某反应堆放射性存留量实验测定

作     者：林晓玲 杜德福 陈迎锋 

作者机构：92609部队 中国核动力研究设计院 

出 版 物：《辐射防护》 (Radiation Protection)

年 卷 期：2010年第30卷第4期

页      码：232-235,258页

摘      要：采用实验室取样分析方法确定某反应堆(压水堆)退役后堆内部件、压力容器和一次屏蔽等活化部件中放射性存留量活度。给出了活化样品中主要放射性核素和辐射特点,介绍了实验中采用的仪器设备和测量方法,以及采用样品活度推导各部件总活度的方法,并给出了反应堆停堆8年各部件中的放射性活度。取样分析表明,反应堆运行终止时放射性存留量主要集中在堆内部件中,占总存留量的94%,压力容器放射性存留量占6%,与之相比,一次屏蔽中的放射性存留量可忽略。

主 题 词：反应堆 退役 放射性 存留量 实验 

学科分类：08[工学] 082702[082702] 0805[工学-能源动力学] 0827[工学-食品科学与工程类] 

馆 藏 号：203948949...