第07章核燃料循环设施核安全监督234节研究报告

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1、专业实务 第七章 核燃料循环设施核安全监督,内 容,第一节 铀矿勘探、开采和加工的辐射安全监督管理 第二节 核燃料加工、处理设施的辐射防护 第三节 核燃料加工、处理设施的临界安全 第四节 核燃料加工、处理设施的化学安全,第二节 核燃料加工、处理设施的辐射防护 一、辐射防护大纲基本要求,在设施建造、运行和退役期间，制订一个辐射防护大纲。 遵循辐射防护实践的正当化、辐射防护的最优化和个人剂量限值三项基本原则。 在设施正常运行、检修及可能发生的事故期间，要采取合理、有效的辐射防护措施，保证工作人员受到的剂量照射低于限值。 对产生的放射性三废有效处理，确保公众所受剂量达规定要求。 建立辐射防护组织机构

2、，进行全面的安全监督和管理。,二、辐射防护大纲的主要内容,1辐射安全设计 分区布置：将工作场所分为放射性和非放射性二类。放射性工作场分为控制区和监督区。 密封原则：放射性厂房应为密闭系统。 气流组织：设有排风系统，不同场所保持一定的负压，气流从放射性污染水平低的区域流向污染水平高的区域。 人流控制：工作人员经过卫生通过间进出，佩戴个人防护用具。进厂更换工作服，出厂淋浴，表面污染监测。物流和人流通道分开。,二、辐射防护大纲的主要内容,2辐射安全监测 剂量监测： 放射性工作场的气溶胶、表面污染、/辐射场。 放射性工作人员的个人剂量。 工作人员手脚沾污。 厂区、居民区及对照点：定期监测气溶胶放射性物

3、质及其它有害物，定期监测液态流出物中放射性物质浓度和流量。,二、辐射防护大纲的主要内容（续）,3辐射安全措施 厂房分区设计，合理安排气流和控制负压。对各区人流和物流实行控制并进行剂量监测。污染空气需经净化后再排放。 工艺废气经单独净化后，再经排风净化后排入大气。 生产在密闭状态下进行，操作、输送放射性液态物料的设备和管道防止泄漏。 工作人员经培训，持证上岗。有关人员须掌握相关系统运行特点，提高防患意识，事故时能及时应对和处理。,二、辐射防护大纲的主要内容（续）,3辐射安全措施 工作人员须穿戴个人防护用品。离开时淋浴，污染检测合格后再换常服。佩带个人剂量监测计。在检修和事故场所，要限制工作时间。

4、 预先分析可能出现的事故及后果，制定出事故处理规程，编写应急预案。 定期监测周围环境的大气、地下水、地面水、土壤，采取相应的环保措施。,三、铀浓缩生产的辐射安全监督管理,铀浓缩厂主要工作物质是UF6，主要污染物是铀及其氟化物。 UF6的化学性质较活泼，可与水和有机物等发生反应，具有较强的化学毒性。 UF6除对人体有化学毒性以外，还具有辐射危害，主要为辐射并伴有铀衰变系列的辐射和少量的 辐射，对UF6的辐射防护应主要防止将其吸入体内，造成内照射危害。 UF6一旦泄漏，将对工作现场和周围环境造成一定的污染和危害。必须采取有效的防护措施和净化控制措施，以保证工作人员和周围广大公众的安全与健康。,防护

5、措施,（1）放射性工作场所辐射分区 按照GB 18871规定分为控制区和监督区。 控制区：如供取料厂房，排风机房等。 监督区：如质谱分析间、剂量监测室，放射性厂房的生活间与走廊，氟利昂处理等。 （2）进出口控制 各放射性操作厂房均为独立的密闭式厂房，在其入口处，设有卫生通过间。卫生通过间内设有淋浴间和更衣室。在淋浴间出入口处设有手、脚污染检查仪，供淋浴后的工作人员进行测量检查用。 放射性污染厂房内的各种工器具及可能被污染的物品严禁带往污染区之外。,（3）污染与辐射水平控制 放射性污染物释放的主要途径有： 主工艺系统正常运行中容器、工艺台架、部件、供取料容器和管道拆装过程中少量UF6工作物料的泄

6、漏； 对容器、阀门等工艺设备清洗检修过程中的UF6的释放； 异常情况下可能产生的少量UF6泄漏等。 现场污染因素主要表现为：含有各类铀化合物的放射性气溶胶，以辐射为主的放射性表面污染，个别场所的/外照射，放射性废液和少量固体放射性废物。 控制水平根据国家和行业标准执行。,1)维修 主工艺维修工作主要指对分离设备（扩散机或离心机）、容器、阀门和管道等工艺设备清洗检修，分为计划检修、临时检修和事故状态下的临时性抢修。 为保证检修人员的身体健康，应制定严格的防护措施和规定： 对各类主工艺设备、仪器、管道，在检修前要由专人用氮气对其内腔进行吹洗、置换，排除内腔中的六氟化铀工作气体或其他有害气体。吹洗后

7、的内腔气体由防护监测人员取样分析合格方可进行检修工作。 对检修工作场所的通排风，均有一定的要求。 检修工作人员要佩戴一定的个人防护用品。 每次检修时，防护监测人员要跟班对现场空气的污染情况进行取样监测。对检修人员尿铀定期进行监测。 检修完成后，要有专人清洗现场。检修过程中产生的废液和放射性固体废物分类放入专用容器。现场检修后的设备、地面经去污并由防护监测人员测量合格后，方可交使用单位接收。 2)去污 正常情况下每天定时对地面和设备管道进行清扫。在设备检修后，剂量防护人员要对检修现场进行监测。当发现有污染超标时，须进行去污清洗。,（4）放射性流出物控制 为保证厂区周围环境不受污染，保证周围居民的

8、身体健康，应对气态、液态流出物和固体废物进行严格控制。 主工艺厂房排放的含铀气溶胶尾气一般经13级尾气净化设备处理，并达到规定的排放标准。 液态流出物主要来自各主工艺厂房的清洗溶液和废水，经处理分析合格后排放。 （5）区域监测 铀浓缩厂外照射一般很低，放射性的主要危害和防护重点是放射性气溶胶的吸入，所以在进行日常外照射监测工作的同时，主要对易产生铀积累的部位进行常规监测。,（6）职业照射监测 空气监测，主要监测空气中的铀气溶胶浓度和放射性活度。 外照射监测，对 外照射的监测重点主要放在工艺回路和设备中易产生工作物料大量积累的部位。 个人剂量监测，主要是吸入体内造成的内照射监测。通过测量工作现场

9、空气中的铀浓度来估算，另外是通过工作人员留尿样，分析尿样中的铀和氟含量。对较大的检修工作或污染较重的设备进行检修时，使用热释光个人剂量计对检修人员进行监督监测。,（7）环境监测与公众剂量监测 流出物监测主要包括气载流出物、液态流出物中的铀和氟含量监测和固体废物监测。 环境监测环境监测点按照气象条件、厂房和居民区的分布、“三废”的排放情况及河流的上下游条件等设置。主要监测项目为铀、氟。 公众剂量估计包括正常生产情况下公众集体剂量估计和事故情况下公众个人最大有效剂量。 正常生产时气载流出物对居民产生的剂量是主要的。关键照射途径是食入内照射；关键核素是234U；关键居民组为幼儿。 铀浓缩工厂出现UF

10、6大量泄漏事故的几率很小，对公众的辐射影响也较小。,UF6泄漏场所,（1）级联大厅UF6泄漏 导致级联大厅发生UF6气体泄漏的原因： 含UF6气体的系统密封性遭破坏又未能及时发现； 在上述系统中进行设备检修、容器拆装等过程，不可避免地要破空工艺设备。然而，由于设备破空前要反复进行充氮吹洗，这种造成的泄漏极小。 含UF6气体的系统密封性遭破坏时，会引起系统轻杂质含量急剧升高，压力增大，在控制室中会发出相应的事故信号，操作人员可以根据工艺事故处理规程进行处理。 一旦确认有UF6泄漏事件发生，应严格限制非运行人员的进入；运行人员则应加强防护，使用防护用具，按规定的程序和要求进行设备、地面的去污和进行

11、应急检测及现场工作人员的检测。,（2）供取料厂房UF6泄漏 UF6大量泄漏的事故易发生在供料系统、精料系统及贫料系统。精、贫料系统引发事故主要是受料容器或管道、阀门的破损，其UF6泄漏量较小。吊运中引发事故主要是容器自身破裂或吊耳断裂、吊钩脱落。吊运事故发生的概率较低，但危害性较大。一旦摔裂容器，可造成大量UF6泄漏，导致供取料厂房、级联大厅短时间停产并造成直接经济损失和周围公众和工作人员的受照剂量增加。 （3）液化取样、倒料系统UF6泄漏 液化取样、倒料系统UF6泄漏的主要原因是阀门泄漏和管道液压膨胀破裂等。泄漏会造成现场空气污染；工作人员可能被烧伤；大量吸入UF6会引起呼吸道损伤并导致一定

12、的内照射危害；同时还造成厂房地面、设备表面污染。,（4）贮存、运输容器UF6泄漏 UF6产品、原料贮存在库房内，贫料容器露天存放。贫料UF6泄漏主要发生在焊缝处等。贫料UF6安全贮存国内正在进行研究。 原料和产品运输容器一般不会发生泄漏事故，按IAEA文件放射性物质运输影响评价系统分析，UF6泄漏的运输事故发生概率在2.410-9/km以下。,四、燃料元件制造过程中的辐射安全,燃料元件加工厂曾多次发生UF6泄漏事件或事故，主要发生在UF6的气化岗位。 常见泄漏的主要原因是：阀门或法兰的密封圈磨损，管道腐蚀，操作人员误操作等。 为了防止UF6泄漏的措施有： 严格控制UF6气化的温度； 设有电导率

13、或PH的连续监测，一旦出现气化罐泄漏能及时发出报警，提醒操作人员采取相关措施； 加强操作人员的业务和安全文化的培训，减少误操作； 采用可靠的系统部件，并定期进行维修保养等。,第三节 核燃料加工、处理设施的核临界安全控制 一、核临界安全基础知识,1中子链式反应及临界 当一个中子使235U产生核裂变时，235U通常分裂成两个碎片，同时释放出能量，还伴随平均放出2.5个中子。由裂变放出的中子又与235U核发生作用，引起新的裂变。如此持续下去，形成中子链式反应。 如使每次裂变平均放出的中子至少有一个继续与235U起裂变反应，则只要有第一批“点火”中子引发，此裂变反应就能自己持续地进行下去，形成自持链式

14、反应。所创造的这个条件即临界条件。“达到临界”就是指某易裂变物质系统满足临界条件，能维持自持链式反应。,一、核临界安全基础知识（续）,1中子链式反应及临界（续） 增殖因子：第二代被235U核吸收的中子数与前一代被235U核吸收的中子数之比。 有效増殖因子（keff）：考虑了中子泄漏后的増殖因子。 keff等于1时，系统就能维持自持链式反应，达到临界。 keff小于1时， 235U每次裂变平均放出的中子数少于一个， 则裂变反应不能维持，而会逐渐熄灭，称为次临界。 keff大于1时， 235U每次裂变平均放出的中子数多于一个， 则裂变反应会愈来愈强，称为超临界。 核燃料加工、处理设施核临界安全就是

15、防止临界条件的出现。,一、核临界安全基础知识（续）,2影响核临界安全的因素与临界控制手段 临界安全考虑的主要因素： 易裂变核素和可转换核素各自所占的份额； 易裂变核素的质量； 装易裂变材料的容器的几何条件（形状和尺寸）和容积； 易裂变材料在溶液中的浓度； 慢化剂的性质和浓度； 易裂变材料周围反射层的性质和厚度； 中子毒物的性质和浓度； 燃料慢化剂中子毒物的混合物的均匀性； 两个或多个含易裂变材料容器之间的相互作用。,一、核临界安全基础知识（续）,2影响核临界安全的因素与临界控制手段（续） 对组分已确定的燃料，保证次临界的最简单和最严格的条件是控制、三项的极限值，即分别施行易裂变核素的质量控制、

16、盛装易裂变材料的容器的几何控制和易裂变材料在溶液中的浓度控制（单参数临界安全极限法）。 此法缺点是每批次的允许处理量较小，能应用的设备也小。有时通过实验与计算的方法可同时确定两个参数，只要能保证这两个参数同时存在，就可在次临界条件下以较大规模操作。,一、核临界安全基础知识（续）,2影响核临界安全的因素与临界控制手段（续） 固定的或可溶性的中子毒物（如硼、镉、钆）的存在，可进一步增加次临界系统的尺寸或浓度。 与此相反，非均匀性或含易裂变材料的容器之间的相互作用将减少次临界系统的质量、尺寸或浓度。,一、核临界安全基础知识（续）,2影响核临界安全的因素与临界控制手段（续） 管理措施： 思想上重视， “安全第一，预防为主”； 有严格的科学管理制度； 配备专业技术人员； 核临界安全设计规范和运行规程应以通用的临界控制专业技术标准为基础； 编制切实可行的核临界安全规程并严格监督执行； 确定安全限值时留