注冊核安全工程師——筆記第12頁共24頁《核安全綜合知識》第一章核物理三、輻射探測的原理和主要的輻射探測器輻射探測器的定義：利用輻射在氣體、液體或固體中引起的電離、激發效應或其他物理、化學變化進行核輻射探測的器件稱為輻射探測器。輻射探測的基本過程：1、輻射粒子射入深測器的靈敏體積。2、入射粒子通過電離、激發或核反應等過程而在探測器中沉積能量。3、探測器通過各種機制將沉積能量轉換為某種形式的輸出信號。類型：氣體探測器、閃爍探測器、半導體探測器入射帶電粒子通過氣體時在通過的徑跡上生成大量的自由電子和離子組成的離子對和激發分子。入射粒子直接產生的離子對稱為初電離。初電離產生的高速電子（稱ξ電子）足以使氣體產生的電離稱為次電離。總和稱為總電離。帶電粒子在氣體中產生一離子對所需的平均能量W稱為電離能。對不同的氣體W大約在30eV上下。半導體探測器：電離能3eV氣體探測器：電離能30eV閃爍探測器：電離能300eV第四節原子核反應核反應分類：(1)按出射粒子分類：1)對出射粒子和入射粒子相同的核反應稱為散射，又可以分為彈性散射與非彈性散射。2)對出射粒子和入射粒子相同的核反應，當出射粒子為γ射線時稱為輻射俘獲。

(2)按入射粒子分類：1）中子核反應：最重要的是熱中子輻射俘獲(n,γ)，很多人工放射性核素通過此反應制備，如60Co2）荷電粒子核反應。3）光核反應。二、核反應及其閾能反應能Q=（Bb+BB）-(Ba+BA)核反應閾能Tth：對吸能反應而言，能發生核反應的最小入射粒子動能Tα稱為核反應閾能Tth。閾能Tth與反應能Q的關系：Tth=(mα+mA)/mA*|Q|的程度越嚴重。將非密封源工作場所按放射性核素日等效最大操作量的大小分為甲、乙、丙三個等級。級別日等效最大操作量（Bq)甲>4*e9乙2*e7-4*e9丙豁免活度值以上-2*e7放射性核素的日等效操作量等于放射性核素的實際日操作量（Bq）與該核素毒性線別修正因子的積除以與操作方式有關的修正因子所得的商。射線裝置：X射線機、加速器、中子發生器以及含放射源的裝置第二節反應堆和加速器生產放射性同位素基本知識放射性同位素活度C=σφmPNA/A(1-e-λt)σ-生成放射性同位素的反應截面φ-靶子輻照處的中子注量率m-靶元素的重量

P-穩定同位素的豐度第四節放射性同位素應用中的輻射安全問題1、對接受了131I治療的患者，其體內的放射性活度降低至低于400MBq之前不得出院。2、使β放射源做敷貼器，容器內壁應為塑料或有機玻璃等輕質材料，用以屏蔽β粒子，外壁用鉛或鑄鐵屏蔽韌致輻射。由于敷貼器容易接觸人體，應特別注意檢查源是否泄露。3、鐳最早在醫療中廣泛使用的放射性核素，但鐳的毒性大，屬于極毒組，其衰變產物氡是放射性氣體，易泄露，應以其他（60Co、137Cs、192Ir）來代替。4、中子發生器產生快中子，屏蔽快中子的原理是將高能中子慢化到熱能或接近熱能，然后再被俘獲吸收。通常先用重物質（如鐵、鉛等）通過非彈性散射將快中子慢化到低能中子，再用含氫材料（如聚乙烯、石蠟等）通過彈性散射將中子進一步慢化到熱中子，最后用吸收截面很高的材料（如硼、鎘）吸收熱中子。另外，由于熱中子具有價廉、堅固因此在結構屏蔽中廣泛應用。核燃料循環設施：鈾釷礦及伴生放射性礦的開采和加工：地下開采都必須具備有六大系統：通風系統、提升運輸系統、供排水系統、安全供電系統、通迅系統，此外，還有輻射防護體系和應急救險保障體系。獨居石及釷礦砂主要用露天采礦法開采，但也有少數釷礦石在井下開采。鈾釷礦的采礦工藝流程為：輻射取樣編錄--γ測量--采礦設計--鑿巖爆破--礦石檢查放射性分選運輸出渣和三廢處理。鈾礦加工采用濕法冶金（即用酸法或堿法）從礦石中提取鈾。鈾尾礦庫的抗御洪水的級別比有色及冶金行業的高一個等級，最少要按百年一遇的洪水設計、千年一遇的洪水校核分離功：一種僅用于濃縮鈾的度量單位，把一定的鈾富集到一定的鈾-235豐度所需投入的工作量叫分離功（SWU）。生產1t豐度為3%的濃縮鈾約4.3tswu以及5.5t天然鈾。濃縮過程中剩下4.5t貧化鈾。其鈾-235豐度下降到0.2%左右，一般無工業應用價值。5種核反應堆的基本特征：堆型中子譜慢化劑冷卻劑燃料形態燃料富集度壓水堆熱中子H2OH2OUO23%左右沸水堆熱中子H2OH2OUO23%左右重水堆熱中子D2OD2OUO2天然鈾或稍加濃鈾高溫氣冷堆熱中子石墨氦氣（Th,U）O2或UC7%-20%或90%鈉冷快堆快中子無液態鈉（U,Pu）O215%-20%包括壓力容器、蒸氣發生器、主泵、穩壓器及有關閥門的整個系統，是冷卻劑回路的壓力邊界。它們都被安置在安全殼內，稱之為核島。快中子堆：簡稱快堆。是堆芯中核燃料裂變反應主要由平均能量為0.1MeV以上的快中子引起的反應堆。快堆堆芯與一般的熱中子堆堆芯不同，它分為燃料區和增殖再生區兩部分。第三章輻射防護1、

熟悉輻射對人體的效應（確定性效應、隨機性效應、遺傳性效應等）2、

熟悉常用輻射量、單位及其計算方法（照射量、吸收劑量/率、劑量當量/率等）3、

掌握放射性物質的防護監測（個人和工作場所）4、

熟悉實踐干預的基本概念。5、

熟悉輻射防護的目的和安全目標。6、

掌握輻射防護的基本原則（正當性、限值、優化）及其實施。7、

熟悉控制輻射危險的基本方法（包括內照射和外照射）。8、

掌握輻射源安全和保安的要求和措施。9、

掌握輻射防護的標準和限值。10、

熟悉應急準備的要求。1、

天然輻射源按其起因分為三類：宇宙輻射、宇生核素、原生核素2、

天然輻射源所引起的全球居民的年集體有效劑量的近似值為107人·SV3、

照射可以分為正常照射或潛在昭射；也可以分為職業照射、醫療照射和公眾照射；在干預情況下，還可以分為應急照射或持續照射。4、

根據輻射效應的發生與劑量之間的關系，可以把輻射對人體的危害分為隨機效應和確定性效應兩類。5、

在輻射防護中把隨即性效應與劑量的關系簡化地假設為“線性”、“無閾”6、

從慎重的觀點出發，一般認為在已有的人體細胞中，基因的自然性的突變基本上是有害的。7、

使自然突變幾率增加一倍的劑量叫突變倍加劑量，大約為（0.1-1）Gy，代表值為0.7Gy8、

輻射劑量與輻射防護中常用量及其單位。9、

比釋動能K，10、外照防護的基本原理：減少或避免射線從外部對人體的照射。11、時間防護、距離防護、屏蔽防護。外照射防護三要素。12、照射量X是個歷史悠久，變化較大的一個輻射量。X=dQ/dm，單位：C/kg，過去照射量的單位是倫琴，符號為R。1R=2.58*10-4現有的技術條件下，能被精確測量照射量的光子的能量限于10kev-3MeV范圍以內。在輻射防護中上限可擴大到8MwV。13、比釋動能K=dεtr/dm。dεtr是不帶電粒子在質量為dm的物質中釋放出的全部帶電粒子的初始動能總和的平均值，它既包括這些帶電粒子在韌致輻射過程中輻射出來的能量，也包括在該體積元內發生的次級過程所產生的任何帶電粒子的能量。單位是J/kg，專門名稱是Gray，1Gy=1j/kg14、吸收劑量D：單位質量受照物質中所吸收的平均輻射能量。D=dε/dmdε是電離輻射授予質量為dm物質的平均能量歷史上曾用過拉德rad作為比釋動能和吸收劑量的專用單位。1rad=0.01Gy15、當量劑量：相同的吸收劑量未必產生同等程度的生物效應。為了用同一尺度表示不同類型和能量的輻射照射對人體造成的生物效應的嚴重程度或發生幾率的大小，輻射防護中用了當量劑量這個詞。Ht=∑Wr*Dt,rWr是輻射權重因子Dt,r是輻射R在器官或組織T內產生的平均吸收量。16、有效劑量E=ΣWt*HtHt是器官或組織T的當量劑量Wt是器官或組織T的組織權重因子Wt=T器官組織或接受1Sv照射時危險度/全身接受1Sv均勻照射時總危險度17、待積當量劑量：某一特定器官或組織接受當量劑量率在時間t內的積分。18、待積有效劑量：待積當量劑量經Wt加權處理后的總和。19、集體當量劑量與集體有效劑量20、實踐：它是指任何引入新的照射源或照射途徑、或擴大受照人員范圍、或改變現在照射源的照射途徑網絡，從而使人們受到的照射或受到照射可能性或受到照射的人數增加的人類活動。21、干預：22、導出空氣濃度：假定參考人員工作時每分鐘空氣吸入量為0.02m3/min，輻射工作人員1年工作50w，每周工作40h，因此1a總計工作2000h，在此時間內工作人員吸入的空氣量為2.4*103m23、具體監測有四個領域：個人劑量監測、工作場所監測、流出物監測、環境監測。輻射防護監測可分為常規監測、操作監測、特殊監測。24、ICRU（國際輻射單位與測量委員會）：建議用一個密度為1g/cm3、直徑為30cm的組織有效球作為人體軀干的模型。25、工作場所空氣的污染通常是采樣測量法進行監測。常用的方法有過濾法、沖擊法、向心分離法等。26、

用于工作場所的監測儀器從測量方法上大體可分為三種：瞬時劑量率測量儀器、累計劑量測量儀器、γ譜儀。用于瞬時劑量率測量的儀器有電離室、GM計數管、閃爍劑量率儀等。1、應急管理的方針是“常備不懈，積極兼容，統一指揮，大力協同，保護公眾，保護環境”。第四章流出物和環境放射性監測1、本底調查：對指定范圍內的放射性背景值進行測量分析以及基于評價目的而對其他相關資料進行收集的活動。2、環境放射性本底調查按目的分為兩類：1）大范圍的環境放射性本底普查（獲取平均值）2）針對特定核與輻射設施周邊地區開展的調查。（為其管理服務）3、核電廠首次裝料前2年以上的本底調查。4、對于核設施：本底調查范圍一般以設施為中心，半徑幾十公里范圍內。(取決于規模和周邊條件，大小不一)。5、原生放射性核素主要有：232Th、238U、235U系。

7、流出物：特指實踐中源所造成的以氣體、氣溶膠、粉塵或液體等形態排入環境的，通常情況下，可在環境中得到稀釋和彌散的放射性物質。這種排放必須是經過批準的。由于流出物是一種放射性廢物的形式。同時又是放射性廢物的一種處置方式。因此，對于流出物的管理和控制既要遵循放射性廢物管理的基本原則，又要執行放射性廢物處置的相關要求。

8、各種人工輻射源所致公眾年有效劑量為1mSv。在輻射防護領域稱為約束劑量（<0.3mSv），是一個與源相關的量，對于一個特定的輻射源，用來控制流出物排放的劑量不能大于這種約束劑量。

9、關鍵人群：具備以下幾個條件1）受到輻射照射最大2）飲食及生活習性相近3）人數從幾個到幾十人。

流出物排放的首要原則是使關鍵人群組1a所接受的輻射照射劑量不超過審管部門批準的約束劑量，亦即使公眾得到充分保護。

年排放量限值：次級標準。年有效劑量：基本標準。

推導出一組排放量限值，保證在各種不利因素下，滿足這組排放限值就一定可以保證前述論述的約束劑量不會超過的前提下，這組年排放量數據就可以作為流出物排放控制的次級標準。

最優化是輻射防護體系的重要組成部分。它的基本含義是：首先要滿足劑量標準，遵守年排放量限值，執行總量控制要求使公眾得到保護，但這還不夠，應努力使排放量減少。

流出物排放原則：劑量控制充分保護公眾安全、年排放量實行總量控制、實行最優化政策。

對于核與輻射設施流出物排放除應遵守上面三個原則之外，還應遵循可核查性原則。可核查性包括對流出物經液、氣途徑排放時有監測數據，有詳細記錄；審管部門可監控及驗證排放情況；對已往的排放資料，可以追溯復查。

核與輻射設施流出物排放的管理要求包括申報批準，擁有足夠能力的凈化及處理設施或設備；有專設的流同物排放渠道；對排放進行監測；不滿足要求需返回處理設備；對液體流出物實行槽式排放；實踐中總結經驗不斷提高控制水平，逐步減少排放量。

申報與批準：對于核與輻射設施的流出物排放都需經過審管部門批準，對于像核電站這類大型核設施，需要在首次裝料前向國家環保總局提出申請年排放量限值。原則上講，申報的數值不能大于歷次環境影響報告書中給出的排放源項。審管部門經技術審評認為滿足相關要求后發文正式批準。

流出物的監測：

1）

估算年排放總量

2）

檢驗“三廢”治理設施的運行效能

3）

及時發現偶然誤排

4）

在萬

一發生事故時判斷事故排放量5)對放射性液體流出物實行槽式排放

6）

為設施運行時環境影響評價提供輻射源項

7）

改善公共關系

8）

在排放前貯存在貯存容器中

9）

貯存容器的容量足夠大并應有備10）用容器

11）

在排放前對容器中的放射性進行取樣分析，12）

分析合格經批準后主可排放

13）

在排放中，

對液體排放量有計量設備

16）

萬一監測不

合格，應可返回凈化系統進行凈化處理。第五章核與輻射安全的概念“安全文化”是在總結前蘇聯切爾諾貝利嚴重事故中人為因素的基礎上為確保核電廠安全生產而提出的一種系統且完整的管理概念，后經國際原子能機構（IAEA）的不斷完善和提高，在整個核領域中作為一項基本管理原則。1、安全文化的定義：安全文化是存在于單位和個人中的種種特性和態度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核電廠的安全問題由于它的重要性要得到應有的重視。2、安全文化原則：價值觀、標準、道德和可接受行為的規范的統一體，提出這些方面的目的是在立法要求和監管要求之外保持一個增增強安全的自我約束的方法。3、安全文化特性：1）安全第一的思想2）主動精神3）有形導出4、核安全文化的作用：人的失誤和人的違章統稱為“人因錯誤”，核電站50%以上的安全重大事故的主要原因是人因錯誤。5、安全文化的組成：1）體制

2）個人的響應（一方面的減少或防止人為的錯誤，另一方面充分發揮人的積極影響）6、各階層的職責和作用：

決策層：“關鍵在于領導”，并要當眾宣布其承諾來表明本單位在社會責任方面的立場和在安全方面的坦誠意愿，確保核安全是營運單位董事會議上的重要議題。

管理導：明確責任分工、負責安全工作的安排和管理、對人員資格審查和安排培訓、掌握獎勵和懲罰以及監察、審查和對比安全管理體系的工作狀態，并做出承諾以自己的行動和要求促進職工們的安全素養，確保職工們能按確定的框框辦事并從中獲益。個人的響應：善于探索的工作態度、嚴謹的工作方法、互相交流的工作習慣。四、行業文化INSAG-4附錄中提出了“安全文化指標”，分別對政府及其部門、營運單位、研究單位、設計單位的不同層次的人員詳細地提出了應當做出的承諾和應當達到的要標營運單位對安全負責具體分為公司和核電站兩個層次第三節核安全文化的發展階段及弱化識別1、核安全文化的發展階段：從開始的被動接受、單位的自身要求加以達到、再到人人主動加以完善2、識別安全文化弱化征兆的方法：1）組織問題：a解決問題不恰當b觀念狹隘c開放性差2）管理問題：a糾正行為不力b難題的解決模式不佳c程序的不完善d分析和改正問題的質量差e獨立安全審評的不足或失效f真實性不符g違章

h反復申請不執行管理要求3）雇員問題

過長的工作時間、未受過適當培訓的人數比例偏高、在使用適合的有資格的和有經驗的人員方面出現失誤、對工作的理解差、對承包人的管理差4）技術問題例如：技術方面的記錄和存檔材料貧乏或缺乏管理，設備維修不及時，對安全事件的收集、監督和處理不當，自我檢查和自我評價體制不健全等等。第四節安全文化的評價方法1、安全文化的評價有三種方式：單位自我評價、IAEA安全文化評價組評價、二者結合的評價不管哪種方式的評價都按照IAEA的ASCOT導則的規定內容進行，稱為ASCOT評價方法按照ASCOT評價方法，安全文化評價組對安全文化的評價是從最初的全廠巡視和文件檢查的安排開始的1、全廠巡視：出入控制（效率和有效性）、工廠的一般狀況（泄露、照明、標牌）、廠房管理（垃圾及儲存區域、清潔程度）、防護設備的使用（戴安全帽、劑量膠片盒、警告標志）、控制室工作人員（警惕性、工作態度）、規章和手冊的可用性（控制室和核電廠范圍）文件檢查：電廠日志與相關文件、運行與維修記錄、未解決的電廠缺陷與文件修改數量、對重大安全相關活動的培訓計劃、公司一級的安全政策有效性、安全政策與安全文化概念的一致性、電廠關于規程和遵守規程的政策、明確重要安全責任的文件、組織機構圖、公司一級安全審查機構的設立和其活動的記錄與電廠管理層參與的情況

2、個別訪談：安排與工作人員的個別交談和進行討論，也可以采用調查問卷的形式，集中在對集體和個人的態度及與安全文化相關的問題上。安全文化評價組對所有方面進行評價。通過個別訪談過就能得出安全文化的主要評價和基本結論。3、IAEA安全文化評價組提供的咨詢和支援服務可有四種方式：標準的ASCOT研討會、擴大的ASCOT研討會、對自我評價的支援和ASCOT審評。第五節培育安全文化的良好實踐安全文化的特殊性實踐安全文化的理念可以在下述活動中得到充分的應用：1、預測風險分析。2、將錯誤作為學習的機會。3、事件的深入分析。4、加強學習能力。5、適合安全文化的監管途徑與內容。6、提高雇員對安全文化的貢獻。7、承包商的積極參加。8、加強安全問題與公眾的聯系。9、自身評價。10、綜合安全評價。11、制定安全績效指標。培育安全文化的步驟：1）要制定安全文化導則文件。2）要使經理們了解到，為了達到良好的安全目標，員工的行為、態度和理想是十分重要的。3）要保持不斷地向其他組織（國內外）學習的可能性。簡單看完了第三冊，下面開始第四冊的學習

《專業實務》第一章核反應堆（王秀清）掌握核動力廠和其他反應堆設計/運行的基本要求掌握核動力廠和其他反應堆運行的安全管理（核動力廠首次裝載核燃料的必要條件；對核動力廠營運單位的組織機構，運行管理者和運行人員的基本要求；對運行規程的管理要求；核事件分級及事件報告制度；對流出物和固體放射性廢物管理的監督；核電廠換料、修改和事故停堆管理；定期安全審查；退役）1、中子慢化主要依靠彈性散射。2、俘獲反應，中子被原子核吸收并放出伽瑪射線。自然界中蘊藏豐富的釷元素轉化為燃料鈾233的過程。3、裂變反應：核裂變是堆內最重要的核反應。鈾-233、鈾235和钚239和钚241易裂變燃料，而釷232、鈾238只有在中子能量高于某一值時才能發生裂變，通常稱之為轉換材料。4、微觀截面：ΔI=σNIΔX

σ是比例系數，稱為“微觀截面”5、靶：1靶=10-24cm2下標：s

散射

e

彈性散射

in非彈性散射

f裂變俘獲

r非裂變俘獲

a吸收

t

總的作用截面6、宏觀截面：它是中子與單位體積中所有原子核發生相互作用的概率的一種度量。單位1/cm。舉例說，某種材料的宏觀吸收截面Σ=Nσ，核密度N單位是1/cm；N=(ρ/A)N0某種材料的宏觀截面Σa=0.25/cm，那么中子在其中穿過1cm，被該材料的原子核吸收的機會是0.25.7、中子注量率：（又稱中子通量密度或中子通量）φ=nV

其中n是中子密度，即單位體積中的中子數目，V是中子飛行的速度

8、核反應率密度：R=Σφ

用途：如知道了堆芯中核燃料的濃度和分布就可以算出堆芯的宏觀裂變截面Σf；如果還知道了堆芯的中子注量率φ

,就可計算出每秒鐘在每立方厘米堆芯體積內發生多少次裂變瓜，進而可以算出堆芯的發熱強度。可以使我們從宏觀上了解核反應的強度。9、截面隨中子能量變化的規律：核截面的數值決定于入射中子的能量和靶核的性質，瓜反應截面隨入射中子能量E變化的特性可以發現大體上存在三個區域，首先要是低能區E<1，中能區1<E<104eV，快中子區E>104EV10、中子的慢化：低能中子引發燃料核裂變的“能力”大高于高能中子。然而，核裂變放出的都是高能中子，其平均能量達到2MeV，最大能量可達10MeV，要建造低能中子引發裂變的反應堆，就要讓中子的能量降下來。11、慢化劑的優劣：慢化能力、慢化比。12、慢化能力：宏觀散射截面與每次散射碰撞后中子損失能量的乘積。13、慢化比：散射截面與吸收截面之比。14、好的慢化劑不僅應該具有較大的慢化能力還應具有大的慢化比。水慢化能力強，堆芯小，慢化比較小，要用濃縮鈾做燃料。15、逃脫共振吸收幾率：裂變放出的高能中子（快中子）在慢化到低能的過程中，必然會經過中能階段，中子慢化到這一能區時必然有一部分要被鈾238核共振吸收，其余的中子繼續慢化。在慢化過程中逃脫共振吸取的份額就稱為逃脫共振吸收幾率。16、熱中子：逃脫共振吸收的熱中子通過散射反應繼續慢化，當速度降到一定程度與周圍達到熱平衡，慢化過程就結束了。與介質原子核處于熱平衡狀態的中子為熱中子。在20攝氏度時熱中子最可幾速度是2200m/s，相應的能量是0.0253eV。17、假設將能量為2MeV的中子慢化到1eV，那么中子必須與水中的氫原子核平均碰撞18次。對于水慢化時間6*10-6s，裂變中子慢化為熱中子后，還會繼續在介質中擴散，直至被吸收，熱中子從產生到被吸收之前所經歷的平均時間稱為擴散時間。熱中子的擴散時間一般在10-4~10-6s。18、快中子的慢化時間和熱中子的擴散時間越長，則中子在介質中慢化和擴散時越容易泄露出去。1、

K=（系統內中子的產生率）/（系統內中子的消失率）系統內中子的消失率=系統內中子的吸收率+系統內中子的泄露率。2、

1MWd每天消耗的鈾-235是1.23g。3、

轉化比：CR=（易裂變核的平均生成率）/（易裂變核的平均消耗率）4、

堆內中子注量率分布與展平：方法：1）堆芯徑向分區裝載2）合理布置控制棒3）如果在中子注量率較高的堆芯中央區域的燃料元件表面涂以相應富集度的可燃毒物。5、

控制棒分為三類：停堆棒、調節棒、補償棒。6、

核反應堆的主要類型：按照功能分類：研究試驗堆、生產堆、動力堆。按照中子能譜分類：快中子堆、中能中子堆、熱中子堆。快中子堆中裂變是由平均能量約為0.25MeV的高能中子引起的。按照冷卻劑分類、按照核燃料分類（天然鈾燃料堆、稍加濃燃料堆、加濃鈾燃料堆） 在以發電為目的的核能動力領域：壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高溫氣冷堆（HTGR）、快中子堆（LMFBR）7、

壓水堆：冷卻劑入口水溫一般在290℃，出口水溫330℃，堆內壓力15.5Mpa；二回路的水280℃、6-7Mpa。8、

壓水堆熱效率33%，單堆功率130萬kW，堆芯體積釋熱率由50MW/m3到100MW/m39、

沸水堆：冷卻劑自下而上流經堆芯后大約有14%被變成蒸汽，為了得到干燥的蒸汽，堆芯上方設置了汽-水分離器和干燥器。沸水堆的控制棒由下方插入。10、

沸水堆特點：1、直接循環。2、工作壓力可以降低，堆芯工作壓力由壓水堆的15Mpa左右下降到沸水堆的7Mpa左右，降低到了壓水堆堆芯工作壓力的一半。3、堆芯出現空泡，堆芯處在兩相流的狀態，在任何情況下慢化劑反應性空泡系數均為負值，空泡的反應性負反饋是沸水堆固有特性，它可以使反應堆運行更穩定，自動展平徑向功率的分布，具有較好的控制調節性能。11、沸水堆主要缺點：1、輻射防護和廢物處理較復雜。2、功率密度比壓水堆小（水沸騰后慢化能力減弱）。12、

重水堆與輕水堆核電站的區別：1、中子經濟性好，可以采用天然鈾作為核燃料2、比輕水堆更節約天然鈾，不但能使用天然鈾實現鏈式反應，而且比輕水堆節約天然鈾20%。3、可以不停堆更換核燃料。4、重水堆的功率密度低。5、重水費用占基建投資比重大。6、當發生失水事故時，輕水堆失水事故的后果可能會比重水堆嚴重。13、

高溫氣冷堆：用氣體作為冷卻劑，主要優點是不會發生相變，但是氣體的密度低，導熱能力差，循環時消耗的功率大，為了提高氣體的密度及導熱能力，也需要加壓。14、快中子堆：快堆堆芯與一般的熱中子堆芯不同，它分為燃料區和增殖再生區兩部分，燃料區由幾百個六角形燃料組件盒組成，每個燃料盒的中部是混合物核燃料芯塊制成的燃料棒，兩端是由非裂變物質天然（或貧化）二氧化鈾束棒組成的增殖再生區，核燃料區的四周是由二氧化鈾棒束組成的增殖再生區。15、在快堆中，增殖比可達1.2-1.3，在重水堆和輕水堆中，相應的值（稱之為轉化比）僅分別接近0.8-0.6.鈉冷快堆分為池式和回路式。16、核燃料組件與核反應堆本體結構、一回路系統及主要設備、二回路系統及設備。第四節反應性與反應性控制1、

裂變產物的產生與積累造成“中毒”和“結渣”效應。2、

溫度效應：由于堆內溫度的變化，影響各種材料的密度和截面，從而使K有效發生變化。3、

其它效應：如空泡效應、氣泡效應。4、

氙毒：在幾百種裂變產物中，對反應堆鏈式反應最大的是氙Xe135，它的半衰期短，隨運行工況的變化而變化較大，其熱中子吸收截面=2.7×106巴，吸收中子最多，因此直接影響堆的運行狀態，為了與其它裂變產物相區別，稱之為氙毒，反應堆中Xe135的產生有兩種途徑：1、由U235裂變直接產生。2、由裂變產物Te135經過兩次β裂變產生（因為Te135到I135的半衰期較短）。5、Xe135的增長和消失最后將達到一個平衡值，即所謂的平衡氙毒，平衡氙毒的濃度與穩定運行的中子注量率水平有關。功率高，中子注量率水平也高，平衡氙毒的濃度越大。6、碘坑：因為I135的衰變引起K有效減少而稱之為“碘坑”7、由于碘坑中毒，反應堆停堆或降功率后，反應性繼續下降，如果反應性的下降超過堆的后備反應性，反應堆就啟動不起來而必須等待過了“碘坑”以后，待反應性開始回升到高于堆的后備反應性時方能啟動。但這必須要等待相當長的時間（幾十小時），為了爭取延長反應堆的有效工作時間，防止掉入碘坑，一般爭取檢修工作搶在掉入碘坑幾小時之前進行。8、結渣：除了吸收截面較大并半衰期短的Xe135（有時也將Sm149也包括在內）外，其他裂變產物的產生均稱之為“結渣”，都有一定的毒性，對K有效有一定的影響。9、當提升或降低反應堆功率的時候要引起堆內溫度發生變化，即使在正常穩定運行時，也可能由于外界的擾動引起溫度的變化，由于燃料的溫度升高會使燃料的中子共振吸收增加，即存在“多仆勒效應”。10、把吸收體引入堆芯有以下三種方式：控制棒、可燃毒物、可溶毒物。第五節堆內的釋熱與傳熱重點第八節--第十二節第二章鈾（釷）礦與伴生放射性礦（共提出23個重點，將在最后進行歸納）要求：熟悉鈾（釷）礦與伴生放射性礦環境輻射水平的監測技術掌握基本的降氡方法掌握鈾（釷）礦生產、退役的輻射防護標準熟悉水冶廠的輻射防護和環境保護技術1、鈾礦工集體受照劑量約占整個核燃料循環總集體劑量的63.56%。2、鈾礦工業對環境公眾的集體照射劑量約占整個核燃料循環對公眾集體劑量的83.4%.3、遵循輻射防護三原則：實踐正當性、防護最優化、個人劑量限值4、鈾（釷）礦及伴生放射性礦輻射防護和環境保護原則：（1）鈾（釷）礦及伴生放射性礦冶工業在新建、改建和擴建以及技術改造工程項目中，其防護和勞動衛生安全設施，以及三廢治理環境保護設施必須與主體工程同時設計、同時施工、同時投產使用。5、鈾礦的總風量約比有色和冶金系統礦山高5-8倍（水冶高6-10倍）。6、偏聚氯乙烯共聚乳液的防氡效率可達70%，密閉可用PVC單面、雙面維化布和防水卷材組合材料，膨脹螺栓或射釘固緊，其密閉阻風效果可達90%；防氡效果可達88%.7、根據經驗，一般礦巖析出率可達2-5Bq/m2s，未穩定的尾礦堆氡析出率可比穩定的尾礦堆約高30%，比土壤氡析出率高200倍。8、鐳的測量方法：一般采用射氣法，在含鐳溶液中用氮氣將原有的氡完全去除，將樣品密封一定時間，新積累的氡與母體鐳時間有如下關系。9、釷的監測：中子活化、分光光度法。10、α表面污染的監測：直接法、間接法（擦拭法、表面置樣檢查法）重點氡及氡子體的監測方法和礦工個人劑量的監測方法1、氡的測量方法有瞬時測量法（電離室-靜電計法、閃爍法、雙濾膜法）、累積測量法2、氡-222子體的監測：氡子體活度濃度的瞬時測量，典型的測量方法有季夫格勞法（通常稱為三點法）和改進的季夫格勞法（通常稱為三段法），氡子體的α潛能濃度瞬時測量，可通過采樣后一鎰α計數法測量。其典型的方法有庫茲涅茨法、羅爾法和馬爾柯夫法。氣球法：我國清華大學提出的測氡及子體方法，與雙濾膜方法類似。氡累計測量：常用的方法有：徑跡蝕刻法、活性碳盒法、熱釋光法、靜電收集法、液閃法等。3、鈾礦工個人劑量監測：監測方法：（1）KF603A熱釋光氡子體αγ個體劑量計（有源式）（2）KF606礦工個人劑量計無源式第六節基本的降氡方法1、礦石氡射氣系數f隨礦石粒度的減小而增高，但當礦石粒度小到一定程度，或大到一定程度將趨近于某一定值。2、礦石氡射氣系數f隨礦石含水率呈一個峰值形變化。常規鈾礦井降氡方法具體有：1、通風降氡根據氡及氡子體的總析出量和濃度設計通風量；2、密閉氡源密閉廢舊巷道和采空區噴涂防氡保護層。3、控制入風污染。4、排除礦坑水。5、正壓通風。6、分區通風。7、清除堆積的鈾礦石。鈾礦通風的要求：1、必須建立完善的通風系統。2、通風設計：包括風量計算、風壓分布、通風建（構）筑物設計，滿足礦井防塵降氡要求。3、選用科學合理的采礦工藝和防氡措施相匹配，滿足標準要求。4、根據生產發展和實際情況，及時調整礦進通風系統和網絡。5、控制礦井空氣中積壓項有害物濃度、特別是氡及氡子體濃度，符合正常生產需要。6、偏氯乙烯共聚乳液（無毒）防氡效率75.7-80%7、有條件時，盡可能采用壓入式正壓通風，以減少控制和少氡析出率。例如：當在負壓通風時礦井氡析出率為22.2Bq/m2s，而在正壓時為18.5Bq/m2s，可以使氡析出率減少3.7Bq/m2s。負壓與正壓差為1.3mmHg環境輻射防護標準：為了保護公眾安全和健康，必須制定相應的氡及氡子體控制限值標準：環境大氣氡濃度限值：37Bq/m3居住室內：氡濃度限值：200Bq/m3(可生存，400要采取措施GB-18871)控制環境氡的措施1、其環境大氣濃度應滿足37Bq/m3及地表析出率控制限值0.74/m2s以下的要求。2、凡擬建造民用住宅和公共建筑物的建筑材料的必須滿足《建筑材料放射衛生防護標準》中鈾鐳含量不大于740Bq/kg二、鈾礦山、選冶廠生要的和常用的劑量限值和導出濃度限值標準：1、鈾礦冶工作人員劑量限值1、鈾礦冶工作人員劑量限值連續5年的平均有效劑量為20mSv/a，其中某1年有效劑量可控制到50mSv/a.2、鈾礦井下工作場所空氣中氡及氡子體濃度限值為：氡：3.7Bq/m3氡子體：6.4mJ/m3粉塵：2mg/m3鈾選冶廠氡：1.1Bq/m3氡子體：1.6mJ/m3

處理后的廢石場：0.74Bq/m2s3、礦井總入風風流粉塵、氡及氡子體控制濃度礦井總入風風流粉塵、氡及氡子體控制濃度應分別不大于0.2mg/m3；0.1Bq/m3；0.5mJ/m34、工作面入網風流的粉塵、氡及氡子體控制濃度礦井總入風風流粉塵、氡及氡子體控制濃度應分別不大于0.5mg/m3；1kBq/m3；3mJ/m3第八節廢石場及尾礦庫的選址、運行以及關閉后的長期穩定性要求

1、按十字剪切強度計算，壩體安全系數降低到1.05以下，往往會造成垮壩事故的發生。2、（1）退役（關閉）環境治理（處置目標）（2）鈾礦冶退役（關閉）治理（處置）技術政策：1、封閉（堵）2、覆土（回填）植被，對露天廢墟和塌陷坑，在條件具備時，應盡可能采取廢石回填的方法，減少地表廢石量，以達到保護環境的目的。3、清洗去污。鈾礦冶設施退役（關閉）治理（處置）程序主要有：前期準備、施工管理和竣工驗收、工程移交和長期監護。（1）前期準備：退役治理工程可研設計、環境影響評價、尾礦庫安全分析以及相應的實驗研究。（2）施工管理：(3)竣工驗收：我國鈾礦冶設施退役（關閉）治理（處置）的主要研究工作及成果選冶廠的防塵措施濕式作業：鈾礦物料一般加濕到7%-12%較為適宜。鈾選冶車間全面換氣：由于空氣中含有較高活性的鈾微塵和長壽命的α氣溶膠，因此車間內仍必須滿足6-10次的換氣次數要求。工作結束后應在衛生通過間進行沐浴去污處理。一般淋浴后體表放射性污染的去污率可達90%以上，污染的工作服應在專門的洗衣房進行洗滌去污，其去污率可達70%以上。β輻射：β射線與γ射線不同，它的強度與放射性物質的總量沒有絕對關系，只與暴露面積有關，在黃餅生產崗位β粒子通量可達80β/cm2s，煅燒和結晶工段可達100β/cm2s，在無屏蔽個別情況下，如在檢修各種罐體內部時，β粒子通量可高達4800β/cm2s.在各種槽、塔、罐內部檢修時，應注意β防護問題，尤其應戴防護眼鏡，防止β射線對眼晶體的損傷。γ防護措施：>1%品位時必須采用γ防護。鈾選廠廢氣的治理：（1）建廠時應按防護規定要求合理選擇廠址。（2）廠房內工藝設備應采取有效的密閉和通風凈化措施，最大限度減少有毒、有害物質的外排量。（3）集中排放廢氣的煙囪必須按大氣擴散規律，設計安全可靠的排放高度，防止在最不利的條件下，居民生活區地面有害物濃度滿足國家標準要求。規程要高于最高屋脊3m。（4）加強對密閉通風設備運行的安全檢查，保持密閉通風設備處于良好的運行狀態，嚴格控制有害物的外排量。（5）加強對環境大氣的監測，控制和保證環境大氣不受污染。鈾水冶廢水對環境的影響：水中鈾對環境污染約為本底值5-10倍，最大為150倍，污染范圍為幾百米到幾千米，水中鐳污染為本底值1-5位，最大為24倍，污染范圍為幾十米到幾百米，土中鈾約為本底的1-3倍，最大為726倍，在灌溉范圍內；土中總α為本底的1-7倍，最大為10倍。鈾水冶廠尾礦對環境的影響及治理措施尾礦治理措施：鈾水冶廠必須用石灰石乳中和，中和后的尾礦漿要集中儲存在具有足夠容積的尾礦庫中長期存放。尾礦庫要作到防滲漏，有必要的匯洪設施，檢查井，回水泵房。確保尾礦庫安全，對尾礦庫的滲漏情況和尾礦壩的安全穩定性進行長期觀測和監護。原地浸出工藝過程原地浸出采鈾是將溶浸液通過鉆孔工程，從天然埋藏條件下的礦石中把鈾金屬溶解出來，而不必使礦石經過開采位移，集采、選、冶與一體的新型鈾礦開采方法，簡稱原地浸出采鈾。不足：要加強對地下水的恢復。堆浸廢水處理方法：1、廢水采用石灰中和法去除水中鈾等雜質（沉淀）。2、廢水除鐳的方法：二氧化錳吸附法、高錳酸鉀活化鋸未吸附法、重晶石吸附法、硫化鋇共沉淀法。3、污渣循環法可以通過沉淀，除去鈾、鐳、重金屬元素、砷等有害物質。嚴格控制地下水污染的措施嚴格控制抽、注平衡，抽應略大于注1%左右。地浸工藝過程對地下水的復原技術措施1、地下水清除法。2、反滲透法。3、自然凈化法。4、還源沉淀法。我國-《鈾礦地、堆浸環境保護規定》尾礦庫關閉后的環境整治及長期穩定技術：1、物理穩定法。2、化學穩定法。3、植被穩定法。4、綜合穩定法。本章重點(老師課后20點)1、鈾礦冶是什么性質的作業。開放性的，不是密閉性的。2、尾礦鈾的含量是原礦的多少：98%.3、鈾選冶廠（水冶）尾礦廢渣的產生率：1.2×103t廢渣/t鈾4、鈾礦工個人劑量的貢獻占總的：63.56%5、礦山風機停風，氡濃度多長時間恢復到沒有通風時的水平：3-5min6、鈾礦山的通風備用系數：20%7、鈾廢石尾礦庫氡表面析出率是多少：0.74Bq/m2s8、尾礦庫的安全系數：1.059、尾礦庫安全超高：水面高50m，壩高再高5-10m10、尾礦庫的災害在世界重大災害中排名：第18位。11、氡的半衰期：3.825天12、尾礦庫防洪設計年限：一級1000年洪水最大來設計，用有史以來最大的來校對；二級尾礦庫用百年洪水來設計，用1000年一遇來校對。13、放射性預選：選礦的選出率：15%-20%，把廢石選出。14、礦井中的氡的濃度標準：3.7kBq/m3，氡子體6.4μJ/m315、對職業照射，對公眾貢獻最大的是：氡和氡子體。16、人洗澡后的去污效率：一般淋浴后體表放射性污染的去污率可達90%以上，污染的工作服應在專門的洗衣房進行洗滌去污，其去污率可達70%以上。17、氡的測量方法：氡及氡子體的監測方法和礦工個人劑量的監測方法

1、氡的測量方法有瞬時測量法（電離室-靜電計法、閃爍法、雙濾膜法）、累積測量法

2、鈾礦工個人劑量監測：監測方法：（1）KF603A熱釋光氡子體αγ個體劑量計（有源式）（2）KF606礦工個人劑量計無源式18、廢水處理方法：1、廢水采用石灰中和法去除水中鈾等雜質（沉淀）2、廢水除鐳的方法：二氧化錳吸附法、高錳酸鉀活化鋸未吸附法、重晶石吸附法、硫化鋇共沉淀法3、污渣循環法可以通過沉淀，除去鈾、鐳、重金屬元素、砷等有害物質。29、尾礦庫的治理方法：1、物理穩定法。2、化學穩定法。3、植被穩定法。4、綜合穩定法。20、氡的射氣、析出系數：與粒度成反比、與品位成正比、與含水率成反比。第三章核燃料加工、處理與放射性物質運輸由鈾氧化物制備成UF4,再轉化成UF6(第一節)?三相點:151.7KPa,64.1℃?水解:生成UF2O2(氟化鈾銑)和HF

化工轉化-制備可燒結UO2粉末目前用于制備可燒結UO2粉末的化工轉化工藝流程主要有：重鈾酸銨（ADU）工藝流程、三碳酸鈾酰銨（AUC）工藝流程、流化床法（FBP）工藝流程、火焰反應法（FRP）工藝流程和一體化干法（IDR）工藝流程。前兩種稱為濕法工藝流程，后一種稱為干法工藝流程。我國目前采用兩種化工轉化工藝：ADU和IDR工藝。3.2核臨界安全的基本原則與措施(補遺)基本原則安全第一原則,在確保核臨界安全前提下實現經濟性能好,生產效率高;雙重偶然原則,即工藝過程中應至少有兩個不大可能發生的,獨立的條件一并或獨立發生變化時,才可能導致臨界事故;盡量實現固有安全,如采用幾何控制和中子毒物控制,盡量減少臨界控制對行政管理的依賴程度;既要采取工程技術措施,又要依靠嚴格的科學管理;臨界控制所依據的次臨界限值,必須建立在實驗數據或經確認可靠有效的計算方法所得計算數據的基礎之上第四章看范深根的課件，寫的很詳細例：在離60Co放射源某一點測得的照射量率為300mR/h，若使這一點的照射量率降到3mR/h，所需鉛的屏蔽厚度是多少？如果用混凝土屏蔽厚度是多少？氣載放射性廢物：（1）第Ⅰ級(低放廢氣)：≤4×107Bq/m3

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