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核设施环境γ辐射连续监测系统 总被引:1,自引:0,他引:1
研制的用于核设施周围环境γ辐射和事故应急连续监测系统由高气压电离室、集成化弱电流放大器、V-F变换器和智能化数据记录仪组成。通过标准RS-232-C接口转储到计算机上进行数据处理和绘图。该系统具有超阈报警,采集记录探测器输出信号和温度等功能。采用了高绝缘自动量程转换开关,测量范围为10nGy·h-1-20mGy·h-1。监测系统经长时间现场考验,工作性能稳定。 相似文献
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钴室γ辐射场剂量分布的测量与计算 总被引:2,自引:0,他引:2
报道了钴室γ辐射场空气吸收剂量率的测量怀计算结果,给出了计算方法的导出过程及计算公式。统计检验表明,该辐射场空气吸收量率服从对数正态分布,比较计算与测量的几何均值无显著差异。 相似文献
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核设施正常工况下放射性气态流出物对公众影响评价的现状与建议 总被引:2,自引:2,他引:0
本文介绍了在核设施正常工况下放射性气态流出物环境影响评价中,气象参数获取方法、大气稳定度联合频率的变化、大气弥散模式调整、剂量转换因子的选用等因素对长期大气弥散因子或最大个人剂量的影响,提出了规范和简化评价方法的建议。 相似文献
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核设施的排放烟囱都设有连续取样和在线监测系统,对流出物中排放的气载放射性活度进行测量,以判明气态流出物排放是否满足管理限值要求,并及时发现污染异常,提供报警。但是,取样和监测系统中气态流出物的取样是否具有代表性,将直接影响流出物测量的准确性。ISO标准(ISO 2889—2010)和美国标准(ANSI/HPS N13.1—2011)都对核设施气态流出物取样监测的有关性能,提出了详细的量化指标和判定方法。本文在对上述标准编写的技术背景和国内外所开展的相关工作进行调研的基础上,研究分析了这些标准推荐的各项性能指标和验证方法。 相似文献
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环境γ能谱测量方法研究及应用 总被引:2,自引:0,他引:2
环境γ能谱测量是电离辐射环境测量中高效、准确、经济的方法。本文详述了NaI(Tl)γ能谱仪在地表γ空气吸收剂量率测量中的仪器刻度、活度浓度和剂量率计算、数据处理和成图的方法技术。用中国核工业航测遥感中心的5个标准源模型对1台就地NaI(Tl)γ谱议进行了实验刻度,采用三元素法和总计数率法对广东珠海市110 km2的大面积环境地面1 m高处的吸收剂量率进行测量和计算结果表明,在满足半无限(2π)测量条件下,按γ能谱数据计算的地表1 m高处空气吸收剂量率与高气压电离室实测结果在±15%以内符合。 相似文献
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一种有限烟云外照射剂量计算方法——光子“射程”法 总被引:3,自引:2,他引:1
本文介绍了一种有限烟云外照射剂量计算方法--光子“射程”法,该方法的特点是将受照者周围一个以光子在空气中平均自由程(文中简称为“射程”)的5倍范围内的烟云划分为一些体积来计算其外照射剂量(或剂量率)。计算的空气外照射剂量转换因子和空气吸收剂量率与有关文献给出的值或图解法、离散点近似法的计算结果相当一致。该方法适于与三维数值大气扩散模式配合使用。 相似文献
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Am-Be中子源辐射场周围剂量当量与吸收剂量的计算 总被引:1,自引:1,他引:1
根据最近更新的微观中子核反应截面数据(ENDF/B-Ⅶ库)计算了热中子到20MeV中子能区,H、C、N、O、Ar5种元素以及干燥空气和ICRU四元素组织的中子比释动能系数(kerma因子)。在此基础上,结合MCNP程序对Am-Be源外中子能谱的模拟,计算了Am-Be源中子场的周围剂量当量,单位中子注量下为373.0pSv•cm2。利用本实验室计算国产Am-Be源的中子能谱,算得相应中子场的周围剂量当量为374.0pSv•cm2,距离该源1m处空气对中子和γ射线的吸收剂量率分别为1.457×10-2和1.580×10-1μGy/(GBq•h)。 相似文献
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陈昌友 《核工程研究与设计》1996,(18):39-45
关于γ浸没外照射短期大气弥散因子,以前通常使用半无限体源作近似计算,由于高源近距离的计算不合适,故本文对新的计算模式在烟羽轴线上给出它的计算方法。 相似文献
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刘绍芳 《核电子学与探测技术》1996,16(5):385-387
本文介绍了所研制的采用一种γ放射源测量成人及儿童骨密度仪(BMC)的分析测量仪的一种结果,其精度可达±2%,重量轻,价格低,已广泛应用于医学院校和医疗单位。 相似文献
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本工作采用美国洛斯阿拉莫斯(Los Alomos)编制的蒙特卡罗软件MCNP,对核工业航测遥感中心二级放射性计量站的地面圆柱体放射性模型(φ220cm×60cm,以下简称圆柱体模型)表面及上方不同高度处的空气吸收剂量率进行了模拟计算。 模拟计算中的几何边界处理是以圆柱体模型底面中心点为球心,以15m球半径作为圆柱体模型的上半球主气包络面时,底部以地平面作为包络面。当圆柱体模型内放射性核素发射的γ射线逃逸出上述包络面,则该光子的历史结束。 相似文献
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为满足核设施环境连续监测中常规和事故监测的需要,选用白行研制的高气压充氩电离室,开展10~109nGy/h8个量级的宽量程环境γ辐射连续监测技术的研究。在国防科工委计量一级站完成了高气压充氩电离室饱和特性曲线及非饱和特性曲线的实验测量,建立了高气压充氩电离室八个量级宽量程的输出电流与γ空气吸收剂量率的关系。 相似文献
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本文采用四种不同的方法计算了吸入短寿命氡子体所致呼吸道上皮基底细胞层的吸收剂量,同时给出了吸收剂量率随呼吸道半径和组织深度的变化,并对计算结果进行了讨论和比较。 相似文献
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核事故大气扩散的多风扇风洞设计及实验验证 总被引:1,自引:1,他引:0
在核电厂发生严重事故时,需用大气扩散模型对核事故后果进行环境评价,而模型的准确性可通过风洞实验进行验证。为了提高风洞实验验证的准确性,克服被动风洞对边界层模拟的适应性差、调节复杂等缺点,本文将结构抗风中的多风扇技术引入到核事故大气扩散模拟研究中。通过设计10(行)×8(列)多风扇风洞,搭建了带风速反馈的风机阵列主动控制系统,对D类稳定度下边界层风速廓线特性进行了风洞模拟。本文实现了石岛湾核电厂址的风速廓线的快速模拟,且模拟精度较高,验证了多风扇风洞技术对大气边界层模拟的可靠性,为核电厂址大气扩散风洞实验提供了新的实验方法。 相似文献
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图解法和离散点近似法估算大气排放中γ放射性核素有限烟云所致外照射剂量的比较 总被引:1,自引:1,他引:0
在核设施大气排放中,根据烟云的尺度和烟云中的放射性分布,通常采用半无限和有限烟云模式来估算γ放射性核素所致的外照射剂量。本文对采用有限烟云模式的图解法(Nomogram)和离散点近似法(DPA)估算单位源强γ放射性核素所致的空气吸收剂量率进行了比较。计算结果表明,两种方法计算的γ空气吸收剂量率相当一致,约有87%的计算结果的比值在2之内,97%在3倍以内;在稍稳定天气(E 类),计算结果的最大比值约为6倍。两种方法计算结果的不同之处,是由于输入参数及这些参数对两种方法的适应程度的不同所致。这两种方法是根据不同的需要提出的,在给定情景下,选择哪种方法取决于使用者的需要。 相似文献
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某待建滨海核电厂厂址年均大气扩散因子计算模式与参数的实验研究 总被引:3,自引:1,他引:2
本文在某待建滨海核电厂厂趣现场野外实验基础上提出了计算该核电厂年均大气扩散因子的计算模型。此模型既考虑了向岸流与离岸流的差别,又考虑了混合层与热内边界层,混合释放与扩散参数随陆距变化等因素的综合影响。模型中所需要的各类参数,包括在1995,1996年间在该厂趣野外大气试验中获取的百米气象铁塔4个不同高度上的风,温逐时三维联合频率;湍流测量结合风洞实验获取的离岸流与向岸流的扩散参数。 相似文献
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本文介绍在高架排放及大粗糙地形条件下稳定度分类方法对大气扩散计算结果的影响。采用五种不同的稳定度分类方法,对在西德卡尔斯鲁厄核研究中心(KfK)进行的一系列(22次)高架源(H=100m)大粗糙地形(地面粗糙长度 Z_0≈1.5m)条件下的大气扩散示踪试验数据作了统计分析。结果表明:在大粗糙地形及高架排放条件下,用高斯烟羽模式预报的归一化扩散因子与其实测值符合较好;对同一系列示踪试验数据,用不同稳定度分类方法分析处理会得出不同的弥散系数;在采用推荐的扩散参数进行环境评价时,最好使用与推荐者采用的相同的稳定度分类方法 相似文献