自动辐射监测系统

自动辐射监测系统（共5篇）

自动辐射监测系统 篇1

1 我国辐射环境发展现状

目前, 我国核电建设进入了高速发展时期, 核技术应用项目的普遍开展、铀矿及伴生矿开发力度逐步加大。随着核电建设及伴生矿开发的快速发展, 我国对辐射环境监测的要求也提高到一个新的层次。在此情况下, 全国在人力资源、监测设施和技术水平上都面临着巨大的挑战。根据辐射环境监测工作的需要, 近年来国家正逐步加强辐射环境监测领域的技术研究和基础建设, 对辐射环境的监管力度正逐步加大, 以适应即将到来的核技术全面发展的局面。辐射环境自动监测技术也得到了全面的发展。

2 辐射环境自动监测技术

辐射环境自动监测技术主要用于空气中辐射环境质量监测, 其开展的监测项目主要有五项, 分别为γ辐射空气吸收剂量率连续监测、气象参数连续自动测量。主要监测设备集成在监测站房内, 为一体化整体式结构[1]。通过不断积累环境辐射水平数据, 总结环境辐射水平变化规律, 从而全面掌握我国辐射环境质量状况和变化趋势, 为判断环境中放射性污染及其来源提供基础数据, 为政府决策和加强辐射环境管理提供技术支持, 为公众提供辐射环境信息。

3 环境监测系统工作分析

在自动监测站中, γ剂量率的实时监测通过高压电离室实现。本软件支持三种型号高压电离室, 分别是:YB-IV型高压电离室、EGM5高压电离室、GE RSS131/RSS131ER型高压电离室, 可实现γ剂量率的实时监测[3]。配置一个自动气象站, 主要监测气象七要素:温度、湿度、气压、风速、风向、天气状况、雨量、感雨, 每秒实时更新。系统采用自动化数据采集、通讯系统集成方案, 通过系统配备的工业控制计算机及软件, 实现自动监测站内配备的所有设备的智能数据采集、数据预处理、数据传输、设备参数设置、设备控制及设备状态监控、报警、远程故障诊断等功能[3]。

系统采用有线无线双链路冗余备份的通讯方案, 日常传输以有线链路为主, 在有线链路出现故障时自动切换到无线链路, 保证监测数据的实时稳定传输[4]。整体拓扑结构图如图1。

4 提高辐射环境监测能力的相关建议

辐射监测基础设施逐步完善, 并形成具有一定规模的辐射环境监测网络, 可以随时了解核电厂及伴生矿周围辐射环境状态, 为环境质量评价和应急决策提供支持, 为核安全提供保障。未来自动监测技术应向简易化结构发展, 尽可能排除多余设备故障因素, 确保系统的长期稳定地运行。

摘要：辐射环境自动监测技术在我国得到了很大的发展, 论文论述了自动监测设备的基本组成结构, 集成方式, 及相关作用。对未来辐射环境自动监测领域技术的发展进行展望。

关键词：辐射环境,监测技术,相关作用

参考文献

[1]黄国夫, 巢哲雄, 杨斌, 赵顺平, 杨维耿, 张瑜.我国辐射环境监测能力试点评估[J].环境与可持续发展, 2012 (01) .

[2]曹磊.环境自动监测站发展及运营方式的探索——以陕西省为例[J].硅谷, 2013 (14) .

[3]王海.地表水水质自动监测站建设与运行管理[J].环境监测管理与技术, 2002 (01) ,

[4]刘抚英.大气自动监测站基本建成[J].环境条件与试验, 1989 (02) .

自动辐射监测系统 篇2

主要介绍了秦山核电基地环境γ辐射连续监测系统的组成.为保证在野外恶劣的`环境条件下,监测系统的稳定可靠运行,采取了温度补偿、防潮、防雷电等保护措施.对所获得的连续监测数据进行了综合分析,讨论了自然环境变化引起环境γ辐射水平升高的原因.探讨了区分核电厂排放引起的环境γ辐射水平升高的方法.

作 者：刘建 李贤良 郑国栋 LIU Jian LI Xian-liang ZHENG Guo-dong 作者单位：刘建,郑国栋,LIU Jian,ZHENG Guo-dong(国家环保总局辐射环境监测技术中心,浙江杭州,310012)

李贤良,LI Xian-liang(秦山地区环保与应急中心,浙江海盐,314300)

区域中子辐射监测系统调试 篇3

1系统概述

CEFR核岛厂房内设置有3个中子辐射监测通道。 每个通道由中子探测器单元 (3He-正比计数器) 、就地处理单元 (LPU) 、接线箱 (JB) 、 远程显示单元 (RDU) 等主要部件组成。其中只有远程显示单元安装在328/3房间, 通过RS-485线与现场的其余设备连接通信, 远程显示单元 (RDU) 还要与辐射监测专用计算机系统相连, 进行数据的采集、显示、储存、分析、报警和打印, 并对设备参数进行统一管理和设置, 对发生的事件进行记录。

区域中子监测系统的功能是连续监测安装区域的中子剂量当量率, 实时显示测量结果、记录历史走向数据, 并在超过设定剂量当量阈值时, 给出报警信号, 确保工作人员免受超过允许水平的中子照射。

2安装情况

进行调试前中子辐射监测系统的安装情况:所有探测器、就地处理箱和接线箱已安装就位, 电缆接线全部完成

3调试

区域中子辐射监测系统的调试内容包括:

硬件连接检查;

用笔记本电脑分别连接LPU和RDU, 用MASS软件检查参数设置;

用已知活度的中子源检查其响应情况;

测量RDU后面板上的4~20m A输出是否正常;

检查报警功能是否正常。

开始本系统的调试时, 首先在不通电情况下检查了设备的连接情况, 然后将设备通电。 MGP公司调试人员开始用笔记本电脑和MASS软件进行调试。

首先, 要在笔记本电脑上安装MASS软件。 安装完成后, 桌面上会出现一个图标。

然后用USB转RS232的数据线 (此数据线需要安装驱动程序) 连接RDU和笔记本电脑, 双击MASS图标, 就会启动MASS软件, 一个表示欢迎的窗口就会显示, 如附图1所示:

单击OK, 软件开始在MODBUS网络上从1开始进行组件 (unit) 扫描, 直到255, 并出现以下信息窗口 (如附图2) 。

扫描完成后, 所有被连接的组件都会显示在主屏幕中。

在主屏幕中, 会显示组件布局 (在扫描过程中, 网络上发现的所有组件) ;报告与组件有关的信息 (报警、状态、测量) ;通过菜单进入参数设置框;执行指令等。 组件完成的任何变化都是通过主屏幕进行的。 有时在网络上, MASS不能发现某一个或全部组件 (甚至它们都已经被连接到网上) , 这种情形的出现很可能是由于通信配置有问题。 此时, 可以从“File”下拉菜单中“Set current access level”输入密码取得管理权限后, 获取通信参数并进行修改。 然后点击“File”菜单中的“Scanning” 按钮, MASS开始新的扫描, 这将删去老的布局并创建一个新的布局。

各组件总是以下面的形式呈现在屏幕上:DU (显示单元) 总是显示在左侧, 而LPU (就地处理单元) 又总是在DU的右侧。 通道位于它们相应的LPU的右侧。 通道可能是任何一个看得见的或者根本没有。 只有初级通道显示在LPU右侧。 用户可以在窗口中显示扩展通道, 但这要使用“LPU”菜单上的“Show extended channels”指令。

所有的动作 (通过菜单) 都包括组件的选择 (现在的组件) 。菜单依据组件选择而变化。为选择一个组件, 点击它, 组件选择指示上的记号将出现, 它的名称将被列在状态条上。 通道选择后, 与之相连的LPU也就选定了。

然后, 可以通过DU或LDU按钮打开下拉菜单, 进行参数查看与修改, 当某个参数修改完后, 可以使用“Load”和“Save”按钮把配置保存在磁盘中, 以便以后使用。点击“Write”按钮, 将参数写进仪器中。在写入过程中, MASS随时核实参数的有效性, 拒绝把任何无效的参数写入组件中。发现有问题的参数后, 能够显示出有关信息, 提醒操作人员重新设置参数。

在基本参数设置完成后, 就可以开始对环境本底进行测量, 结果在主屏幕上实时显示, 测量十分钟记录一个数据, 测十次, 然后取其平均值存入本底值的参数栏内, 以后仪器就会自动扣除本底。 测量的历史记录还有曲线图显示, 可以分时间段查看1分钟、10分钟、1小时、1天的测量数据。

4存在的问题

在调试过程中也出现了一些问题。 在刚开始调试中子监测仪时, 厂家调试人员用他的笔记本电脑连接RDU和接线箱后电脑上均未搜索到组件, 于是他就怀疑是系统未供上电, 但检查后确定仪器供电正常。 然后厂家调试人员怀疑是LPU或接线箱出现故障, 经过检查, 没有发现问题。后来用另外一台笔记本电脑连接LPU, 搜索到了组件, 从而发现是厂家调试人员的笔记本电脑出现故障。

5经验总结

在此次调试过程中遇到了很多问题, 在此总结如下:

由于安装公司接线后没有查线, 没有事先发现接线错误或接线不牢等问题, 从而因为没有信号传输需要重新查线浪费了不少时间。 正式调试前调试人员应该将所有接线仔细检查一遍。避免接线错误引起设备故障。

嵌入式核辐射远程监测系统设计 篇4

核辐射监测仪是基于辐射射线通过物质时产生电离作用而进行开发的。目前,在便携式辐射测量领域,国外的代表产品有:法国的DMC2000GN伽马中子个人核辐射剂量报警仪、美国的RAE PRM-1200核辐射检测仪等。近年来,我国的核辐射监测技术也取得一定的成果,典型的产品有:核工业部的盖革计数器-JB4020个人辐射剂量监测仪、上海仁机仪器仪表公司生产的DP802i型X-γ辐射个人剂量当量(率)报警仪等。但现有的核辐射检测仪多是手持式,检测人员必须亲临现场。虽然正常情况下人们所处的环境辐射量都比较低,但辐射在人体有累计效果,长时间接触增加了检测人员受辐射的风险,并且这些设备价格昂贵[1]。

基于上述原因,本设计立足智能化理念,自主创新,设计基于盖革-米勒计数器的核辐射远程监测系统,捕获核辐射信号并将其可视化,在嵌入式设备上搭建人机交互平台并实现数据的智能化分析和波形还原。

1 远程监测系统工作原理

嵌入式核辐射远程监测系统框架如图1所示,包括核辐射检测节点、无线传感网络、无线接入网关以及人机交互平台。检测人员在检测点,如煤矿区、堆土区、建筑工地等地方放置多个核辐射检测节点,组成无线传感网络。检测节点采集环境中的核辐射强度信息,并由无线网络实时向上位机汇报。上位机由无线接入网关和人机交互平台组成,通过加载在嵌入式设备上的核辐射监测软件,检测人员可以随时查看各个检测节点的核辐射分布曲线状况,并根据设定的辐射强度阈值,判断当前的环境状况是否对人体有害,作出进一步的安全评估。

2 盖革-米勒计数器采集系统

2.1 盖革-米勒计数器

盖革-米勒计数器是一种专门用于探测高能辐射粒子强度的记录仪器,可将高能辐射粒子以电信号的形式表达。最早的盖革-米勒计数器,是1908年由德国物理学家汉斯·盖革和英国物理学家卢瑟福在研究α粒子的散射实验中,为探测α粒子散射现象而设计的,后来被广泛应用于电离辐射领域[2,3]。

盖革-米勒计数器的核心部件是盖革-米勒计数管,沿管轴线装有金属丝。在高电压驱动下,管内的稀有气体处于临界电离状态。当有高能射线入射时,辐射粒子轰击管内气体,管内气体吸收射线的能量发生电离现象,释放出多个自由电子,自由电子在电场作用下加速并射向金属丝。同时,电离的电子也轰击周围的气体,周围气体同样发生电离并释放自由电子,进而引起雪崩式放电,由雪崩产生的大量电子被金属丝快速收集,在金属丝处能检测到一个高频电脉冲信号。通过这样的方式,可将不可见的高能射线以模拟电信号的形式被观察,证实核粒子的存在。

但是,通过盖革-米勒计数器捕获的信号是高频电脉冲信号,幅值不确定,且杂波较多,不利于采集器采集。研究表明,单位时间核辐射的强度与该时间段内盖革-米勒计数器产生的高频脉冲数量成正比关系。因此,只要获得单位时间内电脉冲的数目,即可得到对应的核辐射强度。

2.2 采集节点硬件设计

采集系统原理图如图2所示[4]。在电源电路的供能下,高压驱动电路将5 V直流电压提高到380 V高电压,并将高压电加在盖革-米勒计数器两端,激发管内气体电离[5,6]。盖革-米勒计数器的输出端接入调理电路,将高频电脉冲信号整形为一个有固定脉宽、幅值受限的方波信号,由微处理器计数,并通过无线模块发向服务器,由服务器统一处理[7,8,9]。

本设计选用J308by型号的盖革-米勒计数器,灵敏度为每1微伦200个脉冲。考虑到传感节点需要低功耗的微处理器,选用低功耗8位AVR微处理器Atmega16。该微处理器是以高密度非易失性存储器技术生产的,支持片内调试与编程,拥有灵活的定时器/计数器和可编程串行USART。为组建远程通讯的无线传感网,需要在每个检测节点添加无线模块,本文选用BENQ M23的GPRS无线模块。该模块内嵌TCP/IP协议,通过串行USART与控制器相连,操作检测,而且使用AT指令对GPRS模块配置,适应能力强[10]。

2.3 可视化人机交互终端硬件设计

人机交互终端主控处理器采用ARM11的S3C6410处理器,拥有520 MHz的主频,加入了Intel的Speed Step动态电源管理技术,在保证CPU性能的情况下,最大限度地降低移动设备功耗。采用的网络接口实现了数据信息的网络化管理。处理器内部集成了iwmmx指令,加大处理器对多媒体数据的处理速度,可流畅地运行Android1.6操作系统。

人机交互终端主要从监测人员的需求出发,实时显示当前环境监测数据,设定及更改相应参数的阈值,主动选择监测方案等。因此,本系统采用640×480的TFT屏,该显示屏支持触摸输入以及LCD显示。

3 上位机软件设计

3.1 通讯报文格式

为避免多节点同时通讯导致数据丢失或混乱,采用通讯轮询方式。接收方分别主动向各个采集节点发送通讯请求,完成与一个节点的通讯再切换到下一个节点。并且,每个通信过程都有与之相对应的通讯报文格式,如表1所示。

报头为特定序列0X55;组编号标识设置节点的地区,规定0X0000为接入网关编号,0XFFFF为节点组编号的广播;子编号标识设置节点地区的成员节点,规定0XFFFF为子编号的广播;命令字包括空指令0XD0,请求连接0XD1,断开连接0XD2,数据上传0XD3,接收应答0XD4;数据域为单位时间核辐射脉冲数;备用域预留拓展功能。

3.2可视化人机交互终端软件设计

随着物联网的高速发展,Android手机、智能平板等嵌入式设备应用越来越广泛。为使检测系统有更好的适用性,本系统的人机交互界面采用基于Android操作系统的应用程序,在S3C6410处理器上移植Android操作系统,运行上位机软件。人机交互界面采用分页模式,分页管理模块结构如图3所示,包括网络信息配置页面、核辐射科普简介页面、历史数据重现页面、虚拟示波器页面。分页管理模块主要负责页面切换与线程管理。处理器为串行通讯部分新建一个线程,负责实时接收各个检测节点的核辐射信息,并交由分页管理模块,由内部的其他线程完成历史数据重现和信号重绘。

通过网络信息配置页面可设置通讯网关的IP地址和端口地址[11];核辐射科普简介页面提供检测系统的结构以及工作流程,进一步介绍核辐射的危害等;系统最核心部分是历史数据重现页面和虚拟示波器页面。检测节点主要完成对核辐射信号的采集,而处理部分是在S3C6410完成的。通讯正常时,处理器向某一检测节点发送通讯请求,并超时等待该节点返回的信息。通过轮询的方式,逐一与检测检点建立点对点的通讯,避免因同时通讯导致信道堵塞。处理线程获取通讯报文后,提取有用信息并存储在数据库内。检测人员可以由历史数据重现页面调出数据库内的信息,以曲线形式重现。通过折线的波动情况,可以得知该时间段环境辐射的变化趋势。当环境辐射量超过系统设定阈值时,由GPRS模块以短信形式通知检测人员。这样,检测人员可以远离检测点进行数据采集,避免辐射。虚拟示波器页面能实时将核辐射信号可视化,以高频脉冲的形式重现。

4 实验结果

以2个上述的盖革-米勒计数器采集系统作为检测节点,搭载上述人机交互界面的智能平板作为可视化终端,进行天然情况下的核辐射检测测试。实验中,主要测量2013年4月某天12点的核辐射天然本底值(主要包括宇宙射线和地表环境的综合辐射),连续采集1 h,获得图4所示的核辐射监测界面图。

图4(a)所示的是这2套核辐射检测节点采集的核辐射天然本底值以波动曲线的形式显示,波动比较大的线是检测节点的实测曲线,比较平缓的线是检测时间内检测节点采集的平均值。图4(b)所示的是某时间核粒子入侵盖革-米勒计数器后智能平板以虚拟脉冲形式再现核信号的示意图。根据图4(a),测试的范围集中在(56~62)脉冲/分钟,经过换算大约是(0.147~0.162)微戈瑞/小时。图5所示的是2013年全国大城市核辐射天然本底值分布图,其中广州核辐射天然本底值大约在(0.09~0.19)微戈瑞每小时。结果表明,该检测系统能够从定性出发,定量估算环境中的核辐射情况。

5 结论

自动辐射监测系统 篇5

核电厂与常规电厂的主要区别在于前者存在放射性释放的风险。为确保核电厂工作人员免受放射性物质的照射, 在核电厂设计中, 考虑了在核反应堆放射性物质与周围环境间设置了多重屏障。

厂房辐射监测系统 (KRT) 用于监测核电厂中各个系统、各个厂房出现的或潜在的放射性危险。KRT系统设备可能发生故障或人员操作失误导致KRT系统不能实现其监测功能。核安全监督部门对KRT系统设备维修和试验执行情况进行监督。本文以秦山第二核电厂 (简称秦二厂) 1号机组厂房辐射监测系统为例, 对厂房辐射监测系统监督管理问题进行分析研究, 以改进和完善核安全监督管理, 促进厂房辐射监测系统的功能完好得到保证。

1 KRT系统简介

秦山第二核电厂厂房辐射监测系统有以下功能: (1) 辐射安全监测及时发现工作场所放射性辐射水平的异常变化。 (2) 排出流监测连续监测废水, 废气排出流中的放射性活度水平。 (3) 屏障监测连续监测可能被放射性污染的工艺流体或厂房空气, 以检查燃料包壳、系统压力边界等屏障的完整性, 防止放射性物质通过各道屏障泄漏或释放。 (4) 自动启动报警和隔离装置。

KRT系统由多个位于核电厂主要厂房内的固定监测通道组成。KRT监测通道主要分为:气溶胶、碘和惰性气体测量;在贮槽 (水池) 或管道外测量其水活度;房间内区域γ剂量率测量等。KRT系统有些监测通道属于事故后监测系统 (PAMS) 通道, 在事故情况下辅助运行人员分析和监视事故以及控制放射性物质向外释放。KRT系统PAMS通道有蒸汽发生器排污水γ活度监测通道 (1KRT002/003MA) 、烟囱低量程惰性气体β活度监测通道 (1KRT017MA) 等。

KRT监测系统设备要定期检查, 并对安全相关监测通道定期测试。KRT系统定期试验项目内容包含:报警阈值检查、报警功能试验、通道报警联动功能试验、通道计数评价、系统运行状态检查。按照试验周期分为KRT通道周定期试验、KRT通道月定期试验、KRT通道换料周期定期试验三大类。

2 KRT系统监督管理问题分析

2.1 KRT系统核安全监督管理主要内容

核安全监督部门主要依据“运行技术规格书”及“安全相关系统定期试验要求”对KRT系统进行监督。

在各种运行状态下, 核安全监督需要检查KRT系统运行情况、定期试验执行情况是否满足相应的规定和要求。具体的, 关注KRT系统的运行情况, 对监测通道出现的故障缺陷, 要及时了解并分析判断是否影响其功能的实现, 并检查运行部门是否按照要求记录相应通道的设备不可运行。检查KRT系统定期试验是否按照要求周期执行, 以及试验结果是否符合验收准则。对不合格试验项目进行跟踪, 督促执行部门及时处理故障缺陷, 并及时重新执行试验。有些不合格试验中, 故障缺陷暂时无法处理, 试验结果不能满足要求, 导致监测通道不可运行, 必须记录相应的设备不可运行事件, 直到缺陷处理完成, 试验重做合格为止。

2.2 KRT系统核安全监督管理需注意细节分析

在开展KRT系统相关试验或维修工作以及核安全监督管理过程中, 对一些准则、规定要求的理解把握可能会不太准确, 从而对核电厂运行、维修工作的开展造成一定影响, 或对核电厂机组的安全水平构成潜在影响。

对于KRT监测通道可运行性的要求应该包含取样系统、探测部件、电气箱、就地显示报警箱、安装在集中机柜上的集中处理插件以及主控报警等各个部件完好可用。对于带有取样回路的监测道, 其取样回路只包括被测流体取样管路的小部分, 即包括被测工艺流体送来管路法兰 (或变径管接头) 和返回管路法兰 (或变径管接头) 之间的管道部分, 而其它管道部分均属工艺系统管道。

KRT系统设备发生随机不可运行事件后的运行规定, 其中有些条目的说明及补充要求可能不太注意, 对工作计划的安排产生影响, 或是设备不可运行信息记录不太准确。主要是有些同类的监测通道作为一组监测通道, 例如1KRT005MA和1KRT006MA为一组, 1KRT018MA和1KRT019MA为一组, 同一组中一个或几个测量通道不可运行算作一个第2组不可运行, 不同组中的测量通道不可运行算作不同的第2组不可运行。

当安全壳内发生事故时, 安全壳隔离信号使一些系统阀门关闭, 导致KRT监测通道失去作用。安全壳隔离信号 (阶段A) 使安全壳空气监测系统阀门关闭, 导致1KRT008/009/028MA监测通道的取样空气被切断, 这三个监测通道的测量结果再不能代表安全壳内空气活度。安全壳内空气活度只能由1KRT022/023MA监测通道给出。安全壳隔离信号 (阶段A) 使化学和容积控制系统阀门关闭, 导致1KRT001MA监测通道对堆冷却剂γ活度的测量不再有代表性。堆冷却剂活度值由1KRT026MA监测通道给出。安全壳隔离信号 (阶段B) 使蒸汽发生器排污系统阀门和堆冷却剂取样管道阀门关闭, 导致1KRT002/003MA和1KRT026MA等监测通道的结果不再有代表性。

当主蒸汽管道阀门关闭时, 1KRT032/033MA监测通道的测量结果不再有代表性。

在堆热功率输出低于20%时, 1KRT032/033MA监测通道的N16活度测量结果不再有代表性。这时, 蒸汽发生器泄漏率就使用测量惰性气体的装置测量。

2.3 KRT系统核安全监督管理问题分析

运行技术规格书中KRT系统设备发生随机不可运行事件后的运行规定, 其中有些条目描述不是很清楚明确, 在实际执行过程中会有不同理解及不同的决策。对“液体废物放射性测量通道0KRT901/902MA不可运行”这个事件的理解有差异在于在非废液排放期间, 通道发生不可运行, 是否需要记录相应的设备不可运行。本文认为, 这两个通道任何时候发生不可运行, 都需要记录相应的设备不可运行, 因为根据可运行性的定义“可运行设备不一定处于在役状态。”

运行技术规格书规定, 在0KRT 901/902 MA不可运行时, 相应的废液在手动取样分析合格后也可以排放, 但国内某一核电厂规定, 在0KRT 901/902 MA不可运行时, 禁止相应的废液排放。一般情况下, 一个废液储存罐在接收废液直到规定液位范围之后, 停止接收, 关闭入口阀, 储存一段时间, 经过取样合格后可以择机排放。因此, 本文认为在0KRT 901/902 MA不可运行时, 相应的废液在手动取样分析合格后也可以排放是可取的。

3 结论

核安全监督部门对辐射监测系统运行和维修工作过程中可能出现的失误, 加强监督管理;对核安全监督管理过程中容易忽略的细节加以注意;以及对存在的问题进行分析研究并统一完善, 可以进一步提高KRT系统设备的可运行性, 从而提高核电厂的辐射安全水平。

摘要：本文介绍秦山第二核电厂厂房辐射监测系统的系统组成、运行、维护、监督管理情况。对厂房辐射监测系统监督管理问题进行分析研究, 以改进和完善核安全监督管理, 从而提高核电厂的辐射安全水平, 以保护环境和确保公众的辐射安全。

关键词：辐射监测,辐射防护,核安全监督,核电厂

参考文献

[1]杨茂春.核电站辐射防护的现状和趋势[J].辐射防护通讯, 2000, 20 (4/5) :58-61.