《表7 运行1.2 a活化腐蚀产物的剂量率》

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《聚变堆水冷回路中多物相活化腐蚀产物计算分析》

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由表7可知，反应堆运行1.2 a后，剂量率主要来自58Co、60Co、56Mn。64Cu和60Com虽然是反应堆运行期间放射性活度的主要贡献者，但由于其衰变放出的γ光子数量少，能量低，导致64Cu和60Com对剂量率的贡献远小于其他核素。在反应堆停堆后数小时后，56Mn等短寿命核素会迅速衰变消失，58Co和60Co等较长半衰期的核素成为停堆后冷却剂回路中辐射场的主要贡献者。58Co的产生途径主要有:59Co（N，2N）58Co、58Ni（N，P）58Co等。60Co的产生途径主要有:59Co（N，G）60Co、60Ni（N，P）60Co等。因此，Co元素和Ni元素是职业辐射照射剂量率最主要的来源，采用Co和Ni的含量较低的结构材料，可以有效的降低核电厂中剂量率的水平。