BODY SURFACE EXPOSURE DISTRIBUTION OF EXAMINEES RECEIVED UPPER G．I．T．X－RAY EXAMINATION

ＢＯＤＹ　ＳＵＲＦＡＣＥ　ＥＸＰＯＳＵＲＥ　ＤＩＳＴＲＩＢＵＴＩＯＮ　ＯＦ　ＥＸＡＭＩＮＥＥＳ　ＲＥＣＥＩＶＥＤ　ＵＰＰＥＲ　Ｇ．Ｉ．Ｔ．Ｘ－ＲＡＹ　ＥＸＡＭＩＮＡＴＩＯＮＦｅｎｇＤｉｎｇｈｕａ（冯定华）ａｎｄＣｈｅｎｇＱｉｊｕｎ（程祺钧）（Ｆａｃｕ...     

RADIOIMMUNOTOXICOLOGICAL EFFECT OF ENRICHED URANIUM ON CENTRAL AND PERIPHERAL IMMUNE CELLS AND THE PROTECTIVE ACTION OF IL－1 AND IL－2

ＲＡＤＩＯＩＭＭＵＮＯＴＯＸＩＣＯＬＯＧＩＣＡＬＥＦＦＥＣＴＯＦＥＮＲＩＣＨＥＤＵＲＡＮＩＵＭＯＮＣＥＮＴＲＡＬＡＮＤＰＥＲＩＰＨＥＲＡＬＩＭＭＵＮＥＣＥＬＬＳＡＮＤＴＨＥＰＲＯＴＥＣＴＩＶＥＡＣＴＩＯＮＯＦＩＬ－１ＡＮＤＩＬ－２￥ＺｈｕＳｈｏｕｐｅ...     

MONTE CARLO CALCULATION FOR CALIBRATION FUNCTIONS IN TOTAL REFLECTION X－RAY FLUORESCENCE SPECTROMETR

ＭＯＮＴＥ　ＣＡＲＬＯ　ＣＡＬＣＵＬＡＴＩＯＮ　ＦＯＲ　ＣＡＬＩＢＲＡＴＩＯＮ　ＦＵＮＣＴＩＯＮＳ　ＩＮ　ＴＯＴＡＬ　ＲＥＦＬＥＣＴＩＯＮ　Ｘ－ＲＡＹ　ＦＬＵＯＲＥＳＣＥＮＣＥ　ＳＰＥＣＴＲＯＭＥＴＲＹＦａｎＱｉｎｍｉｎ（范钦敏）；ＬｉｕＹａｗｅｎ（...     

LARGE VOLUME IONIZATION CHAMBER USED AS LABORATORY REFERENCE FOR LOW ENERGY X－RAY MEASUREMENT

ＬＡＲＧＥ　ＶＯＬＵＭＥ　ＩＯＮＩＺＡＴＩＯＮ　ＣＨＡＭＢＥＲ　ＵＳＥＤ　ＡＳ　ＬＡＢＯＲＡＴＯＲＹ　ＲＥＦＥＲＥＮＣＥ　ＦＯＲ　ＬＯＷ　ＥＮＥＲＧＹ　Ｘ－ＲＡＹ　ＭＥＡＳＵＲＥＭＥＮＴＹａｎｇＧｕｏｓｈａｎ；ＸｕｅＹｏｎｇｋｕａｎｄＣａｉＦａｎｇｏ...     

ACCURACY OF MEASUREMENT OF NATURAL GAMMA RAY SPECTRA BY HD－8004 NaI（T1）GAMMA SPECTROMETER

ＡＣＣＵＲＡＣＹ　ＯＦ　ＭＥＡＳＵＲＥＭＥＮＴ　ＯＦ　ＮＡＴＵＲＡＬ　ＧＡＭＭＡ　ＲＡＹ　ＳＰＥＣＴＲＡ　ＢＹ　ＨＤ－８００４　ＮａＩ（Ｔ１）ＧＡＭＭＡ　ＳＰＥＣＴＲＯＭＥＴＥＲＺｈｕＧｕｏｑｉｎ（朱国钦）ａｎｄＺｈｅｎｇＲｅｎｓｈｕ（郑仁淑）（Ｄｅ...     

STUDY ON BEHAVIOUR OF CR FORMULATION OF THIOBENCANB IN A MODEL PADDY FIE

ＳＴＵＤＹＯＮＢＥＨＡＶＩＯＵＲＯＦＣＲＦＯＲＭＵＬＡＴＩＯＮＯＦＴＨＩＯＢＥＮＣＡＮＢＩＮＡＭＯＤＥＬＰＡＤＤＹＦＩＥＬＤＳｕｎＪｉｎｈｅ（孙锦荷）；ＬｉＸｉｎｇｍｉｎｇ（李兴明）；ＣｈｅｎＺｉｙｕａｎ（陈子元）ａｎｄＺｈａｎｇＱｉｎｚｈｅｎｇ（张...     

CONCLUSION OF INTERNATIONAL SYMPOSIUM ON NUCLEAR ENERGY AND THE ENVIRONMENT AT BEIJIN ON 14～18 OCT.1996

ＣＯＮＣＬＵＳＩＯＮＯＦＩＮＴＥＲＮＡＴＩＯＮＡＬＳＹＭＰＯＳＩＵＭＯＮＮＵＣＬＥＡＲＥＮＥＲＧＹＡＮＤＴＨＥＥＮＶＩＲＯＮＭＥＮＴＡＴＢＥＩＪＩＮＯＮ１４～１８ＯＣＴ．１９９６Ｂ．Ｇ．Ｂｅｎｎｅｔ（ＵＮＳＣＥＡＲ）Ｗｅｈａｖｅｃｏｍｅｔｏｔｈｅｅｎ...     

PREPARATION OF BONE TUMOR THERAPEUTIC RADIOPHARMACEUTICALS ^153 Sm—EDTMP

ＰＲＥＰＡＲＡＴＩＯＮ　ＯＦ　ＢＯＮＥ　ＴＵＭＯＲ　ＴＨＥＲＡＰＥＵＴＩＣ　ＲＡＤＩＯＰＨＡＲＭＡＣＥＵＴＩＣＡＬＳ　~（１５３）Ｓｍ－ＥＤＴＭＰＬｕｏＳｈｕｎｚｈｏｎｇ（罗顺忠）；ＰｕＭａｎｆｅｉ（蒲满飞）；ＱｉａｏＪｉａｎ（谯健）；ＬｉｕＺｈｏｎ?..     

MEASUREMENTS OF TOTAL CROSS SECTIONS FOR K－SHELL IONIZATION BY ELECTRON BOMBARDMENT

ＭＥＡＳＵＲＥＭＥＮＴＳＯＦＴＯＴＡＬＣＲＯＳＳＳＥＣＴＩＯＮＳＦＯＲＫ－ＳＨＥＬＬＩＯＮＩＺＡＴＩＯＮＢＹＥＬＥＣＴＲＯＮＢＯＭＢＡＲＤＭＥＮＴＬｉＪｉｎｇｗｅｎ（李景文）；ＤｏｎｇＺｈｉｑｉａｎｇ（董志强）；ＺｅｎｇＸｉａｎｔａｎｇ（曾宪堂），Ｈ...     

STUDY ON OCCURENCE FORM OF PLATINUM IN XINJIE Cu－Pt DEPOSIT BY NAA AND SCANNING PROTON MICROPROBE

ＳＴＵＤＹＯＮＯＣＣＵＲＥＮＣＥＦＯＲＭＯＦＰＬＡＴＩＮＵＭＩＮＸＩＮＪＩＥＣｕ－ＰｔＤＥＰＯＳＩＴＢＹＮＡＡＡＮＤＳＣＡＮＮＩＮＧＰＲＯＴＯＮＭＩＣＲＯＰＲＯＢＥＬｉＸｉａｏｌｉｎ，ＺｈｕＪｉｅｑｉｎｇ，ＧｕＹｉｎｇｍｅｉ，ｗｕＸｉａｎＫａｎｇ（Ｓ...     

β剂量刻度用的天然铀块外照射剂量分布

本文总结了天然铀(+子体)块作为β射线外照射吸收剂量刻度用参考标准源的7个优点。用组织等效外推电离室测量了天然铀照射聚乙烯材料时的深部剂量分布。用裸露胶片测量了源中心轴上空气中浅表吸收剂量随源到探测器距离的变化,以及不同距离处垂直于中心轴的平面上剂量场的均匀性。指出了按照ICRU第39号报告提出的定向剂量当量H’(0.007)和浅表个人剂量当量H_?(0.007),用这种源刻度环境或工作场所监测仪表和个人剂量计时应注意的问题。最后把测量值与根据天然铀及其主要子体的复杂能谱进行的初步理论估算值进行了比较,符合较好。     

用化学方法测量 J-2.5MV 质子静电加速器电子的吸收剂量

用硫酸亚铁剂量计和辐射变色薄膜剂量计相结合的化学方法，测定了水和聚乙烯材料中电子的吸收剂量、深度剂量分布和实际射程。测量结果和外推电离室的测量结果进行了比较，水和聚乙烯中电子最大吸收剂量的测量值在２％范围内一致。本方法测量水的吸收剂量总不确定度为２．１％，测量聚乙烯和其它物质的吸收剂量总不确定度为６．５％，置信概率为９５％。     

用外推电离室测量1.5MeV电子束在硅中的剂量率分布

本文叙述了用自制外推电离室测量1.5MeV电子束在硅中的剂量率分布。认为由电子加速器准直器散射出来的电子对硅表浅层的剂量率分布有不可忽略的影响。     

鲻鱼解剖学模型剂量计算及与整体模型的比较

以秦山地区的鲻鱼为例,进行现场取样测量,根据实测数据建立了区分组织/器官的解剖学模型。采用MCNP程序对¹³⁷Cs和⁹⁰Sr发射的射线对组织和器官的能量吸收份额进行模拟,并进行剂量计算。作为比较,同时建立了具有相同几何尺寸的整体均匀模型,用传统方法进行剂量计算。结果为：对于内照射,在生物内部器官具有较高浓集因子的情况下,生物体局部剂量比较大,使用整体均匀模型的估算方法是偏不保守的;对于外照射,解剖学模型的计算值小于整体均匀模型。     

水箱中电离法测量X射线水吸收剂量

本文基于电离法对X射线水吸收剂量进行了测量与研究,确定了管电压在100 k V以上的X水吸收剂量射线测量方法。在基准辐射场建立了管电压为100 k V的治疗水平X射线辐射质,通过引用文献插值得到水与空气的质能吸收系数之比和PTW 30013型电离室的扰动因子。基于计算公式得到PTW 30013型电离室的水吸收剂量校准因子,同时在水箱中测量了该辐射质下水深2 cm处的X射线水吸收剂量。     

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。     

10-50kV X射线水吸收剂量的测量与研究

X射线水吸收剂量是辐射剂量学的重要物理量,它的精确测量在放射治疗中至关重要。开展低能X射线水吸收剂量的研究与测量,可为完善水吸收剂量溯源体系及扩宽计量部门校准范围提供重要技术支持。确定低能X射线水吸收剂量的测量方法,在辐射场中使用PTW23344电离室对10-50 k V的治疗水平辐射质下的X射线水吸收剂量进行了测量。最终得到了电离室的水吸收剂量刻度因子N_D以及厚度为6 cm有机玻璃前表面的水吸收剂量D_W。本项工作为建立国内X射线水吸收剂量标准及进行国际比对提供了条件和基础。     

Synthesis and Characterization of a Soft-tissue Substitute for Neutron Dosimetry

To develop a physical phantom for neutron dosimetry, a solid soft-tissue substitute was synthesized. The synthesized tissue substitute, NAN-JAERI, is improved in both hydrogen and oxygen elemental composition in comparison with existing tissue substitutes. To examine the radiation characteristics of the new soft-tissue substitute, absorbed dose distributions in NAN-JAERI were measured using a ²⁵²Cf neutron source. The measured absorbed dose distributions of neutrons and photons agree with those calculated by a Monte Carlo simulation code MCNP. The agreement between the experiment and the simulation verifies this method of evaluating the soft-tissue equivalence of NAN-JAERI for ²⁵²Cf neutrons. Similar simulations for some mono-energetic neutron sources showed that the newly developed tissue substitute has soft-tissue equivalent characteristics in the neutron energy range from 1 MeV up to 14 MeV, in terms of the absorbed dose distributions in a slab phantom.     

电子和β射线两用外推电离室的研制

本文研制了一台测量电子束和β射线吸收剂量的外推电离室,其空腔室壁材料可拆换并分别与空气、组织和硅等效,收集电极名义直径为1.5、3、10和30mm,空气空腔可变范围为0.2～15mm。该外推电离室具有在空腔内部测温,自动改变窗口上方材料厚度及采用微型计算机控制等特点。适用于测10 MeV能量以下,剂量率为10~5～10~(-3)Gy/h的电子或β射线吸收剂量。整个外推电离室自动测剂量系统在测~(204)TLβ放射源表面剂量率的不确定度为2.3％。测1.5 MeV电子束在硅和哈密瓜深部剂量率时,不确定度分别为4.0％和2.8％。