Способы получения радионуклидов для ядерной медицины

Обнинский институт атомной энергетики

ГНЦ РФ физико-энергетический институт им. ак. Лейпунского

Кафедра общей и специальной химии

Отчет по преддипломной практике.

Выполнил: студент гр. ФХП-93г. Юрлов Антон Сергеевич

Консультант: Шаповалов В.В.

Руководитель: зав. лаб. N71 Нерозин Н.А.

Работа выполнена в Горячей лаборатории ГНЦ РФ ФЭИ

ОИАтЭ, ФЭИ 1998 г

-1-

Общие положения.

Введение.

В настоящее время известно 106 химических элементов. Из них только 81 элемент имеет как стабильные, так и радиоактивные изотопы. Для остальных 25 элементов известны только радиоактивные изотопы. В общей сложности в настоящее время доказано существование около 1700 нуклидов, причем число изотопов, известных для отдельных элементов, колеблется от 3 (для водорода) до 29 (для платины). Из этих нуклидов только 271 нуклид стабилен, остальные радиоактивные. Около 300 из них находят или могут найти практическое применение в различных сферах человеческой деятельности.

Областью массового использования радионуклидов является ядерная медицина. На ее нужды расходуется более 50 % годового производства радионуклидов во всем мире. Как известно. В состав живого организма входят, помимо 5 основных элементов (кислорода, водорода, углерода, азота и кальция), еще 67 элементов периодической системы Менделеева, поэтому в настоящие время трудно представить клинику у нас или за рубежом, в которой при установлении диагноза заболевания не использовались бы различные радиоактивные препараты и меченные ими соединения. Учитывая большие перспективы использования радионуклидной диагностики, растет и расширяется число методов исследования, в которые входят как давно апробированные, использующие хорошо известные радиоактивные нуклиды, так и совершенно новые способы, в которых применяются ранее не встречавшиеся в клинической практике радионуклиды.

Радионуклиды применяются в ядерной медицине в основном в виде радиофармацевтических препаратов (РФП) для ранней диагностики заболеваний различных органов человека и для целей терапии. Радиофармацевтическим препаратом (РФП) называется химическое соединение, содержащие в своей молекуле определенный радиоактивный нуклид, разрешенное для введения человеку с диагностической или лечебной целью. Отличительной особенностью диагностического РФП при этом является отсутствие фармакологического эффекта.

Облучение в медицине направлено на исцеление больного. Однако нередко дозы оказываются неоправданно высокими. Пациент должен получать минимальную дозу при обследовании. В связи с этим одной из важнейших задач, стоящих перед разработчиками РФП, является снижение доз облучения пациентов во время проведения различных исследований с использованием радионуклидов, то есть выбор таких радионуклидов и меченных ими соединений, применение которых позволяет получать необходимую диагностическую информацию при минимально возможных дозах облучения пациентов.

Радиофармацевтические препараты. Области применения, выбор и последствия от их применения.

Систематически радионуклиды для медицинских целей стали применять с начала 40-х годов. Именно тогда была установлена строгая закономерность распределения радиоактивного йода при различных патологических состояниях щитовидной железы. В дальнейшем, использование соединений, меченных радиоактивными нуклидами, позволило определить локализацию и размеры первичных опухолей, выявить распространение опухолевых процессов, контролировать эффективность лекарственного лечения. Это позволило со временем выделить главные аспекты использования радионуклидной диагностики в ядерной медицине. Во-первых, это исследование функционального состояния органов и физиологических систем, во-вторых, изучение топографических особенностей органов, морфологических систем и объемных образований. Благодаря большому разнообразию радионуклидов и меченных ими препаратов в настоящее время можно изучать практически любую физиологическую и морфологическую системы организма человека: сердечно-сосудистую и кроветворную, мочевыделительную и водно-солевого обмена, дыхательную и пищеварительную, костную и лимфатическую и т.п. С помощью органотропных препаратов можно выявить объемные процессы (опухоли и метастазы, воспалительные очаги и глистную инвазию) в печени, почках, костях, легких, головном и спинном мозге.

Радиоактивный нуклид, который тем или иным способом был введен в структуру препарата, выполняет роль его маркера. Излучения радионуклида становятся переносчика ми координированной информации от исследуемого пациента к информационно-измерительному комплексу. Физическая характеристика излучений радионуклида решающим образом предопределяет объем и глубину залегания подлежащего исследованию участка тела. В этом случае радиоактивное излучение, исходящее из организма пациента, в неявном виде несет сведения о функциональном состоянии различных физиологических механизмов и структурно-топографических особенностях различных органов и систем. Наблюдая за особенностями распределения радиоактивного препарата во времени (динамику распределения), либо в выбранном объеме тела (органа), или в целом организме, мы получаем возможность судить о функциональном состоянии органов и систем. Изучая же характер пространственного распределения. Мы приобретаем сведения о стуктурно-топографических особенностях той или иной части тела, органа или системы. По этому по своим функциональным свойствам РПФ могут быть разделены на физиологически тропные и инертные. Из чего следует, что первые являются оптимальным средством для проведения структурно – топографических исследований, каждое из которых проводится, начиная с момента установления более или менее стабильного распределения РФП в исследуемом органе или системе. Вторые, которые часто называют индикаторами ” транзита ” , используются главным образом для исследования методами гамма – хронографии. При этом высокая удельная активность припарата и приемлимая энергия гамма – квантов, испускаемых радионуклидом – меткой, гарантируют хорошие пространственное разрешение, а быстрый распад радионуклидов позволяет проводить серию диномических наблюдений через минимальный интервал времени при отсутствии органного фона от предшествовавшего радионуклидного обследования.

Выбор радиоактивного нуклида осуществляется со следующими требованиями: низкая радиотоксичность, приемлемый период полураспада (от нескольких минут до нескольких часов), удобное для регистрации гамма – излучение.

В развитых странах удвоение числа радионуклидных обследований происходит каждые 3 – 5 лет. В немалой мере этому способствует внедрение в медицинскую практику этих стран исследований РФП ^99mTc, а также короткоживущих циклотронных радио нуклидов (­⁶⁷Ga, ¹¹¹ In, ¹¹³ I, ²⁰¹ Tl)и ультракороткоживущих позитроноизлучающих радионуклидов (¹¹ C,¹³ N, ¹⁵O, ¹⁸F).

Число обследованных с помощью методов радионуклидной диагностики составило в расчете на 1000 человек населения в Канаде – 59, в США – 32, в Австрии – 18, в Японии и Швеции – 15, в Англии – 10, и в бывшем СССР – 7 [8]

В США в 1990 году было проведено 10 млн. диагностических процедур с радионуклидами. Количество процедур по изучению перфузии Миокарда с ²⁰¹ Tl увеличилось с 700 000 в 1988 году до 1 000 000 в 1989 году и до 1 300 000 в 1990 году.

В нашей стране до последнего времени РФП с ^99mTc применялись только у 15% пациентов, тогда как меченные ¹³¹ I и ¹⁹⁸ Au препараты, создающие значительные дозы облучения, - у 80%. В коллективной дозе, вызванной применением радионуклидов в диагностике в нашей стране, препараты на основе ¹³¹ I обеспечивают 30 – 40% облучения гонад, 20 – 30% облучения почек и печени, 40 – 50% облучения всего тела.[9]

^{Таблица 1}

Коллективная эффективная доза и возможный риск отдаленных последствий.

-2-

Способы получения радионуклидов для ядерной медицины.

Основные источники производства радионуклидов для ядерной медицины следующие: ядерные реакторы, ускорители заряженных частиц, как правило, циклотроны и радионуклидные генераторы (как вторичный источник). В мировом объеме производства радионуклидов громадная его часть -–на ускорителях заряженных частиц, которые в большинстве своем являются циклотронами различных типов и уровней. Этот факт обычно связывают с большим количеством исследовательских их доступностью в самые первые годы развития ядерной медицины на рубеже 40-х и 50-х годов, а также с дешевизной производства на них большинства радионуклидов. К середине 80-годов ежегодная наработка радионуклидов только для ядерной медицины на реакторах всего мира достигла в стоимостном выражении 500 млн. долларов.[Many R. S. Research reactor production of radioisotopes for medical use. Radiopharm. Labell. Comp., 1984, Proc. Ser., IAEA,Vienna, 1985, pp. 3-21. IAEA-CN-45-10.] Однако за последние два десятилетия обнаруживается существенный рост в использовании ускорителей заряженных частиц для указанных целей, который обьясняется более приемлемыми ядерно-физическими характеристиками получаемых с их помощью нейтронодефицитных радионуклидов[10]

-3-

Реакторные радионуклиды.

Первые 20-25 лет производство радионуклидов было сконцентрировано вокруг крупных реакторных установок. наиболее часто при облучении в реакторах использовали потоки тепловых нейтронов с интенсивностью несколько единиц на 10¹³ н/см²*с и реже – чуть более 10¹⁵ н/см²*с, а также инициируемые этими нейтронами реакции радиационного захвата нейтронов (n,g). Выходы этой реакции, как правило, уменьшаются с увеличением энергии нейтронов. Вот почему облучение стартовых материалов (мишеней), а это чаще всего термически и радиационно-стойкие материалы, например, металлы, простые вещества, термостойкие окислы и соли, содержащие стартовый нуклид в природной или изотопно-обогащенной форме, осуществляют в каналах производственных или исследовательских реакторов с преобладанием тепловой компоненты нейтронов. Еще одним типом реакции, используемым для масштабного производства радионуклидов для медицины, является реакция деления (n,f). Основные радионуклиды, образующиеся в результате деления ²³⁵ U под действием нейтронов и применяемые в медицине ¹³⁷Cs, ¹³¹I,⁹⁰Sr и ⁹⁹Мо.

-4-

Генераторные системы радионуклидов.

В тех случаях, когда пользователи находятся вдали от исследовательских ядерных и ускорителей заряженных частиц и местах, куда затруднена регулярная доставка РФП, тогда прибегают к использованию радионуклидных генераторов. Кроме того, значительные потери короткоживущих радионуклидов становится неизбежными вследствие их распада во время транспортировки. В этой связи давно стали привлекать внимание системы двух генетически связанных между собой радионуклидов, когда один из них – более короткоживущий (дочерний) постоянно образуется (генерируется) в результате распада другого (материнского), имеющего больший период полураспада, а сам при распаде превращается в стабильный нуклид. При этом короткоживущий нуклид, являющийся изотопом другого по сравнению с материнским элементом, может быть быстро и многократно извлечен из небольшого устройства-генератора, например, посредством пропускания жидкости (элюата) определенного состава через это устройство. Представляющее собой в большинстве случаев колонку, заполненную сорбентом и оборудованную фильтром, предотвращающем его вымывание. Полученный раствор (элюат), как правило, стерилен, не содержит материнского нуклида и имеет форму, пригодную для непосредственного применения в клинике. Такой генератор обеспечен защитным свинцовым кожухом и системой коммуникаций. Он прост и безопасен в эксплуатации в условиях больницы или клиники. Активность дочернего нуклида при элюировании из генератора определяется общими закономерностями, обусловленными кинетикой накопления и распада нуклидов. Началом истории применения генераторных систем в медицине принято считать начало20-х годов нашего века, когда G.Faila предложил использовать генератор ²²²Rn (3,8сут.) на основе природной пары радионуклидов ²²⁶Ra—²²²Rn.

Позднее поиски подобных систем проводили в BNL, США, среди искусственных радионуклидов и первой в начале 50-х годов была пара ¹³²Te—¹³²I , которая послужила затем прототипом целой серии генераторных систем и, в частности, поистине золотой находки этой лаборатории была пара ⁹⁹Mo—^99mTc, на основе которой в конце 50-х был сконструирован генератор ^99mTc , играющий и сегодня ведущую роль в ядерной медицине . Теоретически таких пар существует очень много. Несколько факторов предопределяют выбор идеальной пары для использования в качестве генератора в медицинской практике. Они связаны с получением материнского радионуклида необходимого качества и количества по приемлемой цене, периодом полураспада, а также некоторыми техническими характеристиками самого генератора, а именно: воспроизводимостью высокого выхода дочернего радионуклида в течение периода эксплуатации, сохранением профиля кривой элюирования радионуклида, радиационной стойкостью сорбента и жизнеспособностью самого генератора. В своё время были опробованы и регулярно используются в клинической практике следующие пары:²⁸Mg—²⁸Al,⁶⁸Ge-⁶⁸Ga, ⁸⁷Y—^87mSr, ⁹⁰Sr—⁹⁰Y, ⁹⁹Mo—^99mTc, ¹¹³Sn—^113mIn, ¹³²Te—¹³²I, и др. Ядерный реактор является главным источником большинства радионуклидов, используемых в качестве материнских для приготовления генераторов. Стоимость производства здесь ниже, чем на циклотроне.

При работе с генераторами в клиниках используют специальные наборы нерадиоактивных реагентов, которые содержат химические вещества в стерильном виде. Методы приготовления РФП на основе наборов реагентов просты и в большинстве случаев сводятся к добавлению элюата из генератора, содержащего, например ^99mТс, во флакон со смесью реагентов, предназначенный для проведения определенного диагностического теста. После чего полученный раствор вводят пациенту и проводят сцинтиграфию скелета. Разработка новых наборов реагентов к генераторам короткоживущих нуклидов является одной из развивающихся областей радиофармацевтики.

Началом истории применения генераторных систем в медицине принято считать 20-е годы нашего века. Всего было предложено около 118 таких систем, но только немногие из них применяются в клинической практике.

Радиофармацевтическая промышленность практически всех промышленно развитых стран использует молибден-99 для изготовления радионуклидных генераторов ^99mTc, который применяется почти в 80% всех диагностических процедур ядерной медицины. В конце 80-х годов мировой объем выручки от продажи этого генератора составил 100 млн. $ /год. Технология производства генераторов ^99mTc развивается сразу по 3 направлениям : хроматография на колонке. Сублимация и жидкостная экстракция.

Приведем некоторые радионуклиды применяемые для генераторных систем.

Радионуклиды для генераторных систем.

Напомним, что лишь немногие из этих систем используются в медицинской практике.

-6-

Генератор Y- 90

ЭКСТРАКЦИОННЫЙ ГЕНЕРАТОР ⁹⁰Y

⁹⁰Y – был одним из первых радионуклидов, используемых для терапии открытыми источниками. В настоящее время более чем 30 радионуклидов используется для этой цели, но интерес к ⁹⁰Y по-прежнему не убывает. Это обусловлено его удобными ядерными физическими свойствами: период полураспада 64,2 часа и максимальная b- энергия 2,27 МэВ. ⁹⁰Y используется для различных терапевтических целей, включая радиоиммунотерапию с мечеными антителами, лечение опухолей печени и ревматоидного артрита.

В течение последних 12 лет Институт биофизики производит и поставляет по специальному заказу коллоидные радиофармпрепараты ⁹⁰Y для терапии неоперабельных и больных краниофарингитом.

Этот радионуклид получается в процессе распада продукта деления ⁹⁰Sr. Основной проблемой безопасного клинического использования ⁹⁰Y является его полное отделение от ⁹⁰Sr, ⁹⁰Sr может вызывать депрессию костного мозга накапливаясь в скелете. Кроме того, как и в других случаях получения радионуклидов для медицинских целей, имеются строгие требования к количеству химических примесей, которые могут подавлять процесс лечения. Невозможно получить конечный продукт с такими строгими требованиями в одну стадию. Поэтому технология отделения ⁹⁰Y от ⁹⁰Sr включает несколько стадий разделения и очистки. Wire and comp. (1990) кратко описывают применение различных многостадийных систем для производства ⁹⁰Y высокого качества для применения в медицине. Каждый из этих методов имеет собственные ограничения. Так использование органических ионообменников ограничивается низкой радиационной стабильностью сорбента. Применение метода соосаждения требует добавления носителя (нерадиоактивногоY). Авторы описывают технологию получения больших количеств ⁹⁰ Y (около 50 Ки за операцию), используя экстракцию ⁹⁰Y из ⁹⁰Sr c последующей дополнительной очисткой конечного продукта на ионообменных сорбентах. Экстракция ⁹⁰Y осуществляется 1,0 М раствором Д2ЭГФК в додекане из 0,1 М раствора соляной кислоты, содержащего ⁹⁰Sr. Затем экстракт трижды промывают равными объемами 0,1 М раствора соляной кислоты для удаления следов ⁹⁰Sr. ⁹⁰Y реэкстрагируется двумя порциями 6,0 М НСl при соотношении фаз 1:1. После реэкстракции водная фаза испаряется и осадок растворяется в 0,1 М НСl. Затем ⁹⁰Y снова экстрагируется 1,0 М раствором Д2ЭГФК в додекане и 4 раза промывается 0,1 М НСl. Две порции по 30мл. 9 М НСl используется для второй реэкстракции. Полученный водный раствор ⁹⁰Y пропускается через анионо-обменный сорбент для удаления примесей. Элюат испаряется, растворяется в 0,1 М НСl и пропускается через колонку с катионо-обменным сорбентом для удаления органических примесей и фосфатов. Элюат и промывные растворы (НСl) объеденяются вместе, испаряютися до суха и растворяются для получения конечного продукта в соответствии с требованиями потребителя. Выше описанный метод регулярно исплользуется с1987 г. в Окриджской Национальной Лаборатории. Обычно получают от 5 до15 Ки ⁹⁰Y в 10 мл. 0,1 М НСl. Примесь ⁹⁰Sr в конечном продукте не превышает 0,015 %, а общее количество примесей тяжелых металлов меньше чем 20 ppm.

Экстракция фосфороорганическими экстрагентами, особенно Д2ЭГФК считается наиболие эффективным методом выделения ⁹⁰Y. Коэффициент разделения может быть 10⁶

В 70-80 г. г. Малинин использовал экстракционно-хроматографический метод для разделения ⁹⁰Y - ⁹⁰Sr . Тефлон, пропитанный Д2ЭГФК, используется как сорбент. Вследствие различных коэффициентов распределения радиоактивный Y полностью отделяется от Sr с помощью маленьких обьемов экстрагентов и концентрируется в верхнем слое колонки. Коэффициент распределения (Д) составляет около 10⁴ в 0,1 М НCl для более полного удаления следов Sr . Реэкстракция ⁹⁰Y из колонки осуществляется 6 М НСl. Скорости подачи растворов составляют 1-5 мл/мин. Этот метод разделения не менее 10 ³. Коэффициент разделения может достигать (10³)³=10⁹ . Когда разделение повторяется еще раз. Из нашего опыта многолетнего использования этого метода мы можем заключить, что коэффициент разделения может быть не менее чем 2,5*10¹¹ , когда очистка повторяется 3 раза, так что содержание ⁹⁰Sr в конечном продукте не превышает 4*10¹⁰ % . Количество примеси ⁹⁰Sr в этих экспериментах определялось (после каждой колонки) как прямыми измерениями ⁹⁰Sr после выдержки образцов до полного распада ⁹⁰Y Y-90 в течении 2-3 месяцев, так и путем добавления ⁸⁵Sr как g- индикатора на каждой стадии очистки. Метод получения ⁹⁰Y, описанный выше, был очень простым в работе. Но выход продукта на каждой стадии очистки был равен 60-80%. Поэтому конечный выход как правило составлял 35-40%. Кроме того, общее время выделения составляло 18-20 часов, что приводило к значительным потерям ⁹⁰Y вследствии распвда.

Мы решили использовать полупротивоточный центрифужный экстрактор для улучшения разделения. Вышеупомянутая методика обеспечивает наиболее эффективное обеспечение всех рутинных экстракционных операций, таких как выделение, концентрирование и разделение с наименьшим количеством экстрвкционных стадий.

Характеристические особенности полупротивоточного метода экстракции.

Этот метод заклучается в непрерывной подаче экстрагента в исходный водный раствор, содержащий компоненты, которые должны быть экстрагированы. Проходя через смешанную камеру и сепаратор ( см. рис.1) экстрагент экстрагирует последовательно компоненты смеси в соответствии с уменьшением их коэффициентов распределения (Д₂,Д₁ ). Органическая фаза может промываться таким же образом, но в током случае менее экстрагируемый компонент вымывается первым (1/ Д_1,1/Д₂). Оба процесса могут быть описаны следующими уравнениями:

WД₂

s_ag = C/C₀ = exp(-——————) (1)

V⁰ (1+r_ag*Д₂)

V*1/Д₁

s₀ = с/c₀ = exp ( - ———————— ) (2)

W⁰(1+r₀*1/Д₁)

Где: s_ag,, s₀ – относительные концентрации экстрагируемых или промываемых компонентов в водной (в случае экстракции) и в органической ( в случае промывки) фазах;

С,C₀ - исходная и конечная концентрации экстрагируемых компонентов;

с,c₀ - исходная и конечная концентрации промываемого компонента;

Д₁,Д₂ – коэффициенты распределения;

W – скорость подачи экстрагента;

W⁰ – исходный объем экстрагента;

V⁰- исходный объем водной фазы;

V – скорость подачи промывного раствора;

r_ag r₀ , - фазовоеотношение в эмульсии при экстракции и промывке соответственно:

r_ag = W / V⁰ ; r₀ = V / W⁰

Рис.1 Первый центрифужный экстрактор генератора Y-90 (экстракция промывка)

Вращающийся корпус.

Центральная фиксированная трубка для подачи и удаления исходного раствора ⁹⁰Sr

Трубка для подачи и удаления промывного реагента

Трубка для удаления экстракта.

Экстракционная камера

Промывная камера

Камера удаления экстракта

Камера смешения

Мешалка

Сепаратор экстракционной камеры

Камера смешения

Мешалка

Сепоратор промывной камеры

Рис. 2 Второй центрифужный экстрактор генератора ⁹⁰Y (промывка и реэкстракция)

Вращающийся корпус

Фиксированная оболочка

Центральная фиксированная трубка для подачи экстракта и промывного раствора и удаления отработанного экстракта

Трубка гидрозатвора

Экстракционная камера

Мешалки

7.и 8. Сепаратор с гидрозатвором

Проход для удаления промывного раствора и реэкстракта

Коллектор для удаления промывного раствора и реэкстракта

Патрубок для удаления промывного раствора и реэкстракта

Основным преимуществом полупротивоточного экстрактора является то, что наименее экстрагируемый или промываемый компонент может быть отделен с любой частотой в одну стадию.

Операции:

Экстракция основного продукта.

Промывка экстракта.

Сбор экстракта.

Полупротивоточная промывка от примесей.

Удаление промывного раствора и конечного продукта.

Использовались 0,5 М раствор азотной кислоты, 0,1 М и 6,0 М растворы соляной кислоты. Они были приготовлены из комерческих химически чистых (chemical grade) реактивов и дважды дионизированной воды. Раствор ⁹⁰Sr без носителя был поставлен В/О “Изотоп”. Раствор ⁹⁰Sr был предварительно очищен экстракцией Д2ЭГФК : он был пропущен через колонку с тефлоном с нанесенной Д2ЭГФК или центрифужный экстрактор после первого контакта с Д2ЭГФК, как будет описано ниже. Растворы ⁸⁵Sr и ⁸⁸Y, поставленные В/О

“Изотоп” были использованы для более точного определения коэффициентов распределения иттрия и стронция в системах HNO₃ - Д2ЭГФК и Д2ЭГФК – HCl, а также для определения коэффициента очистки ⁹⁰Y от ⁹⁰Sr.

-7-

Выделение и очистка ⁹⁰Y

Таблица 3.

Распределение ⁹⁰Y (⁸⁸Y) в опытах на центрифужном экстракторе.

Таблица4.

Распределение ⁹⁰Sr (⁸⁵Sr)в опытах на центрифужном экстракторе.

Похожие работы

Применение радионуклидов в ядерной медицине

Скачать

62346

1

3

... ). Из этих нуклидов только 271 нуклид стабилен, остальные радиоактивные. Около 300 из них находят или могут найти практическое применение в различных сферах человеческой деятельности. Основные источники производства радионуклидов для ядерной медицины следующие: ядерные реакторы, ускорители заряженных частиц, как правило, циклотроны и радионуклидные генераторы (как вторичный источник). В мировом ...

Ядерная опасность. Семипалатинский полигон

Скачать

104350

1

1

... предпринимать для ограничения облучения, если общественные издерж­ки невелики; во-вторых, следует выработать принципы оценки размеров радиационной опасности при данных уровнях облучения» Облучение от контролируемых источников Если источник облучения контролируется, например ядерный реак­тор при нормальных условиях работы, то регулированием режима работы оборудования можно добиться того, чтобы ...

Миграция радионуклидов стронция-90 в почвах различных типов Павлодарской области

Скачать

177997

25

11

... области, находящиеся на территории Семипалатинского полигона подверглись влиянию радиоактивных элементов, которое проявляется как на молекулярном, клеточном уровне, так и на уровне целого организма. Основными радионуклидами, определяющими характер загрязнения, в нашей области является стронций-90. Некоторые районы Павлодарской области оказалась наиболее загрязнёнными областями Республ

Радиоактивные изотопы и соединения

Скачать

75022

2

0

... любого изотопа при написании первым всегда указывается массовое число изотопа над строкой, а затем символ химического элемента, а произносят наоборот: сначала элемент, затем масса изотопа. Соединения, меченные радиоактивными изотопами, делят на две группы веществ. Во-первых, это конкретные химические соединения, у которых один атом (или несколько) заменён на атом радиоактивного изотопа того же ...