Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

A Whole-Body Spectrometer (WBS) at the Institute of Nuclear Physics, Kraków : design and results for Polish citizens visiting Japan during the Fukushima accident

Mietelski J. W., Janowski P., Kierepko R., Hajduk R., Bogacz J., Jurkowski J., Ochab E.

Nukleonika

|

2013

|

Vol. 58, No. 4

519--525

EN

The first Polish whole-body spectrometer (WBS) with scintillation detectors was constructed in Łódź in the early sixties of the last century and was operating there for more than 30 years. In 2008, the 19th century steel shield of this instrument was transported from Łódź to Kraków, where it was re-equipped with a modern gamma spectrometric system. Design and construction of this modernized spectrometer is presented along with the results for in-body contamination measurements of four Polish inhabitants who returned to Poland from Japan after the Fukushima accident compared with the results for typical Polish inhabitants, the volunteers from the Institute of Nuclear Physics (IFJ, Kraków) workers. Although, a clear signal from the Fukushima fallout was noticed for three of four persons who returned from Japan, the calculated doses were negligible. No traces of Fukushima-originating radionuclides were noticed for the examined people who have not traveled to Japan.

2

Possibilities for production of medical radiotracers on the AIC-144 cyclotron in the Cracow Institute of Nuclear Physics

Petelenz B, Ochab E., Misiak R., Bakewicz E.

Nukleonika

|

1998

|

Vol. 43, nr 4

429-434

EN

Applications of the Cracow U-120 cyclotron, which operated in the years 1958-1995, involved obtaining carrier-free radionuclides, e.g. (sup 67)Ga, (sup 88)Y, (sup 111)In, (sup 123)I, (sup 139)Ce, (sup 169)Yb and (sup 211)At from Zn, SrCl2, Ag or CdO, TeO2, La2O3, Tm2O3 and Bi2O3 targets, respectively. Wet and dry methods of separating these radionuclides from irradiated targets were elaborated by our Radiochemistry Groups. The newly-installed AIC-144 cyclotron will offer beam energies and intensities higher than the old one, but production of radionuclides will be restricted to the internal beam. Users’ requirements for the internal target assembly were summarized in 1996 and by the end of 1997 a design has been outlined and main mechanical parts of the assembly were purchased. The assembly will be suitable for irradiating metallic targets deposited electrochemically on a water-cooled support. The pilot experiments will start with obtaining (sup 67)Ga. Later on, other radionuclides for SPECT or positron studies in medicine and physics will be obtained.

PL

Działający w Krakowie, w latach 1958-1995, cyklotron U-120 był używany m.in. do wytwarzania niewielkich ilości radionuklidów. Otrzymywano np. (sup 67)Ga, (sup 88)Y, (sup 111)In, (sup 123)I, (sup 139) Ce, (sup 169)Yb i (sup 211)At z tarcz, odpowiednio: Zn, SrCI2, Ag lub CdO, TeO2, La2O3, Tm2O3 i Bi2O3 W Zakładzie Fizykochemii Jądrowej Instytutu opracowano szereg suchych i mokrych metod wydzielania beznośnikowych ilości tych nuklidów z tarcz bombardowanych deuteronami lub cząstkami alta. Nowy cyklotron, AIC-144, pozwoli przyspieszać także protony, a przy tym uzyskiwać wyższe prądy wiązki i wyższe energie cząstek. Z przyczyn technicznych otrzymywanie radionuklidów będzie musiało odbywać się za pomocą wiązki wewnętrznej. Założenia użytkowe do projektu stanowiska do aktywacji tarcz wiązką wewnętrzną opracowano w roku 1996. Do końca roku 1997 przygotowano projekt wstępny oraz zakupiono najważniejsze elementy konstrukcyjne i kontrolne stanowiska. Projektowane stanowisko umożliwi aktywacje tarcz metalicznych. Pierwszym wytwarzanym nuklidem będzie (sup 67)Ga, a następnie zostana podjete próby otrzymywania innych radionuklidów stosowanych jako znaczniki w medycynie lub badaniach fizycznych.

3

Ether extraction of carrier-free (sup 139)Ce as a method of separation of cerium from lanthanum target

Ochab E., Misiak R.

Nukleonika

|

1998

|

Vol. 43, nr 4

499-504

EN

The radionuclide (sup 139)Ce is widely used as a component of calibration multisources. In our laboratory preparation of high purity carrier-free (sup 139)Ce was worked out. The thick target yield of (sup 139)Ceproduced by bombardment of (sup 139)La with 13 MeV deuterons was found to be 159 kBq/µAh. The product (sup 139)Ce was separated from macroquantities of lanthanum by extraction with diethyl ether (DEE) in the system DEE-HNO3. The optimum conditions of (sup 139)Ce isolation were determined.

PL

Sprawdzono metodę otrzymywania i wydzielania (sup 139)Ce z tarcz lantanowych. Określono, że przy bombardowaniu tarczy La2O3 (160 mg/cm2) deuteronami o energii 13 MeV, wydajność aktywacji wynosi 159 kBq/µAh. (sup 139)Ce separowano metodą ekstrakcyjną. stosując jako rozpuszczalnik eter dwuetylowy. Oznaczono wydajność procesu ekstrakcji i czystość radionuklidową preparatu. Wyniki zinterpretowano pod kątem przydatności do otrzymywania (sup 139)Ce stosowanego jako składnik źródeł kalibracyjnych.