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

توموگرافي گسيل پوزيترون

توموگرافي گسيل پوزيترون

      در اوايل سالهاي 1950 مشخص گردید که راديو نوکليدهاي گسيل کننده پوزيترونها امکانات جامعي از عکس برداري پزشکي را نسبت به SPECT ارائه مي دادند.

PET‌ براساس يك آشكارسازي در اثر برخورد دو فوتون گسيل شده keV 511 در راستاي مخالف بعد از تابش پوزيترون از يك گسيلنده پوزيترون و الكترون در ماده است. دو فوتون توسط دو آشكارساز همفرودي آشكار مي شود، و داده هاي جمع شده در بسياری از زواياي حول محور بدن بيمار براي بازسازي تصوير توزيع اكتيويته در برش مورد نظر استفاده مي شود. برخي شمارشهاي همفرودي نياز به همسوساز براي تعريف ميدان ديد را مرتفع مي كنند. يك تصوير شماتيك از سيستم PET‌ كه چهار جفت آشكارساز دارد در شكل 1و2 نشان داده شده است.

PET از نظر چگونگي باز ساخت عکس برداري شباهت بسيار زيادي به SPECT دارد با وجود اين به کارگيري دو آشکار ساز در دو طرف مخالف بيمار با لوژيک آشکار ساز منطبق فوتون تفکيک شفاف تر فضائي از محل گسيل در بيمار نسبت به SPECT داشته و لذا باز ساخت بهتر توموگرافي عکس از توزيع اکتيويته در بيمار مي دهد.

 

آشكارسازها اصولاً از بيسموت ژرمانات (BGO)، يديد سديم NaI(Tl)، اكسي اورتو دوسيليكات ليتيم (LSO)، اكسي اورتو دوسيليكات گادولينيوم (GSO)، يا فلورايد باريم (₂BaF)، ساخته مي شوند كه متداولترين آنها BGO‌ است كه در سيستم هاي PET استفاده مي شود.

      سيستم هاي PET‌ از آشكارسازهاي چندتايي كه در دو تا 8‌ حلقه پيراموني دايره اي شكل، شش گوشه اي، هشت گوشه حول بيمار توزيع شده است استفاده مي كنند. هر آشكارساز به يك آشكارساز متقابل از طريق يك مدار همفرودي متصل شده است. از اينرو، همه شمارشهاي همفرودي ناشي از برشهاي مختلف در تمام زواياي ^°360 اطراف بيمار در يك ماتريس 64×64 يا 128×128 يا بيشتر در يك كامپيوتر به طور همزمان دريافت مي كنند، داده ها سپس براي بازسازي تشريح تصاوير توزيع اكتيويته در هر برش پردازش مي شوند.

 

      عکس برداري PET ابتدا در سالهاي 1960با عکس برداري از يک سطح بر نتيجه و نياز به جابجایی بيمار بين نتايج انجام پذيرفت. پت اسکن اول بار در دانشگاه واشنگتن در سنت لوییس درسال ۱۹۷۵ بتوسط مایکل فلپس اختراع گشت. در انتهاي سالهاي 1990، اسکنرهاي PET با بيش از 18000 بلور سنتيلاسیون مستقل، قادر به عکس برداري سه بعدي نواحي مصرف، 6 اينچي محوري و 23 اينچي مورب با تفکيک بهتر از 5 ميليمتر در هر دو جهت قابل دسترسي بودند.

در این سیستم يک عنصر راديواکتيو با نيمه عمر کوتاه که گسیلنده پوزيترون می باشد(که به لحاظ شيميايی ملکول فعال متابوليک محسوب مي شود) به بدن بيمار تزريق مي گردد و پس از وقفه کوتاهی (جهت پخش مواد در سیستم گردش بدن) بيمار جهت تصویرگیری به داخل دستگاه اسکن منتقل می‌شود. مولکولی که بدين منظور استفاده مي شود فلوئورو دی اکسی گلوکز (FDG-18) می‌باشد.

ساير تصويربردارهاي متنوع در دسترس است، كه قادر به شمارش هر دو حالت PET‌ و SPECT هستند. اين تصويربردارها دو آشكارساز دارند كه حول بيمار مي چرخد. در روش PET، داده ها به طور انطباقي بدست مي آيند و در روش SPECT همسوسازهاي اختصاصي استفاده مي شوند. اين تصويربردارها، تصويربردار انطباقي دوسر ناميده مي شود.

يك سيستم جديد PET/CT، اخيراً در دسترس قرار گرفته است، كه تصاوير تطبيقي دقيق كالبدشناسي (CT) و بنيادي (PET) را فراهم مي سازد. بيماران توسط هر دو روش PET‌ و CT در شرايط يكسان بيمار، تصويربرداري شده و تصاوير براي فراهم كردن تشخيص دقيق در كنار يكديگر قرار داده مي شوند.

قیمت هر دستگاه تا دو میلیون دلار تخمین زده می‌شود و اخیرا این دستگاه‌ها با سی تی اسکن بصورت ترکیبی (PET/CT fusion) وارد بازار شده‌اند.

از آنجایی که برای آشکار سازی تلاشی جفتی احتیاج به رادیو ایزوتوپ‌های با نیمه عمر کمتر از دو ساعت می‌باشد، پت اسکن را اغلب در مجاورت یک دستگاه شتاب‌دهنده‌ نصب می‌کنند. پر مصرف ترین این ایزوتوپها فلور-۱۸ است که نیمه عمر آن حدود ۱۱۰ دقیقه‌است. خرید و نصب اینگونه شتاب‌دهنده‌ها خود حدود یک میلیون دلار هزینه در بر دارد.در جدول-3 به برخی رادیوایزوتوپهای بکار رفته در PET اشاره شده است.

 

3: خواص راديو نوکليد هاي بکار رفته در PET

نوکليد	E max (MeV)	Eav (MeV)	بسامد	نيمه عمر	واکنش توليد
^11C	960/0	386/0	998/0	5/20دقیقه	^14N(p,α)
^13N	199/1	492/0	998/0	97/9دقیقه	^13C(p,n)، ^16O(p,α)
^15O	732/1	735/0	999/0	122ثانیه	^15N(p,n)
^18F	634/0	250/0	000/1	110دقیقه	^18O(p,n)

 

فیزیک PET

در سیستم تصویربرداری PET ،تصویربرداری با توزیع رادیوایزوتوپ تابش کننده ی پوزیترون و سپس تولید جفت فوتون در جهت مخالف هم آغاز می شود. این جفت فوتون پس از جدایی توسط یک جفت آشکار ساز به طور همزمان ثبت می شوند، آشکارسازی بر طبق انطباق جفت فوتون ها در جفت آشکارسازها است. خط مستقیم اتصال دهنده ی مرکزهای جفت آشکارساز "خط پاسخ" (Line Of  Response) نامیده می شود. خط پاسخ موردنظر در صورتی می تواند صحیح باشد که نقطه نابودی را قطع کند.خط پاسخ باید در داخل میدان دید(Field Of View) قرار داشته باشد،میدان دید ناحیه ایی است که به وسیله ی همه آشکارسازهای مقابل هم پوشیده می شود.

پوزيترونها بعنوان ضد ماده وجود زود گذر داشته، معمولاً قبل از نابودي با يک الکترون به حالت پایدار (اتم پوزیترونیوم با نیمه عمر  ثانیه) مي رسند. نابودي موجب بوجود آمدن دو فوتون با انرژي MeV511/0 مي­گردد که دقيقاً در دو جهت مخالف هم حرکت مي کنند. بندرت، ممکن است نابودي در پرواز رخ داده، منجر به انحرافات جزئي در گسيل شبه خطي فوتونها گشته و فقدان متعاقب قدرت تفکيک در حدود 1ميلي متر شود. پوزيترونها وقتی که آزاد هستند، مسير خيلی کوتاهی در بافت دارند. مثلاً يک پوزيترون با انرژي 1MeV داراي طول مسير درحدود 4mm مي باشد. راديو نوکليد ¹⁸F ايزوتوپي که بطور گسترده براي PET مورد استفاده قرار مي گيرد، پوزيترونهائي با انرژي ميانگين MeV25/0 مينمايد که داراي بردي کمتر از 1 ميلي متر مي باشد.

 

پديده ها تنها زمانی ثبت می شوند که دو آشکار ساز هر کدام يک فوتون نابودی را همزمان يعنی در مدت 10تا 25 نانو ثانيه از يکديگر ثبت می کنند.  پديده های جداسازی شده با زمان بيشتر ثبت نمی شوند. خط متصل دو آشکار ساز ثبت کننده يک خط پاسخ (LOR) در امتدادی است که فوتونهای نابودی طی کرده و فروپاشی پوزيترون رخ می دهد. اين روش آشکار سازی همزمان تعيين جهت فوتونهای نابودی را بدون نياز به تکسو ساز فيزيکی در SPECT امکان پذير می سازد. به اين دليل آشکار سازی همزمان غالباً بنام تکسو ساز الکترنيکی ناميده می شود. که در آن μ ضريب تضعيف خطی کل برای فوتونهای  MeV511/0 است.

لذا ملاحظه می کنيم که فاکتور تضعيف بدون توجه به اینکه ماده روی LOR فروپاشی پوزيترون در کجا آن باشد، يکسان است. اگر چه با دانش آناتومی بيمار مورد عکس برداری، محاسبه فاکتور تضعيف برای هر LOR امکان پذير خواهد بود، فاکتورهای تضعيف اندازه گيری شده ترجيح داده می شوند. بعنوان مثال، در يک روش در حلقه آشکار ساز، يک چشمه در حال چرخش فوتونهای نابودی، همچون مخلوط در حال تعادل ⁶⁸Ge و ⁶⁸Ga جهت جمع آوری اسکنرهای توده ای با و بدون حضور بيمار به کار می رود. فاکتورهای تضعيف برای هر LOR ممکن است از اين اسکنرها حاصل شده و برای اسکن­های بيمار حاوی راديو داروهای گسيل کننده پوزيترون مورد استفاده قرار گيرد.

تعداد کل پديده های منطبق ثبت شده بوسيله يک جفت مشخص آشکار ساز تصحيح شده بوسيله فاکتور تضعيف مناسب بين آشکار سازها، سنجشی از اکتيويته در بيمار قرار گرفته در امتداد LOR بين آشکار سازها می باشد. از يک سری کامل چنين ترتيبات خطی فعاليت بين کليه جفتهای آشکار ساز پيرامون يک بيمار، توزيع فعاليت در ميان سطح يک حلقه آشکار ساز می تواند با بکار بردن روشهای مشابه بکار رفته در باز ساخت عکس CT، باز سازی شود.

فوتون ها از لحظه تولید تا زمان ثبت در آشکارسازها ،هنگام طی مسیر ممکن است تحت تاثیر رویدادهایی قرار بگیرد .

اتوراديوگرافی و راديوگرافی گاما

اتوراديوگرافی و راديوگرافی گاما

                                                                        

مقدمه

از بدو کشف رادیواکتیویته روشهای فوتوگرافی با آن همراه بوده اند. در روشهای اوتورادیوگرافی و رادیوگرافی با چشمه های خارجی آلفا، بتا و یا پرتوها گاما، تجهیزات مفیدی در زمینه تحقیقات و فناوری وجود دارند. این دو روش ازنظر تاثیر روی لایه های حساس (امولسیون)[1] فوتوگرافی مشترک بوده و برای هر دو روش دستگاههای بسیار ساده ای بکار می رود.

 اتو رادیوگرافی

اتو رادیوگرافی عبارت است از تولید یک تصویر دو یا سه بعدی توسط پرتوهای مواد رادیواکتیو در لایه های حساس فیلم فوتوگرافی. این تصویر      می تواند بصورت ناحیه ای از لکه های سیاه با چگالی متغیر که بسادگی با چشم غیر مسلح قابل رویت هستند، و یا  از دانه های[2] پرتو دیده یا اثرات که زیر میکروسکوپ قابل رویت هستند تشکیل شده باشد. بعضی از روشها امکان مطالعه تصاویری در رابطه با مواد حاوی اتمهای رادیواکتیو و کسب اطلاعاتی در مورد موقعیت اتمها یا مولکولها نشاندار شده را ارائه می دهند. اتورادیوگرافی فناوری گسترده ایی است و کار بردهای وسیعی در زیست شناسی، جانور شناسی، فیزیولوژی گیاهی، متالوژی، مهندسی و در بسیاری از رشته های دیگر دارد. روشهای غیرفوتوگرافیک نیز وجود دارند، مثلا بکاربردن ورقه های نازک پلاستیکی و فلزی برای ذرات آلفا و بعضی از محصولات شکافت و هسته های سنگین. ولی در اینجا فقط روشهای فوتوگرافی مورد مطالعه قرار خواهند گرفت. اساس اتورادیوگرافی بسیار ساده بوده و نیاز به تجهیزات خاصی ندارد. سه روش اصلی وجود دارند: تماس، پوشش دادن و فیلم برهنه. روش آخری قادر به پالایش قابل ملاحظه بوده و ممکن است برای نشان دادن برداشت یک عنصر بوسیله یک سلول تنها و برای آشکار سازی حضور معدودی اتم در یک عنصر مطرح گردد.

 اثر پرتوها بر روی لایه های حساس فوتوگرافی

وقتیکه نور روی کریستال هالید نقره بتابد، پدیده ای آغاز می گردد که در طول آن الکترونها آزاد می شوند. این الکترونها و به پیروی از آنها یونهایی جیوه که به اتمهای جیوه احیاء شده اند، به طرف محلهای خالی شبکه کریستالی حرکت نموده وتولید تصویر نهایی می کنند. این تصویر نهایی درظاهر سازی بعنوان کاتالیزور عمل نموده و احیاء موضعی هالید جیوه رابه جیوه فلزی تقویت می کند.

پرتوهای یونساز هم، با تولید الکترونها در اثر برخورد، موجب تشکیل تصویر نهایی می گردند، همچنانکه انواع دیگر انرژی که می توانند شبکه کریستالی را بهم ریخته و الکترون آزاد کنند، به همین نحو عمل خواهند نمود. یکی از این انواع اختلالات، فشار مکانیکی است. تیرگی فیلم  می تواند ناشی از متمرکز شدن یا خراشیدن لایه های حساس فیلم باشد. بعضی از مواد شیمیائی ایجاد سیاهی می کنند، و لذا برای کارهای دقیق، دقت زیادی لازم است تا ازتشکیل مه گرفتگی زمینه جلوگیری گردد.

انواع لایه های حساس

لایه های حساس بکار رفته برای اتورادیوگرافی در اندازه دانه[3]، چگالی هالید نقره، ضخامت، پایه و تکیه گاه با یکدیگر تفاوت دارند. بعضی از لایه های حساس متداول در جدول (20-1) دیده می شوند.

 

جدول 20-1  لایه های حساس فیلمهای راديو گرافي

لایه حساس	ضخامت (mm)	درصد هالید	اندازه  دانه ها (mm)	تعداد دانه ها در(mm1000)
فوتوگرافي	20-10	15-10	4-1	6
پرتو – X	30-10	20-110	4-1	6
هسته اي	1000-50	45	2/0	10000
فيلم برهنه	5	45	2/0	10000

 

فیلمهای لایه حساس برای پرتو ایکس، معمولاً ضخیمتر از لایه های حساس فوتوگرافی معمولی است و هر دو طرف تکیه گاه با آن پوشیده می شود. یک فیلم حساس  ردپای هسته ای به منظور نمایش مسیر یونش، بسیار ضخیم است و به همین دلیل دارای چگالی بالائی از هالید می باشد. برای اتورادیوگرافی با قدرت تفکیک بالا معمولا فیلمهای با دانه بندی ریز، چگالی بالای دانه ها، مقدار زیاد هالید و در عین حال بسیار نازکتر بکار می رود. دانه های هالید نقره توسط یک پایه ژلاتینی یا سلولزی بر روی صفحه اصلی فیلم که بعنوان یک تکیه گاه برای قرار گیری این ذرات بکار می رود، قرار می گیرند.  یک مثال از این نوع ورقه اتورادیوگرافی نوع کداک AR 10 است. نوع AR 50، بعنوان فیلمهای مورد کاربرد با  پرتو- ایکس با ضخامت µm 10 بکار می رود  که از نوع فیلمهای سریع است ولی قدرت تفکیک پائینی دارد. برای اتورادیوگرافی اتصالی، وقتیکه غلظت رادیوایزوتوپ  بالاست، اغلب ورقهای شفاف[1]  بکار می روند، چرا که آنها

---

[1] . Lantern

 

قدرت تفكيك[6]

از آنجا که مقصود از اتورادیوگرافی عبارت است از تعیین موقعیت عناصر رادیواکتیو در نمونه، بنابراین ضروری است دقتی که با آن این عمل انجام می گیرد و بعنوان قدرت تفکیک شناخته می شود در نظر گرفته شود(جدول20-2). وقتیکه به تصویر منفردی اشاره می شود، قدرت تفکیک به صورت فاصله بین نقطه ای که دارای حداکثر چگالی و نقطه ای که در آن چگالی نصف می شود، تعریف می گردد. با در نظر گرفتن دانه های مجاور، ملاک زیر می تواند برای تعریف قدرت تفکیک بکار رود. اگر دانه ها دارای قطر d بوده و مراکز آنها به اندازه d2 از هم فاصله داشته باشند در صورتی گفته می شود که قدرت تفکیک برابر d است، که مقادیر بتواند بعنوان «هسته های»[7] جدا از هم دیده شوند. فاکتورهای موثر در قدرت تفکیک عبارتند از :

1 – اندازه  ذرات ( با انرژی پائین بهتر است ). 

2 – ضخامت لایه حساس فیلم ونمونه .

3 – فاصله بین نمونه و فیلم.

4 – زمان پرتوگیری و زمان ظهور.

5- نوع فیلم.

  جدول 20-2  (ابعاد بر حسب میکرومتر : µm )

قدرت تفکیک	لایه حساس	نمونه	فاصله
2	2	0	1/2
2	2	5/0	4/3
5	5	0	1/5
5	5	5/0	4/6
20	5	0	3/9
2	5	4	6/20

جدول (20-3) مقادیر قدرت تفکیک قابل دسترسی رابرای ضخامتهای مختلف فیلم و نمونه ارائه می دهد. کلیه ابعاد بر حسب میکرومتر(µ_m) می باشند. قدرت تفکیک همچنین بستگی به روش فیلم بکار رفته نیز دارد .

 

جدول 20-3

	قدرت تفکیک (µm)
فیلم اتصالی پرتو – ایکس	30- 25
فیلم برهنه	3- 1
روش پوشش	7-5

 زمان پرتودهی

 زمان پرتودهی تا حد زیادی روش منطقی آزمایش و خطا است چرا که فاکتورهائی زیادی وجود دارند که باید در نظر گرفته شوند. بعضی از فاکتورها عبارتند از :

1 – اکتیویته ویژه.

2- بهره دانه به ازاء هر الکترون .

3- ضخامت برش و در نتیجه خود جذبی .

یک تجربه عملی عبارت است از پذیرفتن تماس نزدیک با یک فیلم برهنه با پوششی از لایه های حساس و اکتیویته ویژه ای معادل^1-KBq g37  (^1-g mci1) که بطور یکنواخت توزیع شده است. در این حالت پرتودهی به مدت تقریبا 14 روز، دانسیته قابل قبولی  را  ارائه خواهد داد. تعداد متوسط دانه های سیاه شده به ازاء هر ذره بتا بستگی به انرژی و نوع فیلم دارد. درفیلم برهنه 7/0 برای P³² و 8/1 برای P³⁵ می تواند فرض شود. اگر تعداد ذرات بتا که به فیلم می رسند بتواند محاسبه گردد، جدول (20-4) می تواند در تصمیم گیری اکتیویته ویژه در محاسبه زمان پرتودهی کمک نماید.

نیاز به پرتودهی زیاد اهمیت تاریکی های حقیقی را تایید می کند. همچنین لازم است از تخریب احتمالی نتیجه بوسیله تغییرات فیزیکی وبیولوژیکی در نمونه در مدت پرتودهی برحذر بود. بعضی جنبه های این مسئله می تواند با پرتودهی در جعبه ای تاریک در داخل یک یخچال در صفر الی 5 درجه سانتی گراد فراهم گردند، ولی باز، مقداری خشک شدگی یا تغییرات بیولوژیکی می توانند وجود داشته باشند.

 این مشکلات بوسیله بعضی از روشهای توضیح داده شده درمراجع ، کاهش می یابند، ولی علاج کلی وجود ندارد. البته می توان نمونه های مشابه متعدد یا برشهای مواد بیولوژیکی را، با قبول اینکه این امکان پذیر است، پرتودهی نموده و محصولات مصنوعی[8] را پی گیری نمود. جدول(4-20) می تواند فقط یک راهنمای تقریبی باشد. درعمل، به منظور طبقه بندی شرایط بهینه، پرتودهی های متعددی برای زمانهای مختلف انجام می گیرند.

 تعداد دانه ها می تواند به سبک بسیار حساسی برای تعیین مقدار اکتیویته بکار رود. درمورد P³² تقریبا 10⁶ اتم می توانند با شمارشگر گایگر آشکار شوند. اگر از  سلولی به وسعت²µm300 ^، پنج دانه شمارش شوند. و با فرض 14 روز پرتوگیری، این به معنی 10 الکترون اولیه یا 20 اتم p³² می باشد، چرا که فاکتور ژئومتری  است.

جدول 20-4 تعداد تجزيه  در سانتي متر مربع فیلم براي چگالی 6/0

ایزوتوپ	پرتو-ایکس	فیلم برهنه
C^14	10^7 ´ 2	10^8 ´ 5/2
P^32	10^7 ´ 7	10^9 ´ 5/2
Ca^45	10^7 ´ 4	10^8 ´ 6
I^131	10^7 ´ 5/2	10^8 ´ 9
Zn^65	10^9 ´ 1	10^10 ´ 6/1

---

[1] . Emulsion

[2] . Grains

[3] . منظور از دانه در این مبحث کریستالهای هالید نقره است که در فیلمهای رادیوگرافی وجود دارند.

[4] . Lantern

[5] . Contrast

[6] . Resoulution

[7] . Entities

[8] .  Artifacts

استفاده از چشمه های بسته رادیواکتیو و دستگاه ها

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

فناوري هسته اي در صنعت و تحقيقات

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

عمليات پسمانداري

عمليات پسمانداري   

 

درهر صنعتی درکنار محصول مطلوب مواد پسمان توليد می‌گردد. در صنعت هسته‌ای عملياتی که موجب توليد پسمان می‌شوند عبارتند از:

·      معدنکاری و کانه‌آرايي مواد معدنی اورانيم،

·      بازفرآوری سوخت تخليه شده از راکتورها،

·      برچيدن تأسيسات افزونه و متروکه.

اولين مورد فوق درفصل 2 آورده شده‌اند. لذا اين فصل روی پسمان‌های بازفرآوری با توجه ويژه به نمونه اصلي بريتانيايي در سلفيلد به‌ عنوان يک نمونه پيشرفته و مدرن و مديريت پسمان در مكان‌هايي ديگر تمركز خواهد كرد و در بخشهای ديگر چرخه به مبانی مشابه‌اي توجه مي‌شود. پسمان‌هاي حاصل از برنامه‌هاي نظامي خارج از بريتانيا، كه گاهی موجب مسائل ويژه مي‌شود و نيز مقادير بسيار پايين‌ پسمان حاصل از هزاران توليدکننده کوچک همچون بيمارستانها و آزمايشگاههای تحقيقاتی در اين بحث پوشش داده نمی‌شوند.

پسما‌ن‌ها ممکن است :

·      اوليه بوده، يعنی ذاتاً در ماده مورد فرآوری وجود داشته باشد،

·      ثانويه، از خود فرآيند حاصل شده باشد.

در بازفرآوری سوخت، پسمان‌های اوليه محصولات شکافت، عناصر ترانس اورانيم غير مورد نياز (اکتنيدهای جزئی) و باقي‌مانده‌های غلاف مي‌باشند. محدوده‌ پسمان‌های ثانويه محدوده‌ای معرف‌ها و حلال‌ها که از نظر اقتصادی غيرقابل بازيابی بوده تا تجهيزات فرسوده و لباس‌های حفاظتی انواع زباله‌هاي معمولی همچون دستمال کاغذی که ممکن است در هنگام استفاده با ماده راديواکتيو تا حدي آلوده شوند.

اهداف مديريت پسمانداری عبارتند از :

·      به حد اقل رساندن پسمان‌های ثانويه

·      تبديل هرچه بيشتر پسمان‌های راديواکتيو و غيراکتيو به حداقل حجم عملياتی يک جامد که برای انبار كردن بلند مدت و دفن  نهايی مناسب باشد.

·      اثرات محيطی ناشي از تخليه غيرقابل اجتناب تخليه گاز و مايع را در هرچه كمتر موجه شدني  (ALARA)حفظ كرده و در هر حالت با حدود اعلام شده به وسيله مؤسسات قانون‌گذاری تنظيم نمائيد.

        از نيرو تأسيسات باز فرآوری جهت هدايت بخش اعظمي از محصولات شکافت و اکتنيدهای جزئی به جريان مايع قابل قبول برای تغليظ به‌وسيله تبخير، و به دنبال آن شيشه نمودن نهايي طراحی می‌شوند. تقريباً کليه مواد بالقوه خطرناک باقي مانده به تأسيسات آمايش مناسب هدايت می‌شوند که محصولات آنها می‌تواند در يک ماتريس يكپارچه، با يک مايع کاملاً رفع آلودگی شده برای تخليه به محيط همراه باشد. اعمال فشار برای کاهش ضايعات راديواکتيو در ده سال گذشته منجر به توسعه در فناوری کاهش گرديد که خود پسمان‌های جامد اضافی در کنارش مقداری از دز تشعشعي واقعی يا بالقوه برای گردانندگان توليد مي‌نمايد پس لازم است سود در مقابل زيان توزين گردد.   

9-2 : انواع پسمان

در بريتانيا معمولاً پسمان‌های جامد براساس محتوای راديواکتيو به‌صورت پسمان‌های با اکتيويته بالا، متوسط، پايين و بسيار پايين ( به‌ترتيب HLW، ILW، LLW، LLW V) تقسم‌بندی می‌شوند. تعاريف رسمی آنها به‌صورت زير است:

·      پسمان با اکتيويته بالا (HLW): پسمان‌هايی که در آنها ممکن است دما در نتيجه راديو‌اکتيويته آنها به‌طور قابل ملاحظه‌ای افزايش يابد و لذا لازم است اين فاکتور در طراحی انبار و تأسيسات دفن آنها مد نظر قرار گيرد.

·      پسمان با اکتيويته متوسط (ILW ): پسمان‌هايی که اندازه راديواکتيويته آنها بالاتر از ميزان تعريف شده برای پسمان‌های با اکتيويته پايين است، ولی نيازی به در نظر گرفتن حرارت‌دهي آنها در طراحي  انبار و تأسيسات دفن نيست.

·      پسمان با اکتيويته پايين (LLW): پسمان‌هايي که حاوی مواد راديواکتيو به غير از مواد قابل قبول برای دفع معمولی بوده، ولی اکتيويته آنها از GBq/t4 براي آلفا‌زاها و  GBq/t12 براي بتاگاما تجاوز نمی‌کند.

·    پسمان با اکتيويته بسيار پايين (VLLW):  پسمان‌هايی که می‌توانند همانند پسمان معمولی (زباله های معمولي) با ايمنی دفن شونده، ³m 1_/0 ماده دارای اکتيويته کمتر از kBq 400 بتا گاما يا هر نمونه تنها دارای کمتر از kBq 40 بتا گاما می باشد. چنين پسمان‌هايی نياز به بررسی بيشتر ندارند.

در عمل، HLW توده‌ای از محصولات شکافت و همانند آنها پس از شيشه کردن، ILW اساساً باقي‌مانده شسته شده يا فروشويی شده غلاف يا ماده آلوده با پلوتونيم (PCM) همچون فيلترها يا باقي‌مانده فرايند كه حاصل مقادير قابل ملاحظه‌اي از پلوتونيم است که از نظر اقتصادی قابل تصفيه جابه‌جايی نبوده، LLW عموماً دارای تجهيزات فرسوده، لباس‌ها و تجهيزات حفاظتی، به اضافه مقادير قابل ملاحظه‌ای از مواد مظنون به آلودگی، همچون کاغذهای پسمان از دفاتر در منطقه کنترل شده هستند. 

تعاريف کمتر از حالت ايده‌آل شناخته می‌شوند، كه در واقع آنها تنها راديواکتيويته جاری را بدون در نظر گرفتن نيمه‌عمر به حساب مي‌آورند. تغييرات در آينده قابل پيش‌بينی امکان‌پذير هستند. در ايالات‌متحده، طبقه‌بندي به‌طور موثری براساس منبع ماده است تا محتوای آن. اين عمل مزيت اجتناب از هرگونه سؤال درباره دسته‌بندی يک معلوم دارد ولی ممکن است منجر به مسيرهای پرهزينه دفن غيرضروري برای محموله نسبتاً بی‌ضرر باشد و لذا مجدداً حرکتی برای باز نگری خواهد بود.

مايعات نيز به‌طور مشابه به جريان‌های با اکتيويته بالا، متوسط و پايين تقسيم‌بندی می‌شوند.

جريان‌های هوايي دسته‌بندی خاصی را تشکيل می‌دهند. محصولات مايع معمولاً از ديدگاه خاصی در سلفيلد ملاحظه مي‌شوند و با کاهش پيش‌رونده اکتيويته از محل تخليه می‌گردند.

مباني پايه و طراحي يك سانتریفيوژ

مباني پايه و طراحي يك سانتریفيوژ

ساختار اصلي يك سانتريفيوژ گازي در دياگرام 3 نشان داده شده است. يك روتور، روي يك ياتاقان مناسب و بوسيله يك موتور الكتريكي ، در يك سرعت بالا بدور خود در محوطه حفاظ باخلاء پايداربچرخش در می آید. هگزا فلوريد اورانيوم (₆(UF  درشکل گازي از طريق يك لوله ثابت به وسط روتور خوراك دهي و شتاب داده شده و با سرعتي تقريباً معادل ديواره روتور مي‌چرخد. نيروي سانتريفيوژي توليد شده بوسيله روتور موجب مي‌شود تا مولكولهاي ₆UF 238 در ديواره‌هاي روتور تمركز يافته و لذا غني‌سازي كمي از مولكول‌هاي ₆UF 235 سبك در محور روتور رخ مي‌دهد. اين اثر جداسازي، كه در ابتدا دريك جهت شعاعي رخ مي‌دهد، در هنگامي كه چرخش بوسيله يك جريان همرفت در جهت محور مثلاً بوسيله كاهش دما در امتداد محور روتور بوقع مي‌پيوندد (گرمائي) افزايش پيدا

کند. سانتريفيوژي با اين نوع از چرخش گاز همرفت مثلاً از بالا به پائين نزديك محور روتور و از پائين به بالا بوسيله ديواره روتور، بنام يك سانتريفيوژ با جريان مخالف(Counter-Current) است. جريانهای ورودي و خروجي درجهات حركت خود نسبت به 235-U  به ترتیب غني‌تر و تهي‌تر می شوند. این اثرمی تواند به شکل یک آبشار ورودی(فصل 2-4 را هم ملاحظه كنيد ) مد نظر قرار گيرد. بزرگترين اختلاف در غلظت دو سانتريفيوژ با جریان مخالف بين محور و ديواره رخ نمي‌دهد، بلكه بين دو انتهاي روتور سانتريفيوژ بوقوع می پیوندد. در جريان نشان داده شده در دياگرام 3 اورانيوم غني‌شده در انتهاي پايين‌تر و اورانيوم تهي‌شده در انتهاي بالاتر که از طريق لوله خروجی گاز از محور نزديك به ديواره روتور است، عبور مي‌كنند .

ميدان قوي سانتريفيوژي در يك سانتريفيوژ يك گراديان فشار تولید می کند كه فشار را تا چندين برابر بين محور روتور و ديواره  افزايش مي‌دهد. در عمل جرم كل گاز در روتور در لايه بسيار نازكي در ديوار روتور ديده مي‌شود. در نتيجه فشار پائين نزديك محور روتور تنها مقدار كمي گاز از ميان ورودي در سر انتهاي بالاتر روتور( كه از  طريق آن سيستم ثابت به دو رتور وارد مي‌شود) به فضاي خارجي بين روتور و روكش حفاظتی عبور می كند.بدین صورت اتلاف گاز بخاطر اصطلاك بسيار پائين است. ورودي‌ها در لوله‌هاي خروجي براي جريانهاي غني شده و تهي شده ًدر مناطقی با فشار نسبی بالا در ديوار روتور قرار ، كه درآنجا فشار در لايه گاز در حال چرخش مورد استفاده قرار می گیرد.

با توجه به اختلاف در فشار بين جریانهای خوراك و محصول و پسمان، گاز هگزا فلوريد اورانيوم به سيستم لوله‌كشي  متصل به داخل كشيده مي‌شود. به كمپرسورها يا پمپهاي خارجي نيازي نيست. لذا نیازهاي انرژي تنها بوسيله اصطكاك بسيار در ياتاقان پائين سانتريفيوژ و نيز بوسيله اصطكاك گاز باقيمانده تعيين می گردد. در ماشينهاي جديد مقادير نياز‌هاي ويژه انرژي به تقریباًkWh/kgSW 5 مي‌رسد كه تنها 2درصد انرژي مورد نياز در فرايند ديفيوژن است.

مباني و مفاهيم بنياني انرژي

 

تعريف انرژي

در ادبیات فنی فارسی تعریف خاصی از انرژی تحت عنوان «انرژی توانایی انجام کار است» ارائه شده و در سطح جامعه رایج است. این تعریف از دقت کافی برخوردار نیست و کار تنها شکل مشخصی از انرژی است.

لذا شکل خاصی از انرژی نمی تواند جامعیت انرژی را منعکس سازد. تعریف دقیق انرژی توسط ماکس پلانک ارائه شده و آن عبارت است از: «انرژی استعداد تاثیر گذاری خارجی  یک سیستم است.»

هرگونه سیستمی و هر شیئی دارای مقدار معینی انرژی است ولی مهم اشکال متنوع و مختلف تظاهر انرژی است که بصورت جرم، نور، حرکت و غیره بروز پیدا می کند. مقدار معینی انرژی ممکن است دارای ارزش و کیفیت متفاوت باشد.

 

1-2- اشكال انرژي

تمام اشكال انرژي در دسترس را مي توان به عنوان انرژي ذخيره شده يا انرژي گذرا دسته بندي كرد. مثالهاي انرژي ذخيره شده عبارتند از : انرژي شيميايي سوختهاي فسيلي، انرژي داخلي يك ماده، انرژي پتانسيل مربوط به موقعيت يك جرم در يك ميدان نيرو، از قبيل ميدان گرانش زمين يا يك ميدان الكترواستاتيكي. انرژي گذرا، انرژي انتقال يافته بين يك سيستم و محيط آن است. حرارت و كار به عنوان انرژيهاي گذرا در مورد تبديل انرژي حرارتي به شمار مي روند.

 

انرژي در اشكال مختلفي ظاهر مي شود :

-        انرژي تشعشع الكترومغناطيسي

-        انرژي شيميايي ( انرژي واكنش شيميايي)

-        انرژي هسته اي ( انرژي اتصال هسته)

-        انرژي مكانيكي ( انرژي پتانسيل، انرژي جنبشي، كار)

-        انرژي داخلي

-        انرژي حرارتي (گرما)

-        انرژي الكتريكي

 

هر شكلي از انرژي مي تواند به هر شكل ديگري از آن تبديل شود.و حوزه تبديل انرژي مي تواند كامل يا جزئي باشد. انرژي مكانيكي، شيميايي و الكتريكي مي تواند به طور كامل به انرژي حرارتي تبديل شود( گرما) در حالي كه تبديل حرارت به انرژي مكانيكي فقط به صورت جزئي است و در يك سيستم تبديل مثل يك توربين يا موتور احتراق داخلي با استفاده از يك سيال عامل ( گاز، بخار) و با تغيير چرخه اي حالت آن اتفاق مي افتد. راندمان اين تبديل انرژي بستگي به تفاوت دما بين سيال عامل سيستم و محيط آن دارد. راندمانهاي معمول در نيروگاههاي زغال سنگي % 44- 38 و در موتورهاي احتراق داخلي و توربينهاي گازي  %32 تا %40 است.

در توليد، تبديل و به كارگيري انرژي، از واژه هايي چون منابع انرژي متداول و غير متداول، انرژي اوليه و ثانويه و انرژي آماده، و انرژي مفيد استفاده مي شود. منابع انرژي متداول عبارتند از: سوختهاي فسيلي (زغال سنگ، لينيت، تورب  ( زغال سنگ نارس)، سوخت نفتي، گاز طبيعي، و چوب) و همچنين انواع سوخت توليدي مصنوعي از قبيل گاز زغال سنگ، گاز مايع، كك، چار و نيز مواد زائد قابل احتراق . منابع انرژي قابل احيا ( كه همچنين غير متداول  و جايگزين ناميده  مي شوند) عبارت هستند از انرژي خورشيدي، باد، آب، حرارت مربوط به زمين، موج و جزر و مد و انرژي مربوط به جسم زنده. يك منبع انرژي قبل از تبديل، انرژي اوليه ناميده مي شود. انرژي خورشيدي و انرژي شيميايي سوختهاي فسيلي مثالي از اين نوع هستند. اشكال انرژي حاصله از تبديل انرژي اوليه، انواع انرژي ثانويه را تشكيل مي دهند.اين نوع انرژيها انرژي الكتريكي، كار، و انرژي حرارتي براي گرم كردن، پختن و خنك كردن هستند. براي محاسبه مقدار انرژي ثانويه بدست آمده از مقدار معيني انرژي اوليه، بازده تبديل يك دستگاه مبدل مثل توربين بخار يا گاز در يك ايستگاه قدرت و يا يك موتور احتراق داخلي مورد استفاده قرار مي گيرد. انرژي مفيد، انرژي فراهم شده جهت استفاده كننده است. مقدار اين انرژي در يك كاربرد به خصوص برابر با انرژي  ثانويه منهاي انرژي اتلافي در سيستمهاي توزيع و جابه جايي انرژي است. انرژي لازم براي منظور خاصي مثل استفاده در وسايط نقليه، موتورها، روشنايي، گرمايش، سرمايش، پختن يا فرآيندهاي تكنولوژي صنعتي، انرژي مفيد ناميده مي شود.

واحد اصلي انرژي، ژول است:

براي مقادير بزرگ انرژي، واحد هاي زير مورد استفاده قرار مي گيرد:

 

انرژي ( به خصوص انرژي الكتريكي) همچنين بر حسب كيلووات ساعت (KWh ) اندازه گيري مي شود. اين واحد  انرژي به صورت زير به يكديگر مربوط مي شود:

1 Kwh=3.6MJ   ,   1 MJ = 0.278 KWh

 

در گزارشهاي آماري به منظور مقايسه انواع مختلف سوخت  انرژي دو مقدار معادل انرژي مي تواند استفاده شود: معادل زغال سنگ و معادل روغن معدني، بنابراين يك تن معادل زغال سنگ و يك تن معادل روغن معدني است. براي مقادير زياد انرژي ( سوخت )، يك ميليون تن معادل روغن استفاده مي شود:

شرح مختصري از اشكال مختلف انرژي در ادامه آمده است.

 

انرژي تابشي الكترومغناطيسي

تمام طيف تشعشع الكترومغناطيس شامل تشعشعg )محدوده طول موج m     ^11-10 £  l) اشعه ايكس (m ^8-10£ l ) تشعشع خورشيدي و حرارتي             (m^4-10£ l) راديو، تلويزيون و موجهاي رادار(m ^2-10£ l ) است.

 

انرژي خورشيدي

انرژي خورشيدي، انرژي الكترومغناطيس با محدوده طول موج 25/0 تا          است. طيف خورشيدي شامل تشعشع ماوراي بنفش، نور مرئي و تشعشع نزديك مادون قرمز است.

كميّت انرژي حامل در يك فوتون نور (تشعشع خورشيدي) توسط رابطه زير داده مي شود:

(1-1)                                                                                    

كه در آن h  ثابت پلانك(Js 10³⁴ × 626/6 )، v فركانس موج بر حسب ، c سرعت نور) m/s 10⁸ × 998/2( و l طول موج بر حسب متر (m) است.

انرژي يك فوتون با طول موج كوتاهتر (به عنوان مثال در محدوده تشعشع ماوراي بنفش) بيشتر از طول موج بلندتر(در محدوده تشعشع نزديك مادون قرمز) است.

قدرت پخش كلي خورشيدkW 10²³ × 4 فقط كسر كوچكي از شار انرژي خورشيدي در زاويه راس 53/0 به زمين مي رسد. در صورتي كه شار انرژي خورشيدي كه به سطح زمين مي رسد خيلي بزرگ است ) kWh 10¹⁸ × 03/1( و از مصرف سالانه انرژي اوليه در دنيا به اندازه حدود 13000 برابر بيشتر        مي باشد.

خورشيد غني ترين منبع نا محدود انرژي بدون آلودگي است ولي مشكل بودن استفاده انرژي خورشيدي به دليل شدت نسبتاً پايين آن و مشخصه آماري تشعشع خورشيدي برخوردي است كه شديداً متاثر از فصل و چرخه روز و شب و ابري بودن آسمان است. اين خصوصيات انرژي خورشيدي برخوردي توسط اندازه سيستمهاي خورشيدي جبران مي شود. بنابراين جمع كننده هاي خورشيدي بايد به اندازه كافي بزرگ باشند تا كميتي از انرژي خورشيدي را جذب كنند كه نه تنها براي مصارف جاري كافي باشد، بلكه به مصرف مواقع با تشعشع كم خورشيد و در شب نيز برسد. اين مقدار اضافي انرژي خورشيدي ذخيره مي شود. عملاً در تمام واحدهاي صنعتي خورشيدي براي تضمين تغذيه انرژي يك سيستم انرژي اضافي (پشتيبان) مورد استفاده قرار مي گيرد. يك متر مربع از مساحت سطح جمع كننده انرژي در محلي با شار خورشيدي ساليانه در حدود   1200مي تواند در حدود KWh 500 گرماي مفيد را با دماي سيال انتقال دهنده گرما برابر با °C60-45 فراهم آورد. براي گرم كردن آب مصرفي خانگي در يك خانواده چهار نفري، يك صفحه تخت جمع كننده به مساحتm² 6-4 و تانك آب گرم با ظرفيت 300-200 ليتر لازم است. مخارج كلي يك چنين واحد صنعتي در آلمان حدود 7000 دلار مي شود. زمان استهلاك اين سيستم بين 12 تا 15 سال است.