Доповідач
Опис
67Сu є важливим радіонуклідом у ядерній медицині і є надзвичайно ефективним при терапії раку. Його ефективність в сотні разів перевищує усі відомі на сьогоднішній день способи радіотерапевтич-ного лікування раку внаслідок зручного періоду напіврозпаду (T1/2=61.8 год.) та випромінювання ни-зькоенергетичних електронів. Ядра 67Zn, на який розпадається 67Сu швидко виводяться з організму з сечoвиною. Оскільки природню суміш міді складають два ізотопи 63Сu та 65Сu то даний радіонуклід неможливо отримати безпосередньо в (n,γ)-реакції на теплових нейтронах. Основним способом отри-мання 67Сu на сьогоднішній день є опромінення оксиду цинку збагаченого 68Zn та 70Zn протонами на лінійних та циклічних прискорювачах. В той же час залишається актуальним завдання пошуку реак-цій, які призводять до напрацювання 67Сu. Виходячи з вищевикладеного метою даної роботи є дослі-дження виходів напрацювання ядер 67Сu в (γ,p)-реакції при опроміненні мішеней бетону зі значним вмістом цинку гальмівними гамма-квантами з енергією в області гігантського дипольного резонансу (ГДР). Дана реакція досліджувалась для гальмівних γ-квантів з граничною енергією вищою 30 МеВ (див. роботу [1] та посилання в ній).
Дослідження середньозважених виходів проводилось з використанням активаційного методу на гальмівному γ-пучку мікротрона М-30 для граничних енергій гальмівних γ-квантів (Егр) 17.5 та 19.5 МеВ. Для обох Егр в якості моніторних мішеней використовувались зразки природного металічного танталу та золота. До них додавалась мішень порошкоподібного бетону. В якості гальмівної мішені використовувався металічний тантал товщиною 1.05 мм, за яким на відстанях 8-42 см розміщувались досліджувані мішені. Тантал та золото використовувались для отримання потоку гальмівних γ-квантів за допомогою реакцій 181Ta(γ,n)180Ta та 197Au(γ,n)196Au, експериментальні перерізи яких реакцій добре відомі для монохроматичних γ-квантів в досліджуваному енергетичному діапазоні. Виконувалось де-кілька серій опромінень та вимірювань в низькофоновій спектрометричній лабораторії.
Спектри опромінених мішеней вимірювались на двох гамма-спектрометрах, зібраних на базі HPGe-детекторів фірм Canberra та Ortec з ефективністю реєстрації 15 та 40% порівняно з NaI(Tl)-детектором розмірами 3′′×3′′ та блоків електроніки цих же фірм. Енергетична роздільна здатність спектрометрів склала 1.9 кеВ на γ-лінії 1332 кеВ, яка спроводжує розпад 60Со.
В γ-спектрах, обробка яких проводилась за допомогою програми Winspectrum [2] з високою стати-стичною точністю виділені γ-переходи, які супроводжують розпад 65Zn та 67Cu. Зокрема на рис. 1 по-казано фрагмент γ-спектру опроміненої мішені подрібненого бетону при Егр = 17.5 МеВ.
Рис. 1. Фрагмент γ-спектру активованої мішені подрібненого бетону при Егр = 17.5 МеВ. Його маса склала 7,5 г. Тривалість опромінення 2 го-дини, тривалість витримки 50 годин, час вимі-рювання 19 годин.
Моделювання гальмівного спектру проводилось в рамках програмного коду Geant4 [3]. Враховува-лась реальна геометрія гальмівної та експериментальних мішеней. Даний код враховує поглинання гальмівного пучка в усіх мішенях зі збірки, яка опромінювалася. В той же час при вимірюванні наве-деної активності мішеней коефіцієнти самопоглинання γ-квантів, які відповідають розпадам дослі-джуваних нуклідів розраховувались в рамках програмного коду MCNP [4].
Використовуючи стандартні формули активаційного аналізу [5], оскільки ми незнаємо вміст цинку в бетоні були розраховані експериментальні значення відношень середньозважених виходів реакцій 68Zn(γ,p)67Cu до 66Zn(γ,n)65Zn. Після цього дані відношення були перераховані з врахуванням вмісту 68Zn в природній ізотопній суміші і отримані відношення 68Zn(γ,p)67Cu до 68Zn(γ,n)67Zn.
Було проведено моделювання досліджуваних реакцій в рамках програмного коду TALYS-1.96 [6]. Розраховані теоретичні середньозважені виходи реакцій 66Zn(γ,n)65Zn та 68Zn(γ,n)67Zn узгоджуються з експериментальними даними роботи [7]. Враховуючи результати моделювання та отримані відношен-ня були розраховані середньозважені виходи реакції 68Zn(γ,p)67Cu, які склали 250(15) мкб та 650(46) мкб при Егр =17.5 та 19.5 МеВ, відповідно.
Для середньозважених виходів, які розраховувались за даними коду TALYS-1.96 похибка склада-ється лише з похибки моделювання гальмівного спектру в коді Geant4, яка знаходиться в межах 5 % для даних граничних енергій гальмівних гамма-квантів.
Оскільки проводились відносні вимірювання то похибка потоку гальмівних γ-квантів була відсут-ня. В нашому випадку похибки визначення квантових виходів складали менше 1 %, оскільки ми ви-користовувалися найбільш інтенсивні γ-лінії, статистична похибка визначення площ піків перебувала в межах 1-2 %, Загальна похибка визначення ефективностей реєстрації коливалася в межах 2-3%, оскільки проводяться відносні вимірювання. Тому загальна похибка експериментальних середньозва-жених виходів знаходилась в межах 6-7 %, домінуючою при цьому є невизначеність теоретичного се-редньозваженого виходу реакції 68Zn(γ,n)67Zn.
Середньозважений вихід реакції 68Zn(γ,p)67Cu виміряний нами вперше при даних граничних енер-гіях гальмівних гамма-квантів. Причому при Егр = 19.5 МеВ він порівняний з перерізом, отриманим в роботі [1] при Егр = 30 МеВ, і це дозволяє напрацьовувати значну кількість ядер 67Cu на відносно де-шевому в експлуатації мікротроні М-30.
- G.N. Hovhannisyan, T.M. Bakhshian and R.K. Dallakyan Nucl. Instrum. Methods. Phys. Res B498 (2021) 48.
- N.V. Strilchuk The WinSpectrum manual (2000).
- S. Agstinelli et al. Nucl. Instrum. Methods. Phys. Res A 506 (2003) 250.
- J.F. Briesmeister, MCNP—A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Los Alamos National Laboratory Report LA-12625-M, 989, 1997.
- V.A. Zheltonozhsky et al. Eur. Phys. Jour. A57 (2021) 121.
- A.J. Koning, S. Hilaire and M. C. Duijvestijn TALYS: Comprehensive nuclear reaction modeling. In: AIP Conference Proceedings. Proc. of the Inter. Conf. on Nucl. Data for Science and Technology, San-ta Fe, USA, 26 September-1 October, 2004 (Washington, 2005) p. 1154.
- A.M.Goryachev, G.N.Zalesnyy Vopr. Teor. i Yad. Fiz. 8 (1982) 121.
