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| 研究性重水反应堆内壳放射性的测量 | |
| 作者姓名： | 姜希才 黄子瀚 潘自强 姜满强 任政权 |
| 作者单位： | 中国科学院原子能研究所(姜希才，黄子瀚，潘自强，姜满强)，中国科学院原子能研究所(任政权) |
| 摘 要： | 本文叙述了研究性重水反应堆内壳放射性的测量方法及其结果。给出了沿内壳径向和轴向的照射量率的分布,距内壳轴线10米处的照射量率为0.33伦琴/小时。内壳的放射性强度:~(60)Co 为24居里,~(65)Zn 为6.9居里。~(60)Co 主要来源于重水泵磨损物的活化。稳定钴在一次冷却水回路的三个结构单元(反应堆内壳、管道及其设备、工艺管和堆芯构件)表面的分布基本上是均匀的。测量表明,在一个较小的范围内,例如在工艺管表面和内壳底部,稳定钴的分布也是均匀的。 |
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