《表2 剂量计算模型所用参数》

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《人类入侵景象下的处置库安全评价分析》

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核燃料在反应堆内发生各种核反应（主要是裂变反应和中子俘获反应）后，乏燃料中除了仍剩有的原有元素外，主要生成了两大类核素，即，裂变核素和锕系核素。之后，乏燃料经过“湿法”或者“干法”储存使得大部分的短寿命放射性核素完全衰变，经过后处理工艺提取有用的放射性核素后，制得玻璃固化体。由于目前中国并未有玻璃固化体配方，因此，在本次计算中选用日本核燃料循环机构（JNC）的配方[3]，选用该配方主要基于以下几个方面的考虑:1)中国将来拟采用法国的高放废液后处理技术，目前正在与法国后处理厂开展技术引进谈判，而日本JNC的后处理技术同样来自于法国；2)目前国内、外关于后处理配方的公开数据极其缺乏。JNC配方中所含的主要核素如下所示，内照射剂量与外照射剂量计算模型中所使用的一些主要参数如表2所示。下面列出了玻璃固化体中的主要核素及其衰变系，由于处置场在关闭的前1 000 a之内一般不会发生信息丢失的情形，对于短寿命的放射性核素如137Cs、90Sr等都至少衰变10个半衰期以上，因此在计算时可以忽略不计。