导读:本文包含了放射性气溶胶论文开题报告文献综述及选题提纲参考文献，主要关键词:气溶胶,放射性,钋-210
放射性气溶胶论文文献综述
葛婷,罗磊,刘晓林[1]（2019）在《济南市气溶胶中钋-210放射性研究》一文中研究指出目的调查研究济南市经十路站气溶胶中钋-210的放射性水平,为环境放射性监测积累数据。方法依据《水中钋-210的分析方法》(HJ813-2016)。结果 2017年济南市经十路站气溶胶中钋-210的含量在0.172～0.422mBq/m3范围,平均值0.266mBq/m3;2018年济南市经十路站气溶胶中钋-210的含量在0.105～0.306mBq/m3范围,平均值0.224mBq/m3。(本文来源于《科技创新导报》期刊2019年19期）
施礼,刘巍,沈明明,陈祥磊,程翀[2]（2019）在《核电厂β放射性气溶胶监测系统设计》一文中研究指出针对核电厂厂房辐射监测,构建了一种基于β灵敏塑料闪烁体的气溶胶监测系统。对探测器的性能进行了MC模拟和实验验证。结果表明:探测器具有探测效率高、测量量程范围宽的特点,适合于核电厂放射性气溶胶的监测。(本文来源于《核电子学与探测技术》期刊2019年03期）
朱涛[3]（2019）在《宁德核电厂外围环境气溶胶中γ核素放射性水平监测》一文中研究指出通过对宁德核电厂投入商业运行以来(2013—2018年)外围10km范围内气溶胶中γ核素的放射性水平监测,与核电厂运行前气溶胶中γ核素放射性状况做对比分析。结果表明,核电厂运行期间,气溶胶中γ核素活度浓度基本与运行前(2009—2011年)处于同一水平,~(40)K、~7Be测值在最小可探测浓度管理要求之内,~7Be测值随季节变化夏季低、冬季高,其他核素未检出。总体分析上看,气溶胶中γ放射性核素活度浓度基本在本底涨落范围内。(本文来源于《海峡科学》期刊2019年04期）
李建伟,马英豪,孟丹,杨屹,畅祥[4]（2019）在《新型放射性气溶胶在线监测仪设计》一文中研究指出采用传统工控机作为控制/处理器的放射性气溶胶在线监测仪体积大、集成度低,在恶劣环境下容易因计算机死机、系统故障等导致仪器运行中断,为此研制了一种新型放射性气溶胶在线连续监测仪。该仪器在以高性能ARM嵌入式系统为核心的硬件和软件环境下,较好地实现了α能谱平滑、寻峰、峰位校正,天然氡钍及其子体放射性气溶胶扣除等关键技术,有效地提高了仪器的运行可靠性和稳定性。对监测仪进行了超过72 h的普通实验室环境的运行实验,测试结果表明:该仪器对α和β气溶胶的探测限分别为0.046 Bq/cm~3和0.29 Bq/cm~3。此外,通过相关试验对监测仪的准确性和稳定性进行了验证。(本文来源于《核电子学与探测技术》期刊2019年01期）
岳清宇,王惠[5]（2018）在《长寿命α放射性气溶胶监测方法测量灵敏度估算》一文中研究指出放射性气溶胶监测方法主要有假符合法和能谱法,能谱法又有超道补偿和双道补偿2种方式。本文对这3种监测方法的测量灵敏度进行分析和估算。(本文来源于《辐射防护通讯》期刊2018年06期）
杜广仁,林建勇,刘玉娟,杨亚新[6]（2018）在《放射性气溶胶监测仪校准》一文中研究指出为对放射性气溶胶监测仪PIPS探测器进行效率校准,制作了~(241)Am、~(239)Pu、~(90)Sr-~(90)Y、~(204)Tl、~(60)Co及~(137)Cs电镀平面源。用准确定值的平面源对放射性气溶胶监测仪进行效率校准,分析各参数对测量结果不确定度的影响。结果表明:得到的α、β放射性气溶胶监测仪效率校准因子的测量不确定度分别为2.8%和2.6%。(本文来源于《核电子学与探测技术》期刊2018年06期）
彭红花,涂传火,王帅,秦强,朱贵凤[7]（2018）在《放射性气溶胶测量腔室内颗粒输运沉积模拟研究》一文中研究指出核设施运行过程中,需要对放射性气溶胶进行连续监测,以保护工作人员的辐射安全。本文利用流体力学仿真软件Fluent,以放射性气溶胶监测仪的测量腔室作为研究对象,采用离散相模型(Discrete Phase Model, DPM)对其内的气溶胶粒子进行输运沉积模拟与分析。结果表明:气溶胶颗粒输运沉积受到粒子尺寸、流速及流动空间等影响。一定范围内,颗粒的流速越大、尺寸越小,则在测量腔室内透过率越高,即到达腔室出口测量滤膜上被探测到的气溶胶粒子数目越多。当气溶胶粒径在1~2μm,入口流速为1.85~3.18 m·s-1时,颗粒穿透率在80%~60%。模拟结果可为后续相关放射性气溶胶颗粒输运沉积、处理、探测效率等提供参考。(本文来源于《核技术》期刊2018年11期）
谢波,龙兴贵[8]（2018）在《核取证中放射性气溶胶技术的研究与应用进展》一文中研究指出核取证的关键工作是识别核材料的来源,改进其物理保护措施,防止发生不可预见的核材料盗窃和转移。放射性气溶胶是核材料在大气环境中的一种重要形式,探索一套适用于放射性气溶胶的溯源技术是核取证的关键问题之一。综述了在核取证工作中放射性气溶胶,尤其是钚气溶胶的取证技术的研究进展,包括数值模拟技术、取样技术、分析与测量技术等方面,并介绍了一些典型的放射性气溶胶核取证的案例,以期为放射性气溶胶的核取证工作提供参考。(本文来源于《安全与环境工程》期刊2018年05期）
李钰[9]（2018）在《放射性气溶胶在安全壳内输运过程中的损失机理研究》一文中研究指出核电厂在运行过程中一回路冷却剂管道可能会产生破口或破裂,造成冷却剂的泄漏。冷却剂泄漏监测对于保障核反应堆安全运行十分重要,同时也是先漏后破(LBB)分析的关键依据。在多种泄漏监测方法中,在安全壳内监测特定放射性气溶胶活度浓度的方法由于可定量确定一回路冷却剂泄漏率的大小而受到了关注。在该方法的应用中,掌握放射性气溶胶的输运和损失机理是实现准确监测、定量评估冷却剂泄漏率的关键。本文通过理论分析、数值模拟和实验研究相结合的方法对放射性气溶胶粒子的输运和损失机理进行了研究。验证了气溶胶粒子输运及损失模型和数值研究方法的正确性,分析了气溶胶粒子输运、沉积和聚并规律,掌握了气溶胶粒子输运、沉积和聚并的耦合作用关系。通过对安全壳内特征放射性气溶胶输运损失过程的模拟研究,获得了所研究情况下监测值与泄漏率的对应关系。本文研究的主要内容及结论如下:(1)建立了空气和气溶胶粒子的运动模型,采用直接数值模拟耦合拉格朗日粒子追踪的方法研究了气溶胶粒子在流场中输运及损失,将计算结果与理论及经验公式对比,证明了数学模型及数值模拟的准确性。(2)采用上述方法研究了气溶胶粒子在空气中的输运和沉积,并通过实验测量了微米级气溶胶粒子在重力及热泳力共同作用下的沉积速度。分析了粒子的沉积规律,总结了重力、热泳及湍流等因素对粒子沉积的影响。研究表明,在静止流场中,热泳对小粒子(粒径小于2μm)的沉积有显着影响,热泳会加强粒子向冷壁面的沉积速度,但粒径越大重力的支配作用越明显。在湍流场中,小粒子沉积会受到湍流的影响,而大粒子沉积则主要受到重力的影响。若初始气溶胶粒子粒径为多分散分布,则沉积粒子的粒径分布与初始粒径分布不同,沉积粒子的中位径远大于未沉积粒子的中位径。粒子向侧壁面的沉积则主要受到湍流和热泳的影响,热泳会在近壁区增加粒子向冷壁面的沉积数目。(3)针对气溶胶粒子聚并理论研究及数值模拟的局限性,首次提出了采用基于随机蒙特卡罗方法的有限活跃粒子群法(MC-FASA方法)来研究气溶胶粒子的碰撞聚并问题。对气溶胶粒子进行拉格朗日建模,研究粒子的运动行为及运动轨迹,采用直接的碰撞模拟方法,可探究粒子碰撞聚并的具体细节。研究发现,聚并对粒子数量浓度和粒径的影响与粒子初始数量浓度有关,当粒子初始数量浓度为10~(13)个/m~3时,粒子会发生明显的聚并现象。单分散气溶胶粒子的聚并系数会随着粒径的增大而减小,多分散气溶胶粒子的平均聚并系数远大于单分散气溶胶系统,甚至达到同中位径单分散系统聚并系数的3倍。(4)基于前述研究成果,采用CFD方法对第叁代压水堆核电厂安全壳内冷却剂泄漏后氟(F-18)核素的输运过程进行了研究。研究发现,冷却剂发生泄漏后,安全壳内所监测到的核素的总放射性水平在监测点处先增大后逐渐趋于稳定,以F-18为例,安全壳内的放射性水平达到平衡需要约4个半衰期时间。选择较高的监测位置有利于尽早发现泄漏,同一高度上监测点位置的改变不显着影响监测结果。本论文的研究可为核电厂冷却剂泄漏监测中的取样位置选择、安全壳大气中核素活度浓度与泄漏率对应关系的确定提供理论依据和技术支撑。(本文来源于《上海交通大学》期刊2018-09-01）
谷铁男,张燕,刘翠红,李洋,段再煜[10]（2018）在《α放射性气溶胶监测仪检测下限研究》一文中研究指出针对能量甄别法,通过理论推导的方法建立了检测下限和探测器探测效率、采样测量时间、设备采样速率、天然氡子体浓度等因子的数学关系,分析各影响因子以研究检测下限。结果表明,提高探测效率、加快设备采样速率、增长采样探测时间、降低天然氡子体浓度等条件下,均可降低设备的检测下限。(本文来源于《核电子学与探测技术》期刊2018年04期）
放射性气溶胶论文开题报告
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
针对核电厂厂房辐射监测,构建了一种基于β灵敏塑料闪烁体的气溶胶监测系统。对探测器的性能进行了MC模拟和实验验证。结果表明:探测器具有探测效率高、测量量程范围宽的特点,适合于核电厂放射性气溶胶的监测。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
放射性气溶胶论文参考文献
[1].葛婷,罗磊,刘晓林.济南市气溶胶中钋-210放射性研究[J].科技创新导报.2019
[2].施礼,刘巍,沈明明,陈祥磊,程翀.核电厂β放射性气溶胶监测系统设计[J].核电子学与探测技术.2019
[3].朱涛.宁德核电厂外围环境气溶胶中γ核素放射性水平监测[J].海峡科学.2019
[4].李建伟,马英豪,孟丹,杨屹,畅祥.新型放射性气溶胶在线监测仪设计[J].核电子学与探测技术.2019
[5].岳清宇,王惠.长寿命α放射性气溶胶监测方法测量灵敏度估算[J].辐射防护通讯.2018
[6].杜广仁,林建勇,刘玉娟,杨亚新.放射性气溶胶监测仪校准[J].核电子学与探测技术.2018
[7].彭红花,涂传火,王帅,秦强,朱贵凤.放射性气溶胶测量腔室内颗粒输运沉积模拟研究[J].核技术.2018
[8].谢波,龙兴贵.核取证中放射性气溶胶技术的研究与应用进展[J].安全与环境工程.2018
[9].李钰.放射性气溶胶在安全壳内输运过程中的损失机理研究[D].上海交通大学.2018
[10].谷铁男,张燕,刘翠红,李洋,段再煜.α放射性气溶胶监测仪检测下限研究[J].核电子学与探测技术.2018