某反应堆放射性存留量实验测定

• 作者: 杜德福 林晓玲 陈迎锋
• 来源期刊: 辐射防护
• 关键词: 反应堆 退役 放射性 存留量 实验
• 年，卷（期）: 2010,（4）
• 页码范围: 232-235,258
• 页数: 5页
• 分类号: TL943
• 语种: 中文

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.