β参考辐射的研制

研制了β参考辐射系统,它是由740MBq的~(147)Pmβ源、74MBq和740MBq的~(90)Sr ~(90)Y β源、整平过滤器、源夹、源架、源测距杆、快门、控制器和β剂量仪校准架组成。带有整平过滤器的740MBq~(147)Pmβ源和74MBq~(90)Sr ~(90)Y β参考辐射和不带整平过滤器的740MBq~(90)Sr ~(90)Yβ参考辐射,分别在20cm、30cm和30cm距离处,剩余最大能量分别为0.14MeV、1.98MeV和2.18MeV,组织吸收剂量率D(0.07)分别为1.547mGy/h(1996年5月20日)、5.037mGy/h(1996年5月10日)和93.57mGy/h(1996年5月15日),总不确定度分别为3.0％、1.7％和1.7％。第一种和第2种β参考辐射,在垂直于β射线束轴平面内,直径为18cm的面积范围内,剂量率的变化分别在±6％和±3％以内。     

β吸收剂量绝对测量装置

β吸收剂量绝对测量装置由PTW 23392型湿度计和外推电离室、FJ—356型振动电容静电计、数字电压表、温度计、气压计等组成。实验测定了所用静电计的内部反馈电容、外推电离室不同极间距离时的电容,从而确定了外推电离室的有效收集面积为7.106×10~(-4)m~2。实验测量了外推电离室窗对于天然铀、~(147)Pm和(~(90)Sr ~(90)Y)β辐射的散射和阻止的修正。实验测出或计算出其他修正,实验测出直径为90mm、厚为10mm的天然铀块表面组织吸收剂量率为2.289mGy/h,总不确定度为1.7％。实验测出~(147)Pm和(~(90)Sr ~(90)Y)β参考辐射的组织吸收剂量率,总不确定度分别为3.0％和1.7％。     

~(90)Sr-~(90)Y发生器的研制

本文比较系统地介绍为放射免疫治疗用~(90)Sr-~(90)Y发生器的研制,各种分离、分析的条件实验。国产732型阳离子交换树脂成功地被用于~(90)Sr,~(90)Y的分离。得到的~(90)Y可满足医学临床应用要求,~(90)Y的去污因子为10~6。本工艺简便、安全.每740MBq~(90)Y中,~(90)Sr杂质沾污仅为0.74kBq左右。~(90)Sr系剧毒性核素,人终身允许剂量为74kBq.若病人一次接受740MBq~(90)Y治疗。那么接受上百次治疗,方能达到其终身允许剂量。本发生器的淋洗效率可达98%,可推荐用于单克隆抗体的标记,临床放射免疫治疗。     

辐射显色薄膜电子高剂量计的剂量学特性

文章报道了用PR-CN(PVB)辐射显色薄膜测量电子吸收剂量的某些重要的剂量学特性:在0.3-120kGy范围内,吸收剂量(D)与单位厚度光密度变化(ΔOD/mm)有良好的线性关系;电子能量的依赖性小,~(147)Pm和~(90)Sr ~(90)Y响应之比约为1:2.4;对中能以上的电子剂量响应在实验误差范围内、与电子平衡条件下~(60)Co γ辐射剂量响应相同;在实验用到的平均剂量率范围内(约0.1—5×10~4Gy/min),响应和剂量率无关。建立了用于电子束工业辐射加工的吸收剂量常规刻度方法。最后给出了测量静电加速器1.5MeV、电子迴旋加速器6.9MeV电子束在有机玻璃中深部剂量分布的实例。     

Measurement of ~(90)Sr and ~(90)Y Under Unbalance by Bremsstrahlung

90Y and 90Sr are pure β radio nuclides, and 90Y is the daughter of long-lived 90Sr. Their maximum β energy is 0.546 MeV (90Sr) and 2.27 MeV(90Y), respectively. In the measurement of 90Y, a thick slice is usually used to absorb β-ray of 90Sr to eliminat…     

^89Sr和^90Sr的同时定量测定

一、引言关于多组份的β源的同时定量测定,Biller曾提出用跟踪测量-图解法获得各组份的量,但是对于寿命较长的~(89)Sr和~(90)Sr-~(90)Y的测量则不适用。为了测量它们,一般采用选择适当的冷却和测量时间,使多组份β源简化为单组份的贡献。所以,有关~(89)Sr和~(90)Sr的同时定量测定尚未见文献中报道。~(90)Sr的半衰期较长(T_(1/2)=28.6a),其子体~(90)Y的β射线能量较高(2.284 MeV),是极毒物质。通过~(235)U裂变生产的口服或注射用的医用同位素(如~(99)Mo-~(99)Tc发生器)中的~(89)Sr和~(90)Sr的含量必须符合我国卫生部部颁标准(~(89)Sr为6×10~(-5)%,~(90)Sr为6×10~(-6)%)。这就需要有一个合适的定量测量方法。为此,本工作研究和建立了β发射核~(89)Sr,~(89)Sr-~(90)Y的分离和同时定量测定的方法。     

从核燃料后处理废液中提取贵金属铑和钯的研究

本文用模拟料液,研究了以萃取法为基本方法,从核燃料后处理废液中提取贵金属铑和钯。所得产品铑和钯的化学纯度分别大于99.9％和99.95％。该流程中铑和钯的收率均在90％以上。几个主要的长寿命放射性核素(~(90)Sr/~(90)Y、~(106)Ru/~(106)Rh、~(125)Sb、~(137)Cs、~(144)Ce/~(144)Pr和~(147)Pm)对产品钯都没有沾污。~(137)Cs对产品铑没有沾污。产品铑对~(90)Sr/~(90)Y、~(106)Ru/~(106)Rh、~(125)Sb、~(144)Ce/~(144)Pr和~(147)Pm的放射性去污系数分别为2.4×10~6、5.2×10~4、9.0×10~4、9.6×10~6和4.1×10~6。经加反载体纯化(对~(147)Pm未进行此实验),产品铑对~(106)Ru/~(106)Rh的放射性去污系数为6.2×10~7,对上述其它几种核素都达到完全去污。     

HDEHP-KeL-F色层法快速分离和测定水中的~(147)Pm

报道了一种快速分离和测定水中~(147)Pm的方法。该法采用HDEHP-KeL-F色层柱分步淋洗,液闪萃取剂萃取,使~(147)Pm与其他放射性核素分离,然后用液体闪烁计数器测量,得如下结果:~(147)Pm的化学回收率为88.5±1.1％,放射性Sr,Y,Cs,Ru,Zr,Nb的净化系数DF可达10~3以上,放射性Eu的DF为10~2,放射性Ce的DF≈10,~(147)Pm的检测限为0.08Bq。     

HDEHP-KeL-F色层法快速分离和测定水中的~(147)Pm

报道了一种快速分离和测定水中~(147)Pm的方法。该法采用HDEHP-KeL-F色层柱分步淋洗,液闪萃取剂萃取,使~(147)Pm与其他放射性核素分离,然后用液体闪烁计数器测量,得如下结果:~(147)Pm的化学回收率为88.5±1.1％,放射性Sr,Y,Cs,Ru,Zr,Nb的净化系数DF可达10~3以上,放射性Eu的DF为10~2,放射性Ce的DF≈10,~(147)Pm的检测限为0.08Bq。     

β射线吸收剂量参考辐射场测量研究

β射线对于人体皮肤的浅表剂量的监测是外照射个人剂量监测的重要部分。为研究建立β辐射剂量国防计量最高标准,依照ISO 6980国际标准,对名义活度分别为37 GBq的147Pm、460 MBq的⁹⁰Sr+⁹⁰Y和3.7 GBq的⁸⁵Kr 3种放射源的辐射场特性进行研究。实验得到¹⁴⁷Pm、⁹⁰Sr+⁹⁰Y和⁸⁵Kr放射源分别在20、30、30 cm带展平过滤时的剩余最大能量为0.16、2.00、0.58 MeV。β污染、光子污染及辐射场均匀性在规定值的±5%以内,均满足ISO 6980标准要求。利用外推电离室对测量点处带展平过滤的皮肤组织等效材料的吸收剂量率进行测量,对涉及到的电离室有效面积及入射窗引起的散射和衰减等修正因子进行了详细的计算,测量得到¹⁴⁷Pm、⁹⁰Sr+⁹⁰Y和⁸⁵Kr分别在距源20、30、30 cm处的吸收剂量率分别为8.352、39.24、154.08 mGy/h,并与出厂证书给出的剂量值进行对比,最大相差0.52%,在可接受范围内。     

异形探头表面沾污仪的研制

本工作研制了具有特殊形状的表面沾污监测仪,探头方向可改变,并可拉伸,能用于监测管道内部,容器内部或其它不规则表面的沾污.探头采用J418型不锈钢云母端窗计数管,有效窗口为φ15mm和面积为70×70mm两种,端窗上复盖一层0.98mg·cm~(-2)厚的铝化聚脂膜.探头拉杆长度可从20cm伸长到100cm.该监测仪小探头(φ15)的表面活度响应对~(90)Sr+~(90)Y,~(204)Ti,~(147)Pm和~(241)Am源分别为0.55、0.47、0.14和0.19CPS/Bq·cm~(-2);测量时间10秒时,最小可探测限分别为0.32,0.39,1.60和0.42Bq·cm~(-2),满足退役设备去污监测的要求.     

动力堆乏燃料中^146Pm与^147Pm比值的测定

一、序言~(147)Pm是一种具有2.62 a半衰期,发射粒子最大能量为224.5 keV的软β幅射源(γ发射很弱),有广泛的用途。~(147)Pm虽有~(146)Nd(n,γ)~(147)Nd→Pm的生产方法,但其产量有限,成本高。而核裂变产物~(147)Pm——核动力堆的副产物,来源是非常丰富的。但是,在裂变产物~(147)Pm中除存在~(148)Pm(T_(1/2)=5.4 d)和~(148)Pm之外,还存在一种伴有     

电子和光子剂量点核和吸收剂量分布的蒙特卡罗计算

用EGSnrc蒙特卡罗程序计算能量为1MeV的电子和32P、90Y和131I放射性核素的刻度剂量点核,计算能量为0.2MeV、4MeV的电子和32P、90Y放射性核素均匀分布在质量为10 2 103g的水球体中的吸收分数,计算活度为1 MBq/cm3的32P、90Y、131I放射性核素以及15 keV、30 keV、100 keV单能光子均匀分布在水(肿瘤)球壳(0.22 r 0.66cm)时的径向剂量率分布,并与国内外其它计算结果相比较。结果可为放射性核素治疗剂量计算提供参考。     

β吸收剂量绝对测量装置

β吸收剂量绝对测量装置由PTW23392型湿度计和外推电离室、FJ-356型振动电容静电计、数字电压表、温度计、气压计等组成。实验测定了所用静电计的内部反馈电容、外推电离室不同极间距离时的电容,从而确定了外推电离室的有效收集面积为7.106×10~(-4)m~2。实验测量了外推电离室窗对于天然铀、~(147)pm和(~(90)Sr ~(90)Y)β辐射的散射和阻止的修正。实验测     

A Development of Computer Code for Correction of Self-attenuation in Tomographic Gamma Scanning

^90Sr-^90Y是纯β放射性母子体，在测量^90Y时，为消除^90Sr对^90Y的干扰，通常利用它们的β射线能量差别（^90Sr和^90Y的Eβ分别为0．546和2．27MeV）用一定厚度的吸收片吸收^90Sr的β射线来测量^90Y。对^90Sr的测量则是测量^90Sr-^90Y达到平衡后的总活度。测量方法较麻烦。本工作探讨用轫致辐射法同时测量混合液中^90Sr和^90Y放射性活度的可行性。     

裂变产物~(147)Pm在体内蓄积的放射遗传毒理效应研究

本研究观察了当机体摄入不同放射量裂变产物~(147)Pm时的体内选择性蓄积部位骨髓细胞染色体畸变、姐妹染色单体互换(SCE)频率和微核率变化的诱发效应。实验结果表明,小剂量~(147)Pm以诱发骨髓细胞染色单体型畸变为主。而随着~(147)Pm摄入量的增加,可出现染色体断裂和易位。~(147)Pm摄入量与骨髓细胞染色体畸变率之间呈半对数直线效应关系,拟合的对数回归方程式为:Y=10.69+1.435InX。同时骨髓畸变细胞与~(147)Pm摄入量之间亦呈现线性关系,拟合的方程式为:Y=9.61+1.24InX,~(147)Pm内污染机体后,可诱发骨髓细胞SCE率和微核的阳性率明显升高,且随着~(147)Pm摄入量的加大,微核阳性率亦进一步增升。     

韧致辐射法同时测量90Sr和90Y

本工作提出了用韧致辐射法同时测量样品中~(90)Sr和~(90)Y的设想.采用二(2-乙基已基)磷酸萃取制备无~(90)Y的~(90)Sr溶液,应用阱型NaI(Tl)探测器进行跟踪测量,得到~(90)Sr与~(90)Y探测效率比k.根据k值,跟踪测量未知样品,可以得到样品中~(90)Sr和~(90)Y的量.因此可以直接用~(90)Sr-~(90)Y作为Y的示踪剂.     

高放废液中放射性核素分析

高放废液(HLLW)中放射性核素的分析方法,包括总α、总β放射性活度测量方法,超铀元素α发射体镎、钚,镅,裂变产物β发射体~(90)Sr、~(147)Pm以及多种γ放射性核素的测量方法。对核燃料后处理工厂的高放废液进行取样分析获得的较完整的数据,为高放废液处理处置研究提供了可靠的基础资料。     

MCNP模拟大气颗粒物β能谱响应及其透射率

针对基于β射线法的大气颗粒物浓度测量仪设计过程中β射线源和滤膜的选择难题,运用MCNP建立大气颗粒物浓度测量仪模型。β射线能谱响应的MCNP模拟结果符合典型β射线能谱特征,与理论计算结果一致;对PTFE、PVC、玻璃纤维、PP 4种常用大气颗粒物滤膜透射率、以及14C、85Kr、147Pm、204Tl、90Sr-90Y5种β源对这4种滤膜透射率的模拟误差均小于2%。结果表明:(1)β源射线能量越高,对滤膜的透射效果越好;(2)β源的透射能力由强到弱依次为:90Sr-90Y204Tl85Kr147Pm14C,与这五种放射源的最大β射线能量水平保持一致;(3)不同能量β射线对滤膜的透射能力由强到弱依次为:PPPVCPTFE玻璃纤维。综合考虑仪器安全性、设计与维护成本、材料性能等因素,大气颗粒物浓度测量仪采用14C源即可,并推荐优先采用透射率较高的PP滤膜。本工作的研究方法和结论可直接应用于大气颗粒物浓度测量仪的设计和开发。     

大白鼠体内钷排泄规律的初步探讨

~(147)Pm 在仪表工业上已有广泛应用。在分离和应用~(147)Pm 的过程中,工作人员体内有可能受~(147)Pm 的污染,引起内照射。~(147)Pm 是低能β辐射体,其在体内的含量很难在体外直接测量。因此,对排泄物中~(147)pm 的放射性活度的测量,成为估算~(147)Pm 体内滞留量的重要方法。国外曾报道过人(自愿者)体内钷代谢规律的研究结果~[1]。本文初步探讨~(147)Pm 在大白鼠体内的排泄觌律,为进一步探讨人体内钷排泄和滞留模式积累资料和经验。