外用Sr~(90)治疗皮肤病和眼疾患的初步报告

放射性同位素Sr~(90)系铀的衰变产物,是纯β射线的放射源,化学状态为Sr~(90)(NO_3)_2,物理牛衰期为19.9年,故在短时间内剂量是恒定的(剂量每年减少约2.7%),Sr~(90)放出一组β射线后衰变为Y~(90),Y~(90)再经β衰变后成为Zr~(90),后者为稳定元素。Sr~(90)放出的β射线能量很弱,最大能量为0.65兆电子伏,但其子体Y~(90)放出的β射线能量很强,最大能量为2.16兆电子伏,物理半衰期为65小时,因此经一定时间后,母体与子体(Sr~(90)-Y~(90))即达到平衡。     

放射性同位素在肝癌诊断上的应用

利用放射性同位素方法来显示肝脏的大小、形状及位置,在临床上具有很大的价值和意义。此方法的基本原理是利用肝脏对化合物[例如四碘(I~(131))酚酜、四碘(I~(131))四氯萤光素钾盐、胶体Au~(198)等]的选择性吸收的作用,或肿瘤组织对化合物[例如,碘(I~(131))化人血清白蛋白等]的浓聚作用。     

食品中铷-87的原子吸收分光光度测定法

铷-87是一种天然放射性核素,广泛分布于自然界中,随饮食进入体内可产生一定的辐射生物效应。在内照射剂量估算时,需测定食品中铷-87的含量。但铷-87的β射线能量低,仅为0.27 MeV,且半衰期长达4.7×10~(10)年,所以利用其β射线进行测定是十分困难的,并且需要与同族核素特别是钾、铯进行繁杂严格的分离。     

放射性胶体CrP~(32)O_4静脉注射液的制备及临床应用

放射性P~(32)在脱变过程中放出β射线,其最大能量为1.701兆电子伏,在人体组织内的最大射程为8毫米,P~(32)的半衰期为14.3天,适合于临床治疗的要求。胶体磷酸铬在组织内不易扩散,也不易被组织吸收,在临床上用它来作肿瘤内注射治疗癌肿、胸腹腔内注射治疗弥漫性     

一种用于个人剂量当量Hp(0.07)监测的剂量计研制

鉴于目前国内生产的个人剂量当量H_p(0.07)剂量计对低能β辐射响应较差,以及对β、γ混合场中H_p(0.07)剂量测量误差较大的问题,基于LiF:Mg, Cu, P热释光探测器,结合模拟计算,研制了一种ZF-P7型H_p(0.07)剂量计。其性能指标测试结果表明：对于最大能量为225 keV～2.274 MeV的β射线,响应在0.67～0.95之间;对16 keV～1 250 keV的X、γ射线,响应在0.66～1.45之间;在剂量100μSv～1.2 Sv范围内,剂量线性在0.91～1.10范围内;在入射角为0～±60°,对65 keV X射线的角度响应在0.99～1.09范围之内,对⁸⁵Kr β射线角度响应在0.94～1.11范围之内。经实验验证,ZF-P7型H_p(0.07)剂量计的各项指标均满足行业标准EJ/T 1178—2005和检定规程JJG(军工)37—2014要求。由于该ZF-P7型剂量计性能优良,特别是对不同能量的X、γ、β辐射响应较好,可解决混合辐射场作业人员H...     

惰性气体β-γ符合测量系统探测器能量及分辨率刻度

β-γ符合法是全面禁止核试验条约(CTBT)放射性核素核查中惰性气体氙测量的一种重要方法,探测器能量及分辨率刻度是其首要解决的关键技术。本工作详细介绍了β-γ符合测量系统NaI(Tl)闪烁体和塑料闪烁体探测器能量及分辨率刻度的方法和结果,采用γ放射性核素点源刻度NaI(Tl)γ射线能量及分辨率,利用137Cs661.66keVγ射线康普顿散射电子刻度塑料闪烁体β射线能量及分辨率,并与131Xem内转换电子刻度的β射线能量分辨率结果进行了比较。结果表明:用137Cs康普顿散射电子刻度塑料闪烁体β射线能量是一种简便可行的方法,但用其刻度的β射线分辨率比实际的大。     

氚的相对生物效应

随着氚在工业、农业、医学、水文和生物学研究中应用愈来愈广泛,氚的相对生物效应(RBE)已受到各国的重视。相对生物效应是指以相同的剂量照射时,一种射线的生物作用对通常X射线作用的比值。RBE值随辐射的线能量传递(LET)而变化,通常能量为200～250keV的X射线在组织中的LET为2.5keV/μ,25keV的软X射线的 LET约为6keV/μ,氚的β射线(平均能量为5.6keV)的LET为 9.3keV/μ,较X射线的LET为大。     

手指剂量计

本文介绍用于手指剂量测量的热释光元件——含氟化锂的聚四氟乙烯薄膜(以下简称TL薄片)的制备、对~(60)COγ射线的剂量响应及对X、γ和β射线的能量响应。给出了在3毫克/厘米~2聚乙烯包装下,厚为20毫克/厘米~2的TL薄片测量β-γ手指吸收剂量的结果。     

胎鼠大脑发育对氚β射线和~(137)Csγ射线的剂量响应

本文报道了雌性大鼠全孕期接受氚水β射线或~(137)Csγ射线的照射后,自然分娩的仔鼠大脑重量和孕期长短以及辐射剂量的关系。实验用的氘水β剂量率为0、0.5、1.2、2.0和3.8rad~(-1)五种,~(137)Csγ射线的剂量率为0、1.0、2.0、4.0,6.0、8.0和12.0rad d~(-1)七种。共观察了134只孕鼠和1580只仔鼠。结果表明,妊娠22.0天的仔鼠平均大脑重量,随辐射剂量的增加而呈线性减少。和~(137)Csγ射线比较,氚水β射线的相对生物效应系数为1.55—2.14。     

电子射线对小麦萌发种子的辐照及诱变效应

本文报道了电子静电加速器产生的两种能量的电子射线(0.8 MeV和0.5 MeV)在小麦辐射 育种中应用的初步结果。试验表明:电子射线对小麦萌发种子的辐照后,其辐照当代的小麦植株生长上 即表现出受到抑制,其程度随剂量的增加而增加。当剂量达到1600rad时,辐照当代的存活率便明显 减少,并达到了接近于萌发种子辐照的半致死剂量水平。 从电子射线辐照的小麦M_2代发生变异分离表明,电子射线对小麦种子的诱变具有变异谱较少,变 异频率较高的效应。按穗行变异统计,其平均突变频率为3.5％,而在产生变异的穗行内,突变频率范围为 2.6～6.1％。     

β-γ胶片剂量计

本文介绍了用上海牌4F型胶片对~(204)Tl,~(32)P,~(90)Sr ~(90)Y和天然铀等几种β源的β射线灵敏度实验以及对X和γ射线的能量响应实验,选择了测β射线的三个过滤窗和一个测γ射线用的锡过滤窗,组成了四窗的β-γ胶片剂量计。     

ST-102C式NaI(Tl)晶体中KX射线逃逸率的计算

本文对ST-102C式NaI(Tl)晶体中碘原子K层X射线的五种主要成分K_(α1)、K_(α2)、K_(β1)、K_(β2)和 K_(β3)的逃逸率分别进行了计算,然后根据五种 X 射线的相对强度进一步计算了加权平均逃逸率。计算中所选用的初始入射 X 射线能量在33.5—1000keV 之间。     

HT-6M托卡马克X射线剂量场的研究

本文对HT-6M托卡马克装置在运行时所产生的X射线剂量,能量进行了测量研究。真空空环表面剂量较大,变化范围:2.3×10~2～1.6×10~4mSv;大厅剂量变化范围(距环表面2m外)0～1.8×10~2mSv。测量表明,X射线能量是比较宽的连续谱,并且随测量位置和方向的不同而有一定变化。经实验估计能量≤500keV的X射线约占85%左右。本文给出的剂量数据为装置正常运行提供了防护和安全评价的依据。     

氚β射线和~(60)Coγ射线诱发小鼠F_1显性骨骼突变及相对生物效应的研究

本文介绍了氚β射线和~(60)Coγ射线诱发小鼠 F_1显性骨骼突变的实验研究。实验结果表明,氚β射线的累积吸收剂量 D(拉德)与诱发的 F_1显性骨骼突变率 Y_β(%)之间的关系符合公式 Y_β=0.0838+0.0101D;~(60)Coγ射线的累积剂量与诱发的 F_1显性骨骼突变率 Y_γ之间的关系符合公式Y_γ=0.1161+0.0024D,在本实验剂量和剂量率范围内,根据两条直线斜率之比计算出氚β射线的RBE 值为4.2。     

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。     

核电厂严重事故下β射线对仪表损伤的定量化分析研究

对严重事故下β射线在核电厂内的分布特点进行了分析研究,在此基础上开展了严重事故下β射线作用在现场典型仪表时的辐照场分布计算,以及γ射线作用在同一对象中的辐照场分布计算。通过辐照能量等效的方法将β射线对典型仪表的损伤影响换算成一定比例的γ射线损伤影响,从而获得β射线对仪表损伤的定量化数据和不同试验材料对β射线的屏蔽性能数据,为严重事故下各类设备的辐照鉴定所使用的辐照剂量提供了定量的指标。该研究成果可直接应用于工程实践,用于指导严重事故仪表可用性分析、仪表鉴定以及仪表设计。      

国产LiF(Mg,Cu,P)剂量片的X射线能量响应标定研究

针对国产Li F(Mg,Cu,P)热释光剂量片(TLD)开展了X射线能量响应的标定研究。利用标准剂量仪PTW-UNIDOS,以60Co源1.25 Me V的伽马射线为分析基础获得剂量-热释光输出之间的关系,在X射线机上通过荧光激发的方法解决单色X射线输出难题,建立了完整的标定方法。实验结果表明,对于100 ke V以下的X射线,本文封装的国产Li F(Mg,Cu,P)剂量片相对空气具有非常平坦的能量响应,能够用于脉冲X射线环境中的剂量测量要求,为器件的辐照损伤效应研究和抗辐射加固技术研究提供可靠保障。     

自制CsI(Tl)晶体的能量测量性能

本文介绍了近代物理研究所自行生长的CsI(Tl)晶体用于γ射线及重离子能量测量的结果。测量662keVγ射线时得到好于10%的能量分辨(采用光电倍增管读出),同时光输出可达到同类型晶体的130%;测量能量为30MeV/u左右的重离子时得到好于2%的能量分辨(采用光二极管读出)。     

低剂量氚β射线和~(60)Coγ射线诱发人淋巴细胞染色体畸变及相对生物效应的研究

介绍了用氚β射线和~(60)COγ射线离体照射G_0期人淋巴细胞诱发染色体畸变的剂量效应关系(剂量范围为0-0.5Gy)。实验表明:无论是氚β射线还是~(60)Coγ射线所诱发的淋巴细胞染色体畸变均以染色体型畸变为主,诱发的双着丝粒体与剂量的关系均适合以Y=a+bD模式来表示。以~(60)Coγ射线为参考辐射,以淋巴细胞染色体畸变为生物终点,测得氚的RBE值为2。     

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％。