苏容波
- 作品数：41 被引量：34H指数：3
- 供职机构：中国工程物理研究院核物理与化学研究所更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金国际科技合作与交流专项项目更多>>
- 相关领域：核科学技术理学环境科学与工程文化科学更多>>
- 铝合金样品中63Ni测定的相关技术研究
- 为建立反应堆铝合金样品中Ni活度测量的方法,对样品前处理流程的去污效果及液闪测量的相关问题进行了研究.在不含Ni的铝合金样品中加入一定量的杂质离子,通过前处理流程后对相应的杂质离子进行测量,确定去污因子。该流程对各种杂质...
- 王萍苏容波吴涛谭昭怡李烨邱永梅孙宇
- 关键词：铝合金检出限
- 文献传递
- 反应堆铝合金样品中^(63)Ni的测量技术研究被引量：2
- 2012年
- 为建立反应堆铝合金样品中63 Ni活度测量的方法,在前期确定了样品前处理流程的基础上,进行了全程化学回收率实验、去污实验、镍载体量对测量效率的影响及空白实验等方面工作。全程化学回收率在70%以上,对各种杂质离子的去污因子均为102及以上,镍载体的加入量选为5mg。该方法对DPM(放射性核素每分钟衰变数)的标准偏差为6.29,相对标准偏差为15.9%,检出限为1.38Bq/g,已应用于反应堆退役样品的分析测量。
- 王萍吴涛苏容波李烨但贵萍孙宇文炜吴波樊英武
- 关键词：铝合金检出限
- 反应堆重混凝土拆除解体技术概述被引量：2
- 2008年
- 反应堆生物屏蔽层重混凝土的拆除解体是反应堆退役过程中的难点之一。本文对重混凝土拆除解体技术进行了详细的调研。结果表明:金刚石串珠绳锯、空心镗削法和金刚石圆盘锯可以对反应堆重混凝土进行拆除解体。
- 李烨谭昭怡张东苏容波王子久
- 关键词：重混凝土水射流金刚石绳锯
- 反应堆铝合金样品中~(63)Ni的测量技术研究
- 为建立反应堆铝合金样品中63 Ni活度测量的方法,在前期确定了样品前处理流程的基础上,进行了全程化学回收率实验、去污实验、镍载体量对测量效率的影响及空白实验等方面工作。全程化学回收率在70%以上,对各种杂质离子的去污因子...
- 王萍吴涛苏容波李烨但贵萍孙宇文炜吴波樊英武
- 关键词：铝合金检出限
- 文献传递
- ^(235)U气溶胶粒度分布研究被引量：1
- 2010年
- 采用固体径迹探测技术测量了235U气溶胶的粒度分布。将特定条件下产生的235U气溶胶粒子收集在金属采样板上,将固体径迹探测片覆盖在235U气溶胶样品上辐照成像,采用化学蚀刻技术使其显影成像并放大,利用光学显微镜进行有关参量测量。在特定条件下,235U气溶胶的粒度分布在1.6～8.9μm范围内。
- 黄宪果涂俊苏容波
- 关键词：气溶胶粒度分布
- 对TGS装置平板准直距离影响探测效率的探究
- 2013年
- TGS系统的平板准直对探测效率及最后的计算有很重要的影响,通过MCNP5程序建立TGS模型,考虑了核退役中几种常见的并且密度相差较大的物质(玻璃棉、木屑、水、水泥、铝合金等),放射源使用常用投射源60Co,以0.5 cm的步进距离进行模拟试验,最后根据结果得出准直器距离在3～3.5 cm时可获得相对较好的效果。
- 苏容波丁逸仙阳林峰
- 关键词：蒙特卡洛模拟
- 反应堆乏燃料组件的破损检测被引量：3
- 2010年
- 为了解决某反应堆101盒乏燃料组件外运送贮,对乏燃料组件破损检测方法进行了研究,在已有技术的基础上,根据自身的需求设计、加工了新的采样系统,设计了工作流程,并给出了测量数据的判断依据。该采样系统可以在水下实现一次对一批乏燃料组件进行逐个取样,每个样品对应一个确定的组件,检测效率高。测量破损检测样品101个,根据测量结果判断出1个样品含有85Kr,其余样品不含85Kr或是85Kr的含量低于该条件下仪器的探测限,表明101盒乏燃料组件中有1盒组件包壳存在破损情况,其余组件包壳未破损。
- 苏容波黄宪果涂俊陈志赟
- 关键词：乏燃料组件
- 用于乏燃料离线破损检测的气态裂变产物采样工艺设计
- 为解决某反应堆乏燃料外运送贮,对已有的乏燃料破损检测技术进行了分析,针对其缺点以及根据自身的需求设计、加工了新的采样系统,并设计了工作流程.该采样系统可以在水下实现一次对一批乏燃料进行逐个取样,每个样品对应一盒确定的乏燃...
- 苏容波张东黄宪果涂俊
- 关键词：辐射防护
- 文献传递
- 一种强辐射场远程遥控测量系统
- 本实用新型公开了强辐射场远程遥控测量系统，该系统包括：远程控制台、控制柜、机械臂底座、多关节机械臂和多功能探测器，多功能探测器包括测量探头、标识笔、激光测距仪和视屏摄像头。本实用新型公开的强辐射场远程遥控测量系统集成视控...
- 马中笙亢武曾俊辉谢云何艳荣李茂辉杨杨张东樊英武杜旭光林国洪苏容波卢传霞李晓龙张鹏昊
- 文献传递
- 简易桶装废物非破坏检测装置设计及检验被引量：2
- 2012年
- 介绍了组装的桶装废物非破坏检测装置及其探测效率获得方法,并将探测效率的实验值与计算值进行了比较,其变化趋势一致。使用137 Cs标液制作实验源模拟桶装废物进行验证实验,在放射源随机分布、介质密度低于1.761g/cm3情况下,计算结果偏差在±20%内;在放射源极端分布、介质密度为1.538g/cm3情况下,计算结果偏差达-76%～152%,说明该方法用于核设施退役产生的桶装废物的分级是可行的。
- 苏容波夏文友吴中义李涛文王建军涂俊
