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目的 对某新建加速器的屏蔽设计的可行性进行评价。方法 按照国家相关标准中对有关剂量参考控制水平要求。结果 对机房周围屏蔽墙的防护效果进行理论估算,并采用类比法进行分析评价。结论 该加速器周围屏蔽的防护设计是安全的。 相似文献
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目的 田湾核电站VVER机组厂房设计、工艺系统与其他压水堆电站存在部分差异性,为保障工作人员的健康,开展了氚相关的剂量监测和评价工作。方法 商运后,通过核岛厂房中空气中氚化水的单位体积内放射性活度监测和工作人员尿氚监测两种监测方式开展。结果 机组解列状态下,反应堆厂房空气中氚浓度未超过12 000 Bq/m3,其余检修节点,反应堆厂房空气中氚浓度未超过4 500 Bq/m3;所有检修节点,其余核岛厂房氚浓度均未超过600 Bq/m3;工作人员历史尿氚剂量监测结果基本低于40 μSv;氚致内照射集体剂量占总集体剂量比例在1%以内。结论 田湾核电站未发生过工作人员意外摄入氚事件,氚致个人剂量和集体剂量都较低,辐射风险较低。 相似文献
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目的 调查某核电厂大修换料期间一回路相关系统的放射性核素资料。方法 采用中低辐射场高纯锗(HPGe)就地γ源项测量系统、强辐射场碲锌镉(CZT)就地γ源项测量系统和便携式辐射监测仪Radiagem-2000测量主管道系统、一回路冷却剂净化系统、容积和硼控系统、余热导出系统、含硼水系统管道内壁沉积的放射性核素。结果 由放射性核素调查结果可知,该核电厂一回路相关系统的放射性核素主要有58Co、60Co、95Nb、95Zr、51Cr、124Sb、54Mn、110Ag*、59Fe,沉积量较多的放射性核素为60Co、58Co、124Sb、95Zr,其中60Co在安全阀下方粗管内的沉积量最大为21 200 Bq/cm2,58Co在主管道满水状态下热段管道内的沉积量最大为8 480 Bq/cm2,124Sb在一回路净化系统过滤器前管道内、化容下泄管道内的沉积量最大分别为4 910、4 680 Bq/cm2,95Zr在主管道满水状态下热段管道内的沉积量最大为2 500 Bq/cm2,同时发现净化系统过滤器后、含硼水泵上游管道内沉积的放射性核素明显少于其它系统。结论 该核电厂一回路相关系统内放射性核素的种类基本是一致的,但是放射性核素沉积的量却存在较大差异,应重视通过净化系统过滤器去除一回路放射性核素。 相似文献
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谢卫平 《职业卫生与应急救援》2022,40(5):598-602
辐射危害因素分析是确保放射性检修作业辐射安全的有效手段,也是制定辐射防护最优化措施的基础。通过对核电厂放射性设备检修作业的辐射危害因素的分析,识别了检修作业的设备信息、设备系统运行工艺、检修环境、检修步骤和检修工器具等因素的辐射防护关注点,建立了检修作业的辐射危害因素分析流程和辐射风险分析典型步骤。以辐射危害因素分析的结果作为输入条件,制定了针对核电厂检修作业外照射、表面污染、空气污染的防护策略。以一回路辅助系统阀门解体检修的辐射危害因素分析作为示例,为相关单位进行放射性设备检修的辐射风险分析和防护策略制定提供参考。 相似文献
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目的 对水-水高能反应堆(VVER)机组大修期间燃料缺陷所致辐射风险控制进行研究探讨。方法 分析了VVER机组燃料缺陷(气密性丧失)在大修期间的辐射风险,给出应对该类风险需要采取的控制方式。结果 经过对VVER机组在大修期间的控制情况进行评价,该辐射风险控制良好。结论 针对燃料缺陷所致的辐射风险,在采取相应的防控措施,可以有效降低燃料缺陷带来的辐射风险。 相似文献
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目的 制定核电厂流出物的年排放量管理目标值,以保障核电厂周围公众健康。方法 研究采用国际放射防护委员会(ICRP)推荐的多属性效用分析方法,在国家标准、电厂设计资料和运行经验基础上进行计算。结果 计算出田湾1、2号机组气态放射性流出物的年排放量管理目标值为:惰性气体1.23E+13 Bq,碘3.69E+7 Bq,粒子8.12E+7 Bq,气态氚7.80E+12 Bq,碳6.00E+11 Bq。结论 该值符合国家要求和电厂实际,已通过审批,可用于电厂运行。 相似文献
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