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摘要
熔炼去污是核电金属废物最小化处理的有效方法,通过熔炼获得的铸锭产品中已经剔除大部分废金属中的超铀元素至废渣中。我国尚缺乏铸锭产品再利用指导值,根据欧共体废金属再利用推荐,作为核工业废物容器的再利用铸锭产品比活度为1Bq/g。以混有54Mn、60Co、95Nb、110mAg、124Sb和125Sb放射性核素的LID-IIa型合金钢桶和FA-IV型合金钢箱作为研究对象,采用蒙特卡洛方法计算钢桶和钢箱表面和表面100cm处的剂量率。经计算,钢桶表面100cm年剂量率为0.107mSv,钢箱表面100cm年有效剂量为0.215mSv,钢桶和钢箱表面剂量值均低于我国对职业人员年有效剂量标准要求。考虑厚度为0.15cm钢桶和厚度为0.30cm钢箱对γ射线自吸收效应的情况下,钢桶和钢箱自吸收因子为1可以忽略不计。计算结果表明,熔炼后铸锭比活度为1Bq/g的铸锭可作为在核工业废物容器再利用原材料。
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单位中国辐射防护研究院
