^90Sr—^90Yβ源辐射场中轫致辐射剂量分量的理论计算和实验测量

对^90Sr-^90Y源半导体辐照效应在线测量系统中所用辐射源与周围物质相互作用所产生的轫致辐射剂量进行了理论计算和实验测量。采用聚乙烯薄膜作吸收材料,实现了β与X射线辐射剂量的分离。给出了测量的吸收剂量中X射线辐射剂量的贡献,并对测量及理论计算中的误差进行了分析。     

90Sr-90Y源辐射剂量场的测量及计算

采用LiF薄膜和CaF2;Mn剂量片,对以^90Sr-^90Y作为辐射源的半导体辐照效应模拟装置中的剂量进行了实验测量,并用经验公式计算了相应的辐射剂量场分布。实验测量和理论计算数据之间的偏差分析结果表明,用ＬiF薄膜测量^90Sr-^90Y源辐射剂量场可以获得较为满意的结果。     

PTB~(90)Sr-~(90)Yβ标准源辐射场能谱和角分布的蒙特卡罗计算

一、引言目前在国际上众多的β次级标准装置中,西德PTB的产品已得到广泛的应用。该装置给出四个已知活度的标准β源及几个刻度位置上的空气中吸收剂量率。β粒子是带电粒子,它与介质原子的长程电磁相互作用决定了它们在介质中的散射和吸收要比中子和光子严重得多,而β衰变的能量又是连续的,所以经过源活性区外银层和防腐蚀密封层的屏蔽     

~(90)Sr-~(90)Y放射性活度的绝对测量

~(90)Sr-~(90)Y是重要的裂变产物之一。由于它的裂变产额较高,半衰期较长,所以目前它在同位素工业中应用很广泛。~(90)Sr-~(90)Y的生物毒性也很大,所以在核燃料后处理时,从核防护和环境安全出发,人们对~(90)Sr-~(90)Y核素的放射性活度非常关注。本工作研究的目的主要是为同位素工业应用和核燃料后处理厂提供~(90)Sr-~(90)Y放射性活度标准。测量的方法是把~(60)Co作为示踪体,用效率示踪技术测定~(90)Sr-~(90)Y放射性溶液的活度。测量的总不确定度大约为±1.4％。     

~(90)Sr-~(90)Y放射性活度的绝对测量

一、测量原理~(90)Sr-~(90)Y的衰变纲图比较简单。但它是一个纯β发射体,所以对它的放射性强度的绝对测量用一般的4πβ-γ符合法就比较困难。本工作采用4πβ-γ符合效率示踪法测~(90)Sr-~(90)Y的放射性强度。测量方法的基本原理是把待测的~(90)Sr-~(90)纯β发射体与放射性强     

~(90)Sr-~(90)Y放射性活度的绝对测量

~(90)Sr-~(90)Y是重要的裂变产物之一。由于它的裂变产额较高,半衰期较长,所以目前它在同位素工业中应用很广泛。~(90)Sr-~(90)Y的生物毒性也很大,所以在核燃料后处理时,从核防护和环境安全出发,人们对~(90)Sr-~(90)Y核素的放射性活度非常关注。本工作研究的目的主要是为同位素工业应用和核燃料后处理厂提供~(90)Sr-~(90)Y放射性活度标准。测量的方法是把~(60)Co作为示踪体,用效率示踪技术测定~(90)Sr-~(90)Y放射性溶液的活度。测量的总不确定度大约为±1.4%。     

大面积~(90)Sr-~(90)Yβ源制备方法研究

采用自制大面积平面源制备装置,研究了电镀时间、电压、溶液酸度、极间距、阳极移动速度等参数对90Sr-90 Y电镀效率的影响,得到了较佳的工艺参数,电镀效率大于85%。利用该参数成功制备了300cm2(13cm×24cm)、600cm2(15cm×38cm)、1 000cm2(25cm×38cm)等不同活性区面积的90Sr-90 Yβ源。结果表明,所制得的90Sr-90 Yβ源均匀性好于10%,擦拭实验证明牢固性可靠。本方法可用于制备大面积α、β标准平面源,以满足大面积表面沾污仪等仪器设备的检定、校准。     

90Sr-90Y源辐射剂量场的测量及计算

采用LiF薄膜和CaF2Mn剂量片,对以90Sr-90Y作为辐射源的半导体辐照效应模拟装置中的剂量进行了实验测量,并用经验公式计算了相应的辐射剂量场分布.实验测量和理论计算数据之间的偏差分析结果表明,用LiF薄膜测量90Sr-90Y源辐射剂量场可以获得较为满意的结果.     

~(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。     

~(99m)Tc诊断过程中辐射场特征及其源强测量

为了掌握~(99m)Tc诊断全过程中所产生辐射场特征和源强,利用HPGeγ谱仪及其无源效率刻度技术,分析了99Mo和~(99m)Tc发射的主要γ射线对辐射场的贡献。使用主动测量和被动测量相结合的方式,测量了~(99m)Tc诊断过程中各个操作环节中的辐射源强。实验结果表明:99Mo-~(99m)Tc发生器淋洗前、后主要的γ射线发射率之比变化较大;随着距离的增加,99Mo-~(99m)Tc发生器、注射器和病人表面的γ辐射空气吸收剂量率快速衰减;~(99m)Tc诊断一天,放射性药品操作人员手部剂量达到0.41 m Sv。     

常用防护用品对~(32)P,~(90)Sr+~(90)Y,~(147)Pm放射源屏蔽效果的测定

采用FJ358A型低量程β测量仪测量了P等3种β放射源32的定向剂量当量率,给出了3种源源正面空气中的定向剂量当量率与距离的关系曲线;给出了工作服、乳胶手套、防护眼镜等12种物品对3种源定向剂量当量率的屏蔽效果。提出了几点减少个人浅表剂量当量的建议。     

90Sr/90Y前列腺增生治疗器辐射场特性的实验测定

^90Sr／^90Y前列腺增生治疗器辐射场特性的实验测定,可以为医疗实践和治疗机理研究提供必需的剂量学参数和辐射场变化的物理图像。在水一有机玻璃人体模型中,用LiF热释光探测器作^90Sr／^90Y弧面源直肠型前列腺增生治疗器的剂量分布测定,得到336个不同位置处的吸收剂量值。以磁偏转法和有机玻璃过滤技术为基础,在空气中作直肠型治疗器的轫致辐射剂量份额研究,结果表明,轫致辐射剂量份额DR与探测器位置有关;在^90Sr／^90Y的β粒子在机体组织中最大射程处,轫致辐射剂量份额最大不超过0．15％。以有机玻璃为组织等效材料,用BaF2探测器作核辐射的计数测量,得到了前列腺增生治疗器产生的核辐射在组织中变化的大概物理图象,并且与相应的剂量学数据的变化趋势完全符合。     

石英和长石颗粒中~(87)Rb β剂量和吸收分数的蒙特卡罗计算

用EGSnrc蒙特卡罗程序模拟计算大小不同的石英和长石颗粒中87Rbβ粒子的吸收剂量,讨论颗粒大小对吸收剂量和吸收分数的影响。石英和长石颗粒直径为5~100 000μm,放于同样成分的无限大均匀介质中,87Rb放射性核素均匀分布于颗粒中。结果表明,颗粒大小对87Rbβ吸收剂量和吸收分数的影响非常明显,直径约为50μm和100μm的颗粒吸收分数分别约为30%和50%,但石英颗粒与钾长石颗粒之间吸收分数的差异不大。     

~(90)Sr+~(90)Y眼科治疗源治疗时眼球各部份的剂量

本文报道了用组织等效外推电离室测量人的新鲜眼球的主要结构如角膜、巩膜、晶状体和房水对~(90)Sr+~(90)Y放射源的吸收剂量的分布,确定了在用眼科治疗源进行治疗时不同深度处的剂量值,从而得出了作为对放射性敏感区的晶状体所受的剂量值,为放射治疗和辐射防护提供了有用的数据。     

~(90)Sr/~(90)Y源的应用及制备

90Sr/90 Y源在临床医学、工业过程控制、科研及工业用热源、仪表刻度参考源几个方面都具有广泛应用。用途不同对源的特性要求不同,源的制备工艺要满足应用的需求。本文针对其不同的应用,介绍了不同的90Sr/90 Y源制备方法,并对其方法优缺点进行分析。     

电子束的轫致辐射生产~(123)I的理论计算

对２００ＭｅＶ高能电子束在钨靶中作用的物理过程进行Ｍｏｎｔｅ—Ｃａｒｌｏ模拟,确定电子－光子转换靶（Ｗ）的最佳厚度为７—９ｍｍ。并给出~(１２４)Ｘｅ高压气靶为３ＭＰａ,当照射３ｈ,在最佳回收时间５．２６ｈ回收氙气,可获得１２３Ｉ的活度约５．９２ＭＢｑ。     

我国膳食中~(90)Sr、~(137)Cs、~(226)Ra、~(228)Ra、~(210)Pb 和~(210)Po含量及其所致内照射剂量

作为1990年全国总膳食调查的放射性物质部分,本文报道了组成我国膳食的各类食品中~(90)Sr、~(137)Cs、~(226)Ra、~(228)Ra、~(210)Pb 和~(210)Po 含量的测定结果;按调查所得膳食组成和食品中核素含量,估算了我国居民(成年男子)当前这些核素经食入所致年摄入量和待积有效剂量当量。结果表明,每年食入所致总待积有效剂量当量约为0.24 mSv,贡献较大的食品是蔬菜、水产品和谷类,贡献较大的核素为~(210)Pb、~(210)Po 和~(228)Ra。这些结果更新了我国膳食中这些核素的资料,补充了来自饮水的数据。文中还讨论了我国膳食组成的地区差异及其对居民摄入量和所致内照射剂量的影响。     

~(90)Sr ~(90)Y眼科敷贴器对眼球各部分的剂量

研究了眼科放疗剂量学,指出了某些影响因素。报道了用组织等效外推电离室测量人的新鲜眼球的主要结构如角膜、巩膜、晶状体和房水对~(90)Sr ~(90)Y放射治疗源的吸收剂量的分布,确定了治疗时不同深度处的剂量值,从而得出了作为放射性敏感区的晶状体所受的剂量,为放射性治疗和辐射防护提供了有用数据。     

两例~(60)Co源事故受照病人的剂量估计

1986年5月26日,河南省开封市辐照厂两名工作人员进入了正在照射的~(60)Co 源(～0.3PBq)辐照室。通过模拟试验、辐射场分布测量和受照者左裤袋内手表红宝石的辐射热释光信号的测定,确定了事故照射的几何条件和受照时间。估计了受照病人的全身剂量和器官剂量,其中全身剂量包括造血干细胞活存计权等效剂量、红骨髓计权平均剂量和全身平均吸收剂盈。这些剂量估计结果与染色体畸变分析所估计的剂量值符合得很好。