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相似文献
 共查询到20条相似文献,搜索用时 187 毫秒
1.
[目的]了解福建省放射工作人员外照射剂量水平以及分布情况.[结果]1991-2002年全省放射工作人员人均年剂量当量为1.03~1.69 mSv·a-1;NR15主要集中在诊断放射学和核医学这两个职业中,为97.8%;从事核医学职业的人均年剂量当量为3.61 mSv·a-1,超过其它职业的人均年剂量当量.[结论]福建省99.9%的放射工作人员的年剂量当量低于国家规定职业照射剂量限值20mSv·a-1,福建省放射工作人员从因职业附加的受辐照剂量的角度来看是安全的.  相似文献   

2.
根据《中华人民共和国放射性污染防治法》、《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》等相关法律法规的规定,对某公司的电子照射装置进行监测,分析该装置的放射性污染物和污染途径,估算辐射工作人员和公众可能受到的最大剂量,并提出可行的辐射防护建议和有效的污染防治措施。  相似文献   

3.
宁东马家滩矿区延安组煤系地层上覆直罗组砂岩中普遍存在铀矿体(化)岩层,通过对该区域铀矿成矿作用、矿化类型、煤层赋存条件的研究分析,结合天然放射性水平调查,岩芯氧化柱浸等试验,探讨了煤、铀共生矿井在建设期和营运期的辐射环境影响与辐射防护措施.研究结果显示,该区域断褶带内存在构造活动相对稳定的区段,研究区具有良好的铀成矿条件;煤不具放射性,煤层开采时局部冒落带影响高度会达到铀矿化地层;煤层开采后,导水裂隙带内含铀岩层会处于氧化环境下,使铀极易溶于水中;矿井开采时氡及氡子体对人体、环境造成的影响是辐射防护工作的重点.  相似文献   

4.
裴琳 《科技咨询导报》2011,(26):104-104
为防止工业X射线探伤作业过程中对探伤操作人员及不接触射线工作人员(公众)造成不必要的照射,针对具体项目情况阐述辐射防护屏蔽设计及计算,从探伤室的平面布局、排风、电缆走线等不同侧面构筑了探伤室完整的防护体系。本文以新建X射线探伤室辐射防护设计为主要内容并结合项目情况具体分析。  相似文献   

5.
陈明志 《甘肃科技》2016,(2):126-127
电离辐射作用于人体,会产生有害的生物效应,放射学检查中辐射防护问题日益受到大众关注,其影响因素很多,辐射防护的基本原则有三即正当化原则、最优化原则和个人剂量限值原则。辐射防护的基本原则有三种,即时间防护、距离防护及屏蔽防护。在临床放射工作中,要采取确实有效的方法,严格掌握X射线检查的适应症,杜绝不必要的、不应该的或可减少的X线检查,努力降低检查部位的受照剂量,防止非检查部位受到不必要的照射,要限制照射野,用好各种防护用品,配置辅助防护设施,尽量完善体位防护,将危害降到最低程度。  相似文献   

6.
在石煤资源丰富的浙西、皖南地区测试结果表明,部分石煤渣砖含有的铀等放射性辐射强度,已超过了非职业辐射工作人员的容许值。部分石煤渣砖和水泥中的当量镭比活度和有效镭浓度也超过了国家对非职业辐射工作人员的安全限量,因此应对石煤建材制品的生产和应用持慎重态度。铀等放射性元素在石煤层中仅是局部富集,含量高的石煤层限于个别地段。因而,对辐射强度大、放射性核素含量高的个别富集地段应放弃开采。同时,对生产工人要按国家有关辐射防护条例,采取有效防范和劳保措施。  相似文献   

7.
在石煤资源丰富的浙西、皖南地区测试结果表明,部分石煤渣砖含有的铀等放射性辐射强度,已超过了非职业辐射工作人员的容许值。部分石煤渣砖和水泥中的当量镭比活度和有效镭浓度也超过了国家对非职业辐射工作人员的安全限量,因此应对石煤建材制品的生产和应用持慎重态度。铀等放射性元素在石煤层中仅是局部富集,含量高的石煤层限于个别地段。因而,对辐射强度大、放射性核素含量高的个别富集地段应放弃开采。同时,对生产工人要按国家有关辐射防护条例,采取有效防范和劳保措施。  相似文献   

8.
目的 根据某医院的委托,笔者对该医院的核医学科进行防护屏蔽设计;方法 按国家有关标准规定及辐射防护基本原则进行设计;结果 放射工作人员及公众受照的年有效剂量低于国家标准限值;结论 该医院核医学科辐射防护屏蔽设计可满足防护要求.  相似文献   

9.
郭小砾 《科技资讯》2010,(27):102-102
本文通过现场对探伤机放射性水平的监测,对工作场所划定一定的安全范围并通过计算得出工作人员年受照射计量,保证职业人员年受照射剂量达到国家标准要求限值,为今后的职业人员的安全工作十分有益,具有一定的指导意义,可作为今后工作的重要参考。  相似文献   

10.
使用MCNP计算30万居里60Co辐照装置贮源井铅屏蔽盖中心轴不同点处的光子注量率,通过拟合得出光子注量率的衰减系数,外推出铅屏蔽盖上表面中心点处的剂量.结果表明,铅屏蔽盖表面最大剂量率为5.91×10-9Sv/s,检修时工作人员受到的年最大剂量水平为0.55 mSv,低于20 mSv每年的职业照射限值.  相似文献   

11.
我国确定了“积极推进核电建设”的方针,到2020年核电装机将达到40GWe。之后,为了满足持续增长的国家能源需求,核电规模还将扩大。为了保障我国核电的可持续发展,必须建设配套的核燃料循环设施。对2035年前压水堆核电站天然铀资源、铀浓缩和燃料制造能力的需求情况、核电站产生的乏燃料量,以及乏燃料中含钚量进行了预测,探讨了乏燃料后处理和分离钚再循环方式对减少我国未来核电的天然铀需求和核废物积累的影响。  相似文献   

12.
基于生态安全理念的我国铀矿冶业可持续发展   总被引:1,自引:0,他引:1       下载免费PDF全文
生态安全是矿业可持续发展的重要问题.铀矿冶工业是核工业和核电事业发展的基础,但是铀矿采冶对生态环境的影响也是较大的,主要包括尾矿与废石、废水、辐射影响等.本文通过分析生态安全与可持续发展的辩证关系,结合从生态安全角度对我国铀矿冶工业受制约因素的分析,就如何充分发挥生态安全理念对我国铀矿冶工业可持续发展的作用进行深入探讨.我国铀矿冶工业要实现可持续发展,必须从以下四个方面建立生态安全理念:树立生态安全管理观;树立科学生态安全观;树立生态安全投入观;树立生态安全责任观.  相似文献   

13.
利用国际上标准的热堆和快堆技术参数, 对“开式热堆一次通过”、“闭式热堆循环”和“闭式热堆快堆混合循环” 3 种核燃料循环方式进行长期平衡的物质流计算, 得到不同战略下的天然铀需求、分离功需求、核电装机类型容量需求、核燃料需求、核废料处置需求等结果。通过对比, 得出“闭式热堆快堆混合循环”是3 种循环方式中核资源利用率最高、放射性核废料产出量最低的战略选择。  相似文献   

14.
汽车燃料的生命周期评价模型   总被引:10,自引:0,他引:10  
以国际标准化组织的生命周期评价标准为依据 ,确定了汽车燃料生命周期清单分析参数和评价边界 ,提出了燃料上游阶段清单的计算逻辑 ,给出了模型的主要计算公式 .对氢燃料生命周期和汽油燃料生命周期进行了清单计算和结果比较 ,发现制氢方案是影响燃料电池车的燃料生命周期环境性能的关键 ,天然气制氢和石脑油制氢的氢能供应方案能使燃料电池车的燃料生命周期环境排放比汽油车低  相似文献   

15.
以我国已经建成的高浓铀为燃料的BNCT堆为研究对象,将其堆芯低浓化并且添加水平热中子双束流治疗孔道,开展双热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计,计算分析该BNCT堆的keff、控制棒价值、顶铍效率、堆芯能谱、堆芯径向通量、轴向通量、辐照管通量等参数,得到双热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案.  相似文献   

16.
Introduction The advantages of the modular gas-cooled high tem- perature reactor (HTR) and thorium (Th) based fuel cycles are discussed in this paper. International interest in HTR technology has been increasing in recent years due to a growing recognitio…  相似文献   

17.
2006年1月,伊朗宣布恢复中止两年多的铀浓缩活动,此举引起国际社会的普遍关注,更激起了美国的强烈反应。美国一再以制裁相威胁,要求伊朗立即停止与铀浓缩和重水反应堆有关的核研究活动,但伊朗都予以拒绝,并坚称自己拥有和平利用核能的权利,在伊朗核问题上,美伊双方展开了全面的博弈。  相似文献   

18.
在分析了现行的铀矿冶设施退役治理竣工验收标准的基础之上,引入了TOPSIS方法对铀矿山进行辐射环境质量分级综合评价,并将评价结论分为优、良、合格、差、极差等5级.研究结果表明,所选定的3个(1,2,3号)铀矿山和对照点评价结果分别为:优、合格、优、优.这些评价结论可以作为环保部门或相关职能部门进一步考核或者监督铀矿山辐...  相似文献   

19.
提出了一种新的空心微针阵列加工方法,利用三次同步辐射曝光和显影过程来加工微针.通过无掩膜曝光实现显影腐蚀的侧向扩展,从而获得微针的尖部形状;为克服因同步辐射光源的光束为近似椭圆高斯分布所造成的微针呈椭圆形及微针在各个方向上的强度不均匀问题,采用正交两次曝光方法来补偿同步辐射光源的光束分布不均匀性.这种方法工艺过程非常简单,并且无需任何特殊装置.文中所有实验是在日本立命馆大学的超导压缩存储环同步辐射光源AURORA的第13条线上完成的.实验结果表明,利用这种新方法可以非常方便地加工出高质量的空心微针,实现微针阵列的低成本、批量化制造.  相似文献   

20.
The process of a power reactor spent fuel reprocessing pilot plant (hereinafter referred to as the "pilot plant") had been completed through active commissioning. Operational and technological parameters, such as shearing, dissolution, feed clarification, co-decontamination cycle, uranium and plutonium purification cycle, and the uranium and plutonium finishing facility, were identified. In addition, technical devices including extraction and mechanical equipment, electrical installation as well as instrumentation, and auxiliary systems for safety and adaptability were also verified. The commissioning results indicated that the recovery rate and decontamination coefficients of each system satisfied the designed index requirements and the qualified productions, i.e. uranium trioxide and plutonium dioxide, were produced. Monitored values at various monitoring points in the radiological protection system were within the control range and the discharge of waste water and waste gas complied with the relevant standards. This shows that independent and innovative technology for power reactor spent fuel reprocessing had been developed by our country.  相似文献   

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