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| 研究性重水反应堆改建的辐射防护评价 | |
| 引用本文： | 堆改建辐射防护组.研究性重水反应堆改建的辐射防护评价[J].辐射防护,1981(5). |
| 作者姓名： | 堆改建辐射防护组 |
| 作者单位： | 中国科学院原子能研究所 |
| 摘 要： | 本文叙述了研究性重水反应堆改建过程中辐射防护工作的计划和实践。改建期间(1978.12—1980.6)工作人员的集体剂量当量为168人·雷姆。每人每年平均所受外照射剂量当量为0.49雷姆。~(60)Co 是辐射的主要来源。稳定性钴在重水一次回路表面的分布是均匀的。反应堆内壳的放射性强度:~(60)Co 为24居里;~(65)Zn 为6.9居里,研究性重水反应堆改建的目的是:更换已运行二十多年的反应堆内壳,改变堆芯结 |
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