Радиационный контроль лекарственного растительного сырья

Государственному контролю на радиационную безопасность подлежит лекарственное растительное сырьё, выпускаемое предприятиями различных форм собственности на территории РФ и ввозимое на территорию РФ. Радиационный контроль лекарственных средств производится органами по сертификации лекарственных средств в соответствии с требованиями закона «О радиационной безопасности населения» и «Правил сертификации лекарственных средств» персоналом, прошедшим соответствующее обучение для работы на дозиметрических установках.

При приёмке партии (серии) лекарственного растительного сырья в соответствии с действующей нормативной документацией (ОФС 42-0011-03 «Определение содержания радионуклидов в лекарственном растительном сырье. Стронций-90 и цезий-137. Отбор проб, анализ и оценка результатов») рекомендуется проводить определение степени радиоактивности.

Радиоактивность - процесс испускания ионизирующих излучений при самопроизвольном превращении радиоактивных ядер.

Радиационный контроль — применениесредств измерений для определения соответствия исследуемых объектов требованиям нормативов радиационной безопасности.

Средства измерения - включают в себя необходимые средства для определения удельной активности радионуклидов цезия-137 и стронция-90: радиометрическая установка с приспособлениями для экспонирования счётных образцов; методики выполнения измерений на данной радиометрической установке; методики приготовления счётных образцов вместе с необходимыми устройствами, приспособлениями и инструментами.

Счётный образец — аналитическая проба - определённое количество пробы, выделенной методом квартования из объединённой пробы для измерений его радиационных параметров.

Активность радионуклида — число распадов радиоактивных ядер в единицу времени. В СИ единицей активности является Беккерель (Бк), который соответствует одному ядерному превращению в секунду.

Удельная активность радионуклида — отношение активности радионуклида в исследуемом образце к массе (объёму) исследуемой пробы (Бк/кг, Бк/л).

Концентрирование удельной активности - процедура приготовления счётного образца путём высушивания, обугливания, озоления или химического концентрирования.

Перед отбором точечных проб от выбранных транспортных единиц целесообразно с помощью поисковых радиометров выполнить предварительный дозиметрический контроль мощности дозы гамма-излучения для определения безопасности партии сырья.

При проведении радиационного контроля выполняются следующие основные процедуры:

· отбор однородной по радиационному составу пробы из партии сырья или от серии лекарственных средств (рис. 2), масса пробы указана в таблицах 6, 8;

· приготовление счётных образцов, с концентрированием удельной активности в случае необходимости;

· измерение активности стронция-90 и цезия-137 в счётных образцах;

· расчёт результатов измерений и погрешностей исследований;

· определение соответствия лекарственных средств критериям радиационной безопасности.

Определение содержания радионуклидов Cs-137 и Sr-90

Для измерения удельной активности цезия-137 и стронция-90 в лекарственном растительном сырье и определения его соответствия критериям радиационной безопасности при оптимальных затратах времени и средств предлагается три варианта подготовки счётных образцов и соответственно три варианта измерений: 1 - для более загрязнённых проб, 2 и 3 - для менее загрязнённых проб (табл. 10).

С целью приготовления однородного счётного образца производят измельчение сырья и взятие навески определённой массы, установленной экспериментально, в зависимости от используемого варианта измерений. Это обеспечивает приемлемую погрешность получаемого результата при измерении. Анализируемые образцы помещают в специальные кюветы, так называемые «стандартные», или «аттестованные геометрии». Время анализа составляет 30-60 мин.

Например. Первоначально измерение удельной активности цезия-137 проводят в аттестованной геометрии — чашке Петри. Как правило, по первому варианту измерений получается отрицательный результат (соответствие нормативу радиационной безопасности). Если чувствительности гамма-спектрометра не хватает для получения достоверного результата (т.е. сырьё относится ко второй и третьей группе радиационной безопасности), продолжают анализ, увеличивая массу счётного образца (второй или третий вариант измерений) и повторно проводят измерение активности в сосуде Маринелли.

Таблица 10.