته شكافته شده و دو محصول با جرم قابل مقايسه تشكيل گردد، محصولات به دليل دفع كولوني متقابل با سرعت بالا پرواز مي‌كنند. انرژي جنبشي كل در حدود MeV200 تخمين زده شد. در مدت دو هفته پس از اعلام هان و اشتراسمن، ميتنر و فريش به طور تجربي انرژي بالاي رها شده همراه با اين واكنش را اندازه‌گيري كردند. اين پديده تقسيم هسته شكافت هسته‌اي (مشابه تقسيم سلول در ارگانيزم زنده به وسيله يك زيست‌شناس به نام آرنولود[7]  كه در آن زمان با هوسي[8]   در كپنهاك كار مي‌كرد ناميده شد.

 

فرآيند شكافت

مراحل مختلف فرآيند شكافت كه از تشكيل هسته مركب شروع و تا تشكيل محصولات شكافت را در بر مي‌گيرد در شكل 3-28  ترسيم شده است. يك هسته سنگين  با جرم200 > A همچون اورانيم پس از جذب يك نوترون يك هسته مركب تشكيل داده و انرژي برانگيختگي معيني (E^*) به دست مي‌آورد. هسته مركب با (I) گسيل پرتوهاي آنيg به حالت پايدار واانگيخته گشته يا (II) با فروپاشي بتا عنصري با بار بالاتر  تشكيل داده يا (III) با فروپاشي آلفا به عنصري با بار  و جرم پايين‌تر تبديل شده و يا (IV) متحمل فرآيند شكافت مي‌گردد. در مد شكافت، انرژي برانگيختگي منجر به تغيير شكل مداوم هسته شده و در صورت امكان تقسيم هسته صورت مي‌پذيرد. در حالي كه هسته تغيير شكل پيدا مي‌كند، انرژي دفعي كولوني و انرژي جاذبه  سطحي پيوسته تغيير مي‌يابد. هنگامي كه نيروي شكننده به دليل انرژي سطحي بر نيروهاي جذبي غلبه مي‌كنند، هسته به دوپاره (  و ) شكافته مي‌شود. اين دوپاره به دليل دفع كولوني متقابل كه در نهايت در انرژي جنبشي آنها منعكس مي‌گردد در دو جهت مخالف حركت مي‌كنند. پاره‌ها در حالت برانگيخته تشكيل شده و چند نوترون(₁n و₂ n) و پرتوهاي g گسيل مي‌نمايند. محصولات به دست آمده ( و ) در مقايسه با هسته‌‌هاي پايدار داراي نسبت N/Z بالاتري بوده و لذا متحمل فروپاشيb جهت رسيدن به پايداري به محصولات نهايي پايدار و  خواهند شد.

 

سطح مقطع‌هاي شكافت

سطح مقطع‌هاي شكافت (s_f) براي نوكليدهاي با تعداد فرد نوترون‌ها همچونU²³⁵،Pu ²³⁹ و Am²⁴² بزرگتر هستند. براي نوكليدهاي با جرم سبك همچون Tm¹⁶⁹ و Au¹⁹²، s_f براي واكنش القائي نوترون قابل اندازه‌گيري نيست. با وجود اين، اين نوكليدها هنگامي كه با ذرات باردار همچون a و p با انرژي MeV40-30 بمباران شوند شكافته مي‌شوند. در چنين حالات، شكافت هسته‌اي با گسيل نوترون و ديگر ذرات غالب خواهد بود. در مقابل آن، شكافت هسته‌اي واكنش اصلي در حالت واكنش‌هاي القائي با نوترون حرارتي يا نوكليدهاي اكتنيدي است. مقادير s_f براي (f , n_th)U²³⁵ و (f , n_th)Pu²³⁹ به ترتيب برابر 583 بارن و 742 بارن است. در ناحيه انرژي تا eV1_/0، s_f از  قانون n/1 پيروي مي نمايد كه در آن n سرعت نوترون است.

---

[1] Hahn

[2] Strassmann

[3] Juliot  Curie

[4] Savitch

[5] Meitner

[6] Frisch

[7] W.A Arnold

[8] G.Hevesy

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( ‌BGO)، 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. 

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	Na^24	Ne^23	F^20
Cl^35	Cl^36	S^35	P^32
Cl^37	Cl^38	S^37	P^34

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

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

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