|
ИСТИНА |
Войти в систему Регистрация |
Интеллектуальная Система Тематического Исследования НАукометрических данных |
||
Радиационная устойчивость сорбентов в медицинских генераторах Ac-225/Bi-213дипломная работа (Специалист)
- Научный руководитель: Васильев Александр Николаевич
- Автор: Зобнин Владислав Александрович
- Тип: Специалист
- Организация, в которой проходила защита: МГУ имени М.В. Ломоносова
- Год защиты: 2019
- Аннотация: Медицинский альфа-эмиттер 213Bi удобно получать с помощью изотопных генераторов 225Ac/213Bi, учитывая малый период полураспада. В литературе встречается несколько различных схем 225Ac/213Bi генератора, «прямого» и «обратного» типов. Загружаемая активность 225Ac пока ограничена возможностями производства, но разработанная в ИЯИ РАН г. Троицк технология получения больших активностей 225Ac облучением природного тория протонами средних энергий позволяет существенно увеличить активность получаемого 213Bi. С ростом активности растут и радиационные и радиолитические нагрузки на сорбент, поэтому обоснованным является вопрос радиационной стойкости таких сорбентов. Изучено влияние ионизирующего излучения на экспериментально определявшиеся значения коэффициента удерживания (k’) и емкости исследованных сорбентов, на основании чего, в рамках настоящей работы, оценивалась их относительная радиационная стойкость. В качестве объектов исследования были выбраны сорбенты UTEVA Resin, Actinide Resin (Triskem Int.) и AG 50 (BioRad), уже использующиеся в существующих генераторах, описанных в литературе, а также Sr Resin, DGA Resin и TRU Resin (Triskem Int.), используемые при выделении актиния из облученного протонами тория. Облучение проводили на линейном ускорителе электронов УЭЛВ-10-10-С-70 (Ee- = 7 МэВ) в Институте физической химии и электрохимии РАН (Москва). Поглощенная доза излучения составляла от 0,3÷2 МГр, также образец с каждым из исследованных сорбентов выдерживали в соответствующем растворе кислоты в течение 2-х месяцев для изучения химической устойчивости. Значения коэффициента удерживания и ёмкость сорбента определяли методом радиоактивных индикаторов, для чего использовали растворы радионуклида с носителем (емкость сорбента) и без носителя (k’). Результаты эксперимента контролировались методом гамма-спектрометрии. Были рассчитаны поглощенные дозы для предложенных в литературе генераторных систем 225Ac/213Bi при загрузке 200 мКи активности 225Ac и поглощенные дозы для сорбентов, используемых при выделении 225Ac и 223Ra из продуктов облучения протонами тория при получаемой активности 225Ac 1 Ки. На основе полученных данных проанализирована радиационная и радиолитическая стойкость сорбентов в данных системах. Результаты настоящей работы актуальны при использовании рассмотренных сорбентов в условиях радиационного воздействия, характеризующегося высокой мощностью дозы, и, в частности, будут учитываться при разработке 225Ac/213Bi генераторной системы. Кроме того, результаты работы могут представлять интерес для радиационного материаловедения.
- Добавил в систему: Васильев Александр Николаевич