CN102736098A

CN102736098A - 放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的方法及装置

Info

Publication number: CN102736098A
Application number: CN2012102254982A
Authority: CN
Inventors: 姚志铨
Original assignee: NINGBO JUNAN PHARMACEUTICAL SCIENCE AND TECHNOLOGY Co Ltd
Current assignee: NINGBO JUNAN PHARMACEUTICAL SCIENCE AND TECHNOLOGY Co Ltd
Priority date: 2012-06-28
Filing date: 2012-06-28
Publication date: 2012-10-17

Abstract

本发明涉及一种放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的方法及装置，方法包括：（1）标定样品活度并测定NaI γ能谱仪的γ放射源探测效率；（2）计算得到γ射线发射率；（4）由γ峰位置求得γ射线能量为909Kev，由γ射线发射率与样品活度得到能量比值约等于0.01%，确定核素为Sr-89；计算求得核纯度。装置包括铅室、NaI晶体及光电倍增管、铅罐、塑料容器、西林瓶和塑料杯。本发明快速、高灵敏度鉴别锶-89核素及核纯度，该方法及装置对操作者技术要求难度小，与利用闪烁液体比较，可减少放射性废物量，以改善环境，同时减少企业需建立新设备、仪器的投资，具有良好的应用前景。

Description

放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的方法及装置

技术领域

本发明属于Sr-89鉴别及核纯度分析领域，特别涉及一种放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的方法及装置。

背景技术

放射性核素锶-89直接发射最大能量1463Kevβ射线半衰期50.55天，另有约0.01%的几率衰变成锶-89m，并释放出高能γ射线（能量909Kev）,最后衰变成稳定核素镱-89。

由人工放射性同位素锶-89（⁸⁹Sr）制成的氯化锶（锶-89）注射剂在国内外已广泛应用于治疗骨转移癌症病人，减轻其疼痛，提高生活质量，其机理是氯化锶[⁸⁹Sr]溶液注入患者体内，由于锶是亲骨元素，使该溶液浓集于癌组织骨转移部位，由锶-89发射的最大能量1463Kev高能β射线与骨部位疼痛处照射进行放射线治疗，减轻痛苦，提高生活质量。

市购氯化锶放射性溶液，其中锶-89核素的鉴别一般都用液体闪烁探测器测量其β射线能谱及最高能量（1463Kev）。并与标准锶-89β射线能谱比较，该方法已用于科研等部门，由于使用过程操作复杂、技术难度高、费时，对于生产频繁的小型企业有一定困难。

发明内容

本发明所要解决的技术问题是提供一种放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的方法及装置，用现有价廉碘化钠γ能谱仪替代另需购买的液体闪烁探测器系统，快速、高灵敏度鉴别锶-89核素，该方法及装置对操作者技术要求难度小，与利用闪烁液体比较，可减少放射性废物量，以改善环境，同时减少企业需建立新设备、仪器的投资。

本发明的一种放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的方法，包括：

（1）标定样品活度并测定NaIγ能谱仪的γ放射源探测效率；

（2）选用壁厚8mm的塑料容器屏蔽样品发射的1463Kevβ射线，在塑料容器外设置壁厚15mm的铅罐以屏蔽轫致辐射500Kev以下的γ射线；

（3）调节γ能谱仪电子学参数并测量积累计数，计算计数率，与步骤（1）得到的探测效率计算得到γ射线发射率；

（4）由γ峰位置求得γ射线能量为909Kev，由γ射线发射率与样品活度得到能量比值约等于0.01%，确定核素为Sr-89；根据γ能谱仪测得的其他杂质核素发射的γ峰，结合步骤（1）得到的探测效率得到杂质核素活度，计算求得核纯度。

所述步骤（1）中采用RM-905a放射性活度计标定样品活度。

所述步骤（1）~（4）总时间小于100秒。

本发明的一种用于放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的装置，所述装置包括铅室、NaI晶体及光电倍增管、铅罐、塑料容器、西林瓶和塑料杯；

NaI晶体及光电倍增管位于铅室之中，铅罐位于铅室上方，塑料容器位于铅罐之中，塑料杯位于塑料容器之中，西林瓶位于塑料杯之中；

铅罐厚度为15mm，塑料容器为壁厚8mm的尼龙罐，西林瓶中样品液体高度与铅室距离为80mm。

所述尼龙罐的底为14mm有机玻璃。

所述铅室厚度为100mm。

所述NaI晶体及光电倍增管的直径为50mm。

所述塑料杯厚度为1mm。

所述NaI晶体及光电倍增管与铅罐的距离为40mm。

本发明核心是设法降低轫致辐射强度，采用二种措施，其一选用轻质材料阻挡（吸收）锶-89高能β，使其发射轫致辐射强度降低（与金属材料相比，可降低1倍），其二用高原子序数金属（如铅）屏蔽低能γ射线，使待测锶-89试样活度量可大大增加缩短鉴别测量时间。

本发明的关键点：

1）活度计的选型及锶-89活度标定（偏差不超过10%）

由于锶-89核素中存在微量（少于0.1%）发射γ射线的杂志核素，活度计探测γ的效率远比测量锶-89β的效率高数十倍至上百倍，将干扰锶-89活度测量正确性，而二者效率比与活度计类型有关，比较FJ391A2和RM-905a二种型号活度计，前者对测γ和测β效率之比达100倍，后者约10倍，且前者探测锶-89灵敏度差于后者，故选用RM-905a合适。

同时，活度计测定正确度与氯化锶（锶-89）溶液体积、形状、容器壁材质、壁厚等有关。溶液体积应大于2ml，壁厚应能全屏蔽β射线。

2）γ能谱仪选择及能量~效率关系测定

利用现有NaIγ能谱，虽然能量分辨不如半导体能谱仪，但由于仅测定单能（909Kev）γ，无多能量叠加存在，且价廉，使用方便。

3）轻质材料屏蔽体种类及壁厚选择

为了尽量减少轫致辐射强度，选择原子序数Z最小的材料，如水、石蜡、塑料等，本发明选用厚度8mm塑料屏蔽罐，它能全部挡住β射线。

4）屏蔽低能γ射线屏蔽材料及厚度选择

轫致辐射的低能端（能量500Kev以下）辐射极强，英系那个能谱仪记数损失大，致使待测锶-89样品活度不能太大，将增加测量时间，为此在塑料屏蔽罐外包吸收低能γ射线的重金属材质十分重要，但在屏蔽掉低能γ同时，又不致减弱太多909Kevγ。本发明选用厚度15cm铅罐为最佳可使锶-89试样活度达数百毫居，909Kevγ损失约10%，而大大缩短测量时间。

有益效果

本发明用现有价廉碘化钠γ能谱仪替代另需购买的液体闪烁探测器系统，快速、高灵敏度鉴别锶-89核素，该方法及装置对操作者技术要求难度小，与利用闪烁液体比较，可减少放射性废物量，以改善环境，同时减少企业需建立新设备、仪器的投资，具有良好的应用前景。

附图说明

图1为本发明装置的示意图；

图2为Sr-89衰变纲图；

图3为碘化钠γ能谱仪能量与峰位关系曲线图；

图4为15cm厚铅罐屏蔽下能量与探测效率ζ的关系图。

具体实施方式

下面结合具体实施例，进一步阐述本发明。应理解，这些实施例仅用于说明本发明而不用于限制本发明的范围。此外应理解，在阅读了本发明讲授的内容之后，本领域技术人员可以对本发明作各种改动或修改，这些等价形式同样落于本申请所附权利要求书所限定的范围。

实施例1

（1）标定样品活度并测定NaIγ能谱仪的γ放射源探测效率；

由图1所示，装置包括100mm的铅室1、直径为50mm的NaI晶体及光电倍增管2、铅罐3、塑料容器4、西林瓶5和1mm的塑料杯6；NaI晶体及光电倍增管2位于铅室1之中，铅罐3位于铅室1上方，塑料容器4位于铅罐3之中，塑料杯6位于塑料容器4之中，西林瓶5位于塑料杯6之中；铅罐3厚度为15mm，塑料容器4为壁厚8mm的尼龙罐（底为14mm有机玻璃），西林瓶5中样品液体高度与铅室1距离为80mm；NaI晶体及光电倍增管2与铅罐3的距离为40mm。

锶[⁸⁹Sr]核素鉴别、杂质核素γ活度测量可选用经过能量刻度及效率校准的RMS4096型多道γ能谱仪，该仪器为中国计量技术开发总公司生产，可以进行γ发射体核素的放射性能谱分析及活度测量，主要用于电离辐射测量中的未知样品核素类型鉴别及相关的活度测量。

验证仪器设备：

仪器：RMS4096碘化钠γ能谱仪（编号：0405JA）

设备材料：西林瓶装4ml样品，1mm厚塑料杯套，8mm厚尼龙罐及15mm厚铅屏蔽容器。

1、计量验证：

RMS4096型多道γ能谱仪

（1）能量刻度：

能量(KeV)	338.45	661.65	1173.2	1332.5
					道数(道)	235	452	796	886

检定结论：结果见图3，该能谱仪在338~1332kev内线性很好。

（2）效率刻度结果（源中心距离探头表面8cm，并用15mm厚铅罐屏蔽）：

由此作能量-效率刻度折线图（见图4），得到909keV下探测效率为4.4e^-4S^-1/Bq，514keV下探测效率为2.8e^-4S^-1/Bq。

2、⁸⁹Sr核素鉴别方法学验证

2.1用校准浓度的Sr-89溶液刻度RM905a活度计对Sr-89溶液装于产品分装瓶内的刻度系数K=7.068。

2.2测定⁸⁹SrCl₂液体样品活度为1.852mCi/4mL。样品注入经标定过的西林瓶加1mm厚塑料套杯，8mm厚尼龙罐吸收β粒子，15mm厚铅罐屏蔽低能γ，⁸⁹Sr试样中心距离NaI探头端面8cm。（装置示意图见图1）

2.3仪器参数：高压670伏放大倍数3.71下甑别阈200

2.4测量：谱仪及活度计预热半小时，至本底计数稳定。

（1）活度计取⁸⁹Sr刻度系数测量试样活度共5次，得到平均活度1.852mCi。

（2）试样置于能谱仪测量位置，连续测量5000秒，暂停，并保留数据。

（3）能量刻度试验，其它条件不变，原位放入活度50μCi¹³⁷Cs固体放射源，该源活度经校准，在原有能谱数据上再测50秒。由能量刻度能谱图可知，¹³⁷Cs662KeV的γ能量峰对应道数为578道。

（4）测本底5000秒。

（5）通过剥谱处理得到样品的净能谱图。

2.5结果分析：

（1）由¹³⁷Csγ能量662KeV的578道，待鉴别能峰峰值790道，推得待鉴别能峰峰值能量为905KeV，与⁸⁹Sr衰变到亚稳态⁸⁹Y^m发射的909KeVγ射线能量符合。

（2）909KeV发射几率（0.0095%）验证：

909KeVγ射线探测效率ε=0.044%；另由样品净能谱图分析可得，909KeV能峰左右100道总计数为53176，同样位置本底计数为40700，909KeV能量净计数率为2.83cps，因此，909KeV能量活度为2.83cps/ε=6438Bq=0.174μCi，909KeVγ射线活度占0.174μCi/1.852mCi=0.0094%，与理论值0.0095%符合。

因此，从射线能量（905KeV）和发射几率（0.0094%）看，二者均与⁸⁹Y^m衰变数据符合，表明此核素为⁸⁹Sr。

3、γ杂质核素含量测定方法学验证

3.1γ杂质核素含量测量灵敏度验证

折合活度0.5μCi的¹³⁷Cs发射662KeVγ射线，能谱图上全能峰计数与1.852mCi⁸⁹Sr试样活度相比，仅占0.5μCi/1.82mCi=0.027%。因此，检测灵敏度高于0.03%，完全满足检测1%的要求。

3.2γ杂质核素含量测定方法学验证：

（1）⁸⁵Sr活度计算：由¹³⁷Csγ能量662KeV对应的578道，推算样品净能谱图的514KeV能峰峰值在467道，计算514KeV能峰左右100道总计数为214949，同样位置本底计数为208900，得到净计数为9049，计算净计数率C_t为1.8098cps。根据仪器对514KeV能峰的探测效率ε及分支比（99%）计算γ杂质⁸⁵Sr的活度A_Sr-85=C_t/(ε×99%)=6529Bq。

（2）样品中γ杂质含量计算：

样品中γ杂质含量=A_Sr-85/A_Sr-89=0.0095%<0.01%。

γ杂质含量检测结论：符合规定。

Claims

1.一种放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的方法，包括：

（1）标定样品活度并测定NaIγ能谱仪的γ放射源探测效率；

2.根据权利要求1所述的一种放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的方法，其特征在于：所述步骤（1）中采用RM-905a放射性活度计标定样品活度。

3.根据权利要求1所述的一种放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的方法，其特征在于：所述步骤（1）~（4）总时间小于100秒。

4.一种用于放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的装置，其特征在于：所述装置包括铅室（1）、NaI晶体及光电倍增管（2）、铅罐（3）、塑料容器（4）、西林瓶（5）和塑料杯（6）；

NaI晶体及光电倍增管（2）位于铅室（1）之中，铅罐（3）位于铅室（1）上方，塑料容器（4）位于铅罐（3）之中，塑料杯（6）位于塑料容器（4）之中，西林瓶（5）位于塑料杯（6）之中；

铅罐（3）厚度为15mm，塑料容器（4）为壁厚8mm的尼龙罐，西林瓶（5）中样品液体高度与铅室（1）距离为80mm。

5.根据权利要求4所述的一种用于放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的装置，其特征在于：所述尼龙罐的底为14mm有机玻璃。

6.根据权利要求4所述的一种用于放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的装置，其特征在于：所述铅室（1）厚度为100mm。

7.根据权利要求4所述的一种用于放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的装置，其特征在于：所述NaI晶体及光电倍增管（2）的直径为50mm。

8.根据权利要求4所述的一种用于放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的装置，其特征在于：所述塑料杯（6）厚度为1mm。

9.根据权利要求4所述的一种用于放射性核素Sr-89鉴别及核纯度分析的装置，其特征在于：所述NaI晶体及光电倍增管（2）与铅罐（3）的距离为40mm。