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    1. 压水堆核电厂采用富集硼的优势与可行性分析
    方岚, 刘新华, 徐春艳, 付鹏涛, 雷强, 甘学英
    辐射防护    2019, 39 (1): 19-26.  
    摘要154)      PDF (3708KB)(333)   
    压水堆核电厂通常采用天然硼进行反应性的化学补偿控制,研究表明采用富集硼替代天然硼,可以优化一回路水化学,降低一回路结构材料腐蚀风险和堆芯沉积风险,降低职业照射剂量。本文分析压水堆核电厂采用富集硼的优势与可行性,介绍国内外核电厂富集硼的应用情况。最后对我国华龙一号堆型和在役压水堆核电厂富集硼的应用提出建议。
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    2. 核电厂应急监测计划的关键问题及探讨
    黄彦君,贺毅,上官志洪,陈超峰,赵锋
    辐射防护    2019, 39 (5): 355-364.  
    摘要248)      PDF (845KB)(203)   
    应急监测计划是核电厂应急计划的重要支持性文件,是核电厂应急监测准备和响应的重要依据。本文从核电厂事故应急监测方案、监测方法、监测设施设备配置、应急监测响应、监测能力的保持、质量保证等关键问题进行分析研究,提出相关建议,为核电厂应急监测计划的制订提供参考。
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    3. 目录
    辐射防护    0, (): 0-.  
    摘要123)      PDF (215KB)(171)   
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    4. 放射性气载流出物取样代表性分析
    杨川,何泽银,张坤,殷时蓉,孙世政
    辐射防护    2019, 39 (5): 372-378.  
    摘要233)      PDF (5764KB)(169)   
    为获取核设施放射性气载流出物单点连续监测取样位置,提出基于随机轨道模型(DRW)的气-固多相湍流耦合方法求解代表性取样区域。借助k-epsilon湍流模型模拟连续相,并引入离散颗粒模型(DPM)模拟离散相,建立基于DRW模型的排风管道内流道气-固多相湍流耦合计算模型,计算了核设施气载流出物在管道内流道流场分布规律,分析了内流道流体气旋角、气流速度、示踪气体浓度、气溶胶粒子浓度与管道高度间的关联关系。分析结果表明,随着截面高度的增加,气旋角、气流速度变异系数(COV)、示踪气体浓度COV及示踪气体浓度最大值与平均值的偏差逐渐降低并趋于稳定,气溶胶粒子浓度COV在截面6与截面8满足取样代表性要求;基于计算流体动力学方法可快速地确定出代表性取样位置,为气载流出物单点取样现场试验提供了理论参考依据。
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    5. IAEA《放射性物质安全运输条例》(2018版)主要变化内容与修订GB 11806的适用性研究
    曹芳芳, 潘玉婷, 洪哲, 张亮, 张敏
    辐射防护    2019, 39 (1): 56-60.  
    摘要118)      PDF (2733KB)(138)   
    现行国标《放射性物质安全运输规程》(GB 11806—2004)等同采用了IAEA《放射性物质安全运输条例》(以下简称“IAEA《条例》”)(2003年版),技术内容完全相同。其后,IAEA多次修订了《条例》,其中2012和2018年修订版的技术内容变化较大,部分变化内容对相关行业实施放射性物品运输产生了重大影响。本文扼要阐述了IAEA《条例》(2018版)的重要变化内容,结合我国实践,进行剖析及适用性例证,以期更好地修订和理解GB 11806。
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    6. 秦山核电基地放射性废物最小化技术实践与探讨
    余达万, 徐宏明, 周辰昊, 郭喜良, 余达宇, 姜春辉
    辐射防护    2019, 39 (3): 213-220.  
    摘要88)      PDF (3941KB)(123)   
    介绍了秦山核电基地在放射性废物最小化方面的实践。包括建立了蒸汽发生器排污树脂和通风过滤器金属框架清洁解控工作流程;改进了水泥固化线工艺,水泥固化包装容器采用金属桶代替水泥桶;开发了废过滤器芯子暂存衰变法分类处理及一桶装多芯方案;开发了技术废物“三明治”式废物装桶和超级压实提高外包装容器效率等最小化实践。对废液、废树脂、技术废物、有机废液等处理技术进行了比较分析,建议采用废液蒸干压实技术、废树脂蒸汽重整技术、可燃废物和有机废液焚烧技术,预计秦山核电基地废物产生量可由541 m3/a减至约94 m3/a。
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    7. 华龙一号核电厂公众辐射剂量优化设计目标值研究
    王晓亮, 郑平辉, 郑伟
    辐射防护    2019, 39 (3): 177-183.  
    摘要107)      PDF (827KB)(121)   
    基于我国新建三代压水堆核电机组华龙一号运行状态下的流出物设计与现实排放源项,结合机型的排放特点、沿海与内陆厂址的不同环境和气象等条件,对新建核电厂公众剂量优化设计目标值进行了研究。研究结果表明,在我国华龙一号的设计方案下,对于滨海厂址条件所能够达到的公众剂量优化设计目标值可以达到与欧美国家体系相当的水平。但由于厂址环境条件的差异,对内陆核电厂还需要结合工艺系统的改进开展进一步深入研究工作。对流出物中氚和C-14的排放还需要进一步开展经验反馈积累,在此基础上给出更符合未来运行状态的辐射剂量评价结果。本研究还对华龙一号后续的排放源项和评价方法等方面给出了建议,对进一步加强华龙一号的环境友好性和先进性具有积极作用。
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    8. 经合组织核能署放射性废物管理和退役活动概述
    李金凤, 陈凌
    辐射防护    2019, 39 (4): 314-321.  
    摘要112)      PDF (4754KB)(119)   
    经济合作与发展组织(简称经合组织)核能署(OECD/NEA)放射性废物管理委员会协助各成员国制定各类放射性废物和乏燃料的长期管理战略,在监管、安全全过程系统分析、与利益相关方的沟通、非常规和遗留废物表征方法学、核设施退役的技术和成本估算等方面开展前沿研究。中国已成为全球在建核电机组最多的国家,在放射性废物管理和退役的技术、利益相关方沟通、成本优化等方面面临很多挑战。中国加强与核能署的交流合作,有助于实现放射性废物的安全处理处置,推动核电“走出去”的国家战略。
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    9. 核与辐射事故后管理策略的发展现状
    杨端节, 李冰, 崔浩, 侯杰
    辐射防护    2020, 40 (3): 177-180.  
    摘要149)      PDF (1392KB)(114)   
    本文主要介绍了国际上在核与辐射事故情况下事故后管理策略的发展现状和相关要求,并结合目前的现状情况,对建立和完善我国的事故后管理策略体系提出了相关建议,以提高我国的整体应急管理能力。
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    10. 压水堆释放源项快速估算程序开发
    冯宗洋, 张建岗, 杨亚鹏, 贾林胜, 王任泽, 王宁
    辐射防护    2020, 40 (6): 504-509.  
    摘要74)      PDF (1959KB)(111)   
    事故时向环境释放的源项是确定核电厂(NPP)应急响应水平和防护行动决策的重要依据。基于电厂工况估算源项是核电厂严重事故应急响应期间重要的应急评价内容之一。在国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)的有关技术文档基础上,本文介绍了基于压水反应堆(PWR)工况进行事故释放源项估算的步骤和基础数据,并归纳了7种实用的事故释放源项估算方法。基于这些方法,开发了PWR事故时环境释放源项快速估算程序。该程序为不同估算方法提供4种释放途径:安全壳泄漏、安全壳旁通、蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)和直接环境释放,除直接环境释放途径外,其他释放途径都估算了核素释放过程中的衰变、滞留、喷淋和过滤等减弱过程。对比发现,软件计算结果与美国核管会的RASCAL软件释放源项计算结果接近。
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    11. 湖南省数字X射线摄影设备(DR)主要检查类型所致受检者剂量水平调查
    朱国祯,李植纯,葛良全,陈东辉,许志勇,谭雄,彭俊哲,曹真伟
    辐射防护    2019, 39 (5): 429-433.  
    摘要166)      PDF (1573KB)(105)   
    为了解湖南省X射线摄影设备(DR)6种主要检查部位不同的投照方位所致受检者的剂量水平,采用典型抽样法,在省内选取967例受检者作为调查样本,对常用的几种投照类型所致受检者的剂量进行调查。结果表明,湖南省内X射线摄影设备(DR),在腰椎前后位投照(AP)、腰椎侧位投照(LAT)、骨盆前后位投照(AP)、髋关节前后位投照(AP)、胸部后前位投照(PA)、胸部侧位投照(LAT)、胸椎前后位投照(AP)、胸椎侧位投照(LAT)、头颅后前位投照(PA)、头颅侧位投照(LAT)等部位投照时,所致受检者剂量的典型值分别为3.9、5.7、2.5、3.8、0.3、0.7、1.3、3.0、 0.7和0.7 mGy。无自动曝光控制(AEC)时,DR在胸部PA、胸部LAT摄影时所致受检者的剂量的平均值分别为0.77 mGy和1.44 mGy,有AEC时,DR在胸部PA、胸部LAT摄影时所致受检者的剂量的平均值分别为0.27 mGy和0.56 mGy。湖南省X射线摄影设备(DR)6种主要检查部位不同的投照方位所致受检者的剂量低于GB 18871—2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》给出的典型成年受检者X射线摄影的剂量指导水平。在一定程度上, AEC能优化受检者在X射线摄影检查中受到的辐射剂量。
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    12. 核电基地周围辐射环境监督性监测概况
    王蕾, 王晓芬, 赵顺平
    辐射防护    2019, 39 (2): 118-123.  
    摘要177)      PDF (1896KB)(105)   
    本文介绍了国家辐射环境监测网2011—2015年运行核电基地周围辐射环境监督性监测概况。监测结果表明:运行核电基地周围实时连续空气吸收剂量率未监测到因核电厂运行引起的异常;福清核电基地周围环境介质中人工放射性核素活度浓度未见异常,处于本底水平;虽然秦山、大亚湾、阳江、田湾和宁德核电基地周围部分环境介质中氚活度浓度与核电基地运行前本底相比有所升高,红沿河核电基地周围个别空气样品中碳-14活度浓度高于本底水平,大亚湾核电基地周围个别空气样品检出微量气态放射性碘-131,秦山、大亚湾和宁德核电基地周围个别牡蛎样品中检出微量的银-110 m,但评估结果表明,核电基地运行所致公众个人年有效剂量远低于国家规定的剂量约束值。
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    13. 涉核项目的“污名化”现象及对策研究
    张振华, 朱立, 张波, 陈方强
    辐射防护    2019, 39 (1): 67-74.  
    摘要103)      PDF (1602KB)(103)   
    核电本身具有安全、清洁、高效的特点,但是由于核能的专业特殊性,以及部分公众核能相关知识的欠缺,导致涉核项目“风险的社会放大”,同时“邻避现象”加剧了涉核项目易被“污名化”这一现象。笔者分析了核安全和辐射防护学科中的一些基础数据,对比核能风险与其他风险,提出了扩大多层次的核科普教育领域,完善核科普教育形式,建立长期的核科普教育机制,合理调整涉核项目利益分配以及强化信息公开平台能力建设等建议。
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    14. 国内放射性废物体性能表征实践及问题建议
    相正志, 郭喜良, 闫晓俊, 徐春艳, 李小龙
    辐射防护    2018, 38 (4): 337-343.  
    摘要36)      PDF (1769KB)(99)   
    介绍了国内近地表处置的低、中水平放射性废物水泥固化体性能表征的实践和经验,结合国外良好的实践和监管要求,分析了国内现有表征技术及表征要求中的不足,提出了相应的建议。
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    15. 建筑室内氡检测的方法探讨
    王倩雪, 吴文保, 员秀梅, 王喜元
    辐射防护    2019, 39 (3): 198-201.  
    摘要92)      PDF (2365KB)(96)   
    通过对建筑室内氡检测方法的研究,对原国标氡检测方法进行了比较分析,对新出现的测氡方法进行了考核比较,提出了4种适用的室内氡检测方法,并对现场使用提出了要求。
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    16. 经口罩过滤后的铀矿尘颗粒物呼吸暴露剂量评价
    叶勇军, 吴文浩, 李志, 尹安松, 丁德馨
    辐射防护    2019, 39 (1): 13-18.  
    摘要54)      PDF (4483KB)(95)   
    铀矿尘中含有大量的长寿命α放射性核素,其对铀矿井下工人内照射剂量具有不容忽视的贡献。为研究经两种常用口罩过滤后的铀矿尘颗粒物的呼吸暴露风险,本文采用铀矿尘颗粒物的呼吸暴露风险评价模型和经两种常用口罩过滤后的铀矿尘颗粒物的粒径和浓度监测数据,对南方某铀矿井下工人进行了呼吸暴露风险评价,计算了铀矿尘颗粒物的呼吸暴露剂量和暴露风险指数。结果表明:1)在铀矿井下各典型作业场所中,独头巷道、采场和主风机房是铀矿井下工人所受呼吸暴露剂量较大的主要场所;2)佩戴纱布口罩和KN95口罩后铀矿尘所致剂量分别为0.14~2.01 mSv/a、0.03~0.53 mSv/a,佩戴KN95型口罩时的呼吸暴露剂量和暴露风险指数明显低于纱布口罩;3)当铀品位为0.01%~1%,铀矿尘质量浓度为0.01~0.2 mg/m3时,铀矿井下工人所受的铀矿尘颗粒物的呼吸暴露剂量及呼吸暴露风险指数都随铀矿尘质量浓度的增加而增大。
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    17. 超临界水氧化处理核电站废阴离子交换树脂研究
    潘跃龙,张志东,柴涛,高亚华,兰树仁,刘玉存
    辐射防护    2019, 39 (5): 410-415.  
    摘要92)      PDF (2933KB)(95)   
    在间歇式超临界水氧化(SCWO)设备中,对粉碎处理后的阴离子交换树脂水悬浮液在超临界条件下进行了氧化降解处理。实验研究了反应温度、反应压力、反应时间、过氧系数对COD去除率的影响,同时考察了催化剂种类、反应压力和反应温度对氨氮去除率的影响。通过正交试验,得到主要因素对处理效果影响的显著程度排序为:反应温度>反应压力>反应时间>过氧系数。结果表明:在反应温度540 ℃、反应压力26 MPa、反应时间8 min、过氧系数3的条件下,COD去除率为99.65%。针对阴离子树脂中NH3-N含量高难以去除的问题,选用不同的催化剂CuSO4、MnO2、CeO2添加到反应体系中,结果表明对NH3-N的氧化效果顺序为CuSO4>CeO2>MnO2,对NH3-N的最高降解率达到96.53%。
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    18. 用液闪直接测量核设施周围环境中的氚
    李晓芸, 潘竞舜, 娄海林, 徐旭涛, 赵洋, 文富平
    辐射防护    2019, 39 (2): 111-117.  
    摘要92)      PDF (1572KB)(95)   
    某些核设施运行时会释放氚,从而引起周围环境中氚活度浓度水平的变化。对核设施周边区域空气、地下水、雨水和海水样品中的氚分别用内标准法(简称“内标法”)和外标准淬灭指示参数法(简称“外标法”)进行了液闪测量。两种标准方法测量数据的相对偏差在-4.0%~4.0%。根据内标法的探测效率与仪器给出的淬灭指示参数制作了4种环境水样的淬灭校正曲线。在环境样品测量中,内标法和外标法的探测效率最大差值约为1.6%,痕量14C和其它β放射性核素对3H的计数率影响可忽略。对探测效率为21.5%~24.5%无严重淬灭的样品,用液闪直接测量并根据外标法的淬灭校正曲线计算氚活度浓度,相对偏差在-6.35%~4.41%,基本可满足核设施氚常规监测的要求。
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    19. BP神经网络算法预测多组分材料中子屏蔽效果方法研究
    林海鹏, 李国栋, 陈法国, 韩毅, 梁润成
    辐射防护    2020, 40 (6): 516-521.  
    摘要72)      PDF (5069KB)(93)   
    针对多组分中子屏蔽材料优化设计中蒙特卡罗模拟计算时间长而对算法效率的制约,讨论了利用BP神经网络算法快速预测材料中子屏蔽效果的方法。以复合材料300种随机质量组分和其对应的蒙特卡罗计算的剂量值组成训练样本,建立了典型的3层BP神经网络模型,其剂量预测值与样本值的绝对偏差在±2以内。对训练样本之外的验证样本,绝对偏差扩大到-6.4~5.2之间。偏差分布统计显示70%以上样本的相对偏差绝对值在2%以内,定性判断该神经网络模型的计算精度和泛化能力满足优化算法使用。使用交叉验证法对网络进行二次训练,可提高训练样本的计算精度,但扩大了验证样本的计算偏差,表明神经网络建立中还需要考虑样本的拟合程度和泛化能力的平衡。
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    20. 放射性废离子交换树脂高温裂解处理技术研究
    徐卫,张禹,褚浩然,侯伯男
    辐射防护    2019, 39 (5): 396-402.  
    摘要115)      PDF (6350KB)(91)   
    通过热重实验以及台架试验,进行了废阴/阳离子交换树脂的高温裂解处理技术研究。结果表明,通过电磁感应加热反应器中的金属球并辅助搅拌,可以实现树脂的高温裂解。相比于氮气和水蒸气,空气是更合适的反应气氛。在空气氛围下,当树脂处理量为1 kg/h时,设定空气流量2 m3/h,反应温度600 ℃~700 ℃,添加剂选择CuSO4·5H2O,阴/阳离子交换树脂经本裂解工艺处理,废物残留率分别为8%和12%左右,两种树脂最终的裂解残留率可以达到3%~5%左右,可以实现较为彻底的裂解反应。阴离子和阳离子交换树脂的裂解反应有明显的区别,其中阴离子交换树脂热敏性更高,裂解需要的温度和空气流量更低,但反应更剧烈,烟气量更大。
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    21. 基于ICRP 141号报告模型计算吸入241Am后的排泄份额及剂量的对比分析
    陈倩兰, 骆志平, 刘森林
    辐射防护    2021, 41 (3): 193-200.  
    摘要74)      PDF (12877KB)(89)   
    依据更丰富的受照人员实测数据,以国际放射防护委员会(ICRP)141号报告呼吸道模型及系统模型为代表的新模型及剂量转换系数相比旧模型及剂量转换系数具有更高可信度。对于目前超铀核素吸入后的基于间接测量的内照射评价来说,新、旧模型带来的计算结果的异同很重要。本文基于ICRP 141号报告为代表的新生物动力学模型建立超铀核素的滞留、排泄份额计算程序,并分别对工作参考人吸入S、M、F类241Am气溶胶(AMAD 5 μm)后的尿、粪排泄份额进行新、旧模型计算值对比,发现了新、旧模型计算值的显著差异,且基于尿、粪样中241Am估算有效剂量上,新、旧模型计算结果的差异也显著。基于尿粪的间接测量的内照射评价标准后期可视情况根据新模型计算值进行修订。
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    22. 反应堆退役三维辐射场实时计算及可视化
    张永领, 胡一非, 刘猛, 戴波, 章航洲, 庄乾平
    辐射防护    2018, 38 (1): 19-25.  
    摘要68)      PDF (2213KB)(85)   
    本文基于DELMIA和VIRTOOLS平台开发的反应堆退役三维仿真原型系统,提出了仿真系统、数据库和计算内核既相互独立又集成统一的三维辐射场计算和可视化技术方案。利用点核积分算法建立了三维辐射场计算模型,得到了能量的对数与转换系数的多项式拟合公式,考虑了设备屏蔽和自吸收效应。采用VS语言和SQL server软件平台编制了三维辐射场计算程序,经验证,在关键点处的辐射水平计算值与测量值的比值小于10,并嵌入了仿真系统,实现了退役场景三维辐射场的实时计算和数据更新。提出了基于行走路径的人员受照剂量计算方法,并实现了可视化显示。
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    23. 现场校准用便携式X射线照射装置的优化设计及辐射特性研究
    徐阳, 林敏, 高飞, 倪宁, 张曦
    辐射防护    2021, 41 (2): 97-104.  
    摘要115)      PDF (5751KB)(85)   
    中国原子能科学研究院计量测试部研制了一款用于校准现场固定式X、γ辐射剂量仪的便携式X射线照射装置。首先利用蒙特卡罗软件建立模型,对出射口准直光阑结构进行优化设计,随后,对所建参考辐射场射束范围、均匀性及散射辐射进行模拟计算,并利用TW32005电离室进行了实验验证。在本研究所选辐射质、管电流及参考点-焦斑距离条件下,所建立的辐射场能量范围为60~164 keV,空气比释动能率在0.08~565 mGy/h,周围剂量当量率在0.13~892 mSv/h,为后续利用便携式X射线照射装置开展现场校准技术研究奠定了基础。结果表明,经优化设计后的准直光阑在满足准直限束需求的同时有效减轻了自身重量,便携式X射线参考辐射场特性满足GB/T 12162.1—2000要求,验证了所建模型的正确性及蒙特卡罗方法用于便携式X射线参考辐射场特性研究的有效性。
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    24. 蒙特卡罗模拟在预测稀土尾渣辐射水平的应用
    王攀, 曾志伟, 张庆贤, 杨明理, 初旭阳
    辐射防护    2021, 41 (3): 205-209.  
    摘要65)      PDF (951KB)(85)   
    为了评估稀土尾渣的辐射水平,本文以典型的独居石选冶生产稀土后产生的含钍尾渣作为研究对象,应用蒙特卡罗模拟方法来计算桶装含钍尾渣周围的空气吸收剂量率。模拟计算结果与实测结果比较相对偏差均未超过20%,表明用蒙特卡罗模拟方法来预测稀土尾渣辐射水平是可行的。
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    25. 铀浓缩厂放射性废物管理与最小化实践
    肖建华, 张晓文, 杨蓉, 杜仁铠, 张德
    辐射防护    2019, 39 (1): 61-66.  
    摘要87)      PDF (1536KB)(84)   
    介绍了某铀浓缩厂含铀放射性废物管理现状及放射性废物最小化方面的应用实践。放射性废物分类收集,集中处置,减少放射性废物的体积及产生量是基本要求。采用5%的Na2CO3和30% H2O2混合液以及清水对放射性污染管道、阀门等进行清洗,使α表面污染≤0.4 Bq/cm2,清洗液厂内循环利用。通过除锈清洗液再利用、水压试验水再利用及容器清洗工艺优化改进等措施,单台容器平均废液产生量减少35%左右,从源头上控制了含铀废液的产生量。小容器处理工艺由湿法改为干法,废水产生量减少了90%;大容器清洗过程中,除锈液可重复利用5次,可使得除锈废液的产生量减少80%左右。提高吸附尾液循环利用比,减少了废水的产生量。采用钙盐联合沉淀法处理废水,废渣年产生量平均减少20%,废水处理合格率大大提高。在此基础上,介绍了实现含铀放射性废物最小化的几点思路,并提出相关措施。
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    26. 碘吸附器泄漏率检测的方法与影响因素探讨
    梁飞, 张计荣, 张渊, 张崇文, 张昭辰
    辐射防护    2018, 38 (6): 496-501.  
    摘要40)      PDF (3330KB)(83)   
    探讨了用于检验碘吸附器机械泄漏率的几种示踪气体的可行性,包括三氯氟甲烷(R-11)、十氟戊烷(Vertrel-XF)、全氟甲基环戊烷(PMCP)、全氟甲基环己烷(PMCH)及全氟二甲基环己烷(PDCH);在检验碘吸附器泄漏率现场试验期间,分析了示踪剂的分子量和沸点、温度、气流比速、湿度及活性炭含水量等影响因素对示踪气体发生解吸的影响;以R-11为示踪剂分别进行不同湿度环境下碘吸附器机械泄漏率的验证试验和不同含水量活性炭的吸附效率实验;结果表明:Vertrel-XF、PMCP、PMCH和PDCH均满足美国机械工程师协会核空气与气体处理规范(ASME AG-1)中关于替代物的六项标准;气流相对湿度小于20%,活性炭含水量小于15%时,R-11在活性炭上的解吸量很少,因此检测结果更加接近真实值;目前,国内核电厂以R-11测得碘吸附器的机械泄漏率偏结果保守。
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    27. 核电站放射性污染液压扭力扳手的去污实践
    李玉鑫, 贾建召
    辐射防护    2020, 40 (3): 223-230.  
    摘要61)      PDF (3191KB)(82)   
    核电站在日常生产及大修过程中,放射性污染设备和场地的检修作业会产生一定量的污染检修工具,其中包含价值高、体积大、去污难度大的液压扭力扳手。因液压扭力扳手结构复杂、主子部件较多、且热点多淤积在死角位置,导致其放射性去污难度较大,国内核电站多作放射性固体废物处理为主。液压扭力扳手作为高价值专用工具,大量放射性污染检修工具报废给核电站成本管控、放射性废物最小化管理和电站辐射防护最优化带来了较大的压力。针对此问题, 电站开展了多项放射性污染液压扭力扳手深度去污试验,采用化学去污、机械去污、泡沫去污、超声波去污等多种组合工艺,经过四个阶段的深度去污试验,最终将多台放射性污染液压扭力扳手全部去污合格,并全部实现现场复用。此次深度去污试验研究总结的“放射性污染液压扭力扳手深度去污方法”,去污因子超过103,去污试验各项指标效果良好,方法可行、有效、实用,可为业内同行提供参考。
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    28. MC-MC耦合计算方法在核电厂中子屏蔽设计中的应用
    黄倩倩, 唐邵华, 杨寿海
    辐射防护    2019, 39 (4): 309-313.  
    摘要96)      PDF (3026KB)(81)   
    中子屏蔽精细化设计是三代堆型核电厂区别于二代堆的主要辐射防护设计特征之一,其设计优劣直接影响了辐射场内设备寿命及功率运行期间可能进入的工作人员的辐射安全。为了精确、快速、有效解决大尺度复杂厂房中子屏蔽计算难题,提出了将MC-MC耦合计算应用于解决核电厂大型复杂计算模型的中子屏蔽设计方法。通过与欧洲第三代压水堆技术方案(CEPR)设计结果对比表明,计算结果偏差小于15%,满足工程屏蔽设计误差要求,证明该方法的正确性与可行性。该方法已应用于国内某三代堆型核电厂反应堆厂房中子屏蔽设计。
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    29. 高能中子辐射对线虫的剂量效应研究
    徐照, 陈妮, 王志刚, 李桃生
    辐射防护    2019, 39 (2): 150-156.  
    摘要105)      PDF (4264KB)(80)   
    本文研究了高能中子辐射对秀丽隐杆线虫(Caenorhabditis elegans)剂量效应并讨论了高能中子辐射的相对生物学效应。雌雄同体的线虫随机分为对照组和10个不同剂量梯度的照射组,分别为1 047、476、199、89、18.2、8.4、1.83、0.351、0.171和0.087 Gy。不同剂量梯度的线虫距离中子源的距离不同,但是照射时间相同。线虫经过单次高能中子全身照射后,分别于当天将线虫转入新皿进行产卵率、寿命的后续检测以及24小时后将线虫转入新皿进行生殖细胞凋亡的检测。结果表明,随着剂量的增加,产卵量呈现总体下降的趋势,特别是1.83 Gy对线虫子代数的影响很大,大于89 Gy照射后线虫停止产卵;寿命呈现随辐射剂量上升而下降的趋势,尤其是1.83 Gy对线虫寿命的缩短效应明显;大于8.4 Gy剂量中子照射时,生殖细胞凋亡随剂量的升高而显著上升。以上结果说明,高能中子辐射对线虫具有剂量效应,但是在低剂量辐射时可能有更强的损伤效应,为中子低剂量辐射防护提供了科学依据。本文同时讨论了以中子照射数据与前人γ射线照射实验结果相对比的结果,计算得出HINEG高能中子辐射的相对生物效应是1.25,表明在相近吸收剂量的γ射线与中子照射下两者生物学效应差异,提示了品质因数(Q值)与ICRP出版物的差异以及完善参考动物数据库的必要性。
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    30. 基于换气量和氡析出率计算的排氡风量在某水电地下工程通风设计中的比较研究
    陈刚, 胡鹏华, 李先杰, 任建军, 康剑翘
    辐射防护    2019, 39 (1): 27-32.  
    摘要59)      PDF (2527KB)(79)   
    以某水电地下工程项目为例,根据换气量和氡析出率两种方法对地下厂房系统排氡风量进行了计算,并将排氡风量与排湿降温风量进行比较。得出:对于地下工程氡析出率大于200 Bq/(m3·h)时,可按实测氡析出率计算排氡风量,对于地下工程氡析出率小于200 Bq/(m3·h)时,可按GBZ 116—2002《地下建筑氡及其子体控制标准》中排氡通风率计算排氡风量,而地下工程设计风量应选取排氡风量与排湿降温风量两者最大值。该计算方法为水电行业地下工程通风降氡设计提供了技术支持。
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    31. 一种基于SiPM的具有高能量分辨率的紧凑型溴化镧γ谱仪
    石伯轩, 刘立业, 曹勤剑, 夏三强, 王晓龙
    辐射防护    2020, 40 (3): 193-197.  
    摘要100)      PDF (4664KB)(79)   
    基于光电倍增管(photomultiplier tube,简称PMT)的LaBr3:Ce γ谱仪具有比NaI(Tl)γ谱仪更高的能量分辨率,但具有体积大、对磁场敏感、需要高电压等缺点。硅光电倍增管(Silicon photomultiplier tube,简称SiPM)具有与PMT相近的增益和效率,同时具有诸如高定时分辨率、抗磁场能力强、低偏压和紧凑尺寸等优良特性。本文将LaBr3:Ce晶体与SiPM阵列耦合,设计研制基于SiPM的紧凑型LaBr3:Ce γ谱仪,通过降噪、优化工作电压等措施改善SiPM的缺点对γ谱仪性能的影响。工作电压的噪声会导致能量分辨率发生恶化,通过设计无源滤波电路CLC π型滤波器,利用其对直/交流阻抗的不同特性,滤除高频纹波,工作电压的信噪比从未降噪前的62.6 dB提高到74.64 dB;能量分辨率最优值对应于表示暗噪声、串扰、光电探测效率和SiPM增益之间折衷的最佳工作电压。通过实验给出不同工作电压下的能量分辨率,确定最佳工作电压为54.8 V,该电压下的能量分辨率为3.06%(@662 keV),结果与使用光电倍增管(PMT)测量的2.89%非常接近。
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    32. 反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件研究
    王琳, 张适, 毛欢, 付霄华
    辐射防护    2019, 39 (1): 45-50.  
    摘要76)      PDF (2177KB)(78)   
    本文通过对比分析CPR1000和美国技术规格书中反应堆冷却剂放射性比活度运行限制条件(LCO)的制定原则和依据,结合蒸汽发生器传热管断裂事故(SGTR)放射性后果分析的验收准则和国标GB 6249的升版情况,研究我国CPR1000机组反应堆冷却剂放射性比活度运行控制要求中存在的问题,对美系技术规格书的应用进行了探讨,并提出了改进建议。
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    33. 碘同位素交换反应在碘吸附器性能评价应用中的可行性研究
    高琳锋, 姚岩岩, 王雷, 张渊, 赵高昕
    辐射防护    2019, 39 (2): 124-129.  
    摘要61)      PDF (1618KB)(77)   
    依据卤代烃亲核取代反应的特性,设计了碘同位素交换反应制备放射性甲基碘的实验方案。结合核电站现场安全管理要求,对实验试剂进行物性分析和毒理分析。通过实验进行了示踪剂验证、碘同位素交换验证、实验效率分析、实验安全性分析、试剂管理及放射性残液处理等方面的研究,初步验证了用碘同位素交换反应制备放射性甲基碘在碘吸附器性能评价应用中的可行性。
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    34. 核燃料循环设施安全关键岗位识别方法初探
    韩国胜, 刘彩霞, 徐健, 张亮, 黄庆勇, 雷奇峰, 王祎峰
    辐射防护    2020, 40 (3): 245-249.  
    摘要67)      PDF (1004KB)(77)   
    研究建立了基于岗位的工作责任、安全风险和专业技能等特性指标的核燃料循环设施安全关键岗位识别方法,给出了核燃料循环设施安全关键岗位的定义、识别指标体系、识别原则、识别评价流程和后处理设施应用案例。
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    35. 燃料组件破损情况下压水堆核电站的辐射防护监测和控制
    杨俊武,周良发,高兴,伦振明,刘强,周智慧,徐强,李魏
    辐射防护    2019, 39 (5): 365-371.  
    摘要129)      PDF (7578KB)(74)   
    本文介绍了燃料组件破损情况下,核电站功率运行和换料大修期间气态裂变产物的控制方案和人员防护措施,以及这些防护措施在岭澳核电站2号机组第六次大修(L206)的实施情况,并对空气污染、α核素污染的监测数据进行了分析和评价。
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    36. 线性子链法在排放源项计算中的应用
    李璐, 魏国强, 王晓亮, 白晓平, 郑伟
    辐射防护    2019, 39 (2): 130-136.  
    摘要72)      PDF (1695KB)(74)   
    根据线性子链法原理和流出物排放源项计算模型的特点,本文建立了全面自动搜索核素链的方法,覆盖了所有核素涉及到的核素链,推导出了排放源项模型的解析表达式,将复杂的衰变链分解为数条线性链,对每一条核素链分别进行解析计算得到每个核素的核素浓度。将这一方法用于核电厂排放源项的活度计算,并将本方法求解结果与PWR-GALE的ORIGEN求解模块的结果比较,以及将最终排放源项的计算结果与国内某核电厂排放源项比较,对比表明,大部分核素浓度计算结果与ORIGEN一致,短寿命核素浓度的计算中由于ORIGEN采用长期平衡近似以及衰变链简化处理后所得结果偏于保守;本方法计算排放源项所得结果与国内某核电厂排放源项结果非常符合。本方法应用了全面自动搜索的线性子链法,自动搜索添加衰变链,并使用解析法依次对每条衰变链的每个核素进行计算,使得计算结果更加全面,结果更准确。
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    37. 海岛核电对岛屿非人类物种辐射影响及风险研究
    郝睿,赵锋,沙向东,江君
    辐射防护    2019, 39 (5): 379-385.  
    摘要128)      PDF (1200KB)(72)   
    海岛核电厂址是目前国内核电厂址选择的重要方向之一。《环境影响评价技术导则 核电厂环境影响报告书的格式和内容》(HJ 808—2016)中明确要求估算核电厂对非人类物种的辐射剂量。本文利用国内某海岛核电厂气态设计排放源项,采用ERICA程序,结合海岛生态本底调查结果,估算了核电厂气载放射性流出物对海岛生物的辐射影响和辐射风险,并进行了海岛生物的“三关键”分析。结果表明,核电厂对海岛各生物的辐射剂量率小于欧盟推荐的筛选值10 μGy/h,总体辐射风险较小。针对ERICA程序中部分参数(如剂量率转换因子和核素转移系数)的适用性问题,提出了今后须重点研究的方向。
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    38. 广西伴生放射性矿开发利用中的放射性水平初步调查
    黄伊林, 何贤文, 冯亮亮, 彭崇, 陈宝才, 周花珑, 林明媚, 林武辉, 管永精
    辐射防护    2020, 40 (4): 278-285.  
    摘要98)      PDF (1359KB)(72)   
    本文围绕广西境内17类矿产资源的开发利用展开调查,并对280家详查企业开发利用中的放射性水平进行了监测分析。结果表明:在原料与产品中,锆石和氧化锆、铅/锌、锗/钛、钒等行业238U、226Ra、232Th任一核素比活度大于1 000 Bq/kg。在固体废物中,稀土、锆石和氧化锆、铅/锌、锗/钛、锡、钒等行业238U、226Ra、232Th任一核素比活度大于1 000 Bq/kg。花岗岩企业的废水中总α、总β放射性水平偏高。研究发现,在对矿产开发利用企业开展放射性水平调查时,将γ辐射剂量率现场监测筛选标准下调50 nGy/h,即设定为在固体表面1 m处的γ辐射剂量率超过“当地本底水平”+100 nGy/h时,可更为保守地避免出现遗漏放射性水平较高企业的情况。
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    39. Nondestructive high-sensitivity measurement method for activation estimation in accelerator room concrete
    Hiroshi Matsumura, Go Yoshida, Akihiro Toyoda, Kazuyoshi Masumoto, Hajime Nakamura, Taichi Miura, Koichi Nishikawa, Kotaro Bessho, Kimikazu Sasa, Tetsuaki Moriguchi, Fumiyoshi Nobuhara, Yoko Nagashima
    辐射防护    2020, 40 (6): 677-682.  
    摘要138)      PDF (4973KB)(72)   
    This study established a method for easily and quickly estimating the specific activity produced in the concrete walls and floors of accelerator rooms during long-term operation of accelerator,for advanced zoning of activated/non-activated areas in planning the decommissioning of an accelerator.We propose a new,highly sensitive method for nondestructively estimating the specific activity in concrete that can be applied to activation zoning.In this method,instead of direct determination of the specific activities of important long-half-life radionuclides for decommissioning,such as 152Eu and 60Co,we determine the specific activities of short-half-life radionuclides,24Na and 56Mn,in situ to obtain neutron flux.The obtained neutron flux and accelerator operation history yield the specific activities of 152Eu and 60Co for the advance zoning of activated/non-activated concrete.This method is a powerful long-term prediction tool for concrete activation.
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    40. 核设施β-γ混合场中定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)的现场监测方法
    韦应靖, 张强, 李厚文, 唐智辉, 商洁, 刘立业
    辐射防护    2019, 39 (1): 1-6.  
    摘要73)      PDF (5415KB)(70)   
    本文主要介绍核设施β-γ混合场中定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)的现场监测方法。基于研制的ZF-D300型定向剂量当量率$\dot{H}$′(3)监测仪,利用γ标准辐射场、β标准辐射场、以及组合的β-γ标准辐射场,测量给出了监测仪器对γ射线和β射线的响应特性。结合周围剂量当量率仪、β谱仪和γ谱仪测量数据,给出了β-γ混合场中测量$\dot{H}$′(3)的数据处理方法。在实验室建立的标准β-γ辐射场中,采用本文中数据处理方法测量计算的$\dot{H}$′(3,45°)值,与标准装置给出的$\dot{H}$′(3,45°)约定真值相对偏差小于±1%。在某核电站大修期间,对该β-γ混合场中监测$\dot{H}$′(3)的方法进行了应用。
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    41. 碘吸附器样品外部取样技术可行性分析研究
    梁飞, 吕阳, 张渊, 王稹, 吴波, 张雪平, 张昭辰, 高琳锋, 丘丹圭, 侯建荣
    辐射防护    2020, 40 (3): 217-222.  
    摘要62)      PDF (2541KB)(70)   
    探讨了国内外不同碘吸附器取样技术及使用现状,分析了碘吸附器取样代表性影响因素并进行了验证试验。结果表明:当取样装置中的炭床厚度和经过取样装置的压力降与通过吸附器排架的炭床厚度和压力降相同时,才能保证取出的样品具有代表性。应用本研究结果对本文所设计的两种外部取样装置进行了可行性分析。
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    42. 核电厂废过滤器芯子分类处理方法与实践
    余达万, 徐宏明, 杨永亮, 郭喜良
    辐射防护    2018, 38 (1): 65-70.  
    摘要40)      PDF (2533KB)(70)   
    废过滤器芯子是核电厂放射性固体废物的主要来源之一,为减少最终废物产生量,根据表面剂量率水平进行分类处理。表面剂量率2 mSv/h以下的废过滤器芯子进行烘干、压实、灌浆固定;表面剂量率在2~50 mSv/h的废过滤器芯子暂存衰变,然后再烘干、压实、灌浆固定;表面剂量率大于50 mSv/h的废过滤器芯子直接灌浆固定。按照上述方法分类处理废过滤器芯子,以设计产生量估算,两台机组每年可以减少最终的废物包21.3 m3;以实际产生量估算,两台机组每年可以减少最终废物包8 m3。废过滤器芯子分类处理符合放射性废物最小化管理原则,可有效减少废物的处理和处置费用,对核电发展具有明显的经济效益和环境效益。
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    43. HP(10)次级标准电离室几个重要性能测量及模拟计算
    韦应靖, 安世峰, 谢文明, 冯梅, 张庆利, 以恒冠
    辐射防护    2018, 38 (6): 449-455.  
    摘要40)      PDF (2360KB)(70)   
    介绍了T34035型Hp(10)次级标准电离室的结构和技术特性,实验测量了Hp(10)次级标准电离室的校准系数NH和修正因子k(R,α),并评定给出校准系数NH的相对扩展不确定度为4.6%(k=2),修正因子k(R,α)的相对扩展不确定度为6.0%(k=2)。在辐射质入射角≤75 °时,12~1 250 keV范围内能量响应好于±20%;个人剂量当量率非线性在100 μSv/h~3 Sv/h范围内好于±3%。采用 MCNP5模拟计算了该电离室对部分窄谱N系列和低空气比释动能L系列的k(R,α)值,结果表明计算值与实验测量值之间的相对误差在±6%范围内。说明该电离室性能满足次级标准电离室要求,可以直接用于Hp(10)量值的传递。
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    44. 湖南省某高校大学生核应急知识认知调查研究
    李娟,李桂丽,刘羽菲,李蕊,岳小乔,黄波
    辐射防护    2019, 39 (5): 434-438.  
    摘要135)      PDF (1582KB)(69)   
    通过采用自行设计的问卷调查某高校342名大学生,了解大学生核应急知识认知程度。该校大学生核应急相关知识得分较低(45.6±11.3分),仅19.30%掌握。除户籍外,性别、年龄、专业不同大学生的核应急知识掌握程度和日本核泄漏担心程度不同;除年龄外,性别、专业、户籍不同大学生对我国核电站分布知晓情况不同;性别、户籍不同大学生对核事故关注程度不同;年龄、户籍不同大学生对学校核应急培训兴趣程度不同。应采取有效的方法来提高大学生核应急知识认知,面对核事故时能采取正确的防护方式。
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    45. 固定式中子剂量仪器现场标校方法研究
    吕宁, 过惠平, 尚爱国, 周城, 吕金旭, 赵括, 魏志浩, 吕汶辉, 刘洋, 李大吉, 王凯
    辐射防护    2020, 40 (3): 186-192.  
    摘要87)      PDF (2726KB)(69)   
    本文利用小型可控中子源和中子剂量参考仪器组成的核设施现场标校系统,通过空间位置对称条件下的待校准仪器与参考仪器对中子管出射中子响应之比,得到校准系数;为了完成仪器的周围剂量当量校准系数从国家标准计量检定中心参考辐射场到核设施现场的传递,必须对其进行能量修正。通过Am-Be中子源模拟核设施内部辐射场,在其中进行中子剂量仪器现场标校实验,并与校准过的多球中子谱仪测量结果相比较。结果表明:使用未经修正的校准系数对待校准仪器的测量结果进行校准,周围剂量当量率相对偏差为17.0%;使用修正后的校准系数对待校准仪器的测量结果进行校准,周围剂量当量率相对偏差为-2.4%。
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    46. 长沙市地铁一号线车站内氡活度浓度的调查与评价
    陈东辉, 朱国祯, 李植纯, 彭俊哲, 曹真伟, 龙慧佳, 葛良全, 李先杰
    辐射防护    2020, 40 (4): 286-289.  
    摘要94)      PDF (938KB)(69)   
    为了调查长沙市地铁一号线车站内氡活度浓度水平,采样典型抽样法,随机抽取5个车站对其中的氡活度浓度进行测量及评价。借助于径迹蚀刻片,用累积法对车站内的车控室、站台、客服中心的氡活度浓度进行调查。结果表明,长沙市地铁1号线车站内氡活度浓度的范围为22.5~53.0 Bq/m3,均值为35.3 Bq/m3,与长沙市室内氡活度浓度平均值(37.4 Bq/m3)的偏差仅为5.6%,远低于国家现行标准《公共地下建筑及地热水应用中氡的放射防护要求》(WS/T 668—2019)的限制要求;车站内氡活度浓度所致工作人员及公众的年均有效剂量分别为0.28 mSv和0.08 mSv,地铁内的氡气所致工作人员及公众年均有效剂量处在本底水平范围内,满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871—2002)的限制要求。
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    47. 氡浓度对气溶胶监测仪判断限的影响及分析
    张富国, 张志龙, 杨屹, 傅翠明
    辐射防护    2021, 41 (2): 119-123.  
    摘要81)      PDF (2502KB)(69)   
    环境中氡浓度水平对气溶胶监测仪的判断限会有所影响,本文以中国辐射防护研究院氡及子体发生系统为基础,通过改造并分别搭载国内外六台气溶胶监测仪对其进行了探究。根据实验数据给出了按照气溶胶监测仪的监测模式选用氡浓度与其判断限的相关关系建议:单次测量模式和固定式累积测量模式的气溶胶监测仪判断限与氡浓度存在线性关系,移动式累积测量模式的气溶胶监测仪判断限与氡浓度平方根为幂函数拟合关系。
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    48. 可控中子源中子-伽马测井仪中屏蔽结构的优化
    宋磊, 李福生, 王盛
    辐射防护    2020, 40 (6): 496-503.  
    摘要83)      PDF (2889KB)(68)   
    本文设计了一种使用遗传算法调用蒙特卡罗计算软件MCNP的方案,用以优化设计中子-伽马测井仪中的屏蔽结构。以D-D聚变中子源和BGO探测器为研究对象,以最小化探测器内的辐照本底为优化目标,设计出了3种不同厚度的屏蔽结构。模拟结果表明,这些屏蔽结构具有优异的屏蔽性能,可有效地降低探测器中的辐射本底。
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    49. 我国核电厂规划限制区设置现状分析
    张露, 熊小伟, 汪萍, 魏国良
    辐射防护    2019, 39 (2): 105-110.  
    摘要77)      PDF (1071KB)(67)   
    本文简要概述了我国核电厂规划限制区的立法和管理文件情况,分析了现有核电厂规划限制区设置情况,提出了重视规划限制区的双面属性、推动规划限制区的管理条例建立、做好核电厂应急及事故环境影响评价分析和规划限制区整体区域规划等建议。
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    50. 我国非铀矿山放射性职业病危害防治与监管的思考
    古晓娜, 刘占旗, 战景明, 刘红
    辐射防护    2020, 40 (3): 181-185.  
    摘要78)      PDF (903KB)(67)   
    非铀矿山是指不以生产铀为主要目的各类矿山。我国部分非铀矿山井下氡污染水平高,氡致井下矿工人均年有效剂量接近或超过职业照射年有效剂量限值,但对于非铀矿山的放射性职业病危害防治和监管尚缺乏具体实施办法。基于非铀矿山放射性职业病危害防治和监管的需要,本文就非铀矿山放射性职业病危害防治的工作重点、非铀矿山工作场所氡活度浓度控制值的确定等几个关键问题进行了思考和探讨,并提出了相应的对策和建议。
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