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    1. 新型平板电离室的研制与初步测试
    孙铭言, 张伟华, 童腾, 李道武, 张易, 黄先超, 吕宁
    辐射防护    2022, 42 (1): 71-78.  
    摘要63)      PDF (17847KB)(285)   
    研制一款同时测量质子束流与剂量的平板电离室。利用基于有限元分析的Ansys模拟软件和Geant4蒙特卡罗软件对电离室电场分布、等效水厚度、不同能量质子束穿过电离室后的横向散射等参数进行模拟,进而优化电离室结构。并利用YXLON 450 kV X射线管、6 MeV脉冲加速器与北京大学串列加速器对电离室进行初步测试,电离室运行稳定,射线位置二维分布信息采集准确,性能良好。
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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288)      PDF (845KB)(236)   
    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. 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274)      PDF (5764KB)(192)   
    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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    4. 目录
    辐射防护    0, (): 0-.  
    摘要123)      PDF (215KB)(172)   
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    5. 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175)      PDF (4973KB)(157)   
    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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    6. 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186)      PDF (1392KB)(147)   
    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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    7. 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98)      PDF (1959KB)(132)   
    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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    8. 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126)      PDF (6350KB)(127)   
    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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    9. 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74)      PDF (3191KB)(124)   
    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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    10. 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119)      PDF (4664KB)(123)   
    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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    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212)      PDF (1573KB)(120)   
    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. 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88)      PDF (5069KB)(116)   
    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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    13. 利用数值模式和示踪试验确定某厂址地区大气扩散参数
    杨宗甄, 鲍昕杰, 陶乃贵, 张晓峰
    辐射防护    2022, 42 (1): 25-33.  
    摘要45)      PDF (14413KB)(114)   
    利用WRF数值模式和CALPUFF扩散模式相结合的技术手段分析研究某沿海厂址大气扩散参数,并通过现场示踪试验验证了数值模式模拟结果的可靠性和模拟方法的适用性。结果表明,CALPUFF扩散模式无论从扩散因子数量值还是分布范围上,与现场示踪试验结果均能保持较好的一致性,CALPUFF扩散模拟结果能较好地反映当地大气扩散实际特征。通过与P-G和IAEA扩散参数比对得出,CALPUFF数值模式结果确定的厂址大气扩散参数符合大气扩散特征的一般规律;在考虑厂址实际下垫面和流场特征情况下,CALPUFF数值模式确定的扩散参数整体较P-G扩散参数偏大,其扩散参数值能较真实地反映该地区气载污染物的扩散能力。
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    14. 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107)      PDF (2933KB)(113)   
    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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    15. 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134)      PDF (5751KB)(112)   
    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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    16. 在线式放射性液态流出物监测仪研制
    沈福
    辐射防护    2020, 40 (6): 533-539.  
    摘要108)      PDF (3813KB)(111)   
    本文针对核设施中液态流出物关键伽马核素60Co、137Cs的测量,采用自主专利等多项技术设计样机,基于NaI(Sodium Iodide)闪烁体探测器的自动核素识别,开发了探测灵敏度更好、质量更轻便且满足通用的建筑承载能力的在线式液态流出物监测装置。设计加工集成的样机经过能量刻度、效率刻度、感兴趣区自动划分核素识别测试,并通过国家一级计量站校准测试,经过超过500多小时实验,其性能稳定可靠,具有核素识别能力,测试显示60Co、137Cs探测限小于0.088 Bq/L。对比国内传统监测技术,质量减轻接近1个数量级,探测灵敏度提升超过2个数量级,监测技术及其样机从技术能力而言也适用于饮用水伽马关键核素活度浓度监测。
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    17. 我国开展的辐射环境水平调查现状与展望
    陈前远, 杨维耿, 赵顺平, 郑惠娣, 陈彬, 宋伟刚
    辐射防护    2021, 41 (6): 481-487.  
    摘要98)      PDF (947KB)(108)   
    为评估开展第二次全国辐射环境水平调查的必要性,本文详细调研和统计了全国天然放射水平调查开展以来,历次辐射环境水平调查所涉及的监测对象(介质)、监测项目及点位覆盖情况。经对比分析发现,我国辐射环境水平调查存在空气和生物介质调查数据偏少、人工放射性核素调查不充分、海洋环境监测覆盖面不足、氡浓度调查不受重视和水体放射性水平调查需要进一步夯实等不足之处;我国辐射环境水平调查下一步的工作应以数据库建库,以及针对上述不足补充开展单项调查为重点,待时机成熟后再启动第二次全国性综合调查。
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    18. 地下工程降氡技术的应用与现状
    孙祁, 盖文佳, 江灏, 闫洋洋, 黄欣杰, 梁云, 祝娇, 苏默龙
    辐射防护    2020, 40 (5): 462-469.  
    摘要115)      PDF (3236KB)(106)   
    与开放空间相比,地下工程内空气氡含量较高,为保障内部工作和生活人员的身体健康,需进行环境空气降氡处理。目前活性炭吸附技术及静电除尘技术为地下工程局部降氡的主要技术。为保证除氡效率,活性炭吸附设备存在占地过大、能耗过高等问题,而静电除氡技术只能去除环境中未结合态氡子体,对氡气浓度及结合态氡子体无影响。通过对现有技术的介绍和对比,对新型金属有机骨架(MOFs)材料及气体膜分离组件在地下工程局部降氡的可行性进行了分析。
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    19. 放射性废物焚烧技术的发展历程和展望
    郑博文, 唐灿, 杨丽莉, 徐卫, 褚浩然, 何小平, 张禹
    辐射防护    2020, 40 (5): 379-386.  
    摘要127)      PDF (3645KB)(105)   
    焚烧是放射性废物的主要处理技术之一,同常规废物焚烧技术相比,放射性废物焚烧技术更关注对放射性核素的截留效果、系统的辐射安全和对废物的适应能力。随着废物特性的变化、环保要求的日益严格,焚烧技术也在不断的革新和改进,对塑料、橡胶和树脂等高分子聚合物适应性更强的第三代焚烧技术已成为主流,包括热解焚烧、蒸汽重整焚烧以及等离子体焚烧,分别适用于不同的废物类型。未来放射性废物焚烧技术的发展趋势以整体经济性和满足环保要求为前提,尽量提高废物的整体减容效果,对多种废物的兼容处理,并为满足特殊废物的处理要求开发针对性的焚烧技术。
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    20. 我国临床核医学发展现状及相关人员放射防护措施探究
    王鑫淼, 王军平, 冉新泽
    辐射防护    2020, 40 (4): 331-339.  
    摘要178)      PDF (1046KB)(102)   
    随着核医学诊疗技术的不断发展,其在我国应用逐渐增多,但尚存在对核医学诊疗认识程度不够、配套管理和防护措施跟进不及时等不足。为提高公众对我国临床核医学发展状况的认识,本文就我国核医学诊疗技术的应用现状和如何提高其辐射防护措施,特别是医院核医学科的布局、管理要求,核医学科相关技术人员及放射性核素诊疗患者的防护措施进行了综述和建议,旨在为未来核医学科发展相配套的管理及辐射防护提供参考。
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    21. 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79)      PDF (1004KB)(100)   
    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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    22. “华龙一号”核电厂的辐射防护最优化设计
    毛亚蔚, 米爱军, 王晓亮, 刘新建, 陈巧艳, 邱林, 高桂玲
    辐射防护    2021, 41 (1): 1-8.  
    摘要118)      PDF (4877KB)(100)   
    辐射防护最优化是核电厂辐射防护设计中的关键问题之一。本文结合国际原子能机构(IAEA)提出的辐射防护最优化设计策略,围绕核电厂辐射防护最优化设计过程中的设计目标、设计内容与评估、确保持续改进等几个方面对华龙一号核电厂的辐射防护优化设计进行了概述,对华龙一号设计中涉及的辐射源项优化、辐射分区优化、事故后辐射防护设计优化、职业照射剂量评价、环境排放设计优化等方面开展的工作进行了介绍。辐射防护最优化原则在 “华龙一号”(HPR1000)的设计工作中得到了有效的贯彻与执行。
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    23. 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120)      PDF (1359KB)(98)   
    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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    24. 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92)      PDF (12877KB)(98)   
    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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    25. 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80)      PDF (951KB)(96)   
    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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    26. 核电站低放废物集中减容处理技术探讨
    郑伟, 王朝晖, 林鹏, 周东升, 乔宝权, 邹利平, 刘夏杰
    辐射防护    2021, 41 (4): 295-301.  
    摘要110)      PDF (1033KB)(94)   
    本文简述了国内核电站放射性废物的管理现状及对废物高效减容的迫切需求。针对放射性废物减容的需求,对国内外高效减容工艺技术开展调研,分析各种工艺的技术特征,对兼顾经济与环保效益的放射性废物集中减容处理技术进行探索,发现等离子体处理技术具备明显优势,提出了一种组合减容技术路线,为国内放射性废物管理工作提供参考。
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    27. 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161)      PDF (1200KB)(91)   
    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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    28. 耐温屏蔽复合材料的研制及性能研究
    孙超, 孟宪芳, 秦培中, 张龙, 王连才, 曾心苗
    辐射防护    2020, 40 (4): 301-307.  
    摘要79)      PDF (2306KB)(91)   
    为满足核电站、乏燃料存储设施等对防护材料的耐温性、热稳定性、耐辐照性能等要求,研制四官能环氧树脂基(AGA型)耐温屏蔽复合材料。首先对基体材料的热稳定性进行分析,由热重分析(thermogravimetric analysis, TG)曲线得到其起始分解温度为353.5 ℃,200 ℃恒温储存170 h后,基体材料失重1.22%。动态热机械性能分析(dynamic thermomechanical analysis,DMA)表明,随着钨(W)含量的增加,AGA型耐温屏蔽复合材料的玻璃化温度向高温区移动并且峰型变宽。用60Co放射源辐照50 kGy剂量,当AGA型耐温屏蔽复合材料的W含量10.5 wt%,B4C含量3 wt%时,其辐照前后冲击强度均为最优。用252Cf中子源测试2 cm厚AGA型耐温屏蔽复合材料的屏蔽性能,当加入3 wt%的B4C时,AGA-4耐温屏蔽复合材料的快中子透射率为50.00%。实验结果表明,AGA型耐温屏蔽复合材料具有一定的耐温性和耐辐照性能,并且密度较小。
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    29. 当前我国含放射性物质消费品辐射安全监管探讨
    肖军, 邹冰
    辐射防护    2020, 40 (4): 353-363.  
    摘要80)      PDF (1716KB)(91)   
    本文针对含放射性物质消费品的监管现状,对我国现行法规和标准进行了梳理和解读,对此类消费品的正当性、豁免管理、监管机构职责、法规与标准、监测与评估等方面存在的问题进行了讨论,提出了改善这类消费品辐射安全监督管理的建议。
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    30. 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154)      PDF (938KB)(90)   
    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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    31. 土壤中238U、226Ra、210Pb、210Po在3种蔬菜中的转移及食用后剂量估算
    梁国帅, 陈柏迪, 陈志东, 邓飞
    辐射防护    2021, 41 (3): 229-236.  
    摘要122)      PDF (6019KB)(89)   
    研究了广东地区受铀矿污染的土壤中生长的芥菜、大白菜、苋菜的根、茎、叶中238U、226Ra、210Pb、210Po的含量分布情况,其中根为主要富集部位;3种蔬菜的转移系数皆在10-3~10-2水平,芥菜的238U和226Ra的转移系数之间存在相互影响,大白菜的210Pb和210Po的转移系数之间也存在相互影响关系;对公众每食入1 kg蔬菜所产生的待积有效剂量做了初步估算,238U贡献的剂量为0.001~0.105 μSv,226Ra为0.004~0.576 μSv,210Pb为0.019~0.646 μSv,210Po为0.010~1.30 μSv。
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    32. 基于蒙特卡罗方法的复合材料辐射屏蔽设计
    白鸿伟, 李达, 郭寻, 薛云飞, 靳柯
    辐射防护    2022, 42 (1): 41-47.  
    摘要103)      PDF (10017KB)(89)   
    在乏燃料后处理厂的工作环境中可能存在着低能中子-γ射线混合辐射,严重威胁工作人员的人身安全。本文针对上述混合辐射环境,利用蒙特卡罗程序Geant4模拟计算了一种钨/硼纤维增强含硼/铋聚合物复合材料中不同材料参数对低能中子和γ射线综合防护效果的影响。结果显示,此种钨/硼纤维复合材料对低能中子和γ射线均具有良好的屏蔽效果。文章证实了纤维垂直排布方式具有比平行排布方式更优的屏蔽效果,且垂直排布方式下透过粒子束的强度分布更加均匀。此外,在聚合物基体中掺杂一定质量分数的硼/铋可以进一步增强复合材料的辐射屏蔽效果。依据这些结果我们认为此种复合材料可以为后处理厂等辐射环境中的防护服及相关防护用具提供参考。
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    33. An evaluation of the influence of impurity concentration and composition in concrete on activation and radiation dosein the reactor facility
    Jae Hyun KIM, Myeong Hyeon WOO, Chang Ho SHIN, Jong Kyung KIM
    辐射防护    2020, 40 (6): 486-490.  
    摘要124)      PDF (3895KB)(87)   
    The content analysis of radioactive waste and radiation dose evaluation is considered as one of the important factors in the reactor facility design.This kind of buildings consists of the concrete for the most part and uses it as the structure and shield of the building.Generally,the concrete has impurities such as cobalt,europium,nickel,and cesium with specific content depending on the production method or manufacturing company.Dominant radioactive nuclides generated from the fundamental components of concrete are considered that it is less contributed to the radiation dose because they are beta decay nuclides in general.Thus,impurities of irradiated concrete in the reactor facilities,are considered occasionally an important evaluation factor for induced activity.In this study,the influence on the activation of impurities in concrete was evaluated from the radiation dose and induced activity calculations.The calculation was evaluated at the bio-shield which is one of the areas with the highest neutron irradiation among the concrete structure in the reactor facility.The results show that radioactive nuclides with gamma decay were produced in these impurities.Moreover,the radiation dose of concrete with impurities was higher than concrete without impurities.The increased radiation dose was quantified through the content of impurities.
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    34. 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80)      PDF (2541KB)(86)   
    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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    35. 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104)      PDF (2889KB)(86)   
    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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    36. 水中总α、总β放射性测量方法探究
    唐桦明, 张玮亮, 罗海恩, 韩帅帅, 杨冠东
    辐射防护    2021, 41 (4): 321-326.  
    摘要98)      PDF (2735KB)(86)   
    利用低本底α、β测量仪研究影响水中总α、β放射性活度浓度测量的实验因素。通过一系列对比实验,获得样品放置时间、水样的贮存时间和贮存温度、样品制备方式等条件对实验结果的影响。结果表明:井水、自来水、地下水等水体内溶解的氡和红外线加热可能对水样残渣的计数产生干扰,样品制备完毕后,宜在室温且干燥环境下静置至少3小时后再进行上机测量;水样在密封贮存的情况下,贮存温度和时间对水样的总α、总β放射性活度无显著影响;采用现行国标推荐的硫酸酸化水样的方法可以有效避免样品可能存在的吸潮现象,减少实验误差。
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    37. 高燃耗对乏燃料贮存和运输的影响研究
    洪哲,詹乐昌,刘卓,张鸥,张敏,刘新华
    辐射防护    2019, 39 (5): 423-428.  
    摘要103)      PDF (4776KB)(85)   
    本文对高燃耗对乏燃料包壳结构完整性的影响进行了分析。探讨了影响包壳结构完整性的重要温度限值,即燃料包壳温度限值、包壳溶解温度以及韧脆转变温度(DBTT)。给出了分析包壳结构完整性的方法,对拟在干式贮存设施内贮存超过20年的容器性能及贮存后运输时乏燃料组件的结构完整性进行了分析,并给出了相关建议。
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    38. Response evaluation of a compact and highly efficient neutron diffractometer for compact accelerator neutron sources
    Sho Imai, Kenichi Watanabe, Astushi Yamazaki, Sachiko Yoshihashi, Akira Uritani, Seiji Tasaki, Setsuo Satoh
    辐射防护    2020, 40 (6): 540-544.  
    摘要130)      PDF (4800KB)(85)   
    We fabricated the spheroid neutron diffractometer with 79 neutron detector rings using the transparent rubber sheet type Eu:LiCaAlF6 scintillators and wavelength-shifting fibers.We confirmed that the fabricated detector shows a clear neutron peak and can discriminate neutron and gamma-ray events in a signal pulse spectrum.We additionally checked that the fabricated diffractometer can detect a neutron diffraction peak of ferrite powder at Kyoto University Accelerator-driven Neutron Source.Consequently,it can be expected that crystal structural analysis will be possible even by small accelerator neutron sources.
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    39. 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164)      PDF (1582KB)(84)   
    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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    40. 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101)      PDF (2502KB)(84)   
    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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    41. 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107)      PDF (2726KB)(83)   
    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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    42. 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98)      PDF (903KB)(83)   
    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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    43. 成都市某办公场所室内氡活度浓度水平调查及污染研究
    徐立鹏, 葛良全, 王猛, 王亮, 李斌, 余强, 王茜, 郭旭影, 谷懿
    辐射防护    2020, 40 (3): 204-211.  
    摘要122)      PDF (3798KB)(80)   
    采用固体径迹蚀刻法和瞬时法对成都某办公场所室内氡活度浓度展开调查研究。结果表明:该办公场所室内累积氡活度浓度的范围为10.82~102.50 Bq/m3,算术平均值为(36.56±17.38)Bq/m3,低于全国和世界平均水平。调查研究证实了玻璃墙体和橡胶地面等新型装修材料可有效减少室内氡,验证了通风是降低室内氡活度浓度的有效措施。研究发现,环境空气质量中高浓度的PM2.5和PM10对办公场所室内和户外氡活度浓度水平均会产生影响。通过发现污染并处理低本底实验室内的氡活度浓度异常给出建议:避免放射性核素浓度较高的样品暂存于测试设备附近;为降低氡及子体对测试的干扰,提高分析结果的准确度,建议升级改造低本底实验室的新风系统。
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    44. 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142)      PDF (7578KB)(79)   
    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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    45. Estimation of exposure dose for decontamination workers from contaminated soil at a nuclear decommissioning site in Korea
    Sohyeon Lee, Dong-Kwon Keum, Hyo-Joon Jeong, In Jun, Kwang-Muk Lim, and Yong-Ho Choi
    辐射防护    2020, 40 (6): 619-624.  
    摘要99)      PDF (2693KB)(78)   
    Assessment of the exposure dose for workers is crucial to protecting workers from the radiological risk.This preliminary study estimates the potential radiological exposure for a soil remediation worker at a nuclear decommissioning site contaminated with Cs-137 in Korea,and then calculates the maximum workable soil concentration to comply with the occupational dose constraint of 20 mSv per year.The Korean characteristic data,detailed exposure scenarios for workers by the type of work,and relevant exposure pathways were used in the dose estimation.As a result,the most severe exposure-induced work type was identified as the excavator operation with an annual individual dose of 5.92×10-5 mSv for a unit concentration of soil,from which the derived maximum workable soil concentration was 3.38×105 Bq/kg.Furthermore,dose contribution by each exposure pathway was found to be decreased in the following order:external radiation exposure,soil ingestion,dust inhalation,and skin contamination.The results of this study are expected to be used effectively to optimize radiation protection for workers and establish appropriate work procedures for future site remediation.
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    46. 后处理主工艺操纵人员持照岗位设置探讨
    吕丹, 杨晓伟, 刘运陶, 张宇, 赵善桂, 徐春艳
    辐射防护    2020, 40 (3): 239-244.  
    摘要89)      PDF (3643KB)(77)   
    乏燃料后处理设施主工艺操纵人员是关系设施核与辐射安全的重要专业技术人才,有必要对安全重要的操纵岗位实行操纵人员持照管理。在乏燃料后处理设施主工艺的首端、铀钚分离、铀尾端和钚尾端四大工序中,对其所执行的安全功能、潜在事故以及历史发生的人因事故开展了分析和比较。研究发现:首端、铀钚分离、铀尾端和钚尾端四个工序均执行了预防临界、放射性物质包容和外照射防护的安全功能;历史发生的人因事故更多地集中在铀钚分离、铀尾端或钚尾端三类工序;首端、铀钚分离、铀尾端和钚尾端四大工序的操纵岗位都有必要设置相应的持照岗位并开展操纵人员资质管理。
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    47. 绵阳地区近地面气溶胶中7Be和210Pb分布特征及其对O3的示踪
    刘宇航, 黄英, 古川, 杜元媛
    辐射防护    2020, 40 (6): 587-592.  
    摘要81)      PDF (3303KB)(77)   
    为了解绵阳地区近地面空气中辐射环境质量状况,掌握其变化趋势,探索近地面气溶胶物质来源及其对近地面O3浓度示踪意义,对绵阳安州区、江油市、梓潼县和平武县2018年3月至2019年2月气溶胶样品进行详细的γ能谱分析。总体上,7Be的活度浓度在春、秋季节较高,而夏季最低,年平均值为1.90~2.13 mBq/m3,与全球内陆、中纬度和低海拔地区分布特征基本一致;210Pb的活度浓度全年呈现为“U”型分布特征,年平均值为1.24~1.66 mBq/m3,为全球陆地上210Pb活度浓度的相对高值。通过近地面气溶胶中7Be、10Pb和7Be/210Pb比值与O3相关性分析及P值检验表明:气溶胶中7Be/210Pb比值与近地面O3为非常显著正相关关系,能作为近地面空气中O3来源的良好示踪指标;绵阳地区梓潼县和平武县近地面空气中O3来源受大气垂直对流活动影响较大。
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    48. 压水堆核电厂流出物中14C的排放限值探讨
    上官志洪, 黄彦君, 蒋婧, 祝兆文, 刘新华
    辐射防护    2021, 41 (6): 488-495.  
    摘要44)      PDF (2810KB)(77)   
    研究分析了压水堆核电厂中14C的产生途径与排放量,调研了美国和欧洲运行压水堆核电厂气态流出物和液态流出物中14C的排放水平,分析了我国国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)对美国和欧洲运行压水堆核电厂流出物排放14C的包络性,同时分析了多堆厂址、AP1000和EPR等新堆型电厂的运行需求对目前标准规定的14C排放限值管理带来的挑战,提出了14C的减排和资源化利用建议。
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    49. 乏燃料后处理厂有机相燃烧事故研究进展
    连一仁, 孙洪超, 张智, 孟东原, 孙树堂, 陈磊, 王学新, 徐潇潇, 李国强, 张建岗
    辐射防护    2020, 40 (6): 657-662.  
    摘要86)      PDF (2930KB)(76)   
    核能的广泛利用伴随着乏燃料的产生和累积,乏燃料后处理技术将乏燃料再循环利用受到重要推崇,但乏燃料后处理设施的安全是发展后处理技术的重要前提,后处理中的有机相着火事故作为后处理的设计基准事故之一,得到了国内外的重要关注。为分析后处理厂在有机相着火事故中,有机相的燃烧行为、放射性气溶胶的扩散和沉积、高效过滤器的性能等,美国、日本等国分别建立了实验设施并进行了有机相燃烧的实验研究。本文综合评述了国内外关于后处理厂有机相着火事故的试验技术方法和研究结果,提出了当前研究存在的问题以及未来有待进一步研究的方向。
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    50. Evaluation of activated area in the electrostatic accelerator facilities
    K. Masumoto, H. Matsumura, T. Miura, G. Yoshida, A. Toyoda, H. Nakamura, K. Bessho, T. Nakabayashi, F. Nobuhara, K. Sasa, T. Moriguchi, H. Tsuchida, S. Matsuyama, M. Matsuda, A. Taniike
    辐射防护    2021, 41 (2): 145-150.  
    摘要112)      PDF (682KB)(76)   
    In order to clear the activated area in electrostatic accelerator facilities, four accelerator facilities were selected and typical neutron emission experiments were performed. Neutron flux during operation and induced activity caused by charged particles on the accelerator and its surrounding area after irradiation were measured. Also the monitored neutron flux and calculated value by Monte Carlo calculation using PHITS code were compared. It was confirmed that the results between calculated data and measured data showed the good agreement with each other. Finally, it was concluded that we have to take care the activation of beam line and target. But, it is not necessary to treat accelerator tank, surrounding materials, and building concrete as radioactive materials in case of decommissioning.
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