注册核安全工程师实务第三章

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1、国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第三章 核燃料加工、处理与放射性物质运输 国家环保总局核安全中心许明霞 授课1国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心内内 容容 第一节 铀化合物的转化第二节 铀浓缩第三节 燃料元（组）件制造第四节 乏燃料贮存、运输及后处理第五节 核燃料加工、处理设施的核临界安全控制第六节核燃料加工、处理设施的辐射防护第七节 核燃料加工、处理设施的事故应急第八节 核燃料加工、处理设施的实物保护第九节 放射性物质运输的安全准则与管理要求2国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心内内 容容 核燃料循环：

2、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。前段：铀矿勘探、矿石开采与冶炼、铀同位素富集（ 铀浓缩）、燃料元件制造后段：乏燃料后处理、铀再富集、铀/钚再制成燃料 本节将铀转化、铀浓缩、燃料元件制造和乏燃料贮存、运输及后处理统称为核燃料加工、处理。3国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心4国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第一节第一节 铀化合物的转化铀化合物的转化一、铀转化的主要过程及其工艺特点一、铀转化的主要过程及其工艺特点一、铀转化的主要过程及其工艺特点一、铀转化的主要过程及其工艺特点铀化合物(形态、价态)的转化（简称

3、“铀转化”）过程是核原料生产工艺的一部分，是联系各个环节的纽带。（铀矿水冶精制、元件加工UO2粉末制备、乏燃料后处理尾端都有铀转化过程）本节仅讲述由天然铀精制的铀氧化物制成UF4，再转成UF6，及其还原的过程。 5国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心6国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第一节第一节 铀化合物的转化铀化合物的转化一、铀转化的主要过程及其工艺特点（续）一、铀转化的主要过程及其工艺特点（续）一、铀转化的主要过程及其工艺特点（续）一、铀转化的主要过程及其工艺特点（续） 大多为气-固相反应，工艺特点：固体的反应性（活性）很重要。固

4、体颗粒的形貌及结构与原料有关。体系处于瞬变状态。 有较高（95）的转化率。在较高的温度下进行，伴发热。在含HF、F2等强腐蚀性的气体中进行（设备用耐腐蚀材料制备）。7国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第一节 铀化合物的转化二、四氟化铀的生产 UF4制备UF6和金属铀的原料。 1 UF4制备有湿法与干法 方法比较 湿法：溶解UO2，加入氢氟酸，生成的沉淀经过 滤、干燥和煅烧，得无水UF4。有纯化作用，但工序多，废液多，成本高。 干法：高温下用气态无水氟化氢（HF）与UO2反应得UF4。铀回收率高、废液量很少、工艺简化、成本低，但流程适应性差，对原料要求严，无水HF过

5、剩量较大，对杂质的纯化差。 8国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第一节 铀化合物的转化二、四氟化铀的生产（续） 2UO2氢氟化工艺过程及其主体设备干法生产工艺组成：由UO2原料与无水HF的供给系统、UF4反应器系统、尾气中HF回收及处理、产品处理及包装几部分。UF4用途：制备金属铀（金属品位）和生产UF（级联品位）。前者的质量要求比后者高。设备主要有：卧式搅拌床、流化床和移动床三类。流化床反应器气-固相接触好，能强化反应，反应速率快，传热与传质效率高，温度均匀，设备生产强度大而且简单。9国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第一节 铀化合

6、物的转化三三、六氟化铀的生产 UF6是唯一的一种既稳定又具高度挥发性的铀化合物，被用于铀同位素富集工厂的供料。生产 UF6用核纯级的UF4在高温下与F2发生作用。氟化要使用过量的氟气，而且过量的氟气须再循环。UF6生产：由氟化、UF6冷凝收集、氟气回收和尾气处理四部分组成。10国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第一节 铀化合物的转化三三、六氟化铀的生产（续） UF4氟化制备UF6反应器火焰炉反应器：UF4细粉末分散在350-537的氟气中发生燃烧，反应在火焰中进行。设备紧凑，生产强度大，但对UF4粉末的纯度、粒度及其分散装置要求严，炉体腐蚀重，残渣量多，氟气过剩量

7、大。流化床反应器：反应器内的固体颗粒能迅速混合，全床层处于等温状态，易控制温度，传热与传质优良。床料烧结少。对原料的适应性强，易操作调节，但设备尺寸大，生产强度低，且氟气剩量和灰渣率多。 11国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第一节 铀化合物的转化三三、六氟化铀的生产（续） UF4氟化制备UF6反应器（续）立式氟化炉：兼容火焰炉和流化床的优点，有良好的气-固相接触，一定程度逆流，氟气过剩量小；灰渣率极低；生产强度小于火焰炉，但比流化床高；设备简单，工作温度低，对原料中的Na、K含量要求不严。卧式搅拌炉：完全的气-固相逆流接触，氟气耗量接近化学计算量。但设备传热性不

8、好，只适合在较低温度下氟化，产率低，容易发生中间氟化物烧结，操作困难。12国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第一节 铀化合物的转化三三、六氟化铀的生产（续） UF产品的收集 氟化后混合气中UF含量30%-90%，其余为F2、HF、N2、O2等不凝性气体。收集UF有凝华和液化两种过程。凝华过程：由气态经冷却直接转变为固态的过程。冷凝器内设有档板或翅片。按冷却剂（如乙二醇水溶液）带走热量的方式，分内冷式和外冷式。常用两级串联间歇操作。冷凝器出口处设高效滤网。 13国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第一节 铀化合物的转化三三、六氟化铀的生产

9、（续） UF6产品的收集 （续）液化过程：将含UF6的混合气体压缩至151.7 kPa以上且导入水冷却的冷凝器，UF6即被液化。 此传热效率比冷凝成固态UF6时要大得多，缺点是压缩的压力高，且一次回收率低，须加一级冷冻冷凝。 14国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第一节 铀化合物的转化三三、六氟化铀的生产 （续）（续） UF6产品的收集（续）UF6装运容器： 由于受临界质量的限制，富集度超过3%用内径5英寸的钢瓶；天然铀和贫化铀用内径为30英寸和48英寸的钢瓶。 钢瓶中的UF6在常温下则为固态。需要使用UF6时，将其加热到三相点温度（64.1）以上，UF6变成气态

10、用作供料。 15国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第一节 铀化合物的转化三三、六氟化铀的生产（续） 氟气回收由氟化反应器排出的气体中含20%-40% F2，须设气体净化并循环利用系统。 一部分补加F2再循环到氟化反应器中；其余导往二次反应系统与过量的UF4反应，生成中间氟化物和UF6 。所得固体返回氟化反应器作为供料，气体则经过滤后送入二级冷凝器进一步收集UF6 ，尾气送吸收系统处理。16国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第一节 铀化合物的转化三三、六氟化铀的生产 （续）（续） 尾气处理 从第二级冷凝器排出的不凝气体中，残留有UF6、

11、F2和少量HF等有害气体，排放前须处理，以回收铀并防止铀和氟对环境的污染。固体化学阱法用活性Al2O3、CaSO4、NaF、活性碳和碱石灰等捕集。UF4吸收法用UF4来吸收F2。碱液洗涤法用碱液（KOH或K2CO3溶液）洗涤第二级冷凝器排出的尾气。 17国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第一节 铀化合物的转化三三、六氟化铀的生产 （续）（续）3由再循环铀生产UF6 再循环铀的特点：又称后处理铀（REU），放射性活度比天然铀大得多，含少量放射性裂变产物（如99Tc和106Ru）和超铀元素（钚、镎等）； 另有232U和236U。 232U衰变子体积累使其剂量率随时间而

12、显著增加，须增设屏蔽。 236U是一种中子吸收剂，用循环铀再富集时需要额外的分离功。 再循环铀的转化：化学转化过程无区别，但需考虑厂房与设备的屏蔽和气密性问题；对富集铀应注意核临界安全。转化过程可对产品实现净化。 18国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第一节 铀化合物的转化四、六氟化铀还原 六氟化铀最终加工成UO2或金属铀。前者可直接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。六氟化铀还原成UF4： 氢气还原法目前应用最广，产品的堆密度大、生产能力大而且操作特性好。 四氯化碳还原法控制温度且CCl4过剩。 氨还原法与NH3反应生

13、成NH4UF5，再在惰性气氛中分解得UF4。19国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第二节 铀浓缩一、铀浓缩的基本概念 1铀浓缩的必要性和重要性铀-235是唯一天然存在的易裂变核素，在天然铀中丰度为0.711%；铀-238占99%以上。在热堆中，除少数重水堆、石墨气冷堆用天然铀外，轻水堆需用丰度约为25%低浓缩铀燃料；一些研究试验堆和快堆要用富集度更高的燃料；高通量的材料试验堆则需要90%以上的高浓铀。铀浓缩指用人工方法使铀-235丰度增加的过程。 铀浓缩任务：将天然UF6生产浓缩UF6。20国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第二节 铀

14、浓缩一、铀浓缩的基本概念（续） 2分离功的基本概念和定义 浓缩铀的度量单位。把一定量的铀富集到一定的铀-235丰度所需要投入的工作量叫做分离功（SWU），以kgSWU或tSWU为单位。21国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第二节 铀浓缩二、浓缩铀生产的基本原理 铀-235和铀-238的化学性质相同而仅在质量上有微小差别。生产方法：1气体扩散法 原理：基于两种不同分子量的气体UF6混合物在热运动平衡时，两种分子具有相同的平均动能而速度不同。较轻分子的平均速度大，与容器壁或多孔隔膜的碰撞次数（几率）相对重分子多。隔膜含有容许分子通过的无数微孔。两种组分就以不同的速度通

15、过多孔膜（又称扩散膜或分离膜）而扩散。当UF6气体通过扩散分离时，在过膜的低压侧铀-235有微小加浓，在不过膜的高压侧铀-235被贫化。 22国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第二节 铀浓缩二、浓缩铀生产的基本原理（续） 1气体扩散法（续） 扩散分离级的主要组成部分：m）。压缩机往分离器连续供料并提供为维持扩散膜两侧压差所需的压头。热交换器UF6气体被压缩后，温度升高，用热交换器带走热量，使温度保持恒定。23国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第二节 铀浓缩二、浓缩铀生产的基本原理（续） 1气体扩散法（续） 分离系数 -分离效果的量度，

16、分离级前后所需同位素（铀-235）的相对丰度比。 -理论分离系数1.0043；实际分离系数为1.002。 -由于单级的分离效果极小，为得3%的低浓铀产品，需把一千多级扩散级串联起来组成级联。 -由于必须把气体不断地重新压缩，使它通过扩散膜，要消耗大量的电能。24国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第二节 铀浓缩二、浓缩铀生产的基本原理（续） 2气体离心法在高速旋转的离心机中，由于离心力场的作用，较重的分子靠近外周富集，较轻的分子靠近轴线富集。从外周和中心分别引出气体流，可得略为贫化和略为富集的两股流分。为提高分离效应，可用加热或机械方法驱动转子内旋转的气体，造成一个

17、轴向流动的逆向环流。离心机（见图32）的能力取决于转筒的转速和长度。转速越高，分离能力越大。用高比强度材料（如高强铝合金、马氏体时效钢、玻璃纤维和碳纤维复合材料）提高转速；或发展超临界离心机，增加转子的长度。25国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第二节 铀浓缩二、浓缩铀生产的基本原理 （续）（续）2气体离心法（续）气体离心法的优点 比能耗低，约为气体扩散法的410。 单机浓缩系数（分离系数与1之差）大。离心机在0.2，而气体扩散法仅为0.002。为得3%的低浓铀，气体离心法只需要十几级的级联。气体扩散气体扩散法法需要近千级的级联，相差两个数量级。 技术发展潜力大，

18、单机分离能力可不断提高，分离功成本大降。实用时，在各级中并联很多单机；需装几万台甚至几十万台离心机；关键在于离心机造价低、运行长寿。26国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第二节 铀浓缩二、浓缩铀生产的基本原理 （续）（续） 3激光法优点是分离系数大，一次分离即可获得高浓缩铀，但技术难度大，离工业应用较远。处于开发阶段，基本原理：利用同位素质量差所引起的激发能差别，根据不同同位素原子（或由其组成的分子）在吸收光谱上的微小差别（称为同位素位移），用线宽极窄即单色性极好的激光，选择性地将某一种原子（或分子）激发到特定的激发态，再用物理或化学方法使之与未激发的原子（或分子

19、）相分离。27国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第二节 铀浓缩三、浓缩铀生产的工艺流程 1级联级联的组成单位是分离级；分离级间串联组合级联。分离级可是一个分离单元，也可是并联的数个分离单元。工厂中，每一级的精料作为下一级的供料，同时每一级的贫料返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。级联的最少分离级数与分离系数有关。28国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第二节 铀浓缩三、浓缩铀生产的工艺流程（续） 2工艺流程概述原料UF6经加热以气态供入级联分离，当235U被浓缩到所需丰度时，装入冷冻

20、状态下的产品容器，再液化均质，取样合格后入成品库；贫料UF6装入冷冻状态下的贫料容器，固化后送贫料场暂存。主工艺系统：级联、供取料、产品液化倒料、物料贮存运输、沾污容器和设备清洗、废液处理、设备检修等。公用系统：供电、水、水处理、冷冻水、汽、压空、液氮、空调、通讯与报警、实物保护、防火等。29国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第二节 铀浓缩三、浓缩铀生产的工艺流程（续） 3铀浓缩工厂的基本特点工作介质为六氟化铀，化学性质活泼，腐蚀性强。工艺系统的高度密封性和清洁度主工艺回路负压下工作，须保持其真空密封。若遭破坏，空气中水份与六氟化铀作用后会形成雾状物。长期运行的安

21、全性与可靠性级联装置一旦启动，要求连续运行。要求可靠的供电。30国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第二节 铀浓缩四、铀浓缩生产的核安全问题 主要污染物：铀及其氟化物。UF6化学性质活泼，可与水和有机物反应，有较强化学毒性，对人体的呼吸系统和粘膜有较强的刺激和腐蚀作用；还有辐射危害。现场污染控制；放射性流出物控制；区域监测；职业照射控制。防止核临界。防止UF6泄漏。31国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第三节 燃料元（组）件制造 一、核燃料组件简述核燃料组件是核电厂的发热源。 PWR核燃料组件：由封装了易裂变材料的核燃料元件棒按一定规律

22、排列组成。主要由上下管座、格架、控制棒导向管和燃料元件棒组成。核燃料的能量高度集中。一座1GW的PWR核电机组每年补充新燃料约24tLEU，在堆内使用35a。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，要求有高度的可靠性和安全性。32国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心33国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第三节 燃料元（组）件制造 一、核燃料组件简述（续） 燃料组件设计应考虑的技术要求：燃料芯块和包壳的温度绝不允许超过其熔点，且留有安全裕度。包壳应有足够

23、的机械强度和刚度，最大容许应变量不超过1%。包壳的最大腐蚀深度应低于壁厚的10%。包壳内的气体压力应与外部压力值相近。包壳的吸氢量低，因过量氢能使锆合金包壳脆化破损。34国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第三节 燃料元（组）件制造二、核燃料组件的制造工艺 化工转化制备可烧结UO2粉末 包括干法湿法：包括干法湿法：重铀酸铵（ADU）工艺原料既可是UF6也可是UO2(NO3) 2，可回收废料，缺点是流程长，产生大量废水，产品组成复杂，粉末再现性不好，氟含量高等。一体化干法（IDR）工艺将UF6送入回转炉反应器，入口处与部分蒸汽形成UO2F2，再与H2和蒸汽逆流反应生成

24、UO2粉末。工序短，产量大，废液量极少，转化在一台设备内完成，生产可连续化、自动化，UO2粉末压制烧结性能好，尾气中的HF易回收等优点；缺点是粉末流动性差，需要制粒工序，不能处理 UO2 (NO3) 2来料。35国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第三节 燃料元（组）件制造二、核燃料组件的制造工艺（续）UF6制备陶瓷UO2粉末的湿法工艺过程： UF6气化 水解生成UO2F2 沉淀用过量氨水沉淀成多种铀酸盐ADU（控制条件：T、pH、浓度、反应时间） 过滤和洗涤ADU除氟 干燥使ADU含水降到10%以下。 分解、还原和脱氟在回转炉内ADU煅烧分解，用氢还原成UO2粉末

25、，用水蒸气除氟。 ADU沉淀条件和分解、还原工艺参数是制备适宜性能UO2粉末的关键。36国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第三节 燃料元（组）件制造二、核燃料组件的制造工艺 （续）（续） UO2芯块制备先合批匀化，再制粒、压块、破碎和筛分，按规定粒度配比，使粉末有好的流动性。 芯块压制，生坯在旋转压机或多冲头压机上等压压制。芯块烧结，采用连续烧结炉，把生坯放在钼舟中，再将钼舟连续送入有还原气氛(氢气)的烧结炉中烧结（温度1700）芯块磨削，保证外形尺寸和表面光洁度，再经清洗干燥、外观完整性检查 。37国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心

26、第三节 燃料元（组）件制造二、核燃料组件的制造工艺（续） 组件零部件制造元件棒端塞、上下管座、定位格架和控制棒导向管等的制造。上下管座由低钴不诱钢制成。座面上导向管的位置公差要求严格。用精密程控加工。定位格架的弹簧和条带采用双金属格架，加工工艺有条带冲制、弹簧成型和焊接（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）。38国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第三节 燃料元（组）件制造二、核燃料组件的制造工艺（续） 燃料元件棒制备主要工序：锆合金管准备、下端塞焊接、装入芯块、弹簧和隔热块、上端塞焊接、充氦和堵孔焊接。锆合金

27、管入厂复验，用电子束或钨极保护气体(TIG)焊接端塞，再在150C下经12h烘干。芯块装管采用机械化自动装管工艺，也可手工装管。焊接质量采用超声检测和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。39国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第三节 燃料元（组）件制造二、核燃料组件的制造工艺（续） 组件组装 压水堆燃料组件全长45m，重量550670kg，是大型而又精密的高技术产品。组件的组装包括骨架组装和拉棒或推棒。先把格架和控制棒导向管点焊组成组件骨架，再将燃料棒拉（或推）入骨架。要注意防止棒被划伤。组装的最后工序是将上下管座与装好燃料棒的骨架用导向

28、管连接起来。40国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理一、乏燃料的特性“乏燃料”定义：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。裂变产物共有36种元素，其原子序号自30（锌）至65（铽），质量数从72至161。核素有二三百种之多。此外，还有氚。裂变产物少部分是稳定的，大多具有强/放射性，但相当多的核素半衰期极短，而产额较大而半衰期又适中（或更长）且对乏燃料随后的工艺具有重要意义的有：3H、85Kr、129,131I、133Xe（以上为气态）和90Sr、95Zr、95Nb、99Tc、103,

29、106Ru、137Cs、144Ce、147Pm、151Sm等。 41国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理一、乏燃料的特性（续）锕系产物由铀同位素中子俘获反应（有时伴随衰变）而生成，最重要的是钚的各种同位素，尤以239Pu为主，其他产物有镎、镅、锔等（又称“次锕系元素”）。各核素的产额随其电荷数和质量数的增加而减少。大多具有半衰期较长的/放射性，而且伴有一定的中子发射率。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，还具有生物毒性。42国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、

30、运输及后处理二、乏燃料贮存 目的：使短半衰期放射性核素衰变（“冷却”），并带走其衰变热。(1) 显著降低其放射性水平。刚停堆时放射性比活度极高，贮存初期放射性衰减很快，但经5a冷却后衰减就大为变慢。这对随后的运输及后处理有重要意义。(2) 确保转换成易裂变物质。某些可转换的核素吸收中子后生成的中间产物须有足够的衰变时间才能完全转化为易裂变物质。(3) 让某些放射性很强的铀同位素衰变。为使237U衰减到与天然铀相当的放射性水平，一般需冷却160180d。 贮存时间除考虑上述外，还要兼顾贮存装置的容量、乏燃料积存对燃料循环经济性的影响以及适宜后处理的时机。轻水堆乏燃料在反应堆现场至少贮存一年才被运

31、出。 43国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理二、乏燃料贮存（续）按贮存设施的所在地分为：“在堆贮存”指在反应堆现场；“离堆贮存”指将乏燃料运输到远离反应堆的地方（通常是后处理厂厂址）集中贮存。绝大部分贮存方式采用“湿式”，即将乏燃料存放于水池内的格架上。池水既可起放射性屏蔽隔离作用，又可带走乏燃料的热量。须配备池水处理系统和热交换系统；贮存时间可长达2030a。还开发了“干式”贮存，包括干井、金属或混凝土容器、土圆仓、地窖等，贮存时间可更长（50100a）。44国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节

32、乏燃料贮存、运输及后处理二、乏燃料贮存（续） 乏燃料湿式贮存的安全性水池结构的完整性。应保证在现场发生地震时仍能结构完好；卸料水池底部要有良好的吸震性能，以免万一发生容器坠落，水池的不锈钢覆面仍不破损。确保乏燃料处于次临界状态。尽可能使乏燃料排列紧密，但要注意核临界安全。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发生位移和倾倒时对临界安全影响。 45国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理三、乏燃料运输1运输容器容器是运输安全的关键装备，必须

33、有足够的机械强度。圆柱型容器由带底的开口圆筒、内腔篮筐和顶盖及O型密封圈等组成。圆筒上附设有吊耳。运输过程中，容器的两端联有防冲撞的减震器（内用木块吸震）。圆筒和顶盖内设有能阻挡各种射线（特别是放射性）的屏蔽层（材料为铅或锻钢，少数选用球铁或贫铀）。装运大于20GWd/tU燃料的容器，还须设中子吸收层（水或有机树酯材料）。容器内腔装有金属篮筐。乏燃料组件在篮筐内的排列要紧密又确保临界安全。46国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理三、乏燃料运输（续）1运输容器（续）容器设计中，各层材料之间要有良好的导热；某些容器外壳上焊有金属翅片。湿式

34、容器内部充的水也是传热介质。对冷却期长乏燃料，已开发出金属或混凝土制成、既能用于运输又可用来贮存的双用途容器。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。研制时要做水密封、贯穿、自由跌落和高温下火烧等试验。运输容器的容量应尽可能大，又因有屏蔽层厚，容器很重。大型轻水堆核电站乏燃料容器已达120t级，可容20多个组件。47国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理三、乏燃料运输（续）2运输方式(1) 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。(2

35、) 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常无铁路通达，此时还须汽车接驳。(3) 水路运输适于中长运距，成本低而效率高，须采用特制的船舶。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。世界乏燃料运输业务虽然繁忙，但未发生过一次放射性泄漏事故。48国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理四、后处理的意义和特点1核燃料循环的模式后处理将反应堆中烧“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，构成完整核燃

36、料循环，也称“闭路循环”。一次通过让乏燃料先暂时贮存，然后将其直接处置，不再经后处理。核燃料仅在反应堆中使用一次，又称“开路循环”。等着瞧即当前先将乏燃料长期贮存着，等待时机成熟时再做出抉择。一种权宜之计，而且将当代人的职责留存给后代人去负担。PWR乏燃料直接在CANDU堆中利用，将压水堆的乏燃料经简单的高温氧化挥发处理，再将粉末状的二氧化铀烧结成芯块，制成CANDU堆燃料。49国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理四、后处理的意义和特点（续） 2后处理的意义“后处理”的定义：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

37、回收易裂变材料和可转换材料的过程。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；提取有用的放射性同位素和某些贵金属材料；便于更安全地处理和处置放射性废物。50国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理四、后处理的意义和特点 （续）（续） 2后处理的意义（续）后处理可充分利用核燃料资源以PWR为例，如果燃料“一次通过”，铀资源利用仅0.37%；如果后处理并再循环一次，可省25%天然铀；如果发展快增殖堆，则铀资源的利用率可高达60%70%。后处理有利于核废物的长期安全管理乏燃料中某些裂变产物和

38、次錒系产物既有很长的半衰期又对环保特别重要。通过后处理将其作为副产品分离，并经嬗变使之转化为便于近地表处置的中短寿命放射性核素，或转化成可利用的燃料，消除人们对发展核电的疑虑。 51国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理四、后处理的意义和特点 （续）（续）3后处理的特点(1) 产品回收率很高后处理产品贵重，也不允许对环境有显著排放，产品的总回收率大于99%，每一步操作的回收率大于99.9%。(2) 产品纯度极高 /放射性的裂变产物的去除其原则是从后处理得到的铀产品要像天然铀一样进行直接操作，钚产品也只在具有薄屏蔽层的工作箱内加工。用“去

39、污系数”表征对裂变产物的去除程度（“定义”见书）。工厂的总去污系数往往高达106108。52国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理四、后处理的意义和特点 （续）（续） 3后处理的特点（续） 铀、钚产品的分离对铀、钚两种产品的互相分离要求，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。铀中去钚的分离系数较高；而钚中去铀的分离系数则稍低。 化学杂质的去除裂变产物中还存在其他稳定同位素杂质和某些中子吸收截面很大的毒物，而产品必须达到核级纯度。对化学杂质的含量一般都在10-6数量级；

40、而所有杂质的中子吸收截面最多只能相当于含10B 8PPM的中子吸收截面。53国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理四、后处理的意义和特点 （续）（续） (3) 远距离操作与控制后处理工厂的工艺设备与管道等均须置于屏蔽层后面，而采用远距离操作和控制的方式，部分设备还采用远距离维修。这种远距离方式带来复杂技术问题，并由此大增工厂投资。(4) 十分严格的安全要求后处理物料有：强放射性、化学毒性、腐蚀性和易燃、易爆性，后处理工厂有一般化工厂的密闭、通风、防腐、防火、防爆等要求。工厂更有特殊安全要求。厂房及其内部的区域必须按照辐射的性质和强弱施行

41、分区布置，以保人员、风向和物流均有合理走向；凡有易裂变物质存在且可能达到核临界状态而造成事故的场合均需严加防范（详见 “第五节”）。54国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理五、后处理工艺过程简介 依据工艺是否涉及水介质，分为湿法（水法）和干法两大类。水法曾用的沉淀法和离子交换法已遭淘汰，而改为溶剂萃取法。干法中又可分为高温冶金法、高温化学法和氟化挥发法三种。干法的优点是强辐照条件对其影响不大，但存在许多工程性技术难题，仅由实验室研究进展到中试验证阶段。当今工业规模应用的全部是以溶剂萃取法为核心的水法工艺。包括：首端过程、溶剂萃取过程、

42、尾端过程。55国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理五、后处理工艺过程简介 1首端过程将乏燃料制备成可供溶剂萃取分离用的合格料液的全过程。(1) 机械剪切LWR燃料元件的包壳和组件的格架使用锆合金或不锈钢材料，难溶；又，若将其溶解，会使高放废液中含盐量大增，减少浓缩倍数。因此，将整个燃料组件剪切成长约5cm的元件段，暴露出两端的燃料芯体。元件段经溜槽和分配器落入溶解器吊篮。此系统技术复杂，造价高昂，须布置在大型屏蔽热室中，采用远距离操作和维修方式，还要解决粉末回收、防止锆屑自燃及气溶胶处理等问题。56国家环境保护总局核与辐射安全中心国家

43、环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理五、后处理工艺过程简介（续） (2) 化学溶解往溶解器中加入硝酸，在稍低于沸点温度下，硝酸与二氧化铀芯体发生反应使其溶解（浸取）。溶解结束提出吊篮，稀酸漂洗并仪器检测残余燃料量（损失率0.1%）。对生产堆天然铀金属燃料，先用NaOH溶液溶去包壳，漂洗后再用HNO3溶芯；对以铝（或镁）合金作包壳、以铝（或镁）与富集铀金属弥散体为芯体的研究堆燃料，用硝酸一次性溶解。溶解过程可分批或（半）连续地进行。须考虑核临界安全的溶解器为几何安全或几何良好的圆柱状，对形状和尺寸有限制。 57国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中

44、心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理五、后处理工艺过程简介（续） (3) 料液预处理溶解产品液预先处理。首先经过过滤或靠离心的作用使料液澄清，以除去其中细的不溶性颗粒（主要是剪切过程产生的包壳粉末和未完全溶解及化学上极难溶解的组分）。澄清所得料液加入化学试剂调节铀浓度、酸度和镎、钚的化学价态。溶解以后，铀处于最易被萃取的价；而钚须靠NaNO2稳定在易被萃取的价。有时为改善对某些裂变产物（如钌）的去污，也用试剂处理。制备成合格的溶剂萃取料液。溶剂萃取料液。 58国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理五、后处理工艺过程简介（续）2溶剂萃取过程

45、在后处理工艺中应用得最普遍也最为成功的是以30%磷酸三丁酯（TBP）为萃取剂、以硝酸为盐析剂的普雷克斯（PUREX，为“钚、铀还原萃取”的英文词头缩写）流程。一些使用其他萃取剂的流程（如：用甲基异丁基酮的REDOX流程；用二丁基卡必醇的BUTEX流程等）都早已废弃。 59国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理五、后处理工艺过程简介（续）2溶剂萃取过程（续） (1) 萃取分离基础用与水基本不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。有机溶剂的特点：选择性高；与水基本不互溶；化学稳定性和辐照稳定性好

46、；与水相有一定的密度差，而粘度较低；价格低且可回收；毒性小，着火点高。 TBP符合，但粘度较大，使用时要以烷烃（如煤油）作稀释剂，通常配制成30%（体积比）的浓度。60国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理五、后处理工艺过程简介（续） 2溶剂萃取过程（续）易被TBP萃取的只有UO2(NO3) 2和Pu(NO3)4，而价钚和绝大部分裂变产物及其他超铀元素（如镎、镅、锔等）均难被萃取。分配比（D）定义：在达到萃取平衡以后，某元素或离子在有机相中的浓度与其在水相中的浓度之比。利用或改变溶剂萃取过程中影响D的因素，控制各种金属离子的D值来实现回

47、收或分离。、价的金属离子易被去除，而高价或有变价的金属离子则较为困难。如： 95Zr95Nb和106Ru106Rh是“麻烦制造者”；而对长冷却期高燃耗燃料，重视99Tc和237Np的去除。 61国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理五、后处理工艺过程简介（续）2溶剂萃取过程（续）(2) 普雷克斯型工艺流程经历一个萃取、洗涤和反萃取的过程称为一个溶剂萃取循环。典型的普雷克斯流程对每种产品而言须经历三个循环；近期已缩减为二个循环。典型的普雷克斯工艺流程示意图。62国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心 典型的普雷克

48、斯工艺流程示意图典型的普雷克斯工艺流程示意图铀/钚第二纯化循环1A1B1C2D2E3D3E2A2B3A3B 首端 来料 U，Pu U Pu UO2(NO3)2溶液 Pu(NO3)4溶液铀/钚第三纯化循环 共去污分离（第一）循环63国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理五、后处理工艺过程简介（续）2溶剂萃取过程（续）共去污分离循环含1A、1B、1C三台接触器。在1A铀、钚共萃，用硝酸洗涤，去除裂变产物杂质；在1B用Fe2+或U4+将钚还原成不被萃取的价，实现钚与铀分离；在1C用稀硝酸将铀反萃。铀纯化循环从1C来的含铀水相可浓缩或直接调料后

49、作第二铀循环（2D2E）料液，经还原洗涤，进一步去除裂变产物并分离钚。有时，还须用第三铀循环（3D3E）。钚纯化循环从1B来的水相几乎含全部钚，依次经2A2B和3A3B两个循环，进一步除铀和裂变产物，并使钚溶液浓缩。64国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理五、后处理工艺过程简介（续）2溶剂萃取过程（续）有机溶剂在使用中因辐照和化学的原因而降解，生成的多种降解产物，影响去污系数及产品回收率。TBP的降解产物为磷酸二丁酯、磷酸一丁酯和磷酸；而稀释剂降解却生成一系列复杂的有机化合物。每个溶剂萃取循环都设有独立的溶剂净化系统，依次用碳酸钠溶液

50、和稀硝酸溶液洗涤，以除去降解产物。经净化的溶剂再返回重新使用。65国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理五、后处理工艺过程简介（续）(3) 溶剂萃取设备混合澄清槽箱体型的多级装置，每一级均由混合室和澄清室组成。优点是结构简单，操作可靠，适应性强，停车后不破坏平衡；缺点是物料存留量大，停留时间长，溶剂降解严重，界面污物影响操作，不宜在高辐照下应用。脉冲筛板柱细长的圆柱状结构，内设许多块筛板，在柱中实现传质过程。柱两端扩大部分实现两项沉清、分层作用。这种柱的结构较简单，物料存留量小，停留时间较短，溶剂降解程度较轻，易排除降解产物，有利于临界

51、安全几何控制；但操作要求较严，需要的厂房较高。离心接触器每个单级由两个同心圆筒组成。内筒下部为混合室，转轴上有搅拌浆。两相混合后被抽至转鼓内，靠离心力作用使两相分离。优点是物料的停留时间短，存留量少，适于强辐照场合下；缺点是制造、安装及维修要求严，费用高。66国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理五、后处理工艺过程简介（续）3尾端过程溶剂萃取所得是铀和钚的硝酸盐溶液，不便运输和应用，须对其浓缩并转形以获得最终固体产品，称此为“尾端过程”。此过程通常还有补充净化作用。往硝酸钚溶液中加入草酸溶液，即生成草酸钚沉淀，回收率较高；其组成固定，结

52、晶颗粒大，易于过滤与洗涤；再在空气中于8001000的高温下煅烧，得黄褐色的二氧化钚松散粉末。 67国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第四节 乏燃料贮存、运输及后处理五、后处理工艺过程简介（续）3尾端过程（续）往硝酸铀酰溶液中加碳酸铵溶液，可沉淀得三碳酸铀酰铵；也可从含铀有机相中直接反萃沉淀。沉淀物经陈化、过滤、洗涤和干燥后，在H2气氛下高温煅烧得UO。此法工艺成熟，操作稳定，产品的化学组成恒定，有附加净化，晶体的物理性质和反应性优良，适于用干法生产UF4；但试剂耗量大，废液多，须回收母液中的铀与氨，操作步骤多，难远距离控制。在流化床中将硝酸铀酰溶液脱硝转化成UO

53、3，然后用氢还原成UO2；也可由一步法直接制得，但产品活性差。此脱硝具有传热与传质好、结构简单、单器生产能力大、适于集中控制等优点，但也存在操作技术难度大和产品活性低等缺点。68国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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一、核临界安全基础知识一、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，后者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。如创造条件使每次裂变

54、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。69国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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一、核临界安全基础知识（续）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）：考虑了中子泄漏的増殖因子。k

55、eff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防止临界条件的出现。70国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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一、核临界安全基础知识（续）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

56、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。71国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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一、核临界安全基础知识（续）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

57、别施行易裂变核素的质量控制、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。72国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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一、核临界安全基础知识（续）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

58、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 73国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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一、核临界安全基础知识（续）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；确定安全限值时留有较大余量，临界安全分析的假设必须偏

59、安全，某些工艺设计中采用双偶然原则；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；临界控制所依赖的次临界限值，应建立在实验数据或可靠的计算数据的基础之上。 74国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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一、核临界安全基础知识（续）一、核临界安全基础知识（续）3燃耗信用制分析乏燃料的临界问题时，以新燃料的最高富集度为依据，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

60、裕度适当变小，提高经济效益。采用燃耗信用制在技术上和管理上须达高水平。如：核电站要提供可靠的燃耗数据；每盒组件的燃耗须经核实；应开发精度高、适应性强的临界计算程序并对其验证。燃耗测量是采用燃耗信用制的一个关键步骤。 75国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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二、铀富集厂的核临界安全控制二、铀富集厂的核临界安全控制二、铀富集厂的核临界安全控制二、铀富集厂的核临界安全控制 1核临界安全的特点(1) 235U易裂变材料富集度0.2%至90%。当富集度1%时，就考虑核临界安全。(2) 工艺主

61、机级联中气相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到一定条件时，则有可能发生核临界事故。 (3) 主机级联厂房及其检修厂房和供取料厂房的产品取料装置等均无辐射屏蔽层；回收再生厂房虽有部分间隔，但屏蔽效果不大。 76国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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二、铀富集厂的核临界安全控制（续）二、铀富集厂的核临界安全控制（续）二、铀富集厂的核临界安全控制（续）二、铀富集厂的核临界安全控制（续）2核临界控制的手段几何控制限制工艺设备的几何尺寸和形状。质量控制限

62、制设备和系统内的易裂变材料的质量。浓度控制限制溶液中易裂变材料的质量浓度。富集度控制按富集度的不同分别制定核临界安全限额。慢化控制限制可能进入含铀物料的含氢慢化剂的质量。间距控制限制容器之间的距离不得小于一定值，以防各容器之间的中子相互作用。毒物控制如在处理接近或超过临界量的含235U的溶液反应器中设置镉片。77国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制三、核燃料

63、元（组）件制造厂的核临界安全控制1临界安全控制的一般考虑在燃料制造过程中，由于有各种物理和化学变化，易裂变物质会出现液、气、固三种形态及其不均匀性现象。在进行临界安全计算和确定临界控制方法时，必须考虑这些问题。通常做法：先建立能在正常和异常条件下包容这些状态的偏保守模型，再由此模型得到安全限值和适用的控制方法。78国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制（续）三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制（续）三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全

64、控制（续）三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制（续）2工艺流程中各工序的临界控制方法 (1) UF6接收、称重、贮存控制容器之间的最小存间距并防止水进入UF6容器。 (2) 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，建立偏保守单体和多体模型，然后计算出单体的安全尺寸和多体的布置要求。 (3) ADU转化为UO2粉末采用设备直径受限的几何良好圆柱体；限制沉淀物容器的高度和容积；控制易裂变物质的量；在煅烧炉内排列成安全平板型阵列。若本工序设备布置在同一厂房内，还须考虑多体的相互作用。 (4) UO2粉末转运和贮存用几何控制、质量控制及慢化控制方法。 (5) 配料

65、限制UO2和慢化剂的质量。79国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制（续）三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制（续）三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制（续）三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制（续）2工艺流程中各工序的临界控制方法（续）(6) 混料控制UO2、添加剂和慢化剂的质量，并让 混料操作在几何良好的容器中进行。(7) 干燥UO2粉末置于几何安全装置中。(8) 制粒对UO2，用安全容积的容器盛装；用限制操作量的方法转

66、运和提升。(9) 烧结限制钼舟高度；排列成安全平板型阵列；控制钼舟周围慢化剂。(10) 研磨限制磨削时的UO2质量；UO2芯块以安全平板型阵列存放。(11) 芯块转运和贮存芯块以平板状运输；三维贮存时，用间距控制和慢化剂控制。80国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制（续）三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制（续）三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制（续）三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制（续）2工艺流程中各工序的临界控制

67、方法（续）(12) 包壳管装料装料后的元件棒以安全平板状放置于台面，并控制慢化剂的引入。(13) 元件棒除气、封焊、检查、富集度测量控制慢化条件，并限制元件棒数。(14) 元件棒贮存在控制慢化条件下，元件棒安全阵列贮存。(15) 组件组装每个工作台只组装一盒组件，并控制慢化。(16) 组件清洗和检查限制组件数，一次只操作一盒组件。(17) 组件贮存和运输装运容器在正常和事故条件下均能保持组件有安全间距。(18) 废物处理优先选用几何控制的工艺设备。 81国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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

68、安全控制四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制1乏燃料贮存密集化为了提高乏燃料贮存设施的贮存容量，实施乏燃料密集化贮存。密集化措施：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。tHM/m2提高到12tHM/m2。 82国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制四、乏燃料贮存设施的核

69、临界安全控制四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制2临界安全控制参数与条件应采取措施使之在正常和可信的异常条件下都处于次临界状态。应在双偶然事件原则的基础上，考虑会使贮存阵列的反应性达到最大的各项参数和条件。(1) 燃料元件参数易裂变物质的含量、形态、密度、核特性和分布；可燃毒物的组成、密度和分布；燃料元件的几何条件和包壳的材料与尺寸；燃料元件内可影响反应性的其他材料。(2) 燃料单元的组成燃料元件数量及其在燃料单元内的位置；燃料单元的尺寸；可能存在的其他材料。 83国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 核燃料加工、处理设施

70、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四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制（续）四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制（续）四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制（续）四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制（续）2临界安全控制参数与条件（续）(3) 阵列参数燃料单元间距；固定和可溶中子毒物的数量、分布、浓度；阵列内结构材料和可能存在的其他材料；燃料单元装卸的影响。(4) 慢化条件燃料单元内燃料元件之间的可信慢化条件，如池水的密度和温度变化。(5) 反射层和相互作用条件反射层的成分、形状和位置；与其他易裂变材料的相互作用。(6) 异常和事故条件地震、爆炸、火灾、水淹等；燃料单元位置异常；燃料或容

71、器跌落，或燃料架转运时翻倒等事故引起的几何变形；丧失毒物或慢化、几何、反射等条件变化。84国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制（续）四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制（续）四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制（续）四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制（续）3keff操作限值的选取keff须来自实验或有效的计算方法，且要考虑实验或计算中的不确定度和计算模型与实际阵列的偏差，以及实际阵列的各种误差，同时要留足够裕量来补偿可能出现的意外事件。通常keff操作

72、限值取0.90；有时为提高贮存容量，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。85国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制 乏燃料后处理是核燃料循环中典型的堆外操作、加工、处理易裂变材料的核设施，核临界安全控制占有特殊重要的地位。操作的物料不仅含有235U，而且有相当含量的钚。核临界安全控制尽可能采用几何控制，若不

73、能实现，应采用可溶的或固定的中子毒物控制。加强易裂变材料的衡算，了解其分布、积存和转移情况。对可能发生核临界事故的场所，须编制事故应急响应规程；对于可能发生临界事故，造成严重后果的核设施，必须制定周密的事故应急计划。 86国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制 （续）（续）（续）（续）1临界控制的特点LWR乏燃料后处理在临界控制方面的特点：LWR的核

74、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的富集度小于1%，钚的质量分数大于0.5%。因此，对后处理工艺过程必须从头到尾进行临界控制。此类工厂具有商用性质，在安全性与经济性上须作统盘考虑。在临界控制的设计和实施方面，技术难度大。 87国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）2临

75、界控制的设计准则与要求偶然事件准则规定：对于设置重屏蔽可将临界事故对人员造成的剂量减少到允许水平的场合，其设计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。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。工厂临界控制设计要求：基础参数应假定所处理的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。对各种参数和使用条件均作出误差规定。可采用辅助控制措施，包括限制中子反射条件，设置溢流口，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。88国家环境保护总局核与辐射安

76、全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）3主要工艺步骤的临界控制燃料剪切控制剪切组件数量。燃料溶解存在双重（固相液相和溶液中的浓度）不均匀性，可用几何控制、固定中子毒物控制和浓度控制。为增大处理能力，可加硝酸钆作为可溶中子毒物。料液制备用可溶毒物、浓度、几何控制或其适当的组合来实现临界安全。要防易裂变物质的局部浓集（如沉淀）。89国家环境保护总局核与辐射

77、安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）3主要工艺步骤的临界控制（续）共去污和铀、钚分离循环萃取设备可用几何、浓度几何、毒物浓度几何等方法综合控制。后者只在大型厂中使用。可溶中子毒物仅在共去污部分使用。铀纯化循环若235U富集度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。钚纯化循环一般用几何（环形或平板形设备）或几何固

78、定毒物（设备内装有含硼玻璃拉西环）方式来控制。注意预防不溶性钚聚合物的生成。90国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第五节第五节 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五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制（续）3主要工艺步骤的临界控制（续）铀、钚尾端钚转化设备是几何安全的，并能自动化连续操作。易裂变物质溶液的贮存钚溶液可贮存于环状、板状、小直径圆柱状容器中，也可存放于装有中子毒物棒栅或拉西环的容器中；低富集度的铀溶液

79、可用浓度控制方法贮存于大容器中。固态产品贮存也可用慢化控制来保证临界安全。两种产品的贮存均须考虑中子的相互作用。 91国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第六节核燃料加工、处理设施的辐射防护第六节核燃料加工、处理设施的辐射防护一、辐射防护大纲基本要求一、辐射防护大纲基本要求一、辐射防护大纲基本要求一、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

80、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，进行全面的安全监督和管理。92国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第六节核燃料加工、处理设施的辐射防护第六节核燃料加工、处理设施的辐射防护二、辐射防护大纲的主要内容二、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

81、染监测。物流和人流通道分开。 93国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第六节核燃料加工、处理设施的辐射防护第六节核燃料加工、处理设施的辐射防护二、辐射防护大纲的主要内容二、辐射防护大纲的主要内容1辐射安全设计（续） 辐射屏蔽和污染控制：防护射线产生的外照射，避免或减少放射性污染产生，避免产生内照射。废物要及时清理、收集或装桶，对污染区及时清扫、擦洗。 防火防爆：有足够的防火防爆器材，执行建筑物设计防火规范，防止火灾。 事故应急：运行前，制订事故处理规程，并编应急预案。人员要培训，掌握安全操作规程。事故发生时能够及时进行应对和处理。 94国家环境保护总局核与辐射安全中

82、心国家环境保护总局核与辐射安全中心第六节核燃料加工、处理设施的辐射防护第六节核燃料加工、处理设施的辐射防护二、辐射防护大纲的主要内容二、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：定期测气溶胶放射性物质及其它有害物，定期测液态流出物中放射性物质浓度。95国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第六节核燃料加工、处理设施的辐射防护第六节核燃料加工、处理设施的辐射防护二、辐射防护大纲的主要内容（二、辐射防护大纲的主要内容（续）续）3辐射安全措施 厂房分区设计，合理安

83、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、输送放射性液态废物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。96国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第六节核燃料加工、处理设施的辐射防护第六节核燃料加工、处理设施的辐射防护二、辐射防护大纲的主要内容（续）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

84、修和事故场所，要限制工作时间。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。 97国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第七节第七节 核燃料加工、处理设施的事故应急核燃料加工、处理设施的事故应急一、应急准备与响应的目标与原则一、应急准备与响应的目标与原则一、应急准备与响应的目标与原则一、应急准备与响应的目标与原则应急准备和响应是核安全纵深防御的最后一道保护措施。应急准备和响应的目标：减轻核或辐射事故的后果，确保在可能的应急情况下，能迅速采取适当措施，保护人员、环境和避免财产损失。两条基

85、本原则：（1）干预的正当性；（2）干预的最优化。应急准备的基本要求：保证应急准备的范围和深度与设施潜在危险的大小及可能发生的核或辐射事故的严重程度相适应 。98国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第七节第七节 核燃料加工、处理设施的事故应急核燃料加工、处理设施的事故应急二、危险评价二、危险评价二、危险评价二、危险评价 针对那些导致或可能导致放射性物质释放失控，从而损害或危及工作人员或公众健康与安全或造成财产损失的潜在事故。不仅包括预期的事故工况，且须包括那些发生概率更低而其后果大于设计基准事故的严重事故。不同类型的核燃料加工、处理设施，其潜在事故的性质与后果可能存在

86、相当大的差别。为使应急准备建立在可靠技术基础上，须针对具体设施做全面、深入的事故分析或危险评价。99国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第七节第七节 核燃料加工、处理设施的事故应急核燃料加工、处理设施的事故应急二、危险评价（续）二、危险评价（续）二、危险评价（续）二、危险评价（续）对新建设施，经审评认可的安全分析报告可作为设施应急准备的主要技术基础。对早先建成、已服役多年的设施，其应急准备则必须建立在设施当前危险评价的基础上。核临界事故及其后果的评价，采用我国发布的核行业标准所推荐的假设与方法。发生于此类设施中的火灾或爆炸事故，不仅可能引起放射性物质释放，而且可能引

87、起化学有毒物质的释放，造成严重的化学危害。 100国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第七节第七节 核燃料加工、处理设施的事故应急核燃料加工、处理设施的事故应急三、应急状态分级三、应急状态分级三、应急状态分级三、应急状态分级 多数核燃料加工、处理设施，与核电厂或反应堆相比，其生产过程中放射性物质的量或者事故时潜在可释放的量较少，事故的场外后果大多有限，一般不需考虑场外应急防护行动。个别设施，如高放废液贮存设施，万一发生爆炸事故，则可能造成场外较大范围的放射性污染。核燃料循环设施的应急状态分为应急待命、厂房应急、场区应急三个等级。个别核燃料循环设施，通过分析与审评，确

88、认需要在场区边界外一定范围的区域制定和实施某种场外应急计划，则个案处理。101国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第七节第七节 核燃料加工、处理设施的事故应急核燃料加工、处理设施的事故应急三、应急状态分级三、应急状态分级三、应急状态分级三、应急状态分级 “设施应急”指相对于整个场区（特别是建有多个设施的场区），事故的实际或可能影响限于场区的局部区域，但不仅仅限于厂房或设施构筑物的内部。个别情况下，事故释放的化学有毒物质的影响范围可能较放射性物质更大，应急状态的级别可能不仅取决于事故的辐射后果，而且取决于其化学危害后果。三个应急等级分别称“报警”、“设施应急”和“场区

89、应急”。三个应急级别不一定是一个逐步升级的过程。有些事故（例如核临界事故）可能瞬间进入场区应急。 102国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第七节第七节 核燃料加工、处理设施的事故应急核燃料加工、处理设施的事故应急四、应急计划的主要内容四、应急计划的主要内容四、应急计划的主要内容四、应急计划的主要内容 应急组织及其职责 营运单位应急组织构成、所需场外支援、关键岗位负责人和各行动小组的权限与责任，尤其要明确权责关系与通信渠道。应急状态、应急行动水平和干预水平 所考虑的各类事故，应急状态分级、应急行动水平和相应的响应行动，给出干预水平。应急行动 （1）应急组织启动；（2

90、）评价； （3）补救行动； （4）防护行动； （5）应急照射控制；（6）医疗救护说明。 103国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第七节第七节 核燃料加工、处理设施的事故应急核燃料加工、处理设施的事故应急四、应急计划的主要内容四、应急计划的主要内容 （续）（续）应急设施与设备 应急指挥点，通信系统，气象水文观测、辐射监测、工艺参数监测以及火灾探测与报警等评价设施与设备，撤离人员安置点，急救与医疗手段，抢修和损害控制设备与物资等。应急能力的保持措施 对人员培训、应急练习与演习、应急计划的复审与修订、应急设备与物资的保养规定与说明。应急状态的终止与恢复行动 应急状态终止

91、的条件、批准和发布终止命令的程序，以及恢复设施安全状态的准则、恢复行动的组织与责任划分等。 104国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第七节第七节 核燃料加工、处理设施的事故应急核燃料加工、处理设施的事故应急五、应急计划实施程序五、应急计划实施程序五、应急计划实施程序五、应急计划实施程序 实施程序包括：（1）应急行动的执行组织或人员及其职责；（2）执行规定的应急行动的前提和行动水平；（3）行动细则或步骤；（4）对重要步骤或预防措施的警告和提示；（5）与其他有关程序的关系；（6）用以证明已执行了规定的应急行动的签字表或对照单。分三类：应急启动程序，应急行动程序，辅助程

92、序。105国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第七节第七节 核燃料加工、处理设施的事故应急核燃料加工、处理设施的事故应急六、应急计划的审评六、应急计划的审评六、应急计划的审评六、应急计划的审评 营运单位在其设施首次投料试车前6个月将应急计划报国家核安全部门审评，并且，应于其设施首次投料试车前做好各项应急准备，包括进行应急演习。营运单位根据其设施条件的变化和应急演习所揭示的问题对其应急计划所做的修改，亦应报国家核安全部门审评。 106国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第七节第七节 核燃料加工、处理设施的事故应急核燃料加工、处理设施的事故应

93、急七、应急培训七、应急培训 目的：使各类应急人员清楚各自的职责，掌握所需要的知识与技能。重点对象：营运单位的应急指挥人员和各应急小组的负责人，以及对事故评价评估、控制室值班、辐射监测、损坏控制与抢修、消防、营救与急救、重要场外支援人员等。107国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第七节第七节 核燃料加工、处理设施的事故应急核燃料加工、处理设施的事故应急八、应急演习八、应急演习 目的：验证和评价应急组织的综合应急响应能力，检验和提高应急计划的有效性和应急准备的完善性。演习分类：单项演习和综合演习。前者验证、评价和提高应急响应人员执行特定应急响应职能的操作技能与响应能力

94、；后者是营运单位应急组织的所有组成单位协同进行并有场外支援。演习必须具有真实性，才能收到预期的效果。设施首次投料试车前，营运单位进行一次综合演习；之后每2年一次。108国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第七节第七节 核燃料加工、处理设施的事故应急核燃料加工、处理设施的事故应急九、应急计划的修订与复审九、应急计划的修订与复审定期对应急计划进行复审，并根据应急演习的总结、设施及其环境条件的变化，对应急计划及有关实施程序进行修订，是保持和改善应急响应能力的重要环节。 109国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第七节第七节 核燃料加工、处理设施

95、的事故应急核燃料加工、处理设施的事故应急十、应急设施、设备及物资的维护十、应急设施、设备及物资的维护 维护、维修、保养所有应急设施、设备和物资，使之始终处于良好备用状态。 110国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第八节第八节 核燃料加工、处理设施的实物保护核燃料加工、处理设施的实物保护一、实物保护的基本概念一、实物保护的基本概念一、实物保护的基本概念一、实物保护的基本概念实物保护指防止核材料的被盗和非法转移、防止核设施被破坏的保护措施和技术。包括： 设施设计和警卫组织、保卫制度、人防措施等软件部分；实体屏障、探测与报警复核系统、出入口控制等硬件部分。系统具有效性和

96、完整性。目标：将非法转移核材料或破坏核设施的可能性降到最低，并提供信息和技术援助，以支持国家采取措施，确定遗失核材料的地点，追回核材料并最大限度地减少破坏的影响。核材料及核设施的安全措施，又是减少核扩散危险的种措施。 111国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第八节第八节 核燃料加工、处理设施的实物保护核燃料加工、处理设施的实物保护一、实物保护的基本概念（续）一、实物保护的基本概念（续）实物保护的目的保证核设施和核材料的安全；防止无罪的或非有意的穿入保护区域；保证准确探测、识别、拦截和防止有意侵入保护区域；准确和有效控制并保证经核准者顺利出入保护区域；保证对突发事件

97、及时响应；在应急情况下，保证消防、医疗和事故处理人员顺利出入保护区域。 112国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第八节第八节 核燃料加工、处理设施的实物保护核燃料加工、处理设施的实物保护一、实物保护的基本概念（续）一、实物保护的基本概念（续）一、实物保护的基本概念（续）一、实物保护的基本概念（续）2对核设施实物保护的要求安全监督管理部门规定核设施的实物保护要求，以防遭受破坏；无论核材料属于哪个类别，只要核设施有可能遭受破坏，就应执行适当的实物保护措施;执行何种实物保护措施，不仅考虑核材料的类别，还应考虑遭受破坏的潜在放射性释放给环境带来的危害；核设施放射性释放的危

98、险程度与遭受破坏的方式、核设施的设计和安全性有关，应对破坏后果作专门评价。113国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第八节第八节 核燃料加工、处理设施的实物保护核燃料加工、处理设施的实物保护二、对实物保护设计的要求二、对实物保护设计的要求二、对实物保护设计的要求二、对实物保护设计的要求 系统必须具备探测、延迟、响应功能。同时应考虑原则：纵深防御：分区保护、层层设防，采用多种技术手段和探测技术使防范对象必须依次避开或突破实物保护系统的保护器件。均衡防护：对保护目标的保护措施尽量作到平衡，具有等同的防范效果。冗余原则：主设备应有冗余，包括探测器、通讯手段、供电等。有效性

99、和完整性：先要系统有效、完整、可靠，后考虑设备先进，采用成熟技术。114国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第八节第八节 核燃料加工、处理设施的实物保护核燃料加工、处理设施的实物保护三、实物保护的功能要求三、实物保护的功能要求 （1）探测：发现防范对象公开的或秘密的行动。探测器对异常事件作出反应并引发报警，报告并显示信息，分析信息并判断报警是否有效；还包括进入控制。（2）延迟：指使防范对象入侵进展变缓慢的手段，可以靠实体屏障、锁和被激活的延迟器件，固定的警卫也可起延迟作用。（3）响应：警卫部队采取的用于阻止防范对象破坏行动得逞的各种行动组成。 响应包括截住和制止两部

100、分。115国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第八节第八节 核燃料加工、处理设施的实物保护核燃料加工、处理设施的实物保护四、实物保护的组成四、实物保护的组成四、实物保护的组成四、实物保护的组成 (1)实体屏障划定不同区域，控制人员出入，防止未准进入以及阻碍和延迟非法入侵。 (2)出入口控制核设施人员和车辆分设出入口，设置门禁。 (3)周界探测与报警复核周界须装设由外部探测器、内部探测器、报警评价、出入控制、报警通讯等组成的技术防范系统。报警复核由电视监控完成。 (4)保卫控制中心同时接受多路报警，并有声、光显示报警；自动启动电视监控并进行复核、记录与打印； 24小时

101、值班；备用电源。 (5)通讯系统应具有线和无线通讯联络手段。116国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第八节第八节 核燃料加工、处理设施的实物保护核燃料加工、处理设施的实物保护五、实物保护系统的设计和评价五、实物保护系统的设计和评价 设计应遵循通用原则及相关法规，并作到与核设施同时设计、同时施工、同时运行。评价一般不允许进行涉及模拟做案团伙穿越屏障或盗窃核材料和警卫部队执行响应功能的试验，而采用以单项或子系统的性能试验为基础，通过应用系统模拟技术，将部件的有效性估计值组合成系统的有效性估计值。 117国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第

102、九节第九节 放射性物质运输的安全准则与管理要求放射性物质运输的安全准则与管理要求放射性物质运输是核能和核技术开发与应用不可缺少的一个环节。放射性物质运输安全：整个运输过程的核与辐射安全；实物保护和通常交通安全；某些放射性物质制品本身的运输安全。本节讨论运输过程的核与辐射安全。制品本身的运输安全按有关产品标准规定。118国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第九节第九节 放射性物质运输的安全准则与管理要求放射性物质运输的安全准则与管理要求一、安全目标一、安全目标一、安全目标一、安全目标 IAEA 1996年批准“放射性物质安全运输条例”（安全丛书No.TS-R-1）。我

103、国等效采用GB118062004放射性物质安全运输规程，并已制定放射性物品安全运输条例于2010年执行。GB11806是综合性技术法规，为放射性物质运输安全提供可靠的保证。其确立的各项安全准则与管理要求足以确保：保护工作人员、公众与环境免遭放射性物质运输可能引起的辐射危害；确保即使在运输事故条件下，也能提供足够的放射性物质包容和辐射屏蔽，并防止易裂变材料意外临界。 119国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第九节第九节 放射性物质运输的安全准则与管理要求放射性物质运输的安全准则与管理要求二、潜在危险及其控制二、潜在危险及其控制二、潜在危险及其控制二、潜在危险及其控制

104、 放射性物质运输的核与辐射危险有：即辐射照射、核临界和释热。核临界危险来自易裂变材料。释热危险主要来自裂变产物的衰变热。辐射照射危险与放射性物质的数量、放射性毒性水平及物理、化学形态等相关。对这些危险的控制和防御：（1）包容运输中的放射性物质；（2）控制放射性物质货包及运输工具外部辐射水平；（3）防止核临界；（4）防止由释热引起损害。120国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第九节第九节 放射性物质运输的安全准则与管理要求放射性物质运输的安全准则与管理要求三、安全准则的分类、分级架构三、安全准则的分类、分级架构三、安全准则的分类、分级架构三、安全准则的分类、分级架构

105、 分类：将货包分类，并对应于货包的类型来规定货包内放射性物质的限制与活度限值。如A包，B包等。分级：根据货包内装物潜在危险的大小，将货包的性能要求相应于运输的例行（无偶然事件）、正常（小事件）和事故条件分为三种严格等级，并对货包的设计与装运操作、包装物的维护、货包性质与辐射水平的警示与信息传递，以及行政管理等规定相应的安全准则与要求。如二级黄等。13个方面要求：（1）放射性物质限制及活度限值；（2）货包/包装物性能准则；（3）货包外辐射水平限值；（4）货包及运输工具表面污染限值；（5）去污要求；（6）混装要求；（7）装载与隔离要求；（8）货包标志与标签；（9）集装箱、罐车等运输车辆的标牌要求；

106、（10）运输文件要求；（11）中间储存与中转要求；（12）搭载要求；（13）其他规定。 121国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第九节第九节 放射性物质运输的安全准则与管理要求放射性物质运输的安全准则与管理要求四、货包类型及放射性物质限制四、货包类型及放射性物质限制四、货包类型及放射性物质限制四、货包类型及放射性物质限制 1. 例外货包 只装少量放射性物质，例如：表盘、烟雾探测器、某些放射性药物、仪表用极低辐射水平的放射源等，内部被污染的空包装物。包装物可为硬纸板。2工业货包 允许装入较大量的放射性物质，但须是低比活度放射性物质或表面污染物体。分为IP-1、IP-

107、2和IP-3三种。虽比活度和污染水平低，但总活度可能大。实例：铀、钍矿石及其初级产品；活化设备、实验室废物与退役废物；树脂、过滤筒、被辐照材料；污染的非放射性物件等退役物项。包装物一般为箱、钢桶、金属容器或罐。 122国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第九节第九节 放射性物质运输的安全准则与管理要求放射性物质运输的安全准则与管理要求四、货包类型及放射性物质限制四、货包类型及放射性物质限制 （续）（续）3A型货包允许装入有限量放射性物质。其活度限值（A1和A2）是以在规定条件下货包包容失效后的最大可接受放射后果为基础。A1值适用于特殊形式物质（不弥散固体、封装密封）

108、；A2值适用于非特殊形式物质。实例：药盒、工业用放射性核素、放射性废物等。包装物：外层为木板、纤维板或纸板而内层为玻璃、塑料或金属的容器，以及金属桶、充铅的钢质容器等。4B型货包装入的放射性物质的量大于A型货包，原则上无限制，具体活度限值取决于货包设计。包装物是钢结构，带辐射屏蔽，有时还须考虑散热。分B(U)型国内运输货包和B(M) 国际运输型货包两类。5C型货包用于高活度（例如3000A2）放射性物质的空运。123国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第九节第九节 放射性物质运输的安全准则与管理要求放射性物质运输的安全准则与管理要求五、货包五、货包五、货包五、货包/

109、 /包装物性能准则包装物性能准则包装物性能准则包装物性能准则 1工业货包只须满足通用包装要求。IP-2和IP-3型工业货包还应满足1m自由下落试验和堆积试验要求。2A型货包能经受正常运输条件的考验，即不泄漏其内装物，也不丧失其屏蔽完整性。应满足喷水、自由下落、堆积和贯穿等试验要求。3B型货包能经受运输的正常条件和事故条件的考验，即满足9m高度跌落、穿刺、800下30分钟耐热和8小时水浸没等试验要求。124国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第九节第九节 放射性物质运输的安全准则与管理要求放射性物质运输的安全准则与管理要求五、货包五、货包五、货包五、货包/ /包装物性

110、能准则包装物性能准则包装物性能准则包装物性能准则 4C型货包除满足B型货包的试验要求外，还须满足模拟严重航空运输事故条件的要求，如击穿/撕裂、强化耐热和冲击等试验。5六氟化铀货包包装和运输还应满足国际标准ISO 7195的要求。6易裂变材料货包内装物中235U的富集度大于1%或者含有的易裂变材料量超过最小临界质量。除满足上述货包相应性能要求外，还须满足核临界安全要求：限制易裂变材料的量和几何构型；严格规定货包的设计特性；控制货包的个数及隔离要求。 125国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第九节第九节 放射性物质运输的安全准则与管理要求放射性物质运输的安全准则与管理

111、要求六、货包外辐射水平限值与表面污染限值六、货包外辐射水平限值与表面污染限值六、货包外辐射水平限值与表面污染限值六、货包外辐射水平限值与表面污染限值 正常运输条件下，对于非独家使用的运输，辐射水平限值为：货包或外包装物的任何表面，不超过2mSv/h；距货包或外包装物外表面1mmSv/h；对于独家使用的运输，货包外表面的辐射水平可高于2mSv/h，但不得超过10mSv/h。货包外表面及外包装物、货物容器、罐车等的内、外表面上的非固定污染应保持合理可行尽量低水平，并不得超过：对于、和低毒性发射体4Bq/cm2；对于所有其他Bq/cm2。 126国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐

112、射安全中心第九节第九节 放射性物质运输的安全准则与管理要求放射性物质运输的安全准则与管理要求七、货包标志与标签、运输车辆标牌、运输文件七、货包标志与标签、运输车辆标牌、运输文件七、货包标志与标签、运输车辆标牌、运输文件七、货包标志与标签、运输车辆标牌、运输文件 货包性质与辐射水平的警示、被运输放射性物质及其货包有关信息的准确传递，对于确保运输过程不出意外和安全顺利运输是非常重要的。一旦发生事故，这类信息对于事故现场的最初响应者了解事故性质，采取正确的响应行动也是十分有用的。对于一般公众，货包的标志与标签、运输车辆的标牌是一种警示，也是一种信息沟通方式，可防止无关人员受到照射。 127国家环境保

113、护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第九节第九节 放射性物质运输的安全准则与管理要求放射性物质运输的安全准则与管理要求八、管理要求八、管理要求八、管理要求八、管理要求 1货包设计的审批kg六氟化铀的货包；装有易裂变材料的所有货包（例外货包除外）；B型货包；C型货包。申请者须提供所有有关设计性能的全部资料，并提供质保大纲说明。例如，B（U）型货包须有：放射性内装物描述，其物理、化学形态，辐射特性等； 设计描述，包括图纸、材料清单、制造方法；已进行的试验及其结果；包装物的操作与维护程序；内装物是乏燃料时，相关安全分析假设，并证明此假设正确；能保证安全散热的说明。128国家环境保护

114、总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心第九节第九节 放射性物质运输的安全准则与管理要求放射性物质运输的安全准则与管理要求八、管理要求八、管理要求八、管理要求八、管理要求 装运的审批六氟化铀货包、易裂变材料货包、B型货包和C型货包的装运都须经过批准。国际运输时，须经发运国和途径国 不符合包装物温度要求的或者需要间歇通风的B(M)型货包的装运；内装放射性物质的活度大于3000A1或3000A2或者大于10000TBq的B(M)型货包的装运；临界安全指数的总和大于50时，易裂变材料货包的装运。申请装运批准时，须提交：与装运有关的期限；实际的放射性内装物、运输方式、运输工具、运输路线；运输过程的安全分析；货包设计批准证书中规定的预防措施与操作管理措施的实施细则。129国家环境保护总局核与辐射安全中心国家环境保护总局核与辐射安全中心谢谢！谢谢！130