核安全综合知识第二章

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1、核安全综合知识核安全综合知识核安全综合知识核安全综合知识第二章第二章 核能和核技术应用核能和核技术应用l考试要求：考试要求：l熟悉熟悉辐射源的种类。辐射源的种类。l了解了解放射性同位素的基本特性。放射性同位素的基本特性。l了解了解反应堆和加速器生产同位素的基本知识。反应堆和加速器生产同位素的基本知识。l了了解解放放射射性性同同位位素素在在医医学学、农农业业、工工业业、食食品品加加工工等等行行业业的的应用。应用。l熟熟悉悉放放射射性性同同位位素素在在医医学学、农农业业、工工业业、食食品品加加工工等等行行业业的的应用中的辐射安全问题。应用中的辐射安全问题。l了解了解辐射产生器辐射产生器/设施的应用

2、。设施的应用。l熟悉熟悉辐射产生器辐射产生器/设施在应用中的核与辐射安全问题。设施在应用中的核与辐射安全问题。l了解了解与核燃料循环设施有关的基本知识。与核燃料循环设施有关的基本知识。l熟悉熟悉核燃料循环设施核与辐射安全方面的主要问题。核燃料循环设施核与辐射安全方面的主要问题。 核安全综合知识核安全综合知识第二章第二章 核能和核技术应用核能和核技术应用l复习内容复习内容2.1 2.1 辐射源种类辐射源种类 2.2 2.2 反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识 2.3 2.3 放射性同位素在医学、工业、农业、食品加工等行业的应用放射性同位素在医学、工业、农

3、业、食品加工等行业的应用 2.42.4 放射性同位素应用中的辐射安全问题放射性同位素应用中的辐射安全问题 2.5 2.5 射线装置在医学、工业、农业等行业的应用射线装置在医学、工业、农业等行业的应用2.6 2.6 射线装置应用中的辐射安全问题射线装置应用中的辐射安全问题2.7 2.7 核燃料循环设施核燃料循环设施2.8 2.8 核动力厂和其他反应堆核动力厂和其他反应堆 2.9 2.9 核动力厂和其他反应堆的安全问题核动力厂和其他反应堆的安全问题 核安全综合知识核安全综合知识2.1 辐射源种类辐射源种类 知识要点知识要点：天然辐射源 l宇宙射线 l宇生放射性核素 l原生放射性核素 人工辐射源 l

4、核设施 反应堆辐射源，辐射源 ：瞬发、缓发、其他(俘获、n非弹散激发)射线 中子源：瞬发(2-3/fi,2MeV,峰值约0.8MeV，1012-1015n/s.cm2)、缓发中子(0.0158 /fi，能量较低)核燃料循环设施 ，核燃料循环设施包括核燃料生产、加工、贮存和后处理设施等。后处理主要内容有：（1）除掉裂变产物；（2）回收未燃烧的燃料；（3）回收生成的可裂变物质（如钚）等。 核安全综合知识核安全综合知识人工辐射源 l核技术应用 l密封源 ，放射源 ：放射源主要用于烟雾报警器、静电消除器和放射性避雷器等的离子发生器。常用的放射性核素有210Po、238Pu、239Pu、241Am、23

5、5U、238U等。放射源 ：低能光子源 ：放射源 ：中子源 ：核安全综合知识核安全综合知识人工辐射源 l非密封源 ，工作场所分级 ：甲、乙、丙三个等级 放射性核素毒性分组 ：放射性核素毒性分组详见（GB188712002）附录D。 l射线装置 ，射线机 ：射线机的种类很多，如诊断射线机、治疗射线机、工业探伤射线机、射线分析仪等。 加速器 ：利用电磁场使带电粒子（如电子、质子、氘核及重离子等）获得高能量的装置。按能量区分，有高能、中能和低能加速器。主要讨论低能加速器辐射源。韧致辐射、中子、感生放射性。产生的辐射有瞬发辐射和缓发辐射 。中子发生器 ：利用直流电压，能量在1MeV以下，通过（d，n）

6、反应产生快中子的小型加速器。中子发生器加速离子的能量不高，多数在400KeV以下，也有的到600 KeV。它的电源电流容量较大，一般能达到毫安数量级，高的可达数十毫安。利用D（d，n）3He和T（d，n）4He反应获得2.5MeV和14MeV能量的单能中子。强流中子发生器的中子产额可达到10121014n/s。 核安全综合知识核安全综合知识2.2 反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识 知识要点知识要点：反应堆生产放射性同位素反应堆生产放射性同位素 l基本原理， l反应堆生产放射性同位素的产额， l辐照同位素过程中的辐射防护，辐照同位素操作过程中必须采取一

7、系列安全措施。其中包括：辐照同位素操作过程中必须采取一系列安全措施。其中包括：(1) 必须使用远距离操作系统（如机械手）从反应堆的辐照管道（或辐照室）提取同位素必须使用远距离操作系统（如机械手）从反应堆的辐照管道（或辐照室）提取同位素的样品盒，操作系统必须安全、可靠；的样品盒，操作系统必须安全、可靠；(2) 不管是用机械的、气动的还是用液压的方法，从辐照管道（或辐照室）内提取辐照样不管是用机械的、气动的还是用液压的方法，从辐照管道（或辐照室）内提取辐照样品时，都不应损坏样品盒，使放射性物质逸出；品时，都不应损坏样品盒，使放射性物质逸出；(3) 从堆内提取的样品盒，在运输过程中应有监测仪器进行监

8、测；从堆内提取的样品盒，在运输过程中应有监测仪器进行监测；(4) 样品盒应严格密封，特别是对于那些容易泄漏的气态或挥发性的同位素，如样品盒应严格密封，特别是对于那些容易泄漏的气态或挥发性的同位素，如3H和和 131I的样品盒，对其密封性必须进行严格的检查，必要时要采用双层密封；的样品盒，对其密封性必须进行严格的检查，必要时要采用双层密封；(5) 对于有腐蚀性的靶材，必须选用耐腐蚀性的样品盒。如生产对于有腐蚀性的靶材，必须选用耐腐蚀性的样品盒。如生产203Hg时，由于汞能腐蚀时，由于汞能腐蚀金属，它的泄漏会直接影响反应堆的安全，必须予以充分重视；金属，它的泄漏会直接影响反应堆的安全，必须予以充分

9、重视；(6) 选择靶材时，必须全面考虑在受辐照后，其物理、化学性能的变化。如由于辐照分解、选择靶材时，必须全面考虑在受辐照后，其物理、化学性能的变化。如由于辐照分解、气体析出等引起样品盒内温度、压力的变化。在辐照时样品盒的爆炸将直接影响反应气体析出等引起样品盒内温度、压力的变化。在辐照时样品盒的爆炸将直接影响反应堆的安全；堆的安全；(7) 样品盒的结构形式及机械强度应便于提取和运输；样品盒的结构形式及机械强度应便于提取和运输；(8) 在辐照管道（或辐照室）的排风管或其它适当的位置上应设置连续工作的放射性气体在辐照管道（或辐照室）的排风管或其它适当的位置上应设置连续工作的放射性气体或微尘的监测装

10、置，以便能及时发现样品盒的泄漏，并采取适当的安全措施。或微尘的监测装置，以便能及时发现样品盒的泄漏，并采取适当的安全措施。 核安全综合知识核安全综合知识加速器生产放射性同位素加速器生产放射性同位素l基本原理l放射性药物生产过程 l加速器生产放射性同位素的特点 l加速器生产的放射性同位素与反应堆生产的放射性同位素相比，具有以下加速器生产的放射性同位素与反应堆生产的放射性同位素相比，具有以下一些特点：一些特点：（1）反应堆中主要用（）反应堆中主要用（n，）反应生产同位素，所生成的同位素与靶材料一）反应生产同位素，所生成的同位素与靶材料一般是同一元素。加速器用（般是同一元素。加速器用（p，n）、（）

11、、（d，n）、（）、（，n）等反应生产同位）等反应生产同位素，所生产的放射性同位素与靶材料元素一般不相同，故易于化学分离，素，所生产的放射性同位素与靶材料元素一般不相同，故易于化学分离，可进行无载体同位素的生产，从而获得高纯度、高比度放射性同位素。可进行无载体同位素的生产，从而获得高纯度、高比度放射性同位素。（2）加速器生产的同位素都是缺中子同位素，衰变时大多是电子俘获）加速器生产的同位素都是缺中子同位素，衰变时大多是电子俘获（EC）或发射正电子（）或发射正电子（+），不发射其它带电粒子（），不发射其它带电粒子（、等），所以可等），所以可用用相机或正电子发射计算机断层扫描（相机或正电子发射计算

12、机断层扫描（PET）进行医学诊断，病人所受的）进行医学诊断，病人所受的剂量小。例如甲状腺诊断采用加速器生产的剂量小。例如甲状腺诊断采用加速器生产的I23I，病人所受的剂量只有用反，病人所受的剂量只有用反应堆生产的应堆生产的131I的的1%。（3）构成生物机体的主要元素）构成生物机体的主要元素C、N、O的（的（n，）反应截面很小，用反应）反应截面很小，用反应堆不能有效地生产临床诊断上很需要的这类同位素，而用小型回旋加速器堆不能有效地生产临床诊断上很需要的这类同位素，而用小型回旋加速器很容易制备很容易制备11C、13N、15O等短寿命同位素，并可设置在医院内就近使用，等短寿命同位素，并可设置在医院

13、内就近使用，十分方便。十分方便。（4）加速器操作简单，可以随时启动或停机，工作安全，检查维修方便，工）加速器操作简单，可以随时启动或停机，工作安全，检查维修方便，工作中放射性污染的危险性小。作中放射性污染的危险性小。 核安全综合知识核安全综合知识2.3 放射性同位素在医学、工业、农业、食品加工等放射性同位素在医学、工业、农业、食品加工等行业的应用行业的应用 知识要点知识要点：放射性同位素在医学上的应用放射性同位素在医学上的应用 l放射性药物影像诊断 ，l照相机 l发射型计算机断层扫描仪（ECT） l正电子发射计算机断层扫描仪（PET） l骨密度仪 l放射源治疗l近距离治疗 l远距治疗 l 体外

14、放射免疫分析 核安全综合知识核安全综合知识放射性同位素在工业上的应用放射性同位素在工业上的应用 l核仪表 l核子秤 l料位计 l测厚仪 l核子湿度密度仪 l放射性测井 l射线照相（探伤）机l其它应用 l通过辐射接枝交联技术进行改性，得到新的高分子化合物； l利用放射性同位素210Po、238Pu等制作的放射性静电消除器，具有结构简单、安装容易、使用方便和不用电等优点；l利用放射性同位素发出的射线使空气电离，中和静电而达到消除静电的目的，可清除唱片、幻灯片、照相底片、摄影镜头等上的灰尘。核安全综合知识核安全综合知识放射性同位素在农业上的应用放射性同位素在农业上的应用 l辐射育种 l进行辐射育种的

15、辐射可以是射线、射线和中子，用得最多的是60Co源。射线和射线辐照时，一般使用的剂量范围为1.31023.5102Gy；对于中子辐照，一般使用的剂量范围为 10101013n/cm2。 l农药、化肥示踪 l农副产品的辐照保鲜l辐照保鲜用源主要为60Co，活度3.71014Bq（1万Ci）以上。 l刺激生物体生长 放射性同位素在食品加工中的应用l放射性同位素在食品加工中主要用于灭菌保鲜。l辐照过的酒可提高醇香度，相当于放置几年或几十年。l用放射性同位素辐照过的猪肉，保鲜期延长而味道不变。核安全综合知识核安全综合知识2.4 放射性同位素应用中的辐射安全问题放射性同位素应用中的辐射安全问题 知识要点

16、知识要点：放射性同位素在医学应用中的辐射安全问题放射性同位素在医学应用中的辐射安全问题 l放射源和辐照剂量的选择、控制 l在使用放射性同位素和放射源进行医学诊断和治疗时，要选择合适的放射源，制定合理的照射方案，仔细计算所需的照射剂量，防止病人接受过量照射。 l对注射放射性药物的病人的管理 l设立注射放射性药物后的病人专用候诊室，病人必须在专用候诊室候诊，不得随意走动，病人家属和慰问者尽量远离患者，避免不必要的照射。也还应避免病人之间相互影响。对接受了131I治疗的患者，其体内的放射性活度降至低于400 MBq 之前不得出院。 l放射源使用和贮存的安全 核安全综合知识核安全综合知识放射性同位素在

17、医学应用中的辐射安全问题放射性同位素在医学应用中的辐射安全问题 l放射性废物（源）的处理处置 l放射性废水除了操作工艺中可能产生少量放射性废水外，还有清洗器皿、工具等的废水，以及病人排泄物，一般采用衰变池或容器贮存衰变方法，经检测达标后排放。 l放射性药物的制备、分装等，在密闭的手套箱或通风柜中进行操作。通风柜操作口的风速和通风管道的高度等应满足规定要求，必要时通风系统加高效过滤器。 l对工作人员、患者和公众的防护l射线远距治疗机对病人进行照射时，除接受治疗的患者外，治疗室内不应有其他人员。治疗室必须与控制室分开。设计屏蔽厚度时应使相邻及附近地区的工作人员和居民所受的照射低于国家规定的限值。

18、l辐射监测l对放射性工作人员应进行个人剂量监测并建立个人剂量档案。l每次照射完后，应用剂量仪检查治疗室内的辐射水平，以判断源是否回到安全贮存位置，以免发生意外。 核安全综合知识核安全综合知识放射性同位素在工业应用中的辐射安全问题放射性同位素在工业应用中的辐射安全问题 l辐射防护容器的设计和防护性能检验 l设计防护容器时，保护和操纵机构要灵活、可靠，要保证在使用过程中放射源不会松脱，更不能掉出来。既要使放射源便于安装、更换，又要使无关人员无法打开。l对辐射源防护容器，要在设计的最大装源量条件下，对防护容器的防护性能进行检验，确保符合国家标准。不符合安全性能要求的不应出厂。 l生产线核仪表安装、使

19、用、维修和储存中的辐射安全 l应选择合适的安装地点，使射线束避开人员停留和经常经过的区域。源与工作人员的距离应大于0.5m并便于安装、拆卸和检修。安装工作完成后，要检测放射源周围的辐射剂量情况，如剂量过高，要采取必要的防护措施。l仪表要经常维护，检查源的密封性，检查控制和安全保护系统的可靠性等。需在源附近长时间检修时，应将源锁在安全位置，必要时，可将源移至其它防护容器内暂时贮存。l放射源不再使用时，要存放在源库中，加强安全保卫，防止丢失被盗，并及时返回生产厂家或送城市放射性废物库。 核安全综合知识核安全综合知识放射性同位素在工业应用中的辐射安全问题放射性同位素在工业应用中的辐射安全问题 l野外

20、和施工现场作业时的辐射安全 l在野外和施工现场使用辐射仪表时，特别是辐射剂量较大的仪表（如射线探伤机等），要根据射线的辐射范围，划出一定范围的警戒区域，并设置警戒线和标志，必要时须有专人负责警戒，以防无关人员进入辐射现场。l在离道路、居民区和办公区较近地点进行辐照工作时，要尽量选择夜间或人员较少的时间进行工作，必要时，可与有关部门联系疏散人员后再开始工作。l工作结束，放射源使用完毕后，一定要检查放射源是否已收回防护容器，经监测确认放射源已收回防护容器后，才能离开现场。l废放射源的安全处置 l对已不能满足使用或不再使用的闲置源，不得自行处理，特别是不能任意丢弃、掩埋和挪做他用，应妥善保管，及时返

21、回厂家或送城市放射性废物库。对关并停转的企业和单位，要有专人负责放射源的安全保卫工作，直至将放射源进行了安全处置。 核安全综合知识核安全综合知识放射性同位素在农业和食品工业应用中的辐射安全放射性同位素在农业和食品工业应用中的辐射安全 l外照射的防护l放射性同位素在农业和食品工业应用中的辐射安全问题主要针对辐射装置。辐照装置的装源量比较大，活度从1012Bq（102Ci）量级至1016Bq（106Ci）量级不等。l为了防止人员受到大剂量的射线照射，应该加强外照射的防护。设计屏蔽时，除了要保证工作人员自身接受的剂量低于剂量限值外，还必须保证周围公众所接受的剂量不超过规定的限值。要设置安全可靠的安全

22、联锁和警告、报警装置，防止人员误照射。 l为了保证工作人员和附近居民的安全，可在有用的照射区外划出一定范围作为控制区，设有醒目的辐射危险标志，控制区外边界上的辐射剂量应低于对公众的剂量限值。 l防止贮源井水污染 l贮源水井是辐照室的重要安全设施，倒源、装源、换源等操作，均在水下操作。因此，水的深度既要保证最大贮源量时井上人员的安全，又要保证水下操作时，源上方仍有足够厚的水屏蔽层。l为了防止井水被放射源污染，应选用符合国家标准要求的密封源；为了减少对源包壳的腐蚀，贮源井应使用去离子水；要加强贮源井水的监测，定期监测井水的放射性，以便及早发现水污染；l为了防止贮源井水污染环境，水井应防漏、防渗并有

23、液位监控；发现源有泄漏应尽快进行检查处理，对井水进行净化处理，以免污染环境。 核安全综合知识核安全综合知识放射性同位素在农业和食品工业应用中的辐射安全放射性同位素在农业和食品工业应用中的辐射安全 l源的升降机构的可靠性 l为了确保野外使用的辐射装置源升降的安全，要定期检查源的升降机构的可靠性，防止因灰尘、磨损、锈蚀、老化、辐射损伤或其它原因造成卡源事故。l停止辐照期间，源及其控制系统要妥善保管，严防不了解情况的人任意将源提升、损坏或偷走。 l倒源、装源、换源的辐射安全 l 辐射装置使用的60Co辐射源半衰期为5.27年，使用一定时间后，如果放射性活度已不能满足辐照要求，则需要更换放射源。倒源、

24、装源、换源时要有足够的防护措施，有贮源水井的均应在水下进行操作。操作应尽量简单、方便，在正式操作前用同样形状、尺寸和重量的假源进行模拟训练，以取得操作经验。l退役的60Co源活度一般仍很强，不能自行处理，要按规定返回生产厂家或送城市放射性废物库。在处置前要存放在安全可靠的源库中，防止丢失、被盗。 核安全综合知识核安全综合知识2.5 射线装置在医学、工业、农业等行业的应用射线装置在医学、工业、农业等行业的应用知识要点知识要点：医疗诊断和治疗医疗诊断和治疗 l射线机 l射线在医学上的用途较广，最常用的是用于诊断和治疗。 l目前主要有两种诊断方法：一种是透视 ，另一种是摄影。l用射线照射非正常细胞时

25、，可杀死或抑制其繁殖生长，从而达到治疗目的。 l射线计算机断层扫描仪（CT） lCT是用射线对人体某部位一定厚度的层面进行扫描，由探测器接受透过该层面的线，转变为可见光后，由光电转换器转变为电信号，再经模拟数字转换器转变为数字，输入计算机处理获得断面的解剖图像，并显示在电视屏上或用照相机将图像摄下。 l介入放射诊疗 l 介入放射诊疗是在影像诊断学、血管造影、细针穿刺和细胞病理学等基础上发展起来的。它将单纯的放射诊断技术与影像方法引导下的导管治疗技术于一体，为疾病诊断和治疗开拓了新的途径。 核安全综合知识核安全综合知识医疗诊断和治疗医疗诊断和治疗 l医用加速器放射治疗 l加速器产生的射线、射线、

26、中子、质子等照射肌体的组织细胞，使细胞的分裂和代谢遭到破坏，杀死或抑制细胞的繁殖生长，从而达到治疗的目的。这就是加速器放射治疗的基本原理。l我国癌症发病每年约160万人，主要采取化疗、手术和放射治疗。放射治疗具有适应症宽、禁忌症少、医疗费用低和医疗风险少、见效快等特点，所以有70%的癌症病人采取放射治疗。 l放射治疗能否有效地杀死癌细胞，主要取决射线的生物学特征，即癌细胞对该射线的敏感度。敏感度又以氧增强比（OER）和生物效应比（RBE）两个参数来衡量。l、电子等低LET（传能线密度）射线的OER为2.53.0，RBE1.0；高LET射线（快中子、质子、重离子等）的OER为 1.01.8，RB

27、E2.0。lOER低，说明杀伤力受癌细胞中含氧量的影响小，对乏O2癌细胞仍有较强的杀伤力；RBE 高，说明能将癌细胞破坏到不可修复的程度。l、电子等射线容易得到，加速器结构简单，造价低，所以目前医用电子直线加速器是放射治疗的主要手段。射线、射线和电子属于常规放疗射线。医用电子直线加速器的能量在50 MeV以下，其中大部分运行在635MeV之间。 核安全综合知识核安全综合知识工业计算机断层扫描仪（工业计算机断层扫描仪（ICT） l工业CT是在医用CT的基础上发展起来的，是一种用于对工业产品进行探伤、无损检测的先进设备。它能快速、精密、准确地再现物体内部的三维立体结构，能够定量地提供物体内部的物理

28、、力学特征，如缺陷的位置及尺寸、密度的变化；物体内部的杂质及分布等。l工业CT可分为射线源工业CT、射线工业CT和加速器射线工业CT。l加速器射线源工业CT主要用于大型工业产品和工件（如锅炉、压力容器、化工设备、航空航天器材等）的质量检测，获得工件中缺陷的性质、形状、大小、位置、取向、分布等信息，以排除隐患，保证质量，提高安全系数。l 加速器工业CT的工作原理是：由电子直线加速器产生的电子束打钨靶产生射线，射线穿透物体后被探测器接收并给出积分信号，经变换后还原出物体内部的密度结构图。l加速器工业CT由加速器射线源、探测器系统、数据采集系统、信号传输及接口、计算机系统、机械运动系统和控制系统等组

29、成。整个系统由计算机控制，自动完成所有的测量功能。l电子直线加速器能量一般为6 MeV20MeV，可检测的厚度等效成钢约0.3m，一般检测工件的长度可达2.53m，工件最大重量2000kg。 核安全综合知识核安全综合知识工业辐照加速器工业辐照加速器 l由于加速器所获得的粒子种类多，能量范围广，而且能量、强度和方向可以调节，并能精确地控制。加速器还可以随时启动或停机，工作安全，检查维修方便等。所以在工业辐照上得到了广泛应用。 l与钴源辐照装置相比，加速器的束流强度大，而且发散角小，束流密度大，特别适用于作为大功率辐照源。 l一台加速器的平均功率输出最高可达150KW，这就相当于3.75 1017

30、 Bq（1千万Ci）的60Co源。同时，加速器作为辐照源不象钴源那样会遇到放射性衰变而需要换源、加源和放射源退役的问题。 l工业辐照加速器一般采用电子直线加速器，还有少量采用电子静电加速器、电子帘辐照装置、高频单腔电子加速器等。通常电子能量从零点几MeV十几MeV，功率从零点几KW30 KW，电子扫描宽度为0.41m。 l加速器工业辐照，是利用加速器产生的电子束对产品进行辐照，产品受大剂量辐照后，产生生物、化学或物理效应，达到改性、灭菌、保鲜、提高产品质量、制造新材料等目的。它具有工艺简单、能耗低、公害小、易自动化、安全可靠等优点。主要应用于食品辐照保鲜；材料辐照改性；医疗用品辐射灭菌等。 核

31、安全综合知识核安全综合知识中子发生器的应用l14MeV中子活化分析 l中子发生器体积小、流强大、造价低、易于操作维护、可提供14MeV中子，是核技术应用的重要工具之一。l中子活化分析具有灵敏度高，可进行痕量分析（10-910-13克）；分析速度快，精度高；可进行多个元素的同时分析；非破坏性分析；可以对化学性质非常相近的元素进行分析等特点。 l中子测井 l中子测井就是利用中子与钻井周围岩石和井内介质起作用、研究钻井剖面、寻找有用矿藏及研究油井工程质量的一种矿场地球物理方法。 l中子辐射育种 l中子的相对生物效应高、电离密度大、能够诱发产生较多的对人类有益的突变而日益受到育种工作者的重视。l用射线

32、和快中子照射水稻种子，结果发现在适宜的引变剂量下，快中子诱发的叶绿素突变率较射线诱发的高12倍。l用钴60射线和快中子分别处理水稻珍珠矮，结果也表明用中子诱变产生的变异频率明显地要比用射线处理的高。 核安全综合知识核安全综合知识中子发生器的应用l快中子治癌 l快中子在人体组织内产生的反冲质子、反冲氧核、反冲碳核或核反应产生的粒子与缺氧癌细胞的作用比电子、射线大得多。用于治疗癌症的快中子源应满足下列条件：产额约1012 1013n/s，中子能量在10MeV以上。 l快中子的穿透能力强，可用于照射深部癌组织。目前，快中子治癌已成为治疗恶性肿瘤的重要手段之一。 l回旋加速器、质子直线加速器可生产10

33、 MeV以上的快中子，适宜于治疗深部肿瘤，但费用较高。l中子发生器是最适宜的快中子治癌装置。中子发生器产生的14 MeV中子在体内的穿透深度较大，本底小，设备简单，使用灵活。问题是中子产额还不够高，特别是靶的使用寿命不长，长时间高强度连续运行有困难。l快中子治癌主要用于射线难治的一些癌症，如喉头癌、骨肉癌、前列腺癌和恶性黑色素癌等。 核安全综合知识核安全综合知识中子发生器的应用l其它应用 l中子发生器用于快中子照相，能检验密集材料内的低密度介质，如炮弹中的炸药；l用中子发生器可生产许多短寿命（半衰期小于一天）放射性核素，特别是能生产许多适用于正电子照相的正电子发射体，如18F、68Ga、63Z

34、n、64Cu等；l在核安全防护研究中，用中子发生器测量14 MeV中子通过空气、水和各种材料的中子衰减和屏蔽性能；l在核参数测量中，用中子发生器测量14 MeV中子的反应截面等参数经常用作标准截面；l用强中子发生器进行聚变堆的材料辐照试验等。 核安全综合知识核安全综合知识2.6 射线装置应用中的辐射安全问题射线装置应用中的辐射安全问题知识要点知识要点：射线机应用中的辐射安全问题射线机应用中的辐射安全问题 l放射诊断射线机的辐射安全 l慎重使用放射诊断，做到放射诊断正当化 。l控制工作人员和受检者的照射剂量，实现辐射防护最优化 。（1）为了避免或减少放射工作人员和受检者的放射损伤，应尽量减少不必

35、要的照射。（2）尽可能用剂量较低的检查代替剂量较高的检查。一次胸透的平均皮肤剂量为13mGy，而一次胸部摄影的平均皮肤剂量只有透视时的二十四分之一。 （3）尽量用非放射检查代替放射检查。 （4）减少透视时间，控制受检者照射剂量。（5）远离照射野。站在受检者身旁注射造影剂的工作人员，从距离照射野10cm处移至30cm处可使其所受照射量减少近10倍。 核安全综合知识核安全综合知识射线机应用中的辐射安全问题射线机应用中的辐射安全问题 l放射诊断射线机的辐射安全 l进行必要的辐射屏蔽 。l有关放射诊断射线机的防护设施要求可参照医用诊断射线卫生防护标准l摄影机房有用线束朝向的墙壁应有2mm铅当量的防护厚

36、度。其它侧墙壁和天棚（多层建筑）应有1mm铅当量的防护厚度。透视机房的墙壁均应有1mm铅当量的防护厚度。 l剂量监测 。（1）出厂前应经国家规定的放射防护部门鉴定，取得防护性能合格证。 （2）射线机安装完毕后，应进行机房防护性能的验收监测，验收合 格后才能正式投入使用。 （3）工作条件、操作方式和防护设施发生变化时，应进行工作场所和周围环境的辐射剂量监测。 （4）工作人员的个人剂量监测，建立个人剂量档案。 （5）定期对射线机的辐射水平进行监测。 l制定辐射防护规章制度和操作规程并严格遵守执行 。l为了使各种防护措施得以实施，确保工作人员、受检者和公众的安全，各医院的放射科乃至每一台射线机都要制

37、定辐射防护规章制度和操作规程，并张贴在墙上。工作人员必须严格遵守各项规章制度和操作规程。 核安全综合知识核安全综合知识射线机应用中的辐射安全问题射线机应用中的辐射安全问题 l放射治疗射线机的辐射安全 l深部线治疗室的屏蔽 。l深部治疗射线机设治疗室和控制室，为了屏蔽射线，治疗室应有足够厚的屏蔽墙，使工作人员和公众所接受的年有效剂量低于规定的剂量限值。建成后，应对防护设施的防护效果进行验收监测，验收合格后才能正式投入运行。 l安全联锁装置 。l放射治疗所用的射线的能量一般高于诊断射线。治疗室内的漏射线和散射线的辐射水平较高，必须安装门和控制台之间的联锁装置，用于防止在机器运行时人员误入治疗室，万

38、一门被打开，应能自动关机。必须对安全联锁装置的功能定期进行检查和维修，防止因联锁装置故障造成事故照射。 l制定照射方案，减少对患者的副作用 。l能用非放射方法治疗的疾患，尽可能用非放射方法代替。进行放射治疗时，要选择合适的照射条件，要特别注意对敏感、关键的正常组织的防护。如对眼晶体、甲状腺、性腺等器官和组织进行屏蔽，以减少放射治疗的副作用。 l剂量监测（任何放射治疗设备，均应设有双重测量系统。） 核安全综合知识核安全综合知识射线机应用中的辐射安全问题射线机应用中的辐射安全问题 l工业用射线机的辐射安全 l工业用射线机主要用于工业CT和工业探伤。有两种情况，室内固定点和现场检查。l在室内进行检测

39、时，设计的机房墙壁及门窗屏蔽厚度应符合防护要求，使工作人员和周围公众所接受的有效剂量低于国家规定的限值。l现场线探伤和安检等情况比较复杂，不仅要考虑职业工作人员的辐射安全，还要考虑邻近工作人员和附近居民的安全。 l现场探伤和安检时，工作场所的安全防护 。（A）辐射屏蔽措施（B）划定控制区 （C）防止大剂量误照射 （D）剂量监测 （E）加强管理 l现场探伤和安检时，需要制定详细的操作规程，并严格按操作规程进行操作。工作人员需经放射防护和辐射安全培训，经考试合格后才能上岗。 核安全综合知识核安全综合知识 加速器应用中的辐射安全加速器应用中的辐射安全 l辐射屏蔽 l国内医用电子加速器大部分运行在62

40、0MeV之间。加速器运行时产生的辐射主要有，电子轰击靶时产生的轫致辐射，当电子能量大于10MeV时，还会产生光中子及感生放射性。l在加速器屏蔽设计时，要考虑对射线和中子的防护。为了确保安全，必须按不同的工作状态，选择可能的最大辐射发射率，也就是说，设计最厚的屏蔽厚度。在屏蔽设计中还要考虑射线和中子的散射辐射及天空反射的辐射水平。 l加速器的通风管道、电缆管道、辐射材料的传输管道等可能穿越屏蔽墙。设计时，这些管道的取向应尽可能避开被加速的射束的方向，管道应取“S”形，或“U”形。电缆沟的入口或出口应有一定厚度的屏蔽盖板。l迷宫口的辐射水平较高，为了减小辐照效应，应在迷宫入口的内侧墙壁上贴一层含硼

41、塑料板，在迷宫门上贴一层铅皮和含硼塑料板。 l感生放射性的防护 l在低能加速器上，感生放射性主要是通过（，n）反应引起的，这种反应的阈能通常为10MeV左右，另外，如果产生了高注量的中子，则由中子活化引起的感生放射性也不可忽视。l感生放射性包括：加速器结构材料的感生放射性、空气活化产生的放射性气体和冷却水的感生放射性。 核安全综合知识核安全综合知识 加速器应用中的辐射安全加速器应用中的辐射安全 l感生放射性的防护 l对感生放射性的有效防护措施之一是等其衰变。对预计可能产生较强感生放射性的部件，应设计成可快速拆卸的，必要时将其换下来。 l加速器治疗室（辐照室）内空气活化产生的放射性核素，大部分半

42、衰期都小于1分钟，长半衰期的核素产生率很低，需要考虑的放射性核素只是15O、13N、11C和41Ar。为了控制气载放射性的浓度，应设置通风系统。排风速率一般为每小时换气35次。通风系统的排气口应安装在建筑物外面，并要使排出的气载放射性物质的浓度低于国家规定的限值。l 冷却水中被活化而形成的放射性核素主要是15O和13N，它们的半衰期分别为2.1分和7.3秒，只需放置较短的时间，其活度就可衰减到可忽略的水平。所以正常运行时被活化的水对人体的危害是不重要的，但在停机后检修水系统时，残余放射性可能对人体造成危害。 核安全综合知识核安全综合知识 加速器应用中的辐射安全加速器应用中的辐射安全 l安全联锁

43、装置和警告装置 l联锁装置是指加速器存在某种危险状态（如超剂量照射）时能立即自动切断电源或束流的装置。加速器必须设置安全联锁装置，并且要有两套以上的安全装置。l对放射治疗的加速器，安全联锁装置只有在下列条件满足时，才允许进行照射：（1）射线类型、射线能量、吸收剂量预选值、照射方式和过滤器规格等参数已选定； （2）控制台必须显示辐照参数预选值，并与治疗室的一致； （3）治疗室迷宫的防护门关闭。 l辐射启动必须与控制台显示的辐照参数预选值联锁，在控制台选择各类辐照参数之前，不得启动辐照。l一般不允许将联锁装置旁路，确因工作需要旁路联锁时，应采用其它的应急措施。这种变动必须经值班长同意，并在控制台上

44、给出警告标志，并在运行日记上登记，工作结束后必须立即修复。l安全联锁装置必须定期检查、维护，并配备不间断电源，确保始终保持在良好的工作状态。l在治疗室（辐照室）外醒目处，必须安装辐照指示灯及辐射危险标志。在治疗室（辐照室）内应安装红色警告灯和喇叭或蜂鸣器之类的音响装置，在加速器启动前，它们应发出警告信号，以便人员在产生辐射之前安全撤离。 核安全综合知识核安全综合知识 加速器应用中的辐射安全加速器应用中的辐射安全 l剂量监测系统 l加速器安装竣工后，必须按规定进行验收监测，经验收合格后才能正式投入运行。运行参数和屏蔽条件发生变化时，必须重新进行监测。 l在正常运行状况下，对工作场所和周围环境的辐

45、射水平每年监测一次。对剂量监测仪器要定期刻度。l用于放射治疗的剂量监测，应满足下列要求： （1）必须安装两套独立的剂量监测系统，并能在控制台上显示监测结果； （2）每一套剂量监测系统必须能单独终止辐照，一个系统发生故障不得影响另一个系统的功能； （3）两套系统显示的剂量读数在辐照中断或终止后必须保持不变，并且必须把显示器复位到零，下次辐照才能启动； （4）当正常治疗处的吸收剂量率超过额定值一倍时，能使辐照停止；当两套监测系统的监测值之差大于20%时，应能使辐照停止 。l工作人员必须进行个人剂量监测，并建立档案。 核安全综合知识核安全综合知识 加速器应用中的辐射安全加速器应用中的辐射安全 l对病

46、人的防护 l对病人防护的基本原则是保证治疗部位接受适宜剂量的同时，使非治疗部位接受的剂量低于规定的限值。放射治疗应当符合正当化要求，只有当治疗带来的利益大于所付的代价时，照射才允许进行。 l控制照射量，减少不必要的照射 l尽量使治疗部位所受到的照射量控制在临床实际需要的最小值，最大限度地减少不必要的照射。必须避免由于工作人员的失误而使非治疗部位受到有用束的照射。l减少泄漏辐射 l应严格控制有用束外的泄漏辐射，使在正常治疗距离上，距有用线束中心轴2m处，泄漏剂量不得超过中心轴吸收剂量的0.2%（最大）和0.1%（平均），中子不得超过0.05%（最大）和0.02%（平均）。为此，必须为有用束提供管

47、状屏蔽体。 l治疗室设置监视装置及通话装置 l治疗室内应设置监视装置（闭路电视）以及与患者的通话装置。照射时，操作人员应始终监视着控制台和患者，及时排除异常情况，除正在接受治疗的患者外，治疗室内不应有其他人员。 核安全综合知识核安全综合知识 加速器应用中的辐射安全加速器应用中的辐射安全 l辐射安全管理 l加速器的安全运行和使用不仅取决于各类人员的技术水平，而且取决于安全机构的管理水平。 l辐射安全机构 ，辐射安全机构的职责是： （A）制定辐射安全规程并监督执行； （B）监测辐射水平，控制辐射危害，对异常情况及时报告主管部门； （C）对有关人员进行辐射安全的教育和培训； （D）定期检查和监督辐射

48、安全装置的使用情况； （E）参与辐射安全事故的调查和处理； （F）由于辐射安全方面的原因，有权提出停止加速器运行。l制定各种规章制度和操作规程，包括： （A）加速器运行操作规程； （B）加速器照射程序和患者须知； （C）剂量监测计划； （D）事故应急程序。核安全综合知识核安全综合知识 加速器应用中的辐射安全加速器应用中的辐射安全 l安全操作要求 l操作人员必须经放射防护和专业知识培训，并经考试合格后方可上岗； l操作人员必须遵守各项操作规程，认真检查安全联锁，严禁在去除安全联锁的情况下开机 ；l照射期间，必须有两名操作人员值班。严禁操作人员擅自离开岗位，必须密切注视控制台仪表及患者状况，发现异

49、常及时处理； l必须防止各类事故，万一发生意外，立即停止照射，及时将患者移出照射野，并注意保护现场，便于正确估算患者受照剂量，作出合理评价。l 其他 l在电子加速器运行时，还存在臭氧、微波等非辐射危害，也必须采取安全措施，防止发生事故，因此应该用金属片或金属网将加速器的微波组件开口处屏蔽，以保证在人员工作的场所微波功率密度低于国家规定的限值。 核安全综合知识核安全综合知识中子发生器应用中的辐射安全中子发生器应用中的辐射安全 l中子发生器的主要危害是中子和氚。另外，射线也值得注意。l中子的辐射屏蔽 l中子发生器产生快中子，屏蔽快中子的原理是将高能中子慢化到热能或接近热能，然后再被俘获吸收。通常先

50、用重物质非弹性散射将快中子慢化到低能中子，再用含氢材料弹性散射将中子进一步慢化到热中子，最后用吸收截面很高的材料吸收热中子。结构屏蔽中广泛使用混凝土。l由于中子的非弹性散射、辐射俘获反应（n，）和活化，在屏蔽中子时会产生射线，在屏蔽中子的同时还要考虑对射线的防护。 l氚的防护 l为有效地防止氚的污染，应采取必要的防护措施： （1）在操作氚靶时，绝对禁止用手直接接触靶面。（2）氚靶应贮存在干燥器内，然后放在通风柜中，废靶应作为放射性废物处置。 （3）一台中子发生器运行半年后，机械泵油中氚的浓度为1.1109 Bq/m3，废真空泵油应贮存在密闭容器内，并有良好通风，废真空泵油应作为放射性废物处置。

51、（4）检修真空泵时，对检修人员应采取相应的防护措施，并要避免油的洒漏。（5）换靶或检修加速器需要打开真空系统时，要小心氚有可能进入空气。（6）真空系统前级泵排出的废气中，含有相当量的氚。因此前级泵的排气口应安装到建筑物外面。对强中子发生器，氚排放量较高，应在前级泵的排气口安装氚处理系统。 核安全综合知识核安全综合知识中子发生器应用中的辐射安全中子发生器应用中的辐射安全 l密封管型中子发生器的辐射防护 l密封管型中子发生器（通常称为中子管）往往在野外使用（如中子测井等），此时应用栅栏或绳索限定辐射控制区，防止无关人员进入控制区。l中子管本身对氚有一定程度的防护，但应避免管子的偶然破裂，防止氚的污

52、染。 l中子管报废后应返回生产厂家处理，不得自行拆卸。 核安全综合知识核安全综合知识2.7 核燃料循环设施核燃料循环设施 知识要点知识要点：核燃料循环的基本概念核燃料循环的基本概念 l核燃料循环的定义 l核燃料所经历的包括燃料加工、核能利用和燃料后处理等一系列步骤称为核燃料循环。 l“核燃料循环前段”指：在核燃料循环中，制成燃料元件供反应堆使用之前的一系列工业活动，包括铀矿勘探、矿石开采与冶炼、铀同位素富集、燃料元件制造；l “核反应堆”指核燃料发生核裂变反应以利用其核能和/或生产新核燃料的设施，通常还附设新燃料储存和乏燃料暂时贮存； l“核燃料循环后段”指：在核燃料循环中，燃料元件从反应堆卸

53、出后的一系列工业活动，包括乏燃料暂时贮存、乏燃料后处理、铀转化并再富集、铀/钚再制成燃料、放射性废物处理与处置以及主要物料在上述各环节之间的运输。 核安全综合知识核安全综合知识核燃料循环的基本概念核燃料循环的基本概念 l 核燃料循环的模式 l按照对乏燃料的管理策略的不同，核燃料循环基本上有两大模式 ： 后处理模式 ；l如果将反应堆中已烧“乏”的燃料，通过化工后处理过程将残留的和新生成的燃料提取出来，经加工后再制成元件，重新返回堆中使用，这就构成了“闭路核燃料循环”。l为了获取武器级钚装料，只有通过后处理过程才能将生产反应堆的辐照后燃料中的钚分离出来。显然，此情况下必须采用“闭路核燃料循环” 。

54、 “一次通过”模式 l“一次通过”的模式是让乏燃料先暂时（也可能需长达数十年）贮存，然后将其直接永久处置掉，不再经后处理。按这种模式，核燃料仅在反应堆中使用一次，不能被回收并返回，实质上也并未构成“循环”，因此只能称之为“开路核燃料循环”。l近期，为了减少乏燃料的数量并充分利用压水堆乏燃料中的资源，韩国和加拿大等国正在开发一种被称为“DUPIC（PWR乏燃料直接在CANDU堆中利用）”的循环模式，即先将压水堆的乏燃料只经简单的高温氧化挥发处理以去除气态裂变产物，再将粉末状的二氧化铀烧结成芯块，制成供CANDU堆使用的燃料 。 核安全综合知识核安全综合知识铀矿勘探、开采与加工铀矿勘探、开采与加工

55、 l铀、钍矿以及伴生放射性矿的副产品所生产的铀、钍是核工业的基本原料。铀、钍矿的勘探、开采和加工是核燃料循环最前端和最重要的组成部分，从事该项工作的人数也最多。l铀在地壳中分布广泛，在地壳中的平均含量为410-6，其总量约为4.5109t。l自然界中大约有200多种铀矿物。天然铀的同位素有三种：铀-238、铀-235、铀-234。其中，铀-238占99.276%；铀-235占0.718%；铀-234占0.0056%。l铀在地壳中存在的形式，一般以铀矿物的形式存在（如沥青铀矿）；或以类质同象形式进入其他非铀矿物（如：钍、锆、稀土矿物）的结晶格架中 。l钍在地壳中的平均含量为1.210-5，其总量

56、约为1.31010t1.81010t。以钍为主要成分的独立矿物为数不多，如钍石（ThSiO4）和方钍石（ThO2）。钍和稀土元素常共生于矿物中（如独居石）。 核安全综合知识核安全综合知识铀矿勘探、开采与加工铀矿勘探、开采与加工 l铀、钍矿及伴生放射性矿勘探 l铀、钍矿的特点及勘探方法 铀、钍矿的特点：铀、钍矿可以是单独的，也可以是共生的。如铀-铜、铀-钼、铀-煤等共生。它们都具有如下特点： l放射性。矿石中的铀、钍分别是铀镭放射系、锕铀系和钍放射系的母体，其半衰期分别为4.51109a、7.1108a 和1.411010a，并按各自的衰变规律放射出、三种放射线。 l射气现象。铀、钍可分别析出放

57、射性气体氡（222Rn、219Rn）和钍射气（220Rn），其半衰期分别为3.825d、4s和55s。它们衰变后又产生一系列的子体。氡是自然界中天然存在的具有放射性的气体，也是人类生活空间中天然存在的主要气态放射性核素。氡由铀（238U）衰变系中的226Ra衰变而来。 l各自相应的重金属性质 。铀、钍矿具有各自的重金属性质和毒性 。 核安全综合知识核安全综合知识铀矿勘探、开采与加工铀矿勘探、开采与加工 l铀、钍矿的特点及勘探方法 铀、钍矿的勘探方法 ： l铀、钍矿的勘探方法除一般的地质方法外（如地质填图、槽探、坑探、钻探，对地层、岩石和矿物的研究等），主要应用放射性物探方法。在普查过程中，常用

58、的有航空测量，以及地面测量和地表氡气测量等。l此外还有地球化学法和生物地球化学法等。钍矿还可以用勘探稀土的找矿方法进行。 l伴生放射性矿的特性及勘探 伴生放射性矿的特性 l伴生放射性矿是在各种矿物（金属矿或非金属矿）中共生的部分铀、钍矿物。因此伴生放射性矿物也具有铀、钍矿的特性。l伴生放射性矿也有与放射性钾及放射性磷共生的矿物。 伴生放射性矿的勘探l伴生放射性矿的勘探一般用普通的矿物勘探法，基本不用放射性物探法。多半是在其它矿种（非铀、钍矿物）的开采和加工时被发现具有铀、钍放射性的。 核安全综合知识核安全综合知识铀矿勘探、开采与加工铀矿勘探、开采与加工 l铀、钍矿及伴生放射性矿开采和加工 l铀

59、、钍矿及伴生放射性矿的开采特点 l因为铀、钍矿及伴生放射性矿都具有、放射性，特别是都能释放放射性气体氡、钍射气及其一系列它们的子体，所以铀、钍矿及伴生放射性矿的开采较普通矿产的开采增加了较为严密的辐射防护体系。 l铀、钍矿及伴生放射性矿开采无论是露天开采还是地下开采都必须具备有完整的六大系统：通风系统、提升运输系统、供排水系统、安全供电系统、通讯系统。此外，还有辐射防护体系和应急救险保障体系等。独居石及钍矿砂主要用露天采矿法开采，但也有少数钍矿石在井下开采。l铀、钍矿的主要采矿工艺流程为：辐射取样编录测量采矿设计凿岩爆破矿石检查放射性分选运输出渣和三废处理。 l 铀、钍矿及伴生放射性矿的加工特

60、点 铀矿加工 l铀矿加工采用湿法冶金（即用酸法或碱法）从矿石中提取铀 。 钍矿加工l矿砂里的钍首先用物理方法进行初分离，即先用湿法处理，干燥后进行磁化分离和静电分离及烘干。为了回收稀土元素和钍金属，分离后的富钍矿物再进一步处理，其工艺与铀的加工相类似 。 伴生放射性矿加工 l主要是在提取有用物质的过程中，在经济有利的条件下也提取铀。多半也是采用湿法冶金技术先将铀提出后，再用其他方法冶炼出其他金属。 核安全综合知识核安全综合知识铀矿勘探、开采与加工铀矿勘探、开采与加工 l铀、钍矿及伴生放射性矿开采和加工在选址、设计、建造、运行、退役等阶段的核与辐射安全 l放射性是对铀、钍矿和伴生放射性矿开采和加

61、工的重要职业危害之一，特别是来自矿岩的/辐射造成的外照射；吸入工作环境空气中的氡、钍射气及其衰变子体的内照射；以及吸入铀、钍矿尘引起的内照射和对呼吸系统造成的危害等。它们是铀、钍矿及伴生放射性矿在开采和加工过程中主要的辐射安全问题。 l铀、钍矿及伴生放射性矿开采在设计、建造、运行、退役等阶段的核与辐射安全 铀、钍矿及伴生放射性矿开采过程的主要危害 a）氡、钍射气及其子体氡及氡子体b) 放射性气溶胶 c) /辐射 d) 、表面污染 核安全综合知识核安全综合知识铀矿勘探、开采与加工铀矿勘探、开采与加工 开采各个阶段的安全要求a）设计矿井安全和防护设施的设计必须达到国家规定的各项内外环境卫生指标要求

62、，即：矿井空气中有害物浓度必须达标；矿井小气候条件达到卫生要求；矿井辐射水平满足GB18871标准要求；矿山三废满足三废排放标准要求；矿井有完整的进回风系统；矿井有完备可靠的排水系统；矿井有安全可靠的两个以上的出入地表的通道；矿井各种提升运输系统、供电系统、通讯系统、三废处理系统必须安全可靠。 b) 建造必须保证施工安全，确保工程质量，防止冒顶塌方，防止淹井，作好临时性通风，防止井下氡及氡子体浓度超标，杜绝中毒事故和超剂量事故的发生 。c) 运行必须防止：通风故障，以免造成矿井通风不畅，致使矿井氡及氡子体浓度猛增，造成炮烟中毒和超剂量发生；排水故障，以免造成淹井事故；冒顶、塌方事故，以免造成人

63、员伤亡和风路堵塞，造成超剂量事故；火灾、水灾和爆炸等事故 。d) 退役采空区可能造成地表塌陷，危害人类和建筑物的安全。废石场垮塌，造成对地表农田、河流、村庄的破坏。矿坑水溢出，造成对水体、地表农田的污染。矿井及废石堆析出氡及氡子体污染环境大气 核安全综合知识核安全综合知识铀矿勘探、开采与加工铀矿勘探、开采与加工 l铀、钍矿及伴生放射性矿开采和加工在选址、设计、建造、运行、退役等阶段的核与辐射安全 l铀、钍矿及伴生放射性矿加工在选址、设计、建造、运行、退役等阶段核与辐射安全 铀、钍矿及伴生放射性矿加工过程的主要危害 l铀、钍矿及伴生放射性矿加工过程与铀、钍矿及伴生放射性矿开采过程的危害基本一致。

64、 加工各个阶段的安全要求 a) 选址、设计和建造 。选冶厂及尾矿库的选址应远离城镇，与居民点保持有足够的防护监测距离，以减少和避免对环境及公众的影响 。铀、钍矿及伴生放射性矿加工厂房要进行密闭、通风和净化，设计要考虑工艺化工原材料的毒性对工人的危害，以及生产过程中产生氡及氡子体，以及/射线对工人的危害，同时要考虑对排放“三废”的治理问题，控制其对环境的影响。必须对钍尾矿给予高度重视。 b) 运行。加强运行过程的管理，防止“跑、冒、滴、漏”，减少环境污染。 c) 退役 。加强对污染废旧设备、管材的管理，防止丢失造成对环境公众的危害。加强对矿石和尾矿的永久性隔离问题，防止含放射性的废物扩散和迁移对

65、环境土地、水体的污染，同时控制氡的析出，防止氡及氡子体对环境的污染。 核安全综合知识核安全综合知识铀化合物的转化铀化合物的转化 l铀转化的主要过程及其工艺特点 l铀转化指先由天然铀精炼制得的铀氧化物制备成四氟化铀UF4 ，再转化成六氟化铀UF6及其还原的主要工艺过程。l铀转化过程大多属于气-固相反应，工艺特点有：l固体的反应性（活性）极为重要；固体颗粒的形貌及结构都与原料有关；气-固相反应体系总是处于瞬变状态之中；转化率较高（95）；l多数转化反应在较高的温度下进行，而且通常伴有较大的热效应；l转化反应常在含有HF、F2等强腐蚀性的气体中进行，因此必须用镍或镍基合金等耐腐材料制作反应器，并且设

66、备要有良好的密闭性以防有毒气体外逸。 l四氟化铀的生产 l湿法与干法生产的比较。lUF4是制备UF6和金属铀的原料，其生产有湿法与干法两种。l湿法工艺以核纯级的UO2为原料，先将其溶解制备成四价铀料液，然后加入氢氟酸溶液，生成的沉淀经过滤、干燥和煅烧，得无水UF4产品。该方法的优点是沉淀过程有纯化作用，但所需工序较多，产生的废液量大，生产成本高。 核安全综合知识核安全综合知识铀化合物的转化铀化合物的转化 l四氟化铀的生产 l干法是在高温下用气态无水氟化氢（HF）与UO2发生气-固相反应直接制得几乎不含水的UF4。l干法已在工业生产领域占首要地位，其优点是铀的回收率高，工艺废液量很少，工艺过程简

67、化，生产成本较低；但其缺点为产品的物理和化学性质主要取决于原料的性状，流程的适应性较差，无水HF的过剩量较大，以及因设备磨损和腐蚀会给产品带来杂质，纯化作用较差。 lUO2氢氟化工艺过程及其主体设备lUO2干法生产UF4工艺过程由UO2原料与无水HF的供给、UF4反应器系统、尾气中HF回收及处理和产品处理及包装几部分组成。某些场合还设有预还原工序，或UO3还原工序或铀盐分解-还原工序 。lUF4产品的用途一是用于制备金属铀（称为“金属品 位 ”）；另一则用于生产UF6。前者的产品质量要求比后者为高 。此转化过程的核心是UO2的氢氟化，所使用的设备主要有卧式搅拌床、流化床和移动床三类。 核安全综

68、合知识核安全综合知识铀化合物的转化铀化合物的转化 l四氟化铀的生产 lUO2氢氟化工艺过程及其主体设备卧式搅拌床反应器 。l此反应器在大规模工业上已不常应用，存在气-固相的接触较差，生产强度低，流程较长，成本高，以及设备结构复杂、腐蚀和磨损严重等缺点。流化床反应器 l流化床反应器靠通入的气体将输入的固态粉末状物料悬浮起来，在流化状态下发生反应。它具有气-固相接触好和能强化反应过程的特点，因而反应速率快，传热与传质效率高，温度较为均匀，设备生产强度大而且简单。移动床反应器 l移动床反应器将制成一定粒度的物料加入到反应器的顶部，靠粒子的自身重力沿床高向下缓慢移动而进行反应。此类设备的特点是气-固相

69、有较为理想的逆流接触，可使反应剂的消耗降至最低（接近化学计算值）；但它的传热性能差，单元设备生产能力受限，生产强度低，而且不适于处理过细的粉末物料 核安全综合知识核安全综合知识铀化合物的转化铀化合物的转化 l六氟化铀的生产 l制备方法概述 l由于UF6是唯一的一种既稳定又具高度挥发性的铀化合物，故至今一直被用于铀同位素富集工厂（无论其采用气体扩散法还是气体离心法）的供料 。l生产 UF6 的工业方法几乎都是用核纯级的UF4在高温下与F2发生作用而进行氟化，因为在各种方法中，只有这种方法消耗的氟气量最少，而且无其他反应产物 。l生产过程与设备lUF6 生产过程主要由 UF4氟化、 UF6冷凝收集

70、、 氟气回收和尾气处理四部分组成。l其基本流程是：由氟化反应器排出的气体经过滤去除其中夹带的灰分（未反应掉的UF4和非挥发性氟化物杂质）；然后进入第一级冷凝器（又称主冷凝器），在此绝大部分气态UF6被冷凝成固体，再经液化转移到UF6产品容器；由主冷凝器排出的不凝气中含有过量的F2，将其送入净化反应器（也称二次反应器）回收其中的F2，而产生的UF6 用第二级冷凝器（又称辅助冷凝器）收集；最后排放的尾气被送入尾气处理工序，除去有害的F2、HF并回收其中的铀后排入大气。核安全综合知识核安全综合知识铀化合物的转化铀化合物的转化 l六氟化铀的生产 l由再循环铀生产UF6 l再循环铀（REU）又称后处理铀

71、，其放射性活度比天然铀的大得多，因为它含有残留的少量放射性裂变产物（如99Tc和106Ru）和超铀元素（钚、镎等），以及铀在辐照时产生的232U和236U两种特有同位素。再循环铀的转化与天然铀并无区别。只是由于存在232U衰变子体和某些裂变产物的较强辐射以及超铀元素的辐射，需要周全地考虑厂房与设备的屏蔽和气密性问题；对由富集铀燃料得到的再循环铀还应注意核临界安全问题 。l六氟化铀的还原 l六氟化铀最终一般要加工成UO2或金属铀。前者用于反应堆的燃料芯体制造；后者则先要将其转化成UF4，再用Ca或Mg还原成金属。l目前应用最广的是将UF6转化为UF4的氢气还原法，而且以往反应器中引入F2与H2燃

72、烧来供热，而器壁仍可维持在较低温度的冷壁法为主。此外，还有用于小批量高富集度UF6的四氯化碳还原法和氨还原法。 。核安全综合知识核安全综合知识浓缩（富集）铀的生产浓缩（富集）铀的生产 l铀浓缩的必要性和重要性 l铀-235是唯一天然存在的易裂变核素，它在天然铀中的铀丰度为0.711%，而铀-238占99%以上。在现代热中子反应堆中，除少数重水堆、石墨气冷反应堆用天然铀作核燃料外，轻水动力堆需使用低浓缩铀燃料，其中铀-235的丰度为25.5%。一些研究试验堆和快中子堆要求富集度更高的燃料。高通量材料试验堆则需要富集90%以上的高浓铀。铀的浓缩指用人工方法使铀-235丰度增加的过程。l分离功的基本

73、概念和定义 l分离功是一种仅专用于浓缩铀的度量单位。把一定量的铀富集到一定的铀-235丰度所需投入的工作量叫分离功（SWU），以kgSWU或tSWU表示。l以天然铀作原料，生产1t丰度为3%的浓缩铀约需4.3tSWU以及5.5t天然铀。浓缩过程中剩下4.5t贫化铀，其铀-235丰度下降到0.2%左右，一般无工业应用价值，作为尾料贮存。核安全综合知识核安全综合知识浓缩（富集）铀的生产浓缩（富集）铀的生产 l浓缩铀生产的基本原理 l用人工方法获得浓缩铀的方法有多种，但形成工业规模的生产方法只有气体扩散法和气体离心法。激光分离技术虽然理论上可在单级实现，但仍存在许多技术难关。 气体扩散法l用扩散法分

74、离同位素的条件是膜孔径必须足够小，混合气体压力足够低，并维持进出口有一定的压差。在具备这些条件下，当六氟化铀气体通过扩散分离时，在过膜的低压侧铀-235有微小的加浓，在不过膜的高压侧铀-235被贫化，从而实现两种同位素分离。l扩散分离级的主要设备由分离器、压缩机和热交换器组成。为了达到丰度为3%的低浓铀产品，需把一千多级扩散级串联起来组成级联。大型扩散厂每kgSWU约需消耗23002500KWh电能。 气体离心法l在高速旋转的离心机中，由于很强的离心力场的作用，可以实现轻、重同位素的分离。在离心机中，较重的分子靠近外周富集，较轻的分子靠近轴线富集。l与气体扩散法相比，气体离心法的主要优点是：比

75、能耗低，仅为气体扩散法的410%；单机浓缩系数（分离系数与1之差）大（可达0.2左右），若要得到丰度为3%的低浓铀产品，气体离心法只需要十几级的级联；技术发展潜力大，离心机的转子长度可再增加，并由亚临界机器发展为超临界机器；经济性越来越好，分离功成本已远低于气体扩散法。 l由于离心机单机分离能力很小，为实现相当的产量，在各级中必须并联很多离心机。一个实用的离心机分离工厂往往需要安装几万台甚至几十万台离心机。 激光法 l激光法的突出优点是分离系数大，一次分离即可获得适于制造核武器的高浓缩铀，但因其技术上难度较大，目前离工业应用尚有较大距离。 核安全综合知识核安全综合知识浓缩（富集）铀的生产浓缩（

76、富集）铀的生产 l浓缩铀生产的工艺流程 级联 l气体扩散法和气体离心法的单个分离单元的分离效果都很小。要把天然铀中的铀-235浓缩，就要将很多分离单元以一定的形式联接成级联 。l分离级是级联的组成单位；级联是分离级之间串联形成的组合。分离级可以是一个分离单元（扩散单机或离心单机），也可以是并联的数个分离单元，其中每个分离单元的入口和出口处的铀-235同位素丰度相同。l将每一级的精料作为下一级的供料，同时将每一级的贫料返回到上一个较低丰度的级再参与分离，形成与不断浓缩的精料流反向流动的贫料流，称为逆流型级联。 工艺流程概述 l主要工艺过程为：原料UF6容器放入压热罐中加热，UF6以气态形式供入级

77、联进行分离，当235U被浓缩到所需丰度时，装入冷冻状态下的产品容器，再经液化均质，取样合格后存入成品库房。贫料UF6装入冷冻状态下的贫料容器，完全固化后送贫料场暂存。 l铀浓缩工厂主工艺系统设置有级联系统、供取料系统、产品液化倒料系统、物料贮存运输系统、沾污容器和设备清洗系统、废液处理系统、主要沾污设备检修系统等。公用支持系统设置有供电系统、供水系统、水处理系统、冷冻水系统、蒸汽供应系统、压缩空气供应系统、液氮供应系统、空调系统、通讯与报警系统、实物保护系统、防火系统等。 核安全综合知识核安全综合知识浓缩（富集）铀的生产浓缩（富集）铀的生产 l浓缩铀生产的工艺流程 (3) 铀浓缩工厂的基本特点

78、 工作介质为六氟化铀 ； 工艺系统的高度密封性和清洁度； 长期运行的安全性与可靠性； l浓缩铀生产的核安全问题 (1) 辐射防护 现场污染控制a) 工厂划分为：控制区（红区），供取料处；监督区（橙区），进行放射性操作的工艺厂房，包括级联大厅，原料、产品、贫料和废物库房，中央分析室和剂量监测室等；非限制区（绿区），各放射性厂房的生活间和连廊。b) 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。严禁将放射性污染物品带往污染区之外。c) 维修:对各类主工艺设备、仪器、管道，在检修前要用氮气对其内腔进行吹洗、置换，排除内腔中的六氟化铀或其它有害气体。对检修工作场所按要求和

79、规定通排风。工作人员要佩戴个人防护用品。检修时防护监测人员要对现场空气进行取样监测。对检修人员尿铀定期进行监测。检修完成后，要清洗现场，产生的废液和放射性固体废物分类放入容器。 核安全综合知识核安全综合知识浓缩（富集）铀的生产浓缩（富集）铀的生产 l浓缩铀生产的核安全问题 (1) 辐射防护d) 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，要对检修后的设备、地面进行去污并经测量。 放射性流出物控制 l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

80、理合格后排放 。 区域监测 l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。 职业照射控制l主要监测： a)空气中的含铀铀气溶胶和放射性；b)对工艺回路和设备中易产生物料大量积累的部位做外照射监测；c)个人剂量监测，主要是吸入体内造成的内照射监测。 核安全综合知识核安全综合知识浓缩（富集）铀的生产浓缩（富集）铀的生产 l浓缩铀生产的核安全问题 (1) 辐射防护 环境安全与公众剂量a) 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。b) 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

81、为铀、氟。c) 公众集体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当量。 核临界l铀浓缩过程的工作物质含有各种丰度的易裂变物质235U，在其丰度大于1%的情况下，工厂中必须考虑核临界问题，尤其应注意产品的收集、封装、贮存、运输等环节。 核安全综合知识核安全综合知识浓缩（富集）铀的生产浓缩（富集）铀的生产l浓缩铀生产的核安全问题 UF6泄漏l若六氟化铀气体外溢被人体吸入会造成严重的内照射危害。 级联大厅UF6泄漏 供取料厂房UF6泄漏 液化取样、倒料系统UF6泄漏 贮存、运输容器UF6泄漏 l原料和产品运输容器一般不会发生泄漏事故；UF6运输泄漏事故发生的概率约在

82、2.410-9/km以下。贫料UF6泄漏主要发生在焊缝处等。核燃料元核燃料元(组组)件制造件制造 l核燃料组件简述 l核燃料组件是核电厂的发热源。根据反应堆类型和结构的不同，核燃料组件有多种类型。目前常用的压水堆核电站核燃料组件是由封装了可裂变材料的核燃料元件棒按一定的规律排列组成的。它主要由上下管座、格架、控制棒导向管和燃料元件棒组成。 核安全综合知识核安全综合知识核燃料元核燃料元(组组)件制造件制造 l核燃料组件简述 l核燃料组件是核电厂的发热源。根据反应堆类型和结构的不同，核燃料组件有多种类型。目前常用的压水堆核电站核燃料组件是由封装了可裂变材料的核燃料元件棒按一定的规律排列组成的。它主

83、要由上下管座、格架、控制棒导向管和燃料元件棒组成。l核燃料的特点是能量高度集中。座1000MWe级的压水堆核电机组每年需要补充新燃料约24t低浓铀。一般燃料组件大约在反应堆内使用35a的时间。l燃料组件在堆内处于强中子场中，经受高温、高压、高流速冷却剂的冲刷，同时承受裂变产物化学作用和复杂的机械载荷，工作条件十分苛刻，要求燃料组件有高度的可靠性和安全性。燃料组件的设计、制造和运行是对可靠性和安全性的主要影响因素。l核燃料组件的制造工艺 l核燃料组件制造从低浓六氟化铀(目前铀-235丰度在5%以下)开始到生产出燃料组件成品，主要有以下工序： 核安全综合知识核安全综合知识核燃料元核燃料元(组组)件

84、制造件制造 l核燃料组件的制造工艺 化工转化制备可烧结UO2粉末 UF6的气化 UF6的水解 ADU(重铀酸铵)的沉淀 ADU的过滤和洗涤 ADU的干燥 ADU的分解、还原和脱氟 UO2芯块制备 l均匀化后的粉末进入制粒工序，经压块、破碎和筛分后，按规定的粒度配比，使粉末有良好的流动性。芯块生坯多在旋转压机或者多冲头压机上等压压制 。l芯块烧结一般采用连续烧结炉。把压制好生坯放在钼舟中，再将钼舟连续送入有还原气氛(氢气)的烧结炉中烧结。烧结温度控制在1700左右。芯块的烧结密度控制在理论密度的(951.5)%。芯块常在氢气氛中烧结。为保证安全，通常要在炉端设置长明火，同时在车间设置测量和报警装

85、置，并保证良好的通风。l烧结合格的芯块进入磨削工序，其目的是保证芯块的外形尺寸公差和表面光洁度。磨削后的芯块要清洗干燥，最后是外观完整性的检查 。 核安全综合知识核安全综合知识核燃料元核燃料元(组组)件制造件制造 l核燃料组件的制造工艺 组件零部件制造 l组件零部件制造指元件棒端塞、上下管座、定位格架和控制棒导向管等的制造。上下管座一般由低钴不诱钢制成。定位格架的加工工艺因格架的结构不同而有所差别。l对弹簧和条带采用不同材料的双金属格架，主要有条带冲制、弹簧成型和焊接。焊接是格架加工的重要工艺方法，一般用接触电阻焊将弹簧与格架条带焊接，组装成型后再用钎焊或激光焊接方法将条带焊接在一起组成格架。

86、 燃料元件棒制备 l燃料元件棒制备工序主要包括锆合金管准备、端塞焊接、装入芯块、弹簧和隔离块、充氦和堵孔焊接。l锆合金管先用电子束或钨极保护气体(TIG)焊接工艺焊接第一个端塞。芯块装管前先在150C下经12h烘干。l芯块装管采用机械化自动装管工艺。芯块的上端要装入氧化铝隔热块和弹簧。为保证端塞焊接的可靠性，焊接质量常用超声检测和X光透射检测。组装好的元件棒要经过芯块间隔检查和同位素丰度检查。 组件组装l一般压水堆燃料组件全长大约为4到5m，重量约在550670kg之间，是一个大型而又精密的高技术产品。核燃料组件的组装主要包括骨架组装和拉棒或推棒。燃料棒在组装前，为了防止划伤，有时要先涂上一层

87、保护膜，待组装完成后将膜清洗干净；也有在组装过程中采用喷水润滑方法来防止划伤的。组装的最后工序是将上下管座与装完燃料棒的骨架用导向管连接起来。 核安全综合知识核安全综合知识乏燃料贮存、运输与后处理乏燃料贮存、运输与后处理 l乏燃料的特性 l在核反应堆内使用（辐照）达到计划的卸料比燃耗后，自反应堆内卸出且不再在该堆中使用的核燃料称为“乏燃料”。核燃料在反应堆内发生各种核反应（主要是裂变反应和中子俘获反应）后，除了仍剩有新燃料中原有的元素外，还生成了两大类产物，即裂变产物和锕系产物。l初级和次级裂变产物的种类十分繁多，共有36种化学元素，其核素则多至二三百种。此外，还有对安全性也较为重要的氚。这些

88、裂变产物核素除少部分是稳定的以外，大多具有极强的/放射性。所幸其中相当多的核素半衰期极短，出反应堆后很快衰变成稳定核素。 l乏燃料本身会发出各种极强的射线和中子，并由此伴随放出热量。此外，乏燃料中不少元素还具有相当强的生物毒性。以典型的轻水堆为例，当使用低富集度的UO2燃料、燃耗为33GWd/tU并冷却150d后，其乏燃料的放射性比活度仍高达1.671017Bq/tU，发热量为20kW/tU，其中钚含量接近1%，裂变产物总量约为3.5%，而铀（富集度0.80.9%）仍剩有95.5%。 l乏燃料贮存l辐照过的燃料从反应堆里卸出后必须存放一段时间，以使短半衰期的放射性核素绝大部分衰变掉。这一过程又

89、称为“冷却”，其含意指乏燃料的放射性衰减，并带走其衰变热。冷却的目的在于： 显著降低其放射性水平 确保转换成易裂变物质 让某些放射性很强的铀同位素衰变 核安全综合知识核安全综合知识乏燃料贮存、运输与后处理乏燃料贮存、运输与后处理 l乏燃料贮存l按贮存设施的所在地可分为“在堆贮存”和“离堆贮存”两种。前者指在反应堆现场，一般就是反应堆附设的燃料水池；后者则指将乏燃料运输到远离反应堆的地方（通常是设有后处理厂的厂址）集中贮存。 l乏燃料贮存过程的安全主要考虑以下两点：水池结构的完整性。水池的结构应保证在现场发生地震的情况下仍能完好；而在卸料水池的底部要有良好的吸震性能，以免在吊装乏燃料运输容器时万

90、一发生容器坠落，水池的不锈钢覆面仍不破损。确保乏燃料处于次临界状态。为增加水池的贮存容量，应尽可能使乏燃料的排列紧密，这就会带来核临界安全的问题。 l往池水中加入可溶性中子毒物和/或采用含有中子毒物的材料制成的贮存格架，都可使乏燃料贮存更加密集化。此外，还应考虑贮存乏燃料组件的格架在地震时可能发生的位移和倾倒。 核安全综合知识核安全综合知识乏燃料贮存、运输与后处理乏燃料贮存、运输与后处理 l乏燃料运输 l由于乏燃料的固有特征，给其运输带来了密闭、屏蔽、散热、防核临界等复杂问题，因而在运输过程中一定要确保其安全。 运输容器 ：运输容器是确保运输安全的关键装备，必须具有足够的机械强度，以抵御各种外

91、力的作用。l常用的圆柱型容器由带底的开口圆筒、内腔篮筐、顶盖及O型密封圈等组成，保持严格的密闭性。运输过程中，容器的两端装有防冲撞的减震器，并被安放在托架上。l容器的设计、制造和检验均有非常严格的规范和标准，且实行许可证制度。在研制过程中，容器要经受一系列极其苛刻的试验，以模拟各种可信事故下容器的性能。l容器要做200m水深处的水压密封试验；跌落在1m高垂直金属立棒上的贯穿试验；从9m高处自由跌落在刚性平台上；在800高温下火烧半小时等。 l为减少运输次数以节省费用，运输容器的容量应尽可能大。容器的重量一般为数吨至数十吨。目前最大的容器重量已达120t级，一次可装运20多个PWR燃料组件。 核

92、安全综合知识核安全综合知识乏燃料贮存、运输与后处理乏燃料贮存、运输与后处理 l乏燃料运输 运输方式 。乏燃料一般采用下列方式运输： 公路运输，具有“门到门”的优点，适于运距不太长和抵、离铁路车站或水路码头接驳时采用，但对沿途的干扰大而且效率低、成本高； 铁路运输，适于中长距离，对沿途的影响较小，费用适中，但货包的起运点和终点无铁路通达时还须用汽车接驳； 水路运输，适于中长运距，安全性极好的专用船一次可装运多个容器，成本低而效率高。l乏燃料运输涉及重大安全和保卫问题，须由培训过的专业人员实施。运输过程要保证有最大的安全性，并有事故应急预案。为了减少对沿途公众和环境的影响，运输径路应尽可能避开人口

93、稠密的城市或区域。由于各国都有极其严格的规章制度和管理、实施措施，因此全世界的乏燃料运输业务虽然繁忙，但至今尚未发生过一次放射性泄漏事故。 核安全综合知识核安全综合知识乏燃料贮存、运输与后处理乏燃料贮存、运输与后处理 l后处理的意义和特点l对反应堆中用过的乏燃料进行处理，以除去裂变产物和次锕系产物并回收易裂变材料和可转换材料的过程称为“后处理”。 后处理的意义。后处理的目的和任务是： 回收和净化乏燃料中残剩的和新产生的易裂变材料；回收和净化未发生核反应的可转换材料；便于更安全地处理和处置放射性废物。l后处理能充分利用核燃料资源。以压水堆核电站为例，如果不对其乏燃料后处理，铀资源的利用率仅为0.

94、37%。如果实施后处理，回收的铀与钚再循环一次，可省约25%的天然铀；若返循环多次，则铀的利用率可提高到约1%；尤其是，如果将后处理得到的钚用于快堆燃料循环，则此利用率可高达60%70%，从而使铀资源的利用期限由50a延长至约1000。l后处理对核废物的长期安全管理也极为重要。乏燃料中某些具有极长半衰期（大于105a）的裂变产物（如99Tc）和次錒系产物(如237Np)，可通过后处理将其分离出来，随后经嬗变使之转化为适于近地表处置的中短寿命放射性核素，或转化成可加以利用的核燃料，从而彻底消除人们对发展核电的疑虑。 核安全综合知识核安全综合知识乏燃料贮存、运输与后处理乏燃料贮存、运输与后处理 l

95、后处理的意义和特点 后处理的特点。后处理的工业化过程具有以下特点： 产品的回收率很高 ；产品的纯度极高： a) /放射性的裂变产物的去除 ，后处理工厂的总去污系数往往高达106108；b) 铀、钚产品的分离，用分离系数（指两种物质在分离前原料中含量的比值与分离后产品中含量的比值之比）来表征，一般在104106量级；c) 化学杂质的去除，产品必须达到核级纯度，即所有化学杂质的中子吸收截面最多只能相当于含10B 810-6的中子吸收截面。远距离操作与控制十分严格的安全要求 核安全综合知识核安全综合知识乏燃料贮存、运输与后处理乏燃料贮存、运输与后处理 l后处理工艺过程简介 l依据后处理工艺是否涉及水

96、介质可分为水法和干法两类。水法分离过程曾用过的沉淀法和离子交换法均已遭淘汰，而改为溶剂萃取法。干法中又有高温冶金法、高温化学法和氟化挥发法三种。 (1) 首端过程 ；l将乏燃料制备成可供溶剂萃取分离用的料液的过程。先将LWR的燃料组件集束剪切成能暴露出两端芯体的5cm左右长的元件小段，掉落到溶解器的吊篮中。这一套机械剪切系统技术复杂，造价高昂，须布置在大型屏蔽热室中，用远距离操作和维修方式，还要解决剪切粉末回收、防止锆屑自燃及气溶胶处理等问题 ；l然后，往溶解器中加入硝酸，与元件芯体在稍低于沸点的温度下发生化学反应使其溶解，而元件包壳则不起作用。溶解结束后，将包壳作为废物处理。对于以铝合金作包

97、壳、以铝（或镁）与富集铀金属弥散体为芯体的研究堆辐照燃料，也可用硝酸一次性予以溶解。无核临界限制的溶解器常为锅式且分批操作；而须考虑核临界安全的连续溶解器为几何安全或几何良好的圆柱状。l溶解产品液首先经过过滤或靠离心的作用以除去其中极细微的不溶性颗粒。澄清所得料液还要加入化学试剂来调节铀浓度、酸度和镎、钚的化学价态，最终制成合格的溶剂萃取料液。 核安全综合知识核安全综合知识乏燃料贮存、运输与后处理乏燃料贮存、运输与后处理 l后处理工艺过程简介 溶剂萃取过程 ；l用与水基本不相互溶的有机溶剂从水相中选择性地提取某种物质，使之与其余杂质分离的过程称为溶剂萃取法。有机溶剂应具有选择性好、化学稳定性和

98、辐照稳定性好、与水相有一定的密度差而粘度较低、价格低廉且可回收以及毒性小、着火点高等特点。TBP（磷酸三丁酯）是最适宜的萃取剂，使用时通常用稀释剂（如煤油）配制成30%（体积比）的浓度；lTBP萃取铀、钚是通过生成络合物实现的，能较好地被萃取的只有UO2(NO3)2和Pu(NO3)4两种形态，而价状态的钚和绝大部分的裂变产物及其他超铀元素（如镎、镅、锔等）均难以被萃取，因而可实现它们之间的分离。 (3) 尾端过程l指由溶剂萃取获得的铀和钚的硝酸盐溶液转化成固体产品的过程。往硝酸钚溶液中加入草酸溶液，即生成草酸钚沉淀，经过滤、洗涤、煅烧得二氧化钚产品。在流化床设备中直接将硝酸铀酰溶液脱硝即转化成

99、UO3产品。 核安全综合知识核安全综合知识放射性废物管理与核设施退役放射性废物管理与核设施退役 l核燃料循环各个环节、核技术应用、核设施退役及相关的研究活动都会产生放射性废物。放射性废物是含有放射性核素或被放射性核素所污染，其活度或浓度大于规定的清洁解控水平的废弃物。按照国际原子能机构规定的放射性法废物管理九条基本原则，放射性废物管理应确保保护人类健康，保护环境，保护后代, 不给后代留下不适当负担，实现废物最少化等 ；l废物最少化是把放射性废物的量和活度减少到可合理达到的低的水平。这包括从核设施设计到退役的各个阶段，减少废物的产生，进行再利用和再循环，对一次废物和二次废物做适当处理等各种措施

100、。l放射性废物处理放射性废物处理 l放射性废物管理放射性废物管理是与废物分拣、分类、预处理、处理、整备、贮存、运输和处置相关的各种行政与技术活动。l废物预处理废物预处理是废物处理前进行的一种或全部操作 。l废物整备废物整备是为了形成适于装卸、运输、贮存和处置的货包而进行的操作。l放射性废气放射性废气是含有放射性核素的气载流出物。根据放射性水平不同，放射性废气应作不同净化处理，检测达到合格水平后排放。 l放射性废液放射性废液是以液态形式存在的放射性废物。 l放射性固体废物放射性固体废物是以固态形式存在的放射性废物 。核安全综合知识核安全综合知识放射性废物管理与核设施退役放射性废物管理与核设施退役

101、 l放射性废物的另一种重要分类, 是根据放射性水平所作的分类，即：l低放废物低放废物 放射性核素的含量或浓度较低，在正常操作和运输过程中通常不需要屏蔽的废物。l中放废物中放废物 放射性核素的含量或浓度及释热量虽然均低于高放废物，但在正常操作和运输过程中需要采取适当屏蔽防护措施的废物。l高放废物高放废物 指乏燃料后处理第一溶剂萃取循环产生的含有锕系元素和大部分裂变产物的高放废液及其固化体；被认定作为废物的乏燃料；或其他有相似放射性特性的废物。l废物废物 含半衰期大于30a的发射体，其放射性活度浓度在单个包装中大于4106 Bq/kg（对于近地表处置设施，多个包装的平均活度大于4105 Bq/kg

102、）的废物。l极低放废物极低放废物 放射性水平极低，经审管部门批准, 可像一般废物处置在不专为放射性废物而设计的处置设施中的放射性废物l免管废物免管废物 按照豁免原则可以免除审管控制的废物。 核安全综合知识核安全综合知识放射性废物管理与核设施退役放射性废物管理与核设施退役 l此外，放射性废物还有许多其它分类法，例如常见到的一些名称：工此外，放射性废物还有许多其它分类法，例如常见到的一些名称：工艺废物，二次废物等。艺废物，二次废物等。l工艺废物是指工艺过程所产生的废物，例如：核电站产生的含硼工艺废物是指工艺过程所产生的废物，例如：核电站产生的含硼废物、废树脂、设备排污水等。废物、废树脂、设备排污水

103、等。l二次废物是指废物处理过程中产生的废物。二次废物是指废物处理过程中产生的废物。l放射性气溶胶是放射性核素的微小的固体粒子或液滴在空气或其放射性气溶胶是放射性核素的微小的固体粒子或液滴在空气或其它气体中形成的分散系。它气体中形成的分散系。l其他名称：其他名称：l废气处理废气处理 、碘过滤器碘过滤器 、衰变箱衰变箱 、滞留床滞留床 、放射性废液放射性废液 、过滤过滤 、蒸发蒸发 、离子交换离子交换 、减容处理减容处理 (焚烧焚烧 、压实压实 )、固定固定 ；l固化固化 (水泥固化水泥固化 、沥青固化沥青固化 、塑料固化塑料固化 、玻璃固化玻璃固化 )、焦耳加焦耳加热陶瓷电熔炉热陶瓷电熔炉 、冷

104、坩埚熔炉冷坩埚熔炉 、人造岩石固化人造岩石固化 ；l废物包容量废物包容量 、游离液体游离液体 、抗压强度抗压强度 、耐久性耐久性 、浸出率浸出率 、辐照辐照稳定性稳定性 、生物降解生物降解 、黄相黄相 ；l废物容器废物容器应具有稳定、坚实、耐热、耐辐照性及散热好等特性，满足装卸、运输和贮存的要求 。l为方便搬运、运输、贮存或处置作业，废物货包分为：特殊货包； 工业货包； A型货包；B型货包。l用于贮存高放废液的槽罐，应有搅拌、冷却、防爆、排气、监测液位和报警等措施。 核安全综合知识核安全综合知识放射性废物管理与核设施退役放射性废物管理与核设施退役 l放射性废物处置放射性废物处置 l放射性废气、

105、废液和固体废物，经过预处理、处理和整备，以两种方式进入放射性废气、废液和固体废物，经过预处理、处理和整备，以两种方式进入终态：终态：(1)大体积废气和废液向大气或水体排放；大体积废气和废液向大气或水体排放；(2)浓集在小体积中的放射性核素，形成放射性固体废物，或者作近地表处置浓集在小体积中的放射性核素，形成放射性固体废物，或者作近地表处置(低中低中放固体废物放固体废物) 或者作地质处置或者作地质处置(高放废物、高放废物、废物和长寿命低中放废物废物和长寿命低中放废物)。l对于放射性废物的处置，必须执行由审管部门制定或经审管部门批准的废物对于放射性废物的处置，必须执行由审管部门制定或经审管部门批准

106、的废物接收标准接收标准, 包括：废物活度、核素种类、废物体和废物包的要求等包括：废物活度、核素种类、废物体和废物包的要求等 。l为确定处置场（库）址的适用性，为确定处置场（库）址的适用性， 应评价其长期安全性，应评价其长期安全性， 进行水文、地质、进行水文、地质、地震、岩性、气候、气象及地球化学等各项调查活动。地震、岩性、气候、气象及地球化学等各项调查活动。l处置场处置场是用于处置废物的设施，分为近地表处置场、地质处置库等。 l近地表处置近地表处置 、地质处置地质处置 、水力压裂水力压裂 、工程屏障工程屏障 ；l地质处置地质处置(近场、远场近场、远场) 、生物圈生物圈 、放射性核素迁移放射性核

107、素迁移 、环境影响评价环境影响评价、主主动控制动控制 、被动控制被动控制 、自然类比研究自然类比研究 、分离分离嬗变嬗变 ；l环境影响评价指评价处置库对自然、生态、文化、社会和经济的影响。环境影响评价指评价处置库对自然、生态、文化、社会和经济的影响。l自然类比研究自然类比研究是对与处置系统特征类似的自然现象或人造古物进行研究。l分离分离嬗变嬗变技术是将高放废物中的次锕系元素、长寿命裂变产物和长寿命活化产物分离出来，制成燃料元件或靶件置于反应堆内辐照， 或将靶件放到加速器上去轰击散裂，使之转变成短寿命核素或稳定元素，以降低高放废物地质处置的负担和长期危险性，并可更好地利用核燃料资源。 核安全综合

108、知识核安全综合知识放射性废物管理与核设施退役放射性废物管理与核设施退役 l核设施的退役核设施的退役 l退役是核设施使用期满或因其它原因停止服役后所采取的行动，以便使工作退役是核设施使用期满或因其它原因停止服役后所采取的行动，以便使工作人员和公众以及环境不受放射性和非放射性的危害，场址可以开放并再利用。人员和公众以及环境不受放射性和非放射性的危害，场址可以开放并再利用。 l退役策略分为立即拆除、延缓拆除和就地埋葬等三种形式。退役策略分为立即拆除、延缓拆除和就地埋葬等三种形式。 l退役要对核设施作源项调查，要作去污、切割解体和拆除，要对污染土壤和退役要对核设施作源项调查，要作去污、切割解体和拆除，

109、要对污染土壤和建筑物作清污。建筑物作清污。 l源项调查源项调查是查清放射性污染物的数量，掌握放射性核素的种类和数量以及污染的分布。调查方法包括文档调查（包括与当事人谈话）、物料衡算和现场检测等方式。l去污去污指去除或降低放射性污染。去污是退役活动不可缺少的措施，人们常把去污和退役联系在一起，称为D & D（Decontamination and Decommissioning）。 l去污率去污率是去污除去的放射性占去污前污染的放射性的份数。l去污因子去污因子是去污前放射性活度与去污后放射性活度之比，常用DF来表示。 l放射性污染分为附着性污染、弱固定性污染和强固定性污染附着性污染、弱固定性污染

110、和强固定性污染。退役核设施的污染一般为强固定性污染强固定性污染。 l热点热点指放射性污染区域中远高于平均污染水平的部分。l去污方法去污方法很多，可分为机械物理法、化学法、熔炼法、生物法等。 l切割解体切割解体有手工操作、远距离操作和遥控操作等方式。 l经检测达到审管部门规定水平的物料可以再循环再循环或再利用再利用；达到解控水平的建筑物可再利用或拆毁。 核设施退役达到审管要求后，场址和建筑物可以有限制或无限制的开放或使用。有限制或无限制的开放或使用。 核安全综合知识核安全综合知识放射性废物管理与核设施退役放射性废物管理与核设施退役 l放射性废物管理与核设施退役的核安全问题放射性废物管理与核设施退

111、役的核安全问题 l放射性废物是一种电离辐射源和环境污染源。放射性废物安全管理除遵循一般有毒、有害物质的管理要求外，还要遵循电离辐射源的管理要求，执行辐射防护三原则，即实践正当性、辐射防护最优化和个人剂量限值。 l放射性废物管理以安全为核心，处置为目标，以优化方式实行全过程管理，实现废物最少化，向环境排出最少化和受照剂量最少化。 l对放射性废物要进行正确分类，防止交叉污染，特别防止废物扩大化。 l净化后的废气和废液要受控制地和有计划地释放到环境中 。l废物固化体的机械稳定性、化学稳定性（抗浸出性）、热稳定性和辐照稳定性应达到规定的要求 。 l沥青固化要特别重视火灾事故 。 l焚烧炉的建造和运行要

112、执行许可证制度 。要重视燃烧的完全性和对设备的腐蚀性，尾气净化的合格性，以及运行、卸灰的辐照安全性。焚烧废物要在气密室中进行。 l低、中放废物贮存库要保证可回取性。低、中放废物处置场的选址、建造、运行和关闭要执行审批许可证制度，对送处置的废物要严格执行废物接收准则。低、中放废物处置场关闭后，要维持适当的监控，确保废物与人类生活环境安全隔离300a以上。 l核设施退役要作好源项调查，查清污染的放射性核素的种类、数量和分布状况 。 l核设施退役要重视辐射安全、核安全和工业安全，做好应急计划和应急准备。l对达到清洁解控的物料、设备、建筑物和场所，经过检测和审批之后，才可以有限制或无限制的开放使用。

113、核安全综合知识核安全综合知识核燃料加工、处理设施的核临界安全控制核燃料加工、处理设施的核临界安全控制 l核临界安全基础知识核临界安全基础知识 中子链式反应及临界 影响核临界安全的因素与临界控制手段 。l分析临界安全须考虑的主要因素有：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。 燃耗信用制l通常分析乏燃料运输、贮存与后处理的临界问题时，均以新燃料的最高富集

114、度为依据，这样做的结果是安全裕度过大。若考虑核燃料在辐照后其反应性因易裂变核素的净减少和中子吸收剂的存在而有所降低，即采用燃耗信用制，则可使过大的安全裕度适当变小。这一做法能提高经济效益，具有很大的实用价值。 核安全综合知识核安全综合知识核燃料加工、处理设施的核临界安全控制核燃料加工、处理设施的核临界安全控制 l铀富集厂的核临界安全控制铀富集厂的核临界安全控制 核临界安全的特点 易裂变材料是单一的235U，其富集度范围从0.2%至90%以上。当富集度大于1%时，存在核临界安全问题。工艺主机（扩散机或离心机）级联中大量的气相UF6本身不存在核临界问题。但在异常情况下，若机器内部沉积的铀水混合物达

115、到一定条件时，则有可能发生核临界事故。 核临界控制的手段 几何控制 ；质量控制 ；浓度控制 ；富集度控制 ；慢化控制 ；间距控制 ；毒物控制 。l核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制 临界安全控制的一般考虑 工艺流程中各工序的临界控制方法 核安全综合知识核安全综合知识核燃料加工、处理设施的核临界安全控制核燃料加工、处理设施的核临界安全控制 l核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制 工艺流程中各工序的临界控制方法以采用ADU法制造低富集度UO2组件为例：UF6接收、称重、贮存控制容器之间的最小贮存间距并防止水进入UF6容器。UF6转化为ADU考虑在最佳慢化或最大反应性条件下各种正常和异常的工况

116、，建立偏保守的模型，然后计算出单体的安全尺寸和多体的布置要求。ADU转化为UO2粉末单体设备通常设计为直径受限的几何良好圆柱体；还可限制沉淀物容器的高度和容积；控制易裂变物质的量；且其在煅烧炉内排列成安全平板型阵列。UO2粉末转运和贮存、配料、混料、干燥、制粒用几何控制、质量控制及慢化剂控制。除气和烧结、芯块转运和贮存、研磨限制设备的高度；使其排列成安全平板状；控制设备间距和慢化剂。 包壳管装料、元件棒除气、封焊、检查、富集度测量、目检、贮存装料后的元件棒以安全平板状放置于台面，限制元件棒数，并控制慢化剂的引入。组件组装、清洗和检查每个工作台只操作一盒组件，并控制慢化。组件贮存和运输装运容器在

117、正常和事故条件下均能保持组件有安全间距废物处理优先选用几何控制的工艺设备。 核安全综合知识核安全综合知识核燃料加工、处理设施的核临界安全控制核燃料加工、处理设施的核临界安全控制 l乏燃料贮存设施的核临界安全控制 乏燃料贮存密集化 l为增加乏燃料湿法贮存设施的容量，可采取乏燃料密集化贮存措施：将燃料组（元）件在水下由单层改为双层排列；将组件拆解成元件单棒排列；往水中加入可溶性中子毒物；水池或格架中设置固态中子毒物。 临界安全控制参数与条件 l应确保乏燃料贮存在正常和可信的异常条件下都处于次临界状态。临界分析时应考虑双偶然事件原则以及会使贮存阵列的反应性达到最大的参数和条件。 燃料元件参数 燃料单

118、元的组成 阵列参数 反射层和相互作用条件 异常条件和事故条件 keff操作限值的选取 l通常乏燃料贮存阵列的keff操作限值取0.90；有时也可限定为0.95，但此时各种不确定度、偏差、毒物和应付意外事件的裕量都要降低。 核安全综合知识核安全综合知识核燃料加工、处理设施的核临界安全控制核燃料加工、处理设施的核临界安全控制 l乏燃料后处理厂的核临界安全控制 临界安全控制的基本原则 l后处理厂的核临界安全控制的基本原则有： 临界控制，一般应符合双重偶然原则 ； 应尽可能采用几何控制 ；对于不能采用几何控制的大型设备，则应采用可溶的或固定的中子毒物控制。 轻水堆乏燃料后处理厂的临界控制 lLWR的核

119、燃料在辐照前，其235U的富集度一般为3.5%，最高不超过5%；而从堆内卸出的乏燃料中235U的富集度接近1%，钚的质量分数大于0.5%。临界控制的特点，对工艺过程必须从头到尾都进行临界控制。 临界控制的设计准则与要求 l现仅有一家公司规定：对于设置重屏蔽可将由临界事故对人员造成的剂量减少到允许水平的场合，应遵循双重偶然原则；而对于无重屏蔽的场合，则应遵循三重偶然原则。此外，工艺设计必须保留一定的裕量，以应付受控工艺参数的波动和所采用的次临界限值被意外超过。l临界控制设计需满足：应假定所处理的核燃料的裂变特性和物理化学形态可使其反应性达到可能的最大值；应通过限制一个或几个主要控制参数来防止临界

120、；对几何条件、易裂变材料浓度、慢化、固态与可溶中子吸收面密度参数、阵列中各单元的间距和标称水反射体的使用条件等有误差规定；还可采取一些辅助控制措施：包括限制中子反射条件，设置核盲板、真空断路器、溢流口，采用机械固定，配置检测仪表及联锁装置，以及目视巡检、工艺控制、实验室分析等。 核安全综合知识核安全综合知识核燃料加工、处理设施的核临界安全控制核燃料加工、处理设施的核临界安全控制 l乏燃料后处理厂的核临界安全控制 轻水堆乏燃料后处理厂的临界控制 主要工艺步骤的临界控制实例 a)燃料剪切控制剪切组件的数量。b)燃料溶解应注意双重（固相液相和溶液中的浓度）不均匀性，可用几何控制、中子毒物控制和浓度控

121、制共同实现。c)料液制备用可溶毒物、浓度、几何控制或其适当的组合，此过程要严防易裂变物质的局部浓集（如沉淀）。d)共去污和铀、钚分离循环可用几何、浓度几何、毒物浓度几何等方法控制临界。e)铀纯化循环若料液中的235U富集度有可能超过规定的临界富集度限值，则采取浓度、几何、浓度几何、固定毒物等控制措施。f)钚纯化循环用几何（环形或平板形设备）或几何固定毒物（设备内装有含硼玻璃拉西环）方式来控制临界。此处应注意预防不溶性钚聚合物的生成。g)铀、钚尾端钚产品转化设备是几何安全的。钚溶液可贮存于环状、板状、小直径圆柱状容器中，也可存放于内装中子毒物的容器中。低富集度的铀溶液可用浓度控制方法贮存。固态产

122、品贮存还应采用慢化剂控制。产品贮存须考虑中子的相互作用。 核安全综合知识核安全综合知识2.8 核动力厂和其他反应堆核动力厂和其他反应堆 知识要点知识要点：核反应堆的基本工作原理核反应堆的基本工作原理 l核反应堆临界条件 l核反应堆内链式反应自续进行的条件可以方便地用有效增殖系数k来表示。定义是: k=（系统内中子的产生率)/(系统内中子的消失率) l若堆芯的有效增殖系数恰好k 1，反应堆能维持自续链式裂变反应,反应堆的状态称为临界状态。若有效增殖系数k 1，反应堆的状态称为次临界状态。若有效增值系数 k1，这种状态为超临界状态。 l核反应堆处于临界状态时，核反应堆芯部的大小称为临界尺寸（或临界

123、体积），在临界情况下反应堆所装载的核燃料量叫做临界质量。显然有效增殖系数k 与堆芯系统的材料成分和结构（例如易裂变核素的富集度、燃料慢化剂的比例等）有关。同时也与堆的尺寸和形状有关。 l中子循环就是指裂变中子经过慢化成为热中子、热中子击中燃料核引发裂变又放出裂变中子这一不断循环的过程。它包括了若干个环节：快中子倍增过程，快中子慢化过程，热中子扩散过程、热中子吸收过程。部分被核燃料吸收的热中子很大可能又发生裂变。实际上在快中子慢化和热中子扩散过程中都有一部分中子会泄漏出堆外。 核安全综合知识核安全综合知识核反应堆的基本工作原理核反应堆的基本工作原理 l核燃料的消耗、转化与增殖核燃料的消耗、转化与

124、增殖 l达到临界的反应堆可以实现自续链式反应，不断地释放出裂变能。这一过程也是核燃料的消耗过程。然而，由于堆内存在大量中子和铀238原子核，通过铀238对中子的俘获，新燃料钚239原子核将被生产出来。如果反应堆中新生产出来的燃料的量超过了它所消耗的核燃料，那么这种反应堆就称为增殖堆。l利用增殖堆就可以源源不断地把本来不适合作核燃料的铀238转化为核燃料，实现对铀资源的充分利用。 l产生核能需要消耗核燃料。一个铀-235核裂变可以释放出200兆电子伏的能量，相当于3.210-11焦耳。因此 1兆瓦的功率相当于每秒钟有 3.121016个铀235核裂变，每日有2.7O 1021个铀235核裂变，相

125、当于 1.05克铀235。这就是说反应堆每发出 1兆瓦日的能量需要 1.05克铀-235裂变。 l考虑到在裂变的同时必然有一部分铀235由于发生(n，）反应而浪费掉 (对铀235，其f =583靶，=101靶），因此发出 1兆瓦日的能量实际上要消耗的铀235为: 1.05(f ） f 1.05（583101）583 1.23克。l清华大学 5兆瓦低温核供热堆，如果满功率供热一天，消耗铀-235仅需 6克。电功率 30万千瓦的秦山核电厂，每天消耗的铀235大约是 1.1公斤。如果考虑在运行过程中产生的钚也能为产生能量做出部分贡献，那么铀235的消耗量还会更小一点。 核安全综合知识核安全综合知识核

126、反应堆的基本工作原理核反应堆的基本工作原理 l核燃料的消耗、转化与增殖核燃料的消耗、转化与增殖 l反应堆中核燃料燃烧的充分程度常采用燃耗深度这一物理量来衡量。在动力堆中，它被定义为堆芯中每吨铀放出的能量，其单位是 兆瓦日吨铀。需注意的是,这里指的铀包括铀235和铀238，并非只是铀235。 l目前的商用、军用动力堆都是采用铀235作核燃料的。天然铀中大量存在的铀238并不能作为核燃料来使用，因为热中子不能使其裂变。快中子虽然能引起铀238核裂变，但裂变截面太小。幸好，铀238俘获中子后可以变成易裂变同位素钚239。反应堆内的强中子场为铀238转换成核燃料提供了良好条件。 l为了描述各类反应堆在

127、核燃料转换方面的能力，引入一个称为转化比的量，其定义是: CR = （易裂变核的平均生成率）/（易裂变核的平均消耗率）。）。 l大多数现代轻水堆的转化比 0.6，高温气冷堆具有较高的转化比，其 0.8，因此有时被称为先进转化堆。核安全综合知识核安全综合知识核反应堆的基本工作原理核反应堆的基本工作原理 l核燃料的消耗、转化与增殖核燃料的消耗、转化与增殖 l对于轻水堆，由于 可实现核燃料的转化，最终被利用的易裂变核约为原来的 2.5倍。天然铀中仅含有约 0.7的铀235，如果仅采用轻水堆，则最多只能利用 0.7251.75的铀资源。 l若 CR1，则每消耗一个易裂变核，便可以产生出一个新的易裂变核

128、。此时，可转换材料（铀238等）可以在反应堆内不断转换为易裂变材料，达到自给自足，无需给核反应堆供应新的易裂变材料了。l当然，最吸引人的是 CR1的情况。这时候反应堆内产生的易裂变核比消耗掉的还要多，除了自给自足，还可以拿出一些易裂变材料供应其它的核反应堆使用。能使 CR1的反应堆称为增殖堆，也被记为，称为增殖比。毫无疑问，只有发展增殖堆才能充分地利用大自然赐给人类的宝贵的铀和钍资源。 l以钚239作为燃料的快中子反应堆具有非常优良的增殖性能，其增殖比可以达到 1.2。世界上许多国家都在进行快中子增殖堆的研究开发。当前的主流堆型是采用液态金属钠作为冷却剂的钠冷快堆。法国在快堆技术上处于世界领先

129、地位。 核安全综合知识核安全综合知识核反应堆的基本工作原理核反应堆的基本工作原理 l堆内中子通量密度分布与展平堆内中子通量密度分布与展平 l目前绝大部分的动力堆都采用圆柱形堆芯，圆柱形均匀堆的热中子通量密度分布在高度方向上为余弦分布，半径方向上为零阶贝塞尔函数分布。均匀堆的热中子通量密度分布实际上就是均匀堆的释热率分布。 l裸堆的中子泄漏是较大的，为了减子中子泄漏，节省燃料，往往在堆芯外围加上反射层把泄漏到堆芯外面的中子散射返回堆芯，这样减少了堆内中子的泄漏使得同样成份的反应堆堆芯的尺寸可以更小。因此实际上运行的反应堆都是带反射层的。l有了反射层以后，中子通量密度的分布将发生变化。很显然由于有

130、了反射层的反射作用，原来在堆芯边缘地区的中子通量密度将会增加，使得中子通量密度分布更为平坦了。 l裂变反应率的强弱决定于堆内中子通量密度的水平。因此堆内中子通量密度的绝对值与相对分布将直接影响反应堆的功率水平与功率密度的分布，从而间接地影响运行安全等。 l提高堆功率水平的有效措施应是在保证最高热负荷不变的情况下，而提高整个堆的平均通量水平。要提高堆的平均通量水平，就必须对反应堆的中子通量密度分布加以改善使之更为均匀平坦，即中子通量密度展平。 核安全综合知识核安全综合知识核反应堆的基本工作原理核反应堆的基本工作原理 l堆内中子通量密度分布与展平堆内中子通量密度分布与展平 l有若干种方法可以实现通

131、量展平： 堆芯径向分区装载l堆芯径向分区装载不同浓度的燃料来实现通量展平。在堆芯中心区域加入浓度较低的燃料或半径较小的燃料棒，在堆芯边缘区域加入浓度较高的燃料或半径较大的燃料棒，从而达到通量展平的目的。 合理布置控制棒l用控制棒展平通量，更是一般在运行中常用的方法。控制棒栅如果布置得宜，可以在堆内形成一个通量分布平坦区，即在原来堆内通量比较高的区域布置控制棒多一些，通量较低的区域布置控制棒少一些，这样使得堆内的通量趋于均匀化。 布置可燃毒物l如果在通量较高的堆芯中央区域的燃料元件表面涂以相应浓度的可燃毒物，既可以达到通量展平的目的，还可以免除为控制棒下插展平径向通量而造成轴向通量不均匀的缺点。

132、l通量展平的方法，就其实质来说，不论是改变燃料棒富集度或半径，增添控制棒或可燃毒物，都是改变中子产生率或吸收率，而造成一个热中于通量的平坦区。 核安全综合知识核安全综合知识 核反应堆的主要类型核反应堆的主要类型 l核反应堆的主要类型核反应堆的主要类型 l在以发电为目的的核能动力领域，世界上应用比较普遍或具有良好发展前景的，主要有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高温气冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）等五种堆型。l反应堆的基本特征，包括燃料形态、燃料富集度、中子能谱、慢化剂、冷却剂、燃料组件设计、堆芯设计、热力循环回路、以及各种堆型的主要特点等。l五种核反应堆的基本

133、特征 堆型 中子谱 慢化剂 冷却剂 燃料形态 燃料富集度压水堆 热中子 H2O H2O UO2 3%左右沸水堆 热中子 H2O H2O UO2 3%左右重水堆 热中子 D2O D2O UO2 天然铀或稍加浓铀高温气冷堆 热中子 石墨 氦气 （Th,U）O2或UC 720%或90%钠冷快堆 快中子 无 液态钠 （U,Pu）O2 1520%核安全综合知识核安全综合知识 核反应堆的主要类型核反应堆的主要类型 l压水堆压水堆 l压水堆核电站采用以稍加浓铀作核燃料，燃料芯块中铀-235的富集度约3。核燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷燃块。 l柱状燃料芯块被封装在细长的锆合金包壳管中构成燃料元件，这些燃

134、料元件以矩形点阵排列为燃料组件，组件横断面边长约20cm，长约3m。几百个组件拼装成压水堆的堆芯。堆芯宏观上为圆柱形。 l压水堆的冷却剂是轻水。轻水不仅价格便宜，而且具有优良的热传输性能。所以在压水堆中，轻水不仅作为中子的慢化剂，同时也用作冷却剂。轻水有一明显的缺点，就是沸点低。l压水堆是一种使冷却剂处于高压状态的轻水堆。压水堆冷却剂入口水温一般在300左右，出口水温330左右，堆内压力15.5 MPa。 l冷却剂从蒸汽发生器的管内流过后，经过冷却剂回路循环泵又回到反应堆堆芯。包括压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。它们都被安置在安全壳内，称之为核岛

135、。 l蒸汽发生器内有很多传热管，传热管外为二回路的水，冷却剂回路的水流过蒸汽发生器传热管内时，将携带的热量传输给二回路内流动的水，从而使二回路的水变成280左右的、67MPa的高温蒸汽。l从蒸汽发生器产生的高温蒸汽，流过汽轮机，带动发电机组发电。余下的大部分不能利用的能量交给冷凝器，通过三回路排放到最终热阱江、河、湖、海或大气。l压水堆核电站的特点：结构紧凑，堆芯的功率密度大；基建费用低、建设周期短。l 压水堆核电站的主要缺点：必须采用高压容器；必须采用有一定富集度的核燃料 核安全综合知识核安全综合知识 核反应堆的主要类型核反应堆的主要类型 l沸水堆沸水堆 l沸水堆与压水堆同属于轻水堆家族，都

136、使用轻水作慢化剂和冷却剂，低富集度铀作燃料，燃料形态均为二氧化铀陶瓷芯块，外包锆合金包壳。 l堆芯内共有约800个燃料组件，每个组件为88正方排列、其中含有62根燃料元件和2根空的中央捧（水捧）。沸水堆燃料棒束外有组件盒以隔离流道，每一个燃料组件装在一个元件盒内。具有十字形横断面的控制捧安排在每一组四个组件盒的中间。 l冷却剂自下而上流经堆芯后大约有14（重量）被变成蒸汽。为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽水分离器和干燥器。由于堆芯上方被它们占据，沸水堆的控制棒只好从堆芯下方插入。 l沸水堆的冷却剂循环流程特点是堆芯内具有一个冷却剂再循环系统。流经堆芯的水仅有部分变成水蒸汽，其余的水必须再循

137、环。 l因为沸水堆与压水堆一样，采用相同的燃料、慢化剂和冷却剂等，注定了沸水堆也有热效率低、转化比低等缺点。但与压水堆核电站相比，沸水堆核电站还有以下几个不同的特点：（1）直接循环 （2）工作压力可以降低 ， 7MPa（3）堆芯出现空泡 l与压水堆核电站相比，沸水堆核电站的主要缺点是：（1）辐射防护和废物处理较复杂 （2）功率密度比压水堆小 核安全综合知识核安全综合知识 核反应堆的主要类型核反应堆的主要类型 l重水堆重水堆 l重水堆是指用重水(D2O)作慢化剂的反应堆。 l按结构分，重水堆可以分为压力管式和压力壳式。采用压力管式时，冷却剂可以与慢化剂相同也可不同。压力管式重水堆又分为立式和卧式

138、两种。压力壳式重水堆只有立式，冷却剂与慢化剂相同，与压水堆或沸水堆类似。 l重水堆燃料元件的芯块也是烧结的二氧化铀的短圆柱形陶瓷块，这种芯块也是放在密封的外径约为十几毫米、长约500毫米的锆合金包壳管内，构成棒状元件。由19到43根数目不等的燃料元件棒组成长约500毫米、外径为100毫米左右的燃料棒束组件。 l反应堆的堆芯是由几百根装有燃料棒束组件的压力管排列而成。重水堆压力管水平放置，管内有12束燃料组件，构成水平方向尺度达6米的活性区。作为冷却剂的重水在压力管内流动以冷却燃料元件。 l压力管是承受高压重水冲刷的重要部件，是重水堆设计制造的关键设备。作为慢化剂的重水装在庞大的反应堆容器（称为

139、排管容器）内。保持慢化剂处于要求的低温低压状态。同心的压力管和排管贯穿于充满重水慢化剂的反应堆排管容器中，排管容器则不承受多大的压力。总长可达8、9米的排管两端有法兰固定，与排管容器的壳体联成一体。l这种压力管卧式重水堆可以在反应堆运行时，由装卸料机连接压力管的两端密封接头进行不停堆换料。每次换料时，将8束新组件从压力管的端推进去，同时从同一压力管的另一端将辐照过的燃料组件推出。 l重水堆核电站与轻水堆核电站相比较，有以下几点主要差别，这些差别是由重水的核特性及重水堆的特殊结构所决定的：（1） 中子经济性好 （可用天然铀、节约天然铀）, （2） 可以不停堆更换核燃料, （3） 重水堆的功率密度

140、低，（4）重水费用占基建投资比重大 。核安全综合知识核安全综合知识 核反应堆的主要类型核反应堆的主要类型 l高温气冷堆高温气冷堆 l除了用水冷却外，还有用气体作为冷却剂的气冷堆。气体的主要优点是不会发生相变。但是气体的密度低，导热能力差，循环时消耗的功率大。为了提高气体的密度及导热能力，也需要加压。 l气冷堆在它的发展中，经历了三个阶段，形成了三代气冷堆: 天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆 、高温气冷堆。 l高温气冷堆是一种用高富集度铀的包敷颗粒作核燃料、石墨作中子慢化剂、高温氦气作为冷却剂的先进热中子转化堆。 l高温气冷堆的冷却剂是氦气。球形元件重叠时，彼此间有空隙可供高温氦气流过。在氦循环风

141、机的驱动下，氦气不断通过堆芯将裂变热带出，进行闭式循环。氦气的压力一般为4MPa。 l反应堆运行时，新的燃料球由反应堆的顶部加料机构加入，烧过的燃料球依靠它的自重从反应堆漏斗式底部卸出，经过燃耗分析器检定，将未烧透的燃料球送回堆芯继续使用，这样可以做到连续不停堆装卸料。 l目前的高温气冷堆分为三种： (1) 用蒸汽进行间接循环的高温气冷堆, （2）直接循环的高温气冷堆 ,这种堆的氦气出口温度达850， （3）特高温气冷堆 ,这种堆的氦气出口温度达950以上 。l高温气冷堆由于采用包敷颗粒核燃料，取消了燃料元件的金属包壳，又用传热性能较好、化学性能稳定、中子吸收截面小的氦气作冷却剂，因此它具有下

142、列与众不同的特点； （1）核电站选址灵活且热效率高 ，（2）高转化比 ，（3）安全性高 ，（4）对环境污染小 ，（5）有综合利用的广阔前景 ，（6）可实现不停堆换料 。l虽然高温气冷堆有以上这些突出的优点，但是由于技术上还没有达到成熟的阶段，仍有很多技术问题影响着它的迅速发展。这些问题归纳为： (1) 燃料元件复杂的制备工艺, (2）高温高压氦气回路设备的工艺技术问题 , （3）燃料后处理及再加工问题。 核安全综合知识核安全综合知识 核反应堆的主要类型核反应堆的主要类型 l快中子堆快中子堆l快中子反应堆，简称快堆，是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆。 l

143、快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料（或采用碳化铀-碳化钚混合物），将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。 l快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成。每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区。核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。 l反应堆的链式反应由插入核燃料区的控制棒进行控制。由于堆内要求的中子能量较高，所以快堆中无需特别添

144、加慢化中子的材料，即快堆中无慢化剂。 l目前快堆中的冷却剂主要有两种：液态金属钠或氦气。根据冷却剂的种类，可将快堆分为钠冷快堆和气冷快堆。目前前者仅处于探索阶段。钠冷快堆有回路式和池式两种类型。 l快中子核电站的主要特点归纳如下：（1）可充分利用核燃料 ，（2） 可实现核燃料的增殖（3） 低压堆芯下的高热效率 l快堆对即将到来的核能大发展是最为重要的堆型。 核安全综合知识核安全综合知识核反应堆本体结构与主输热系统核反应堆本体结构与主输热系统 l压水堆核电站主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部件是堆芯、蒸汽发生器（简称蒸发器）、稳压器和主泵。在核岛中的系统设备主要有压水堆本体、一回

145、路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回路等系统，其形式与常规火电厂类似。l密封的燃料元件包壳构成了包容放射性物质的第一道安全屏障。这些燃料元件用定位格架定位，组成所谓的燃料组件。一般是将燃料元件排列成1717的组件，其正方形横截面边长约20厘米。加上端部构件，整个燃料组件长约4米。 l将一百多个燃料组件（总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件）组装在一起，构成所谓的压水堆堆芯。燃料组件组装成的堆芯放在一个很大的压力容器内。压水堆中最关键的设备之一是压力容器，它是不可更换的。一座90或130万千瓦的压水堆，压力容器直径分别为3.

146、99米和4.39米，壁厚0.2米和0.22米。重330吨和418吨，高13米以上。l控制棒束由上部插入堆芯，在压力容器顶部有控制棒束的驱动机构。 l作为慢化剂和冷却剂的核纯轻水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形下降段，再从底部下腔室进入堆芯。冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流经上腔室流出压力容器。压水堆冷却剂入口水温一般在300左右，出口水温330左右，堆内压力15.5 MPa。一座100万千瓦电功率的压水堆，堆芯冷却剂流量约6万吨/小时。 l包括压力容器、蒸汽发生器、主循环泵、稳压器及相关管路的整个冷却剂系统，有其特定的压力边界，称为一回路压力边界。该压力

147、边界构成了包容放射性物质的第二道安全屏障。l一回路系统和设备都被安置在安全壳内（包容放射性物质的第三道安全屏障），称之为核岛。 核安全综合知识核安全综合知识核动力厂辅助系统及功能核动力厂辅助系统及功能 l概述概述l为了保证核电站一回路系统和二回路系统的安全运行及调节,并为一些重大的事故提供必要的安全保护及防止放射性物质扩散的措施，核电站中还设置了许多辅助系统。按其所起的作用，大致可以分为以下几类：（1）保证反应堆和一回路系统正常运行的系统有：化学和容积控制系统，主循环泵轴密封水系统。（2）为核电站一回路系统在运行和停堆时提供必要冷却的系统有：设备冷却水系统，停堆冷却系统。（3）在发生重大失水事

148、故时保证核电站反应堆及主厂房安全的系统有：安全注射系统，安全壳喷淋系统。（4）控制和处理放射性物质，减少对自然环境放射性排放的系统有：疏排水系统，放射性废液处理系统，废气净化处理系统，废物处理系统，硼回收系统，取样分析系统。（5）一回路其它辅助系统：补给水系统，废燃料池冷却及净化去污清洗系统等。（6）二回路辅助系统：主蒸汽排放系统，蒸汽再热及抽汽系统，凝结水给水系统，事故给水系统，蒸汽发生器排污系统，润滑油系统及循环冷却水系统等等。 核安全综合知识核安全综合知识核动力厂辅助系统及功能核动力厂辅助系统及功能 l一回路辅助系统一回路辅助系统 （1）化学和容积控制系统（2）主循环泵轴密封水系统 （3

149、）硼回收系统 （4）补给水系统 ，硼回收再生水系统 ，除盐水系统 ，除氧水系统 （5）取样系统及分析室 （6）设备冷却水系统 （7） 停堆冷却系统 （8） 安全注射系统 （9） 安全壳喷淋系统 （10） 去污清洗系统 核安全综合知识核安全综合知识核动力厂辅助系统及功能核动力厂辅助系统及功能 l二回路相关系统及设备二回路相关系统及设备 （1） 系统的组成和功用 l二回路系统的主要功用是将蒸汽发生器产生的饱和蒸汽供汽轮发电机组做功发电和供电站其他辅助设备使用。l二回路系统主要由饱和蒸汽轮机，发电机，冷凝器，凝结水泵，低压加热器，除氧器，给水泵，高压加热器，中间汽水分离再热器和相应的仪表，阀门，管道

150、等设备组成。此外，还有主蒸汽排放系统、循环冷却水系统、控制保护系统，润滑油系统等辅助系统。 （2）饱和蒸汽汽轮机组l核电饱和蒸汽汽轮机与火电站的汽轮机相比，核电汽轮机组的转速一般取1500转/分，是火电机组转速的一半。饱和蒸汽汽轮机是在湿蒸汽区工作，一般在高压与低压缸之间装有汽水分离再热器。核电站一般采用单机机组。目前最大核电站的功率已达到130万千瓦，最大饱和蒸汽轮机的容量也为130万千瓦。 （3）主发电机组l核电站主发电机与火电站发电机不同点在于采用半速四级机组，这是核电站饱和蒸汽汽轮机所要求的。反应堆事故停堆时安全冷却的需要，希望主发电机及其励磁系统应能带动冷却剂主循环泵进行不低于20-

151、30秒钟的惰转。 （4）二回路辅助系统 l二回路系统的相关辅助系统包括：主蒸汽排放系统、汽轮机再热与抽气系统、凝结水给水系统、化学水处理系统、事故给水系统、蒸汽发生器排污系统和循环水系统等 核安全综合知识核安全综合知识2.9 2.9 核动力厂和其他反应堆的安全问题核动力厂和其他反应堆的安全问题 核动力厂在选址阶段的主要核与辐射安全问题核动力厂在选址阶段的主要核与辐射安全问题 l从核安全的观点考虑，核动力厂厂址选择的主要目的是保护公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响，同时也应考虑核动力厂正常的放射性物质的释放对公众和环境的影响。l在评价一个厂址是否适于建造核动力厂时，必须考虑以下因素

152、： l在核动力厂厂址所在区域内可能发生的外部自然事件或人为事件对核动力厂的影响；l可能影响所释放的放射性物质向人体转移的厂址特征及环境特征； l与实施应急措施的可能性及评价个人和群体风险所需要的有关外围地带的人口密度、分布及其特征。 l核动力厂厂址所在区域内可能发生的外部自然事件或人为事件对核动力厂的影响 l核动力厂不能维持正常运行；l核动力厂的构筑物、系统和部件丧失安全功能；l核动力厂发生事故或严重事故,最终可能导致放射性物质的过量释放。 l需要考虑的外部自然事件或人为事件有： （1）地质地震 ，（2）洪水，（3）水文 ，（4）气象，（5）工业和军事设施， （6）人为事件 核安全综合知识核安

153、全综合知识核动力厂在选址阶段的主要核与辐射安全问题核动力厂在选址阶段的主要核与辐射安全问题 l核动力厂的厂址特征及环境特征对厂址所在区域的影响 l核动力厂所释放的放射性物质向人体转移；l实施应急措施的可能性；l个人和群体风险的评价 。l需要考虑的核动力厂的厂址特征及环境特征有： （1）放射性物质的大气弥散，（2）放射性物质的地表水弥散 ， （3）放射性物质的地下水弥散， （4）人口分布，（5）土地和水的利用 ，（6）环境的放射性本底 。核安全综合知识核安全综合知识核动力厂在设计阶段的主要核与辐射安全问题核动力厂在设计阶段的主要核与辐射安全问题 l堆芯 l停堆工况下重新启动主泵，大量纯水快速引入

154、堆芯引起的意外硼稀释；l设计不当或辐照蠕变引起的控制棒落棒时间超过设计限值或卡棒 ；l流致震动引起的燃料包壳和控制棒的腐蚀和摩伤 ；l需要考虑的核动力厂的厂址特征及环境特征有： l设备完整性l流致震动引起的堆芯测量仪表套管减薄 ； l控制棒驱动机构贯穿堆压力容器顶盖的接管因科镍600的应力腐蚀裂纹 ；l应力腐蚀、晶间腐蚀和磨损引起蒸汽发生器传热管断裂； l一回路系统中的螺栓损坏引起法兰连接处泄漏； l低温下中子辐照引起压力容器支撑稳定性丧失； l铁素体热老化引起铸造的主泵泵体； l一回路管道在初始设计中未考虑瞬态载荷从而造成管道疲劳断裂； l硼对堆冷却剂压力边界的腐蚀 ；l蒸汽管道和给水管道因

155、经受腐蚀、应力腐蚀裂纹、热层流引起的疲劳、水捶和振动造成管壁减薄，蒸汽管道和给水管道破裂 ；l因腐蚀、疲劳和振动造成蒸汽发生器内部构件损坏。 核安全综合知识核安全综合知识核动力厂在设计阶段的主要核与辐射安全问题核动力厂在设计阶段的主要核与辐射安全问题 l一回路及相连系统 l安全系统 l电气系统及其他支持系统 l仪表和控制系统 l内部事件 l外部事件 l运行状态 l低功率和停堆状态l预期的不能停堆的瞬态（ATWS） l失去全部交流电源 l严重事故状态 核安全综合知识核安全综合知识核动力厂在建造阶段的主要核与辐射安全问题核动力厂在建造阶段的主要核与辐射安全问题 l土建施工 l设备制造 l安装 l调

156、试 l在核动力厂调试过程中常发生的问题有：l未遵守调试大纲和调试执行程序的规定； l参与调试的人员未经充分培训； l核动力厂运行阶段的主要核与辐射安全问题全部适用于装载核燃料之后的调试。 l岗位职责不明确 l值班班组人数不够 l工程安全设施不适当的取消或旁路l一回路冷却剂和其他安全系统中不适当地引入化学物质 l核安全综合知识核安全综合知识核动力厂在运行阶段的主要核与辐射安全问题核动力厂在运行阶段的主要核与辐射安全问题 l运行管理 l停堆期间的保护 l系统、构件和设备降级和不符合项 l事件分析中的组织管理 l人因的影响 l质量保证计划的有效性 l程序的有效性 l应急运行规程的完善 l维修计划的有

157、效性 l替换部件的设计、采购和质量保证 l岗位职责不明确 l值班班组人数不够 l运行 l检查和维修l培训 l应急准备和实体保卫 l燃料储存 核安全综合知识核安全综合知识核动力厂在退役阶段的主要核与辐射安全问题核动力厂在退役阶段的主要核与辐射安全问题 l设备 l带放射性的设备的放射性监测 l污染物件直接定量测量 l大面积表面污染位置灵敏探测 l带放射性的设备的存放 l易裂变材料和放射性存留物的处理 l污染的或经辐照的构筑物、系统和部件的去污 l出入口控制 l人员 l参与退役工作的人员内、外照射的防护 l监控并维持放射性物质屏障的有效性 l出入口控制 核安全综合知识核安全综合知识核动力厂以外的其他

158、反应堆的主要核与辐射安全问题核动力厂以外的其他反应堆的主要核与辐射安全问题 l核动力厂以外的其他反应堆因其功率范围从零（临界装置）到几十千瓦（微堆）直到几百兆瓦(作为动力堆的实验堆或原型堆)，用途各异（军用、生产放射性同位素、燃料元件考验、材料试验、科学研究、作为动力堆的实验堆或原型堆等），堆型差异很大，因此，其主要核与辐射安全问题也各不相同。l前面叙述的核动力厂在选址、设计、建造、调试、运行和退役中的主要核与辐射安全问题仍可供其他反应堆参考。 l反应堆因其用途不同，设计变动和修改较多 l未严格执行设计变动和修改的质量保证程序 l设计变动和修改未遵照相关的设计规范 l试验孔道内设备的变动引入附加反应性 l试验孔道外设备的变动带来附加的辐射照射 l操作人员的辐射防护l反应堆启动和停堆次数频繁 l作为临界装置的零功率反应堆没有生物屏蔽 l财力和人力资源不足