跳到主要內容

臺灣博碩士論文加值系統

(34.204.180.223) 您好!臺灣時間:2021/08/01 17:00
字體大小: 字級放大   字級縮小   預設字形  
回查詢結果 :::

詳目顯示

: 
twitterline
研究生:蕭偉明
研究生(外文):Wei-Ming Hsiao
論文名稱:飛灰裝載工人劑量影響評估
論文名稱(外文):Estimate of radiation effective doses of transporting fly ash drivers
指導教授:賴永昌賴永昌引用關係
學位類別:碩士
校院名稱:高雄醫學大學
系所名稱:職業安全衛生研究所碩士班
學門:醫藥衛生學門
學類:公共衛生學類
論文種類:學術論文
論文出版年:2004
畢業學年度:93
語文別:中文
論文頁數:100
中文關鍵詞:燃煤火力發電廠飛灰高純鍺偵檢器TSD-DOSE
外文關鍵詞:fly ashTSD-DOSEHPGe
相關次數:
  • 被引用被引用:0
  • 點閱點閱:173
  • 評分評分:
  • 下載下載:16
  • 收藏至我的研究室書目清單書目收藏:0
本研究目的在於藉由評估飛灰裝載工人輻射劑量影響評估來建立TSD-DOSE模擬軟體的評估方法及其適用性。量測方法為使用高靈敏度之高純鍺(HPGe)偵檢器與加馬能譜分析系統(Genie-2000)測量飛灰所含天然放射性核種與活度,再利用電腦程式MICRO-SHIELD V5.01模擬裝載飛灰槽車空間所造成輻射劑量與電腦程式TSD-DOSE V2.22模擬結果相互比較,驗證TSD-DOSE軟體的適用性。驗證結果兩者之間差異2.64倍,主要是因劑量轉換因子差1.5倍,體積設定差1.27倍所致。
飛灰量測結果中,釷系核種平均活度為217 Bq/kg,鈾系核種平均活度為214 Bq/kg,鉀-40核種活度平均活度為169.3 Bq/kg。
本研究以TSD-DOSE V2.22軟體模擬飛灰裝載工人整個裝載過程,包含裝載、運輸、卸貨等所得到的劑量結果為0.0305 mSv/y,實際較客觀數量應再乘上槽車體積模擬差異值,得到結果為0.0387 mSv/y。另外為了增加模擬結果與實際值之間的準確度,設定各項變數誤差值加以分析,得到飛灰密度變動率在±20%、屏蔽在±10%時,對於結果的影響不大,約為±2%之間。
This thesis is to establish an assessing method and evaluate its suitability to estimate the effective dose of driver for fly ash transportation. The method uses high-resolution HPGe detector and Genie-2000 spectroscopy system to investigate the concentration of natural radionuclides in fly ash. Computer simulation is used to estimate the effective dose equivalent rate by two packages, Microshield V5.01 and TSD-DOSE V2.22. The simulation results by Microshield are about 2.64 times higher. The major causes of the differences are due to dose conversion factor to be about 1.5 times and geometric definition to be 1.27 times higher respectively.
The radioactive elements in the components of fly ash are the Th series nuclides with average concentration 217 Bq/kg. The average concentrations of U series nuclides and K-40 are 214 Bq/kg and 169.3 Bq/kg respectively.
The scenarios used in computer simulation of driver,s effective dose by fly ash include transporting to facility and unloading. The assessed dose is 0.0305 mSv/y. To be objective, the dose should be multiplied by volume margin that become 0.0387 mSv/y. In order to make sure the degree of accuracy, based on the results of sensitivity analysis, we could conclude that the density of fly ash variation between ±20% and shielding thickness variation between ±10% consequence the result variation between only ±2%.
第一章 緒論
1.1 研究動機 …………………………………………..1~2
1.2 研究目的 …………………………………………..2~3

第二章 放射性研究發展
2.1 環境背景輻射 …………………………………….4
2.1.1 天然輻射 ……………………………………….5~7
2.1.2 人造輻射 ……………………………………….8
2.2 輻射單位 ………………………………………….9~11
2.3 放射性元素的衰變 ……………………………….11~17

第三章 飛灰應用及其發展史
3.1 飛灰定義及使用目的 …………………………….18~22
3.2 飛灰混凝土使用範圍及配比設計 ……………….23~25
3.3 飛灰使用歷史及目前研究狀況 ………………….25~28
3.4 活度指標 ………………………………………….28~29

第四章 研究架構 …………………………………….30
第五章 儀器架構及原理
5.1 實驗儀器架構 …………………………………….31~32
5.2 儀器構造 ………………………………………….33
5.2.1 高純鍺偵檢器 ………………………………….33
5.2.2 鉛屏蔽構造 …………………………………….33~34
5.2.3 液態氮容器 …………………………………….35
5.3 儀器原理 ………………………………………….36
5.3.1 高純鍺偵檢器 ………………………………….36~39
5.3.2 加馬能譜 ……………………………………….39
5.3.2.1 加馬射線與物質的作用 …………………...39~40
5.3.2.2 加馬能譜分析 ……………………………….41~43
5.3.3 前置放大器 …………………………………….43
5.3.4 主放大器 ……………………………………….44~45
5.3.5 加馬能譜分析系統 …………………………….46
5.3.5.1 系統簡介 …………………………………….46
5.3.5.2 能峰面積 …………………………………….46~47
5.3.5.3 儀器校正 …………………………………….47~48
5.3.5.4 核種辨識 …………………………………….49
5.3.5.5 核種活度 …………………………………….49~50

第六章 實驗方法
6.1 實驗步驟 …………………………………….….51~53
6.2 樣品取樣 ………………………………………..53~55
6.3 儀器校正方法 …………………………………..56
6.3.1 標準混合射源 ………………………………..56
6.3.2 常用標準容器 ………………………………..56~57
6.3.3 效率校正 ……………………………………..57~61
6.3.4 能量校正 ……………………………………..61~62
6.4 劑量評估方法 …………………………………..62
6.4.1 TSD-DOSE ……………………………………….62~67
6.4.2 Micro Shield ………………………………….68~69

第七章 實驗結果與討論
7.1 實驗結果 …………………………………………70
7.1.1 偵測結果 ………………………………………70~72
7.1.2 TSD-DOSE 劑量評估 ………………………….72
7.1.2.1 設定條件 ……………………………………72~73
7.1.2.2 劑量評估 ……………………………………73~74
7.1.3 Micro Shield劑量評估 ………………………74
7.1.3.1 設定條件 ……………………………………74
7.1.3.2 劑量評估 ……………………………………74~75
7.2 討論 ………………………………………………75
7.2.1 量測活度比較 …………………………………75~76
7.2.2 敏感性比較 ……………………………………77
7.2.2 輻射安全 ………………………………………77~79

第八章 結論與建議
8.1 結論 ………………………………………………80~82
8.2 建議 ………………………………………………82~83

第九章 參考文獻 ……………………………………84~87

第十章 附錄 …………………………………………88~90
【1】林培火、陳清江、林友明:國民輻射劑量之評估研究報告,原子能委員會輻射偵測 中心,P128、132,1988
【2】陳清江、黃景鐘、葉錦勳:台灣地區天然背景輻射介紹,物理雙月刊,第廿三卷三期,2001
【3】行政院原子能委員會輻射偵中心網站,http://www.trmc.aec.gov.tw
【4】朱鐵吉譯:原子、輻射、與輻射防護,民全書局有限公司,P 124-126、349-365、492-495,1997
【5】U.S. Department of Energy Richland Operations Office and Chicago Operations Office, July. 2002. Summary Fact Sheets for Selected Environmental Contaminants to Support Health Risk Analyses. Report prepared by a group of experts of the Argonne National Laboratory Environmental Assessment Division.
【6】 行政院公共工程委員會,1999; 『公共工程飛灰混凝土使用手冊』,。
【7】 林炳炎,1991.6;『飛灰用在混凝土中』。.
【8】 黃兆龍,『混凝土性質與行為』,詹氏書局
【9】S. Selvasekarapandian, R, S., et. ,2000. Natural radionuclide distribution in soils of Gudalore, India. Applied Radiation and Isotopes, 52, 299-306.
【10】E.M.Bem, H.Bem, P.Wieczorkowski, 1998. Studies of radionuclide concentrations in surface soil in and around fly ash disposal sites, Poland. The Science of the Total Environment, 220, 215-222.
【11】Man-yin W. Tso & John K. C. Leung, 1996. Radiological Impact of Coal Ash from the Power Plants in Hong Kong. Journal of Environment Radioactivity, Vol 30 No. 1, pp. 1-14.
【12】G. A. Aycik & A. Ercan, 1997. Radioactivity Measurements of Coals and Ashes from Coal-Fired Power Plants in the Southwestern Part of Turkey. J. Environ. Radioactivity, Vol. 35, No. 1, pp. 23-35.
【13】H. Bem, P. Wieczorkowski, M. Budzanowski, 2002. Evaluation of technologically enhanced natural radiation near the coal-fired power plants in the Lodz region of Poland. J. Environ. Radioactivity, 61, 191-201.
【14】J. Somlai, M.H., B.K., Z.L., and Cs. Nemeth, 1998. Radiation hazard of Coal-Slags as building material in Tatabanya Town(HUNGARY). Health Physics Society, Vol 75, No. 6, pp. 648-653
【15】Z. Papp, Z. Dezso, S. Daroczy, 2002. Significant radioactive contamination of soil around a coal-fired thermal power plant. J. Environ. Radioactivity, 59, 191-205.
【16】Organization for Economic Cooperation and Development (OECD), 1979. Exposure to radiation from the natural radioactivity in building materials. Report by a group of experts of the OECD Nuclear Energy Agency. OECD, Paris.
【17】UNSCEAR, 1982. Ionising radiation sources and biological effects. United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. A/37/45, New York.
【18】Beretka, J., Mathew, P.J., 1985. Natural radioactivity of Australian building materials, industrial wastes and by-products. Health phys. 48, 87~95.
【19】Viresh Kumar, T.V. Ramachandran, Rajendra Prasad, 1999. Natural radioactivity of Indian building materials and by-products. Applied Radiation and Isotopes 51, p93~96.
【20】Krieger, R., 1981. Radioactivity of construction materials. Betonwerk Fertigteil Techn. 47, 468.
【21】GENIE-PC 加馬能譜分析系統操作程序書:原子能委員會輻射偵測中心,第一版,1996
【22】GENIE-2000 加馬能譜分析系統標準操作程序書:原子能委員會輻射偵測中心,第二版,2001
【23】非醫用游離輻射防護講義:共同科目,財團法人中華民國輻射防護協會,第一、二、三章,1994。
QRCODE
 
 
 
 
 
                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                                               
第一頁 上一頁 下一頁 最後一頁 top