بررسی مقدار مولیبدن۹۹ موجود در محلول رادیوداروی تکنسیمm۹۹

سال انتشار: 1394
نوع سند: مقاله ژورنالی
زبان: فارسی
مشاهده: 101

متن کامل این مقاله منتشر نشده است و فقط به صورت چکیده یا چکیده مبسوط در پایگاه موجود می باشد.
توضیح: معمولا کلیه مقالاتی که کمتر از ۵ صفحه باشند در پایگاه سیویلیکا اصل مقاله (فول تکست) محسوب نمی شوند و فقط کاربران عضو بدون کسر اعتبار می توانند فایل آنها را دریافت نمایند.

استخراج به نرم افزارهای پژوهشی:

لینک ثابت به این مقاله:

شناسه ملی سند علمی:

JR_RSM-3-4_003

تاریخ نمایه سازی: 18 اردیبهشت 1401

چکیده مقاله:

از رادیوایزوتوپ تکنسیم m۹۹ به دلیل دارا بودن خواص و ویژگی های هسته ای و شیمیایی منحصر بفرد، به طور وسیعی در پزشکی هسته ای استفاده می شود. این رادیوایزوتوپ دارای نیمه عمر ۰۴/۶ ساعت و پرتوی گامای keV۵/۱۴۰ می باشد. این رادیوایزوتوپ به طور طبیعی در طبیعت وجود ندارد و از واپاشی رادیوایزوتوپ مولیبدن۹۹، که دارای نیمه عمر ۶۶ ساعت و پرتوی گامایkeV۷۴۰ است، به دست می آید. عمل جداسازی این رادیوایزوتوپ مادر و دختر در ژنراتور ۹۹Mo-۹۹mTc انجام می شود. موقع دوشیدن ژنراتور، ممکن است مقداری از مولیبدن۹۹ موجود در ژنراتور به داخل محلول تکنسیمm۹۹ نفوذ کند که باعث تاثیر بر روی کیفیت تصاویر و همچنین دزگیری اضافی بیماران و تکنسین بخش می شود. ما این مقدار مولیبدن۹۹ نشتی را اندازه گیری کردیم که نتایج حاصل از آن نشان می دهد مقدار نشتی مولیبدن۹۹ در ژنراتورهای با ظرفیت۶۰۰ میلی کوری بیشتر از ژنراتورهای با ظرفیت۴۰۰ میلی کوری می باشد.

نویسندگان

محمد رضا شجاعی

shahrood university

محمود حاجی زاده

shahrood university

امیررضا خراسانچی

University of Medical Sciences of Shahrood

مراجع و منابع این مقاله:

لیست زیر مراجع و منابع استفاده شده در این مقاله را نمایش می دهد. این مراجع به صورت کاملا ماشینی و بر اساس هوش مصنوعی استخراج شده اند و لذا ممکن است دارای اشکالاتی باشند که به مرور زمان دقت استخراج این محتوا افزایش می یابد. مراجعی که مقالات مربوط به آنها در سیویلیکا نمایه شده و پیدا شده اند، به خود مقاله لینک شده اند :
  • R.K. Barnes, P.J. Anderson. An analysis of molybdenum-۹۹ expiry times ...
  • R .Kowalsky; Technetium Radiopharmaceutical Chemistry, New Mexico, (۲۰۰۶) ...
  • H. Targholizadeh. Cyclotron production of technetium radionuclides using a natural ...
  • B. Maranhão Dantas. Determination of ۹۹Mo Contamination in a Nuclear ...
  • M. Momennezhad, S.R. Zakavi, R. Sadeghi. Determination of ۹۹Mo contamination ...
  • Vienna. Non-HEU Production technologies for Molybdenum-۹۹ and Technetium-۹۹m. International Atomic ...
  • Australian Radiation Protection and Nuclear safety Agency, Results of the ...
  • M. Amin, M. Mostafa. ۹۹Mo/۹۹mTC Generator based on high radionuclidic ...
  • A. Sattari, N. Shadanpour. A fat way of determination of ...
  • S. Tekale. S. Mhatre. Determination of Impurities in Formulated Form ...
  • بهروزی، محمد علی. کاربرد مواد رادیواکتیو در پزشکی. انتشارات آستان ...
  • نمایش کامل مراجع