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对γ辐射剂量率的连续监测是核电厂常规监测和监督性监测的主要内容。分析γ辐射剂量率连续监测数据的影响因素,对于识别核电厂的异常排放、建立应急监测本底具有重要意义。本文以宁德核电厂监督性监测系统2016年一整年的γ辐射剂量率逐时连续监测数据为例,分析各种可能的影响因素,包括宇宙射线响应、气象参数的影响、核电厂的排放等,研究各种因素的影响特征。结果表明,γ辐射主要来自地表中的天然放射性核素及宇宙射线,气象参数的变化是影响γ辐射剂量率变化的主要因素。结合快速傅里叶分析FFT和气象参数相关性分析,表明γ辐射剂量率连续监测数据存在明显的日周期变化。核事故时释放的放射性可能对剂量率监测结果带来明显的影响。 相似文献
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固定式环境γ辐射剂量率仪是承担环境连续监测任务的主要设备,不便于拆卸送往计量实验室进行校准检定,且送检周期较长,影响连续监测点数据的连续性。为按期校准固定式仪表,本文结合蒙特卡罗方法研制了能量补偿型高气压电离室和便携式137 Cs照射装置,利用天然本底辐射(陆地γ射线和宇宙射线)和便携式照射装置产生的137 Csγ射线参考辐射对固定式环境γ辐射剂量率监测仪表开展现场校准实验。结果表明,采用环境比对和现场照射的方法能较好地解决固定式环境γ辐射剂量率仪的校准问题,现场所得校准因子与标准实验室中校准因子的相对偏差小于5%。 相似文献
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高飞肖雪夫倪宁宋明哲侯金兵王红玉 《辐射防护》2014,(3):134-137
固定式环境γ辐射剂量率监测仪表是承担环境连续监测任务的主要设备,这类仪表通常不便于拆卸和安装,而且送检周期较长(一周左右),影响了连续监测点数据的连续性。为了固定式仪表的按期校准,结合蒙卡方法研制了便携式137Cs照射装置,利用PTW剂量计对辐射场进行标定,最后利用便携式照射装置对固定式环境γ辐射剂量率监测仪表进行现场校准实验。 相似文献
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日本福岛核电站事故发生后,山西省开展了相应的辐射环境监测,内容包括γ辐射剂量率监测、空气中131I活度浓度监测、气溶胶、沉降灰和降水中放射性核素活度浓度监测,监测结果表明福岛核事故后山西省内环境γ辐射剂量率连续监测值在90.0~132.0 nGy/h范围内;环境γ辐射剂量率瞬时监测结果范围为38.7~89.4 nGy/h;气溶胶中检测到131Ⅰ、134Cs和137Cs,其活度浓度最大值分别为(5.02±0.40)mBq/m3、(0.48±0.05)mBq/m3和(0.54±0.05)mBq/m3;沉降灰中检测到131Ⅰ沉降量最大值为(0.12±0.02)Bq/(m2d);降水中检测到的131Ⅰ、137Cs和134Cs活度浓度最大值分别为(0.29±0.02)Bq/L、(0.015±0.002)Bq/L和(0.016±0.002)Bq/L。但是日本福岛核电站事故对山西辐射环境影响很小。 相似文献
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1999年~2001年上海市区环境γ辐射剂量率水平监测 总被引:1,自引:0,他引:1
介绍1999年至2001年本所对上海市区环境γ辐射剂量率监测的方法、结果和初步分析。测量结果表明,上海市区环境γ辐射剂量率范围为40-113nGy/h,环境γ辐射剂量率在正常本底水平上波动。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2017,(0)
正超低空辐射测量探测器是为重大或特大核事故应急辐射监测而设计。事故发生后在交通阻断或高辐射剂量率水平下,监测人员无法进入事故发生地时,超低空辐射测量探测器可通过无人机载带到事故区域上空(飞行高度1~100m)进行定点监测或按照规划路径进行巡测(图1)。其可实现辐射剂量率水平连续稳定运行监测以及实时回传监测数据,为核应急行动决策提供参考依据。项目研制的超低空双GM管辐射测量探测器剂量率测量范围为100nGy/h~10Gy/h,利用137Cs伽马点源对该系统进行定位精度测试,其GPS定位 相似文献
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Masanori Takeyasu Masanao Nakano Hiroki Fujita Akira Nakada Hitoshi Watanabe Shuichi Sumiya 《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(3):281-286
In response to the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, emergency monitoring of the environmental radiation was performed at the Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories (NCL), Japan Atomic Energy Agency (JAEA). This article describes the results of the monitoring, including air absorbed dose rate and radionuclide concentration in air and fallout. The air absorbed dose rate began to increase from about 1 am on 15 March 2011 and varied over time, with three peaks: 4.8 μGy/h, 2.1 μGy/h and 3.1 μGy/h at 8 am on 15 March, 5 am on 16 March and 4 am on 21 March, respectively. The increase in the radionuclide concentrations in air and fallout showed a tendency similar to that in the case of the dose rate. The 131I/137Cs concentration ratio in air varied considerably every day, and the maximum was about 100. The 137Cs amount in the fallout for a month from 15 March to April 15 was about 120 times higher than that after the Chernobyl accident in May 1986 and about 30 times higher than that in Tokyo in June 1963 during the atmospheric nuclear weapon tests. The committed effective dose due to inhalation was estimated from the observed radionuclide concentration in air. 相似文献
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五省(市)环境陆地γ辐射水平调查中所用仪器的比对结果 总被引:1,自引:1,他引:0
本文报道了对五省市环境陆地γ辐射水平调查中所用仪器的刻度和比对情况。对离地1m 高处陆地γ辐射空气吸收剂量率,SG-102型和 FT-620型闪烁照射量率仪的测量值与高压电离室符合得很好,两次比对的平均比值分别为1.01和1.02。对密云水库水面的宇宙射线空气吸收剂量率,SG—102型仪器的响应为高压电离室的89—110%,FT—620型仪的响应为高压电离室的47—84%,两次比对的平均值分别为60%和64%;故在测量中扣除宇宙射线贡献时,应作修正。 相似文献
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结合我国长白山主峰地区典型地形地貌特征,较全面的开展γ辐射空气吸收剂量率水平调查,掌握了第一手的调查数据。调查结果表明长白山主峰的北坡、南坡及西坡海拔高度800m以上各测点地表环境γ辐射剂量率结果随海拔高度变化呈明显的正相关性。本工作的开展也为后续山林地区γ辐射空气吸收剂量率水平测量工作积累经验。 相似文献
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通过对青岛市1 500 km2范围内大密度土壤放射性核素(238U、232Th和40K)和地表γ辐射测量,系统深入地研究了其放射性特征、分布规律及其影响因素.结果表明,青岛市土壤中核素232Th和40K的放射性比活度偏高,而2388U偏低.地表γ辐射吸收剂量率(平均值91.87 nGy· h-1)略高于全国和世界平均值,研究发现地表93.14%的γ辐射来自地面放射性核素238U、232Th和40K的γ辐射,其中232Th和40K的贡献占81.21%,是主要的贡献者.地质背景是影响地面γ辐射吸收剂量率的主要因素,燕山期各类花岗岩是导致青岛市区—王哥庄一带γ辐射吸收剂量率偏高的主要原因;同时环境因素(路面材料、地貌景观)对地表γ辐射吸收剂量率也存在一定影响.虽然研究区的γ辐射吸收剂量率较高,但其年有效剂量(0.56 mSv)远低于公众照射年剂量当量限值1.0 mSv,人居环境基本不受影响. 相似文献
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The application of a radiation-hardened preamplifier used in a relief-valve monitoring system for nuclear power plants is described. Design objectives and design details are given for the preamplifier, with particular attention directed toward radiation tolerance against the postulated gamma accident dose of 2 × 108 rads(air) for nuclear power plant containment. Data presented from a semiconductor device radiation test, as well as radiation testing on the preamplifier, support its capability to survive this accident dose. The preamplifier is built from commercial discrete JFET and bipolar transistor components. 相似文献