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1. 放射防护领域的新进展 郑钧正 辐射防护    2016, 36 (6): 393-407.   摘要 （70）      PDF （2639KB）（269）    可视化    根据国际辐射单位与测量委员会(ICRU)、联合国原子辐射影响科学委员会(UNSCEAR)和国际放射防护委员会(ICRP)等权威国际组织不断演进的新出版物,归纳揭示出电离辐射量体系、放射生物学效应和放射防护体系等构成放射防护三大重要基础的新进展;同时本文第四部分扼要评述影响面很广的热点课题医疗照射防护的新进展。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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2. TDCR液闪分析仪Hidex 300SL和SIM-MAX LSA3000在β核素测量中的性能比较 张辉, 杨永刚, 马彦, 戴雄新 辐射防护    2021, 41 (2): 105-111.   摘要 （186）      PDF （4961KB）（255）    可视化    本实验通过对不同活度样品的测量比较了两台TDCR液闪分析仪(Hidex 300SL和SIM-MAX LSA3000)在性能上的差异。结果表明:SIM-MAX LSA3000的本底和最小可探测活度更低,在低活度样品的测量上占有优势;用TDCR淬灭校正法对常规活度样品进行测量,两台液闪分析仪测量误差都小于1.5%,不确定度(k=2)小于2%,准确性均良好。对于计数率大于1×105 cpm的高活度的样品,两台液闪分析仪的测量结果均偏大,但SIM-MAX LSA3000偏大更加明显。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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3. 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 （208）      PDF （6350KB）（283）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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4. 从理论角度降低低本底α、β测量仪净计数率探测下限研究 金涛, 孙宇, 张志鹏, 吴耀, 宋纪高, 李俊杰, 罗远攀, 裴敏, 曾波 辐射防护    2020, 40 (6): 550-555.   摘要 （134）      PDF （1165KB）（134）    可视化    本文从不等式角度推导了低本底α、β测量仪测量过程中净计数率探测下限的公式,并计算两种典型探测下限公式对应的犯第二类错误的实际概率值。在不做近似的情况下,一定时间发生原子核衰变的数目服从二项分布。当净计数率的平均值为探测下限这个值时,净计数率的随机数低于判断限的概率就是犯第二类错误的实际概率值。结合初始时刻的放射性原子核数目、整个测量时间发生了衰变的放射性原子核数、放射性原子核发生衰变的概率,可以计算犯第二类错误(产生误判)的实际概率值。通过计算,发现大多数情况下犯第二类错误的实际最大概率比标称概率值低1到2个量级。因此在保证犯第二类错误的实际概率值趋近并小于标称值的情况下,通过引入修正系数对探测下限进行了修正。通过计算发现,当kα=1.645,kβ=1.645时,通过引入修正系数可以使探测下限至少降低22%。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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5. 基于蒙特卡罗方法的航空机组人员辐射剂量评估 邬仁耀, 耿长冉, 田锋, 刘缓, 汤晓斌 辐射防护    2022, 42 (5): 442-449.   摘要 （116）      PDF （6558KB）（137）    可视化    采用辐射仿真人体面元模型和数字化飞机模型,基于蒙特卡罗方法开展了航空机组人员的航空辐射剂量研究。选取昆明至北京航线为例,评估了航空机组人员在该航线飞行时受到的航空辐射有效剂量率,分析了人体参数对航空辐射有效剂量率的影响,并探索了航线参数变化时机组人员受到的航空辐射有效剂量率的变化。结果表明,机组人员在昆明至北京航线受到的航空辐射有效剂量率为2.114 μSv/h,基于中国人参考生理特征的体模和高加索人体参数体模的有效剂量率评估结果差异为25.3%;航线参数中航线的高度是最主要的影响因素,14 km飞行高度的航空辐射有效剂量率达到10 km高度时的1.8倍,同时,航线纬度升高时,机组人员受到的航空辐射有效剂量率也会产生显著的提升。该研究对航空机组人员的辐射剂量评估具有一定的参考和指导意义。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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6. 红外热成像技术在辐射防护及其他医学领域中的应用 姚振, 赵敏艳, 刘玉龙 辐射防护    2020, 40 (1): 78-83.   摘要 （172）      PDF （4083KB）（166）    可视化    红外热成像技术是继X射线、超声波、磁共振(MRI)等传统医学影像技术之后的又一崭新分支,具有无创、无损、简单、快捷等优点,其应用可辐射多个临床科室。本文主要阐述了医用红外热成像的原理、影响因素及其在辐射防护及其他医学领域中的应用。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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7. 实施ICRP建议的主要挑战:近期和未来的发展 Thierry Schneider 辐射防护    2023, 43 (1): 1-10.   摘要 （97）      PDF （2745KB）（297）    可视化    自2007年国际放射防护委员会(ICRP)发布一般性建议以来,在解决将这些建议付诸实践所面临的挑战方面取得了一些进展。值得注意的是,为放射防护管理而提出三类照射情况后(即,计划照射、现存照射及应急照射),我们进一步研究了它们在几个领域的应用,如涉及天然放射性物质的工业领域以及核事故发生后的应急与恢复领域。本文着重介绍了最近一些出版物提出的以及持续开展的工作中所涉及的主要问题,重点围绕与放射防护体系伦理基础有关的研究进展、放射防护体系在管理现存照射情况中的应用以及环境放射防护与ICRP防护体系的融合。最后,本文介绍了2022年ICRP成立的与放射防护体系应用相关的新工作组的工作目标。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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8. 核电厂通风系统碘吸附器效率试验安全性分析 姚岩岩, 高琳锋, 吴振龙, 赵高昕 辐射防护    2020, 40 (1): 45-51.   摘要 （121）      PDF （1463KB）（193）    可视化    概述了核电站通风系统碘吸附器效率试验的两种方法:氟利昂法和放射性甲基碘法,并分析了每种方法实现方式及应用过程中的优缺点。对碘吸附器现场效率试验安全性进行了详细分析,并对不安全因素提出了相应的预防和处理措施,具体包括试验过程相关的安全性、系统运行条件相关的安全性以及防止除碘回路失效三个方面。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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9. 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 （181）      PDF （2213KB）（332）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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10. 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 （205）      PDF （3236KB）（407）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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11. 反应堆压力容器退役包装屏蔽方案初探 陈杏子, 王旭宏, 吕涛, 康宝伟, 王馨, 夏加国 辐射防护    2022, 42 (5): 450-453.   摘要 （89）      PDF （1143KB）（95）    可视化    为保证核电反应堆压力容器安全退役,本文以国内最早运行的秦山一期反应堆压力容器源项为参考,模拟设计保持压力容器完整和切割压力容器两种包装屏蔽方案,通过估算两种方案下废物体积、包装成本、运输及处置成本,对比分析发现切割压力容器方案更佳。研究成果可为核电站退役工作提供支持。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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12. 我国核电厂流出物监测和辐射环境监测标准体系研究 黄彦君, 上官志洪, 黄东辉, 杨立涛, 陈超峰, 吴连生, 曾帆 辐射防护    2018, 38 (5): 377-387.   摘要 （87）      PDF （2702KB）（136）    可视化    为了适应我国核电快速发展新形势下环境辐射安全监督管理要求,并更好地指导核电厂的流出物监测和辐射环境监测工作的开展,需要对现有监测标准体系进行梳理和分析,推动标准体系的完善。本文分析了目前我国核电厂流出物监测和辐射环境监测标准的技术要求,提出了我国现行标准体系需要补充和修订的标准清单及修订和完善的建议,为加强和完善我国核电厂流出物监测和辐射环境监测的监督管理提供参考借鉴。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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13. 我国低放废物热解焚烧技术的应用及改进 徐卫, 褚浩然, 郑博文, 唐灿, 禹恩发, 薛鹏, 盛洁, 李晓海 辐射防护    2020, 40 (5): 387-393.   摘要 （148）      PDF （997KB）（141）    可视化    根据国际上焚烧技术发展趋势,针对我国放射性废物管理的特点,中国辐射防护研究院自主开发出多用途放射性废物热解焚烧技术,在国内应用近20年,建成3座焚烧设施。这些焚烧设施运行、处理了大量低放废物,具有净化效率高、减容效果好、核素控制好等特点,验证了热解焚烧系统的稳定性、可靠性与先进性。中国辐射防护研究院针对早期焚烧设施运行中出现的问题,不断进行完善与改进,降低了设备腐蚀问题;提高了系统运行的安全性、稳定性;减少了二次废物的产生量;并进一步提高了焚烧系统的自动化程度和对高塑料橡胶含量废物的兼容处理能力。经过这些技术改进,国内多用途放射性废物热解焚烧技术逐渐完善。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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14. 溴化镧探测器的晶体表征与全能峰效率计算 曹勤剑, 夏三强, 刘立业, 肖运实, 汪屿, 李华 辐射防护    2016, 36 (6): 364-367.   摘要 （35）      PDF （1576KB）（114）    可视化    无源效率刻度技术已在辐射探测器的效率刻度中得到了广泛的应用。本文基于点源效率实验及蒙特卡罗模拟计算方法,对溴化镧探测器的晶体尺寸进行了调整;在此基础上,计算得到不同位置处全能峰效率的计算值。点源效率实验的验证结果表明,在121～1 332 keV能量范围内,γ光子全能峰效率的计算值与实验值的相对偏差小于±5%。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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15. D-T中子管照相装置的感生放射性研究 王振宇, 黄伟奇, 来永芳, 孙健 辐射防护    2021, 41 (S1): 1-6.   摘要 （110）      PDF （1906KB）（178）    可视化    介绍了D-T中子管照相装置的应用及其优势,结合D-T中子管的特性和快中子照相的特征分析了其感生放射性危险性。利用ENDF数据库计算了感生放射性,并依托IAEA关于豁免活度的定义计算方法,提出了风险指数的概念来直观表示核素感生放射性的危险程度。采用计算风险指数、横向比较等方法,对常见的核素、元素、不锈钢的感生放射性风险贡献进行了比较。研究发现元素Mo、Fe、Cu风险较大,铁素体不锈钢16Cr25N的风险较小,在不锈钢的选材上要重点关注Fe、Ni、Mn和Cr的含量。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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16. 核电站主控室内漏率试验案例研究 田雷, 陈文强 辐射防护    2021, 41 (6): 503-507.   摘要 （127）      PDF （1410KB）（161）    可视化    本文主要论述了衡量注入法在国内核电站主控室内漏率试验中的应用,通过对主控室内漏率的计算原理、注入速率和平衡判断的研究,选定了合适的示踪气体、注入点和注入速率进行了试验,并对影响试验的关键因素进行了研究,解决了设计和建筑安装中存在的问题。此试验方法重现性良好,可以在核电站范围内进行推广。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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17. M310核电站含氢废气处理系统容量分析及优化 董亮, 刘红坤, 唐辉, 刘一鸣, 刘妍 辐射防护    2021, 41 (6): 523-529.   摘要 （110）      PDF （1798KB）（158）    可视化    核岛含氢废气来自一回路,含有氢气和裂变产生的放射性核素,放射性核素主要是惰性气体包括85Kr、85mKr、88Kr、133Xe、135Xe,还有少量131I、132I、133I、135I、132Te等。M310核电站广泛使用压缩贮存衰变工艺处理含氢废气,出现了衰变箱容量紧张的问题,制约了一回路吹扫操作,影响大修进程,也形成了安全隐患,亟需改造优化。本文以含氢废气中氢气产生的源头为重点,调查研究各种运行工况及操纵规程、规范,分析气体产生量和组份,判断出关键因素为停堆时容控箱气相空间吹扫过程,通过计算得到气体流量的峰值、总体积和氢气的含量。经过比较分析,在满足放射性衰变前提下,提出了针对各类工艺方案需要配备的合理的系统容量,且具有较好的经济性,避免过大冗余造成浪费,解决了工艺优化的难题。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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18. 基于RG 1.183的先进小堆选址源项模型初步研究 胡雨, 方栋, 朱学农 辐射防护    2020, 40 (2): 99-103.   摘要 （157）      PDF （1031KB）（165）    可视化    在《用于评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射性源项》RG 1.183所述的假想事故场景情况下,考虑目前大多数的先进小型压水堆地上-地下布置的设计特点,对传统大型压水堆选址源项计算模型做了改进:在原安全壳内放射性物质守恒方程的基础上,考虑辅助厂房的阻滞作用,建立辅助厂房内放射性物质守恒方程。并以某先进小型反应堆核电厂为例,利用新模型计算了代表核素的释放,与现有模型进行了对比。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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19. 放射性废物处置安全全过程系统分析及有关问题的探讨 邱国华, 李金凤, 刘森林, 范仲, 陈运利 辐射防护    2018, 38 (2): 95-100.   摘要 （76）      PDF （1059KB）（105）    可视化    本文根据IAEA第SSG-23号安全导则,对放射性废物处置安全全过程系统分析及其在英国、法国、美国、芬兰、瑞士、瑞典等国家放射性废物处置中的应用情况作了概括性的介绍。结合我国放射性废物处置管理的现状,对我国处置场的环境影响评价和安全分析中存在的主要问题进行了探讨。为促进我国安全全过程系统分析工作的全面开展,建议加快制定相关标准,将“安全全过程系统分析”作为我国放射性废物处置的许可条件,在景象开发、长期演变、坚稳性、不确定性、管理系统等方面加强研究。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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20. 环境γ辐射剂量率连续监测数据影响因素和特征分析 罗敦烨, 沙向东, 上官志洪, 林明贵, 黄彦君, 彭凯 辐射防护    2018, 38 (4): 308-318.   摘要 （112）      PDF （2712KB）（156）    可视化    对γ辐射剂量率的连续监测是核电厂常规监测和监督性监测的主要内容。分析γ辐射剂量率连续监测数据的影响因素,对于识别核电厂的异常排放、建立应急监测本底具有重要意义。本文以宁德核电厂监督性监测系统2016年一整年的γ辐射剂量率逐时连续监测数据为例,分析各种可能的影响因素,包括宇宙射线响应、气象参数的影响、核电厂的排放等,研究各种因素的影响特征。结果表明,γ辐射主要来自地表中的天然放射性核素及宇宙射线,气象参数的变化是影响γ辐射剂量率变化的主要因素。结合快速傅里叶分析FFT和气象参数相关性分析,表明γ辐射剂量率连续监测数据存在明显的日周期变化。核事故时释放的放射性可能对剂量率监测结果带来明显的影响。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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21. 机器人在福岛核事故中的应用和启示 陈法国, 杨明明, 韩毅, 李国栋 辐射防护    2018, 38 (4): 344-351.   摘要 （219）      PDF （2597KB）（338）    可视化    福岛核事故发生至今,至少已经有30多种机器人应用于福岛第一核电厂1/2/3号机组,开展反应堆厂房外航测、作业区域和人员通道去污、反应堆厂房内部探查、安全壳外部泄露探查和安全壳内部探查;其中,8个机器人在作业时因辐射损伤、障碍物阻挡等原因而发生故障。福岛核电厂的经验教训和良好实践表明,在核工业机器人研制和实际操作使用中值得借鉴:在观念上应该重视核工业机器人的作用,并进行系列化发展;除了几十Gy/h以上的强辐射场,核工业机器人实际应用中的制约因素往往是空间可达性和控制性能而不是耐辐射性能;应用于10 Gy/h以下的辐射场时,通过累积剂量管理和关键部件更换,可弥补通用机器人在耐辐射设计方面的不足。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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22. 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 （117）      PDF （951KB）（150）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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23. γ射线空气比释动能(治疗水平)标准装置的建立 李蔚铭, 韦应靖, 李胤, 陈双强, 王明亮, 郝世东 辐射防护    2021, 41 (S1): 145-150.   摘要 （89）      PDF （2587KB）（106）    可视化    采用活度为1.85×1014 Bq的60Co放射源建立了γ射线空气比释动能(治疗水平)标准装置,同时从实际情况和安全性考虑设计建造了一套附属的安全联锁系统。为了评价标准装置的性能指标,依次测试辐射场的空气比释动能率范围、辐射野、均匀性以及散射等。测量结果表明在1~5 m的距离内,在不加铅衰减的条件下辐射场的空气比释动能率范围为1.71～43.5 Gy/h,加衰减器后最小空气比释动能率可达1.5×10-4 Gy/h。在无衰减器的条件下,该标准装置在距离放射源1~5 m范围内平方反比律在1%以内成立;在加衰减器的条件下,该标准装置在距离放射源2~5 m范围内平方反比律在±3.5 %以内成立。2 m位置处空气比释动能率波动在5 %以内的辐射野半径为13 cm,空气比释动能率波动在1 %以内的辐射野半径为7 cm。标准装置的技术性能指标满足开展治疗水平剂量仪的检定/校准要求。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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24. 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 （207）      PDF （947KB）（218）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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25. 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 （391）      PDF （845KB）（362）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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26. 某核电厂潜在表面污染风险管理探讨 任学明,李肖宁,马波阳 辐射防护    2020, 40 (2): 120-125.   摘要 （142）      PDF （2906KB）（208）    可视化    某核电厂采用了国际上比较先进的 “EVEREST”进出控制区模式,人员可以穿着普通劳保服进出辐射控制区。为避免或减少辐射控制区内因设备意外泄漏导致的污染扩散和人员沾污,该核电厂控制区采用潜在污染风险管理方式,包括通过分析反应堆回路主要设备的放射性介质包容可靠性以及已发生的污染事件原因,识别潜在污染区域,对控制区进行污染分区,并对潜在污染区和实际污染区设置边界,对进入的人员进行相应的防护。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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27. 两种体系核空气净化系统性能评价试验方法的融合应用 张计荣, 张德山, 吴涛, 李永国, 王坤俊, 李彦樟, 李世军, 韩明, 丘丹圭, 孔海霞 辐射防护    2020, 40 (2): 150-155.   摘要 （112）      PDF （2607KB）（152）    可视化    国内开展核空气净化系统性能评价的行业标准是在参考美国、法国两种体系标准的基础上,结合国内的工程实践经验起草的;实际应用中,一般情况下只是采用单一体系内的试验方法开展性能评价试验;本工作结合应用实践提出,将两种标准体系的试验方法灵活地进行融合应用或互相补充,可更好地适应核设施核空气净化系统的特征,对核设施管理的要求和对人员防护的需要等都是必要的和可行的。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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28. “南京事故”放射损伤人员的临床救治经验 王优优, 刘玉龙, 卞华慧, 陈炜博, 戴宏, 李元, 冯骏超, 邱梦悦 辐射防护    2018, 38 (5): 434-438.   摘要 （117）      PDF （2205KB）（94）    可视化    通过对南京“5.7”192Ir源辐射事故中1例外照射轻度骨髓型急性放射病合并IV度急性放射性皮肤损伤患者医疗救治方案的总结,重点从剂量估算、皮瓣移植术、MSCs(间充质干细胞)的应用、感染控制及心理疏导等方面探讨类似放射损伤患者的救治技术,为核与辐射事故医学应急提供临床资料和积累经验。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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29. 中美核电厂流出物监测与排放管理要求对比分析 黄彦君, 上官志洪, 曾帆, 陈超峰 辐射防护    2017, 37 (5): 418-424.   摘要 （73）      PDF （1601KB）（198）    可视化    对我国和美国核电厂流出物的监测和排放管理要求进行了对比分析,指出我国在法规标准方面需要进行修订和完善之处,提出参考借鉴美国的经验对我国核电厂流出物监测和排放管理要求进行规范的建议。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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30. 基于SOI微剂量实验测量技术的研究现状与展望 闫学文, 李华, 李德源, 李会, 牛蒙青, 乔霈 辐射防护    2022, 42 (1): 1-10.   摘要 （195）      PDF （4630KB）（190）    可视化    对目前微剂量测量中常用的组织等效正比计数器(TEPC)和基于绝缘体上硅(SOI)技术的微剂量计的特点和研究现状进行了分析,对比了二者的优缺点,指出TEPC在微剂量实验测量方面存在的缺陷。重点分析了SOI微剂量计的研究现状,对五代SOI微剂量计的物理设计结构作了详细说明,并对其在中子、质子和重离子微剂量测量方面以及组织等效转换方面的研究现状进行了详细分析,指出该技术目前存在的问题,并在此基础上对其发展前景进行了展望。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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31. 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 （174）      PDF （1572KB）（228）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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32. 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 （276）      PDF （1392KB）（221）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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33. 氚活度浓度标准装置的建立 冯梅, 韦应靖, 李德红, 王勇, 张庆利, 王明亮 辐射防护    2020, 40 (4): 271-277.   摘要 （147）      PDF （2770KB）（151）    可视化    为解决国内气载氚监测仪量值传递问题,建立了氚活度浓度标准装置,并对其性能进行了测试。经过实验测试,其重复性为0.97%,稳定性为1.1%,可提供的氚活度浓度范围为5.0×104～2.0×108 Bq·m-3,扩展不确定度Ur=4.6%～5.0%(k=2)。该氚活度浓度标准装置已被授权为社会公用计量标准,可以承担国内氚监测仪的量值传递工作。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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34. 乏燃料深钻孔处置安全试评价 李星宇, 王旭宏, 杨球玉, 吕涛, 李昶, 赵焕梅, 王馨, 夏加国 辐射防护    2020, 40 (4): 325-330.   摘要 （89）      PDF （3305KB）（110）    可视化    为探讨乏燃料深钻孔处置方式的安全性,本文在已有处置概念设计基础上,以某乏燃料核素类型与活度作为输入源项,通过保守假设选取处置孔上方打井饮水景象开展安全评价计算,得出所致最大个人有效剂量为0.045 mSv/a,最大剂量出现在处置孔关闭后的8 200年,主要剂量贡献核素为I-129,该结果可为我国高放废物深钻孔处置的研发提供参考。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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35. 三代压水堆内陆厂址放射性流出物排放问题及改进建议 刘红坤, 董亮, 刘妍, 唐辉 辐射防护    2021, 41 (2): 174-180.   摘要 （154）      PDF （1064KB）（133）    可视化    由于内陆厂址受纳水体容量有限,使得核电内陆厂址面临的一个关键问题就是液态流出物排放。本文通过对比分析三代压水堆内陆厂址液态流出物排放与现有排放国家标准要求,发现三代压水堆两项指标不能满足内陆厂址要求,即除氚、14C外其他放射性核素和氚排放均不能满足内陆厂址要求。针对除氚、14C外其他放射性核素排放,建议增加化学絮凝、离子交换床和反渗透装置以满足100 Bq/L的排放要求。针对氚排放,通过调整排放方式能满足2台机组氚排放要求,使得下游1 km处氚浓度不超过71 Bq/L;多机组内陆电厂的氚排放建议利用联合电解催化交换(CECE)和水精馏(WD)技术,以达到分离氚的目的。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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36. UF6泄漏气溶胶模拟压制技术研究 梁栋, 张文俊, 薛大海, 郭丽潇, 邓少刚, 王永仙, 武明亮, 梁宇 辐射防护    2021, 41 (3): 242-247.   摘要 （110）      PDF （4659KB）（128）    可视化    UF6泄漏会产生兼具化学危害与辐射危害的液滴型气溶胶,人员吸入会造成危害。对气溶胶进行压制是常用控制手段,在常规放射性气溶胶压制剂的基础配方中添加4%的NaCO3等针对UF6特性的专用助剂,研制出具有针对性的气溶胶压制剂。实验设计加工了以压缩空气作动力,以超声雾化喷嘴为主要部件的流体动力型超声雾化装置,选用SiCl4作为模拟试剂,用其模拟UF6泄漏并进行压制试验,结果表明压制剂在1 min内的压制效果达到自然沉降12 h以上的效果。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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37. 基于MCNP对γ射线吸收剂量累积因子的计算与研究 李华, 赵原, 刘立业, 肖运实, 李君利 辐射防护    2017, 37 (3): 161-168.   摘要 （52）      PDF （1270KB）（156）    可视化    使用蒙特卡罗程序MCNP计算了常用材料下的吸收剂量累积因子,计算时采用了较新的截面数据库MCPLIB04及介质材料的衰减参数数据库,并考虑了轫致辐射和相干散射等物理过程,同时将计算结果与相关文献给出的数据进行了比较,分析了造成差异的主要原因。结果表明:利用MCNP计算出的低Z材料的吸收剂量累积因子值在入射光子的中能区部分,平均比文献给出的数据偏小,在高能区部分平均比其偏大;而利用MCNP计算出的高Z材料的吸收剂量累积因子则普遍比文献给出的数据偏大。本文工作可为更新目前使用的较为陈旧的累积因子数据库提供参考。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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38. 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 （141）      PDF （3191KB）（201）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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39. 北京地区浅层土壤氡浓度的垂向分布特征 杨志杰, 赵荣, 王南萍 辐射防护    2018, 38 (4): 275-280.   摘要 （96）      PDF （1458KB）（152）    可视化    为了研究北京地区浅层土壤氡浓度随深度变化的关系,利用RAD7电子测氡仪对北京市通州区、丰台区、门头沟区和延庆县的9个测点进行了野外现场测量并采集了土壤样品。测量了各测点浅层深度20、40、60、80和100 cm处的土壤氡浓度,使用室内高纯锗γ能谱仪对采集的样品进行土壤中镭含量分析。通过分析得出,在浅层深度(0～100 cm)范围内土壤氡浓度随土壤深度的增加呈现上升的趋势,土壤氡浓度与土壤样品镭含量之间趋于正相关关系;对比砂质土壤和粘质土壤氡浓度,得出在土壤镭含量水平相当的情况下,粘质土壤氡浓度比砂质土壤氡浓度高。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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40. 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 （181）      PDF （3895KB）（177）    可视化    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. 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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41. 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 （90）      PDF （2810KB）（192）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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42. 某放射性废金属熔炼炉接受式排风罩优化研究 吴庆东, 张贻良, 曾灌, 薛向明, 古晓娜, 段宇建, 刘沛瑶, 战景明 辐射防护    2022, 42 (4): 326-332.   摘要 （81）      PDF （5044KB）（70）    可视化    为有效收集核设施废金属在回炉熔炼过程中产生的放射性气溶胶,选取某放射性废金属熔炼炉为研究对象,采用Fluent数值模拟方法模拟不同高度、不同罩口尺寸、干扰风等因素对排风罩的影响。结果表明熔炼炉口直径为0.5 m、0.3 m/s的横风、排风罩高度为1.5 m,优化后直径D=1.4 m的圆形罩,可以有效排除熔炼炉产生的放射性气溶胶。使用CFD数值模拟方法优化后的排风罩与理论计算设计相比,排风罩直径减少了0.84 m,风量减少了0.616 m3/s,可为熔炼炉排风罩的设计提供参考和借鉴。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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43. 核电厂气态流出物监测样品分析中的核素衰变校正应用探讨 尹旺明, 尤成懋, 梅翔杰, 周克波 辐射防护    2023, 43 (1): 55-63.   摘要 （89）      PDF （1977KB）（124）    可视化    在放射性样品分析工作中,样品测量阶段、闲置阶段、采样阶段都涉及到核素衰变校正。根据放射性核素的衰变规律,阐明了这三种类型的衰变校正方法原理及其系数的计算。针对核电厂气态流出物中短半衰期的放射性惰性气体和碘核素的监测分析工作,研究了对监测样品分析结果进行衰变校正的必要性。基于实验测量结果,探讨了衰变校正对γ能谱分析法中核素的活度浓度探测下限的影响。介绍并分析了核电厂气态流出物监测样品分析工作中的衰变校正方案,对于短半衰期放射性惰性气体和碘核素,采用合理保守的衰变校正方案,可减少监测分析中的偏差,同时又可保证统计排放量的偏保守性。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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44. 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 （280）      PDF （1896KB）（244）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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45. 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 （247）      PDF （3813KB）（285）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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46. Episodes of thoron exposure due to consumer products claiminghealth benefits of negative ions Jaiki Lee 辐射防护    2020, 40 (6): 625-630.   摘要 （171）      PDF （3768KB）（137）    可视化    In May 2018,the primetime news casted a shocking report saying that radon concentration on a certain model of bed mattress found to be as high as 2 200 Bq/m3.After a humble,the Nuclear Safety and Security Commission(NSSC) of Korea confirmed that significant amount of thoron gas is emanated from several mattress models marketed by a company claiming beneficial health effects of negative ions.Laboratory analysis showed that some internal fabric sheets of those mattresses contain high concentration of Th-232.It was revealed that the manufacture treated the material with so-called ‘negative ion powder’ procured from the market and NSSC found that its radioactive content is the monazite powder.Although measurements with reliable instruments resulted in somewhat lower values,the tentative but conservative estimates of doses to the users are still remarkable,ranging from a few to 14 mSv a year.Most of the affected models have been marketed from 2010 but earlier models,with lower thorium content,were supplied from 2006.As many as 88,000 mattresses have been produced.The manufacturer with help of the government,recalled all the affected models and separated the radioactive internals.A large amount of waste is waiting for the government decision on disposal method.Similar problems were identified in other consumer products including latex mattresses and pillows imported,hot pads,and several models of sanitary or health-aid goods.These episodes called for revisiting NORM control strategy in Korea. 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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47. SMR模块化运输带来的挑战 王鹏毅, 李国强, 孙洪超, 庄大杰 辐射防护    2021, 41 (S1): 107-112.   摘要 （85）      PDF （1027KB）（109）    可视化    小型模块化反应堆(SMR)模块化的特点可以弥补大型核电厂建造周期长、资金压力大的缺点,且应用场景广泛,是当前各国核工业的研究热门。尽管有大量文献针对SMR的堆芯安全展开研究,但鲜有文献是关于SMR的运输安全。本文通过查阅文献并结合网上信息,从3个方面总结了SMR给运输安全领域带来的挑战,包括:大型重型模块运输、核燃料运输和装载燃料的密封堆芯运输,并给出了合理化建议。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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48. 电离辐射诱发癌症的线性无阈模型研究动态 刘晓明, 武晓燕, 马跃峰, 张艳娜, 薛向明, 古晓娜, 战景明, 刘占旗, 边林秀 辐射防护    2022, 42 (6): 518-524.   摘要 （108）      PDF （1650KB）（118）    可视化    电离辐射诱发癌症的线性无阈模型(LNT)是国际社会核与辐射防护监管的基础及依据。然而,近年来,LNT风险模型的有效性越来越受到质疑,且认为基于LNT的法规体系给社会带来了过度的成本。本文通过对近期国际社会有关LNT文献研读,以探讨LNT发展动向及进一步研究方向,为国内相关领域工作开展提供借鉴。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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49. 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 （131）      PDF （1618KB）（199）    可视化    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。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价

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50. 高放废物地质处置安全全过程系统分析研究进展 凌辉, 王驹, 陈伟明, 陈亮 辐射防护    2018, 38 (2): 101-109.   摘要 （98）      PDF （1524KB）（184）    可视化    高水平放射性废物(以下简称“高放废物”)地质处置安全全过程系统分析是对处置库长期安全的综合性系统分析。本文论述了安全全过程系统分析的概念及近20年发展情况,强调了其在高放废物地质处置库规划、选址、设计、建设、运行、关闭和关闭后等各阶段的重要性。以国际原子能机构(IAEA)和经合组织核能署(NEA)技术文件为主,阐述了安全全过程系统分析的背景、安全策略、评价基础、安全评价及综合等核心组成部分,列举了其应用中管理和技术方面的12个关键点,分析了芬兰、瑞典、美国和法国的研究应用现状,并对我国放射性废物地质处置安全全过程系统分析的发展及应用现状进行了探讨。 参考文献 | 相关文章 | 多维度评价