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针对我国第1座研究性反应堆(101重水研究堆)安全关闭过渡期的放射性源项调查,采用对可达部位取样分析与理论计算相结合的方法,给出了堆本体主要部件的中子活化源项。采用现场测量和对管道、设备内壁取样的方法获取了回路系统污染源项。另外,对反应堆厂房构筑物地面和墙面的污染水平、乏燃料保存水池和废树脂等进行了较为全面的现场测量和取样分析。通过源项调查,初步掌握了101重水研究堆退役的主要放射性源项的特点和存留量。