но шляхом перетворення стабільних нуклідів у нестабільні нукліди за допомогою бомбардування їх нейтронами, протонами, дейтронами,?-частками,?-випромінюванням та іншими ядерними частинками. Джерелом цих частинок можуть бути р/н, ядерні реактори або різного типу прискорювачі. Велика різноманітність штучно створених р/н сприяло прогресу в багатьох додатках фізики, біології, і звичайно, медицині.
. 1.2 ПЧД
Позиційно-чутливими називають детектори, які дозволяють визначити координату місця попадання в них заряджених частинок або квантів рентгенівського або випромінювання, а в багатьох випадках - одночасно і енергію, передану частинкою або квантом чутливому обсягом детектора.
У відомих у даний час ПЧД для декодування позиційної інформації використовують наступні параметри самих колекторних елементів або генеруються ними сигналів:
а) номери колекторних елементів, в ланцюзі яких при детектуванні частинки були зареєстровані імпульси струму з інтегральним зарядом, що перевищує деяке порогове значення (дискретне декодування);
б) заряди, що переносяться імпульсами струму в декількох вихідних ланцюгах одного колектора (аналогове декодування на основі вимірювання відношення зарядів);
в) розподіл зарядів між декількома колекторними елементами колекторної системи (аналогове декодування на основі визначення центру ваги зарядового розподілу);
г) затримки появи сигналів в різних вихідних ланцюгах одного колектора (аналогове декодування на основі часових вимірів);
д)?? адержкі появи сигналів в вихідних ланцюгах різних колекторних елементів, обумовлені введенням у колекторну систему спеціальної лінії затримки (аналогове декодування за допомогою ліній затримки);
е) затримки появи сигналів щодо моменту іонізації в вихідний ланцюга одного або декількох колекторних елементів, обумовлені кінцевою швидкістю переміщення (дрейфу) первинного заряду від точки освіти до відповідного колекторного елемента (аналогове декодування на основі вимірювання швидкості дрейфу).
2.1.3 Виробництво радіонуклідів на ядерних реакторах
Найбільш потужним і економічно вигідним джерелом нейтронів для напрацювання р/н є ядерний реактор. Ядерні реактори виробляють нейтрони за рахунок реакції поділу 235U, 239Pu або 233U. Нейтрони, які утворюються при діленні, мають безперервний енергетичний спектр в інтервалі від 0,1 до 20 МеВ з найбільш імовірною енергією, рівної 1 МеВ, і середньою енергією, рівної 2 МеВ. За рахунок процесів взаємодії і уповільнення спектр нейтронів модифікується і розширюється в область малих енергій (аж до теплових енергій). Конкретний вид спектра залежить від типу реактора і конструкції активної зони. Потужні енергетичні реактори мало пристосовані для виробництва р/н, тому для цих цілей використовуються, як правило, дослідницькі реактори теплового типу. Типовий енергетичний спектр такого реактора показаний на рис. 7.
Рис. 7. Типовий енергетичний спектр нейтронів реактора на теплових нейтронах
Нейтрони зазвичай групуються в три категорії: теплові нейтрони (En lt; 0,4 еВ), епітепловие нейтрони (0,4 еВ lt; En lt; 100 кеВ) і швидкі нейтрони (En gt; 100 кеВ). Енергетичний спектр теплових нейтронів апроксимується розподілом Максвелла з максимумом близько енергії 0,025 еВ. Ці нейтрони найбільш ефективні (мають максимальні перетину взаємодії) для отримання р/н. Використовувана щільність потоку таких нейтронів залежить від потужності реактора і розташування мішені і знаходиться в діапазоні від 5106 до травня 1015 нейтрон/(см2 с).
Більшість дослідницьких реакторів на теплових нейтронах мають активну зону, занурену в басейн з водою або важкою водою, яка одночасно виконує функції уповільнення нейтронів, охолодження реактора і захисту від випромінювань. Мішені для опромінення зазвичай розміщують у спеціальних каналах, що проходять через активну зону реактора.
Наводиться список р/н (див. табл.1), важливих для ЯМ, які виробляються на ядерних реакторах. Для цього застосовуються три типи ядерних реакцій:
реакція захоплення нейтрона (n,?);
реакція захоплення нейтрона з подальшим радіоактивним розпадом;
реакція поділу.
Найбільш широко використовується реакція (n,?) з тепловими нейтронами в силу простоти реалізації та високого виходу продукту. У багатьох випадках мішені виготовляються з такого ж елемента (іноді природного матеріалу), тому не потрібно подальше хімічне поділ мішені і продукту. Цей же момент є недоліком даної технології, так як при неможливості хімічного відділення радіоактивного продукту стабільні атоми р...
