检索结果-南通市图书馆

核动力工程 1994年第5期15卷 449-453页

作者：帅震清中国核动力研究设计院

本文简要介绍了放射性物质运输环境影响的计算模式，并采用该模式进行了实例计算．结果表明，正常运输情况下，对公众和运输工作人员所造成的集体剂量当量为８．２４×１０－４人·Ｓｖ·ａ；事故情况下，放射性后果不致对工作人员和公... 详细信息

本文简要介绍了放射性物质运输环境影响的计算模式，并采用该模式进行了实例计算．结果表明，正常运输情况下，对公众和运输工作人员所造成的集体剂量当量为８．２４×１０－４人·Ｓｖ·ａ；事故情况下，放射性后果不致对工作人员和公众的健康带来不利影响．

关键词：放射性物质运输辐射影响

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核燃料元件运输的辐射环境影响

中华放射医学与防护杂志 1994年第2期14卷 90-92页

作者：帅震清中国核动力研究设计院

作者采用国际原子能机构（ＩＡＥＡ）的供的ＲＡＤＴＲＡＮ４．０程序，对核燃料运输的辐射环境影响进行了计算和分析．分析结果表明，正常运输情况下，对公众和运输工作人员所造成的集体有效剂量当量为７．９４×１０－４ｍａｎ·Ｓｖ... 详细信息

作者采用国际原子能机构（ＩＡＥＡ）的供的ＲＡＤＴＲＡＮ４．０程序，对核燃料运输的辐射环境影响进行了计算和分析．分析结果表明，正常运输情况下，对公众和运输工作人员所造成的集体有效剂量当量为７．９４×１０－４ｍａｎ·Ｓｖ，正常运输和运输事故对环境的影响是可接受的．

关键词：核燃料运输环境污染

稀土湿法生产过程中放射性核素的迁移及对公众所致辐射剂量研究

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核动力工程 2003年第6期24卷 593-596页

作者：帅震清朱世富赵北君四川大学成都610064

描述了稀土矿湿法生产过程中放射性核素的迁移规律,并对四川省冕宁稀土矿湿法分离工艺进行分析研究。结果表明,稀土湿法冶炼过程中大部分放射性钍富集在废渣和产品中,仅有1.03%的钍粉尘排入大气,0.27%的放射性钍进入废水。对排入环境中... 详细信息

描述了稀土矿湿法生产过程中放射性核素的迁移规律,并对四川省冕宁稀土矿湿法分离工艺进行分析研究。结果表明,稀土湿法冶炼过程中大部分放射性钍富集在废渣和产品中,仅有1.03%的钍粉尘排入大气,0.27%的放射性钍进入废水。对排入环境中的气载和液载放射性钍的辐射剂量进行了计算,其结果分别为6.02×10-2 mSv·a-1、1.43×10-2 mSv·a-1,该值低于公众个人剂量基本限值(1mSv·a-1),工作人员个人最大有效剂量为7.67×10-2

关键词：稀土分离核素迁移辐射剂量

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稀土材料中放射性分布研究

核动力工程 2004年第4期25卷 381-384页

作者：帅震清朱世富赵北君四川大学材料科学与工程学院成都610064

采用中子活化分析技术和γ能谱分析方法,分析了四川攀西地区各种类型的稀土产品的放射性含量研究了酸法处理工艺中的放射性分布及物理与化学特征.研究结果表明,四川攀西地区稀土矿中伴生的天然放射性物质主要是天然钍系,而铀系的含量是... 详细信息

采用中子活化分析技术和γ能谱分析方法,分析了四川攀西地区各种类型的稀土产品的放射性含量研究了酸法处理工艺中的放射性分布及物理与化学特征.研究结果表明,四川攀西地区稀土矿中伴生的天然放射性物质主要是天然钍系,而铀系的含量是钍系含量的8.3%;稀土精矿(60%)的总α放射性水平为8.2×104～9.2×***-1,富镧氯化稀土的总α放射性水平为8.8×102～4.18×***-1;混合稀土化合物中的总α放射性水平均大于1×***-1;而稀土硅合金的放射性含量为5.1×102～2.6×***-1;单一稀土化合物的总α放射性水平均小于1×103 ***-1.

关键词：中子活化分析能谱分析稀土产品放射性核素分布

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^235U在橡胶材料中的迁移深度研究

核动力工程 2004年第5期25卷 475-477页

作者：帅震清童纯菡张东高国林朱世富赵北君谭昭怡四川大学材料科学与工程学院成都610014 四川理工大学核技术应用系成都610059 中国工程物理研究院核物理与化学所绵阳621900

应用中子活化分析和γ谱测量方法,对铀场所中的橡胶、橡皮和电缆中235U的迁移深度进行了研究,结果表明,235U在橡胶介质中的迁移深度为几十到几百微米;对于不同场所,不同用途的材料中U的迁移深度不同。

关键词：中子活化分析 γ谱分析 ^235U 迁移深度

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钴-60源运输容器安全性分析

核动力工程 1997年第1期18卷 91-96页

作者：帅震清中国核动力研究设计院

根据ＩＡＥＡ安全标准Ｎｏ．６有关规程的要求，采用工程传热学和工程力学分析方法，对未经国标ＧＢ１１８０６８９规定试验的钴６０源运输容器的安全性作了分析。经计算分析得，本容器外表面辐射水平为１．５６ｍＳｖｈ－１，小于... 详细信息

根据ＩＡＥＡ安全标准Ｎｏ．６有关规程的要求，采用工程传热学和工程力学分析方法，对未经国标ＧＢ１１８０６８９规定试验的钴６０源运输容器的安全性作了分析。经计算分析得，本容器外表面辐射水平为１．５６ｍＳｖｈ－１，小于ＩＡＥＡ有关规程规定的２ｍＳｖｈ－１限值。容器经改进后，在８００℃火焰中曝射３０分钟，其铅温度为１６６．４℃，小于ＩＡＥＡ有关规程规定的２００℃限值。本容器与国内工业用钴６０源运输容器相比，具有承受正常运输和事故运输条件的能力，其货包的安全性符合ＧＢ１１８０６８９和ＩＡＥＡ的规定要求。

关键词：钴60源运输容器安全分析