注冊核安全工程師筆記

7月3日

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(fā)效應(yīng)或其他物理、化學(xué)變化進(jìn)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(fā)或核反應(yīng)等過程而在探測器中沉積

能量。

3、探測器通過各種機(jī)制將沉積能量轉(zhuǎn)換為某種形式的輸出信號(hào)。

類型：氣體探測器、閃爍探測器、半導(dǎo)體探測器

入射帶電粒子通過氣體時(shí)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(fā)分子。入射粒子直接產(chǎn)生的離子對稱

為初電離。初電離產(chǎn)生的高速電子（稱之電子）足以使氣體產(chǎn)

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(chǎn)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(dǎo)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(jié)原子核反應(yīng)

核反應(yīng)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(yīng)稱為散射,又可以分為強(qiáng)

性散射及非彈性散射。

2）對出射粒子和入射粒子相同的核反應(yīng)，當(dāng)出射粒子為Y射線

時(shí)稱為輻射俘獲。

（2）按入射粒子分類：

1）中子核反應(yīng)：最重要的是熱中子輻射俘獲（n,丫），很多人工

放射性核素通過此反應(yīng)制備，如叱。

2）荷電粒子核反應(yīng)。

3）光核反應(yīng)。

二、核反應(yīng)及其閾能

反應(yīng)能Q=（Bb+BB）-（Ba+BA）

核反應(yīng)閾能Tth：對吸能反應(yīng)而言，能發(fā)生核反應(yīng)的最小入射粒

子動(dòng)能Ta稱為核反應(yīng)閾能Tth。

閾能Tth及反應(yīng)能Q的關(guān)系：Tth=（ma+mA）/mA*|Q|

三、核反應(yīng)截面和產(chǎn)額

1、核反應(yīng)截面：一個(gè)入射粒子入射到單位面積內(nèi)只含有一個(gè)靶

核的靶子上所發(fā)生反應(yīng)的概率。其量綱為面積，常用單位為“靶

恩”b68nl2

2、已知截面即可求核反應(yīng)的產(chǎn)額，入射粒子在靶體引起的核反

應(yīng)數(shù)及入射粒子數(shù)之比

第五節(jié)核裂變及核能的利用

裂變中子包含瞬發(fā)中子和緩發(fā)中子兩部分，緩發(fā)中子約占總數(shù)的

1%,瞬發(fā)中子的能譜N（E）和每次裂變放出的平均中子數(shù)V,是

重要的物理量。

第一節(jié)輻射源種類

一、天然輻射源

宇宙射線、宇生放射性核素（皙、加、，Be、22g等貢獻(xiàn)較大）、原

生放射性核素（1、有衰變系列-鈾系238U,232Th2、無衰變系歹卜-腺、

87Rb）

二、人工輻射源（包括核試驗(yàn)落下灰等）

1、核設(shè)施：反應(yīng)堆輻射源235（；,重核分裂成兩個(gè)中等質(zhì)量的原子

核并釋放出200MeV的能量

反應(yīng)堆正常的輻射源有Y輻射源和中子源

Y輻射源瞬發(fā)裂變Y射線（在屏蔽計(jì)算中往往以平均能

量2.5MeV考慮）、裂變產(chǎn)物放出的緩發(fā)Y射線CT每次裂變大

約有6.65MeV的y能量在衰變1s后由裂變產(chǎn)物放出，y射線

能量大部分在2Me5V以下，平均是0.7MeV）、其他y射線（輻

射俘獲（6-MeV在屏蔽計(jì)算中要考慮）、非彈性散射）。

中子源

裂變中子（瞬發(fā)）（平地均2MeV）、緩發(fā)中子（能量較低）

在使用反應(yīng)堆輻射源時(shí)，應(yīng)該把Y射線的效應(yīng)和各種中子的效

應(yīng)都加以考慮。

后處理主要內(nèi)容有:

（1）除掉反應(yīng)堆運(yùn)行中逐漸積累，在運(yùn)行中起毒化作用（使中

子損失增大）的裂變產(chǎn)物

（2）回收未燃燒的燃料

（3）回收生成的可裂變物質(zhì)（如杯）

核技術(shù)的應(yīng)用：

A、a放射源：主要用于煙霧報(bào)警器、靜電消除器和放射性避雷

器等的離子發(fā)生器。2叩。，238Pu,239Pu,241Am,235U,238Uo

B、B放射源：屏蔽B射線應(yīng)選用低原子序數(shù)的材料（如塑料、

有機(jī)玻璃、鋁板等）以減少韌致輻射、外面再用高原子序數(shù)的材

料屏蔽韌致輻射和其他Y光子。

C、低能光子源：利用發(fā)射低能Y射線和X射線的放射性核素，

或利用B輻射體及靶物質(zhì)產(chǎn)生的韌致輻射制成的源。主要用于

厚度計(jì)、密度計(jì)、X射線熒光分析儀。55F,57CO.125I.238PU.241Am.

244Ccm

D、y放射源：主要防止外照射?；疃刃∮?0MBq（大約=1.5mCi）

的Y源，一般可利用時(shí)間防護(hù)和距離防護(hù)。

E、中子源：中子的貫穿能力很強(qiáng)，使用中子源時(shí)應(yīng)著重外照射

的防護(hù)，一般用石蠟、聚乙烯等含氫材料較多的物質(zhì)，將快中子

慢化，然后用吸收截面大的物質(zhì)（如鋰、硼等）吸收慢中子。同

時(shí)在屏蔽中子的同時(shí)還要注意對Y射線的屏蔽。所以對中子源

的屏蔽要進(jìn)行混合屏蔽。

非密封源

(A)工作場所分級(jí)

在防護(hù)條件相同的條件下，操作的放射性活度(操作量)越大，

可能造成工作場所和環(huán)境污染的程度越嚴(yán)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(gè)等

級(jí)。

日等效最大操作量

級(jí)別

(Bq)

甲>4*e9

乙2*e7-4*e9

豁免活度值以上

丙

-2*e7

放射性核素的日等效操作量等于放射性核素的實(shí)際日操作量

(Bq)及該核素毒性線別修正因子的積除以及操作方式有關(guān)的修

正因子所得的商。

射線裝置：X射線機(jī)、加速器、中子發(fā)生器以及含放射源的裝置

第二節(jié)反應(yīng)堆和加速器生產(chǎn)放射性同位素基本知識(shí)

放射性同位素活度

C=o<t>mPNA/A(l-e^)

。-生成放射性同位素的反應(yīng)截面靶子輻照處的中子注

量率m-靶元素的重量P-穩(wěn)定同位素的豐度

第四節(jié)放射性同位素應(yīng)用中的輻射安全問題

1、對接受了1311治療的患者，其體內(nèi)的放射性活度降低至低于

400MBq之前不得出院。

2、使8放射源做敷貼器，容器內(nèi)壁應(yīng)為塑料或有機(jī)玻璃等輕質(zhì)

材料，用以屏蔽B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(yīng)特別注意檢查源是否泄露。

3、鐳最早在醫(yī)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(chǎn)物氫是放射性氣體，易泄露，應(yīng)以其他de。、

137Cs.192Ir）來代替。

4、中子發(fā)生器產(chǎn)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(zhì)（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(jìn)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(jià)廉、堅(jiān)固因此在結(jié)構(gòu)屏蔽中廣泛應(yīng)用。

核燃料循環(huán)設(shè)施：

鈾社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(tǒng)：通風(fēng)系統(tǒng)、提升運(yùn)輸系統(tǒng)、供

排水系統(tǒng)、安全供電系統(tǒng)、通迅系統(tǒng)，止匕外，還有輻射防護(hù)體系

和應(yīng)急救險(xiǎn)保障體系。

獨(dú)居石及社礦砂主要用露天采礦法開采，但也有少數(shù)社礦石在井

下開采。

鈾社礦的采礦工藝流程為：輻射取樣編錄一Y測量一采礦設(shè)計(jì)

一鑿巖爆破一礦石檢查--放射性分選一-運(yùn)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(jí)別比有色及冶金行業(yè)的高一個(gè)等級(jí)，最

少要按百年一遇的洪水設(shè)計(jì)、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)o生產(chǎn)It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(yè)應(yīng)用

價(jià)值。

5種核反應(yīng)堆的基本特征:

中子慢化冷卻

堆型燃料形態(tài)燃料富集度

譜劑劑

熱中

壓水堆3%左右

H2OH2Ouo2

子

熱中

沸水堆3%左右

H2OH2Ouo2

子

熱中天然鈾或稍加濃

重水堆

D2OD2Ouo2

子鈾

高溫氣冷熱中

石墨氨氣(Th,U)02或UC7%-20%或90%

堆子

鈉冷快堆快中無液態(tài)(U,Pu)0215%-20%

I子I鈉

包括壓力容器、蒸氣發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器及有關(guān)閥門的整個(gè)系

統(tǒng)，是冷卻劑回路的壓力邊界。它們都被安置在安全殼內(nèi)，稱之

為核島。

快中子堆：簡稱快堆。是堆芯中核燃料裂變反應(yīng)主要由平均能量

為0.IMeV以上的快中子引起的反應(yīng)堆。

快堆堆芯及一般的熱中子堆堆芯不同，它分為燃料區(qū)和增殖再生

區(qū)兩部分。

第三章輻射防護(hù)

1、熟悉輻射對人體的效應(yīng)（確定性效應(yīng)、隨機(jī)性效應(yīng)、遺傳

性效應(yīng)等）

2、熟悉常用輻射量、單位及其計(jì)算方法（照射量、吸收劑量

/率、劑量當(dāng)量/率等）

3、掌握放射性物質(zhì)的防護(hù)監(jiān)測（個(gè)人和工作場所）

4、熟悉實(shí)踐干預(yù)的基本概念。

5、熟悉輻射防護(hù)的目的和安全目標(biāo)。

6、掌握輻射防護(hù)的基本原則（正當(dāng)性、限值、優(yōu)化）及其實(shí)

施。

7、熟悉控制輻射危險(xiǎn)的基本方法（包括內(nèi)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(hù)的標(biāo)準(zhǔn)和限值。

10、熟悉應(yīng)急準(zhǔn)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?SV

3、照射可以分為正常照射或潛在昭射；也可以分為職業(yè)照射、

醫(yī)療照射和公眾照射；在干預(yù)情況下，還可以分為應(yīng)急照射或持

續(xù)照射。

4、根據(jù)輻射效應(yīng)的發(fā)生及劑量之間的關(guān)系，可以把輻射對人

體的危害分為隨機(jī)效應(yīng)和確定性效應(yīng)兩類。

5、在輻射防護(hù)中把隨即性效應(yīng)及劑量的關(guān)系簡化地假設(shè)為

“線性”、“無閾”

6、從慎重的觀點(diǎn)出發(fā)，一般認(rèn)為在已有的人體細(xì)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0.7Gy

8、輻射劑量及輻射防護(hù)中常用量及其單位。

9、比釋動(dòng)能K,

10、外照防護(hù)的基本原理：減少或避免射線從外部對人體的照射。

11、時(shí)間防護(hù)、距離防護(hù)、屏蔽防護(hù)。外照射防護(hù)三要素。

12、照射量X是個(gè)歷史悠久，變化較大的一個(gè)輻射量。X=dQ/dm,

單位：C/kg,過去照射量的單位是倫琴，符號(hào)為R。1R=2.58*10-4

現(xiàn)有的技術(shù)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(nèi)。在輻射防護(hù)中上限可擴(kuò)大到8MwVo

13、比釋動(dòng)能K=d￡tr/dm。d￡tr是不帶電粒子在質(zhì)量為dm的

物質(zhì)中釋放出的全部帶電粒子的初始動(dòng)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(nèi)發(fā)生的次級(jí)過程所產(chǎn)生的任何帶電粒子的能量。單位是

J/kg,專門名稱是Gray,lGy=lj/kg

14、吸收劑量D：單位質(zhì)量受照物質(zhì)中所吸收的平均輻射能量。

D=dE/dm

d￡是電離輻射授予質(zhì)量為dm物質(zhì)的平均能量歷史上曾用過拉

德rad作為比釋動(dòng)能和吸收劑量的專用單位。lrad=O.OlGy

15、當(dāng)量劑量：相同的吸收劑量未必產(chǎn)生同等程度的生物效應(yīng)。

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(yīng)的嚴(yán)重程度或發(fā)生幾率的大小，輻射防護(hù)中用了當(dāng)量劑

量這個(gè)詞。

Ht=￡Wr*Dt,rWr是輻射權(quán)重因子Dt,r是輻射R在器官或組

織T內(nèi)產(chǎn)生的平均吸收量。

16、有效劑量E=2Wt*HtHt是器官或組織T的當(dāng)量劑量Wt

是器官或組織T的組織權(quán)重因子Wt=T器官組織或接受ISv照

射時(shí)危險(xiǎn)度/全身接受ISv均勻照射時(shí)總危險(xiǎn)度

17、待積當(dāng)量劑量：某一特定器官或組織接受當(dāng)量劑量率在時(shí)間

t內(nèi)的積分。

18、待積有效劑量：待積當(dāng)量劑量經(jīng)Wt加權(quán)處理后的總和。

19、集體當(dāng)量劑量及集體有效劑量

20、實(shí)踐：它是指任何引入新的照射源或照射途徑、或擴(kuò)大受照

人員范圍、或改變現(xiàn)在照射源的照射途徑網(wǎng)絡(luò)，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(shù)增加的人類活動(dòng)。

21、干預(yù)：

22、導(dǎo)出空氣濃度：假定參考人員工作時(shí)每分鐘空氣吸入量為

0.02m7min,輻射工作人員1年工作50w,每周工作40h,因此

la總計(jì)工作2000h,在此時(shí)間內(nèi)工作人員吸入的空氣量為

2.4*103n?,于是導(dǎo)出空氣濃度DAC二放射性核素的年攝入量限值。

23、具體監(jiān)測有四個(gè)領(lǐng)域：個(gè)人劑量監(jiān)測、工作場所監(jiān)測、流出

物監(jiān)測、環(huán)境監(jiān)測。輻射防護(hù)監(jiān)測可分為常規(guī)監(jiān)測、操作監(jiān)測、

特殊監(jiān)測。

24、ICRU（國際輻射單位及測量委員會(huì)）：建議用一個(gè)密度為

lg/cm\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(jìn)行監(jiān)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(jiān)測儀器從測量方法上大體可分為三種：

瞬時(shí)劑量率測量儀器、累計(jì)劑量測量儀器、Y譜儀。用于瞬時(shí)

劑量率測量的儀器有電離室、GM計(jì)數(shù)管、閃爍劑量率儀等。

1、應(yīng)急管理的方針是“常備不懈，積極兼容，統(tǒng)一指揮，大力

協(xié)同，保護(hù)公眾，保護(hù)環(huán)境”。

第四章流出物和環(huán)境放射性監(jiān)測

1、本底調(diào)查：對指定范圍內(nèi)的放射性背景值進(jìn)行測量分析以及

基于評價(jià)目的而對其他相關(guān)資料進(jìn)行收集的活動(dòng)。

2、環(huán)境放射性本底調(diào)查按目的分為兩類：1）大范圍的環(huán)境放射

性本底普查（獲取平均值）2）針對特定核及輻射設(shè)施周邊地區(qū)

開展的調(diào)查。（為其管理服務(wù)）

3、核電廠首次裝料前2年以上的本底調(diào)查。

4、對于核設(shè)施：本底調(diào)查范圍一般以設(shè)施為中心，半徑幾十公

里范圍內(nèi)。（取決于規(guī)模和周邊條件，大小不一）。

232238235

5、原生放射性核素主要有：Th.U,U>0

7、流出物：特指實(shí)踐中源所造成的以氣體、氣溶膠、粉塵或液

體等形態(tài)排入環(huán)境的，通常情況下，可在環(huán)境中得到稀釋和彌散

的放射性物質(zhì)。這種排放必須是經(jīng)過批準(zhǔn)的。由于流出物是一種

放射性廢物的形式。同時(shí)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(zhí)行放射性廢物處置的相關(guān)要求。

8、各種人工輻射源所致公眾年有效劑量為lmSvo在輻射防護(hù)領(lǐng)

域稱為約束劑量（<0.3mSv）,是一個(gè)及源相關(guān)的量，對于一個(gè)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(guān)鍵人群：具備以下幾個(gè)條件1）受到輻射照射最大2）飲食

及生活習(xí)性相近3）人數(shù)從幾個(gè)到幾十人。

流出物排放的首要原則是使關(guān)鍵人群組la所接受的輻射照射劑

量不超過審管部門批準(zhǔn)的約束劑量，亦即使公眾得到充分保護(hù)。

年排放量限值：次級(jí)標(biāo)準(zhǔn)。年有效劑量：基本標(biāo)準(zhǔn)。

推導(dǎo)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(huì)超過的前

提下，這組年排放量數(shù)據(jù)就可以作為流出物排放控制的次級(jí)標(biāo)

準(zhǔn)。

最優(yōu)化是輻射防護(hù)體系的重要組成部分。它的基本含義是：首先

要滿足劑量標(biāo)準(zhǔn)，遵守年排放量限值，執(zhí)行總量控制要求使公眾

得到保護(hù)，但這還不夠，應(yīng)努力使排放量減少。

流出物排放原則：劑量控制充分保護(hù)公眾安全、年排放量實(shí)行總

量控制、實(shí)行最優(yōu)化政策。

對于核及輻射設(shè)施流出物排放除應(yīng)遵守上面三個(gè)原則之外，還應(yīng)

遵循可核查性原則?？珊瞬樾园▽α鞒鑫锝?jīng)液、氣途徑排放時(shí)

有監(jiān)測數(shù)據(jù)，有詳細(xì)記錄；審管部門可監(jiān)控及驗(yàn)證排放情況；對

已往的排放資料，可以追溯復(fù)查。

核及輻射設(shè)施流出物排放的管理要求包括申報(bào)批準(zhǔn)，擁有足夠能

力的凈化及處理設(shè)施或設(shè)備；有專設(shè)的流同物排放渠道；對排放

進(jìn)行監(jiān)測；不滿足要求需返回處理設(shè)備；對液體流出物實(shí)行槽式

排放；實(shí)踐中總結(jié)經(jīng)驗(yàn)不斷提高控制水平，逐步減少排放量。

申報(bào)及批準(zhǔn)：對于核及輻射設(shè)施的流出物排放都需經(jīng)過審管部門

批準(zhǔn)，對于像核電站這類大型核設(shè)施，需要在首次裝料前向國家

環(huán)保總局提出申請年排放量限值。原則上講，申報(bào)的數(shù)值不能大

于歷次環(huán)境影響報(bào)告書中給出的排放源項(xiàng)。審管部門經(jīng)技術(shù)審評

認(rèn)為滿足相關(guān)要求后發(fā)文正式批準(zhǔn)。

流出物的監(jiān)測：

1)估算年排放總量

2)檢驗(yàn)“三廢”治理設(shè)施的運(yùn)行效能

3)及時(shí)發(fā)現(xiàn)偶然誤排

4)在萬一發(fā)生事故時(shí)判斷事故排放量

5)對放射性液體流出物實(shí)行槽式排放

6)為設(shè)施運(yùn)行時(shí)環(huán)境影響評價(jià)提供輻射源項(xiàng)

7)改善公共關(guān)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(yīng)有備10)用容器

11)在排放前對容器中的放射性進(jìn)行取樣分析，12)分析合

格經(jīng)批準(zhǔn)后主可排放

13)在排放中，對液體排放量有計(jì)量設(shè)備

16)萬一監(jiān)測不合格，應(yīng)可返回凈化系統(tǒng)進(jìn)行凈化處理。

第五章核及輻射安全的概念

“安全文化”是在總結(jié)前蘇聯(lián)切爾諾貝利嚴(yán)重事故中人為因素

的基礎(chǔ)上為確保核電廠安全生產(chǎn)而提出的一種系統(tǒng)且完整的管

理概念，后經(jīng)國際原子能機(jī)構(gòu)(IAEA)的不斷完善和提高，在整

個(gè)核領(lǐng)域中作為一項(xiàng)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(gè)人中的種種特

性和態(tài)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(yīng)有的重視。

2、安全文化原則：價(jià)值觀、標(biāo)準(zhǔn)、道德和可接受行為的規(guī)范的

統(tǒng)一體，提出這些方面的目的是在立法要求和監(jiān)管要求之外保持

一個(gè)增增強(qiáng)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(dòng)精神3）有形導(dǎo)

出

4、核安全文化的作用：人的失誤和人的違章統(tǒng)稱為“人因錯(cuò)

誤”，核電站50%以上的安全重大事故的主要原因是人因錯(cuò)誤。

5、安全文化的組成：1）體制2）個(gè)人的響應(yīng)（一方面的減

少或防止人為的錯(cuò)誤，另一方面充分發(fā)揮人的積極影響）

6、各階層的職責(zé)和作用：

決策層：“關(guān)鍵在于領(lǐng)導(dǎo)”，并要當(dāng)眾宣布其承諾

來表明本單位在社會(huì)責(zé)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(yùn)單位董事會(huì)議上的重要議題。

管理導(dǎo)：明確責(zé)任分工、負(fù)責(zé)安全工作的安排和管理、

對人員資格審查和安排培訓(xùn)、掌握獎(jiǎng)勵(lì)和懲罰以及監(jiān)察、審查和

對比安全管理體系的工作狀態(tài)，并做出承諾以自己的行動(dòng)和要

求促進(jìn)職工們的安全素養(yǎng)，確保職工們能按確定的框框辦事并從

中獲益。

個(gè)人的響應(yīng)：善于探索的工作態(tài)度、嚴(yán)謹(jǐn)?shù)墓ぷ鞣椒?、互相交?/p>

的工作習(xí)慣。

四、行業(yè)文化

INSAG-4附錄中提出了“安全文化指標(biāo)”，分別對政府及其部門、

營運(yùn)單位、研究單位、設(shè)計(jì)單位的不同層次的人員詳細(xì)地提出了

應(yīng)當(dāng)做出的承諾和應(yīng)當(dāng)達(dá)到的要標(biāo)

營運(yùn)單位對安全負(fù)責(zé)具體分為公亙和核電站兩個(gè)層次

第三節(jié)核安全文化的發(fā)展階段及弱化識(shí)別

1、核安全文化的發(fā)展階段：從開始的被動(dòng)接受、單位的自身要

求加以達(dá)到、再到人人主動(dòng)加以完善

2、識(shí)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(dāng)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(zhì)量差e獨(dú)立安全審評的不足或失

效f真實(shí)性不符g違章h反復(fù)申請不執(zhí)行管理要求

3）雇員問題

過長的工作時(shí)間、未受過適當(dāng)培訓(xùn)的人數(shù)比例偏高、在使

用適合的有資格的和有經(jīng)驗(yàn)的人員方面出現(xiàn)失誤、對工作的理解

差、對承包人的管理差

4）技術(shù)問題

例如：技術(shù)方面的記錄和存檔材料貧乏或缺乏管理，設(shè)備維修不

及時(shí)，對安全事件的收集、監(jiān)督和處理不當(dāng)，自我檢查和自我評

價(jià)體制不健全等等。

第四節(jié)安全文化的評價(jià)方法

1、安全文化的評價(jià)有三種方式：單位自我評價(jià)、IAEA安全文化

評價(jià)組評價(jià)、二者結(jié)合的評價(jià)

不管哪種方式的評價(jià)都按照IAEA的ASCOT導(dǎo)則的規(guī)定內(nèi)容進(jìn)

行，稱為ASCOT評價(jià)方法

按照ASCOT評價(jià)方法，安全文化評價(jià)組對安全文化的評價(jià)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(biāo)牌）、廠房管理（垃圾及儲(chǔ)存區(qū)域、清潔程度）、

防護(hù)設(shè)備的使用（戴安全帽、劑量膠片盒、警告標(biāo)志）、控制室

工作人員（警惕性、工作態(tài)度）、規(guī)章和手冊的可用性（控制室

和核電廠范圍）

文件檢查：電廠日志及相關(guān)文件、運(yùn)行及維修記錄、未解決的電

廠缺陷及文件修改數(shù)量、對重大安全相關(guān)活動(dòng)的培訓(xùn)計(jì)劃、公司

一級(jí)的安全政策有效性、安全政策及安全文化概念的一致性、電

廠關(guān)于規(guī)程和遵守規(guī)程的政策、明確重要安全責(zé)任的文件、組織

機(jī)構(gòu)圖、公司一級(jí)安全審查機(jī)構(gòu)的設(shè)立和其活動(dòng)的記錄及電廠管

理層參及的情況

2、個(gè)別訪談：安排及工作人員的個(gè)別交談和進(jìn)行討論，也可

以采用調(diào)查問卷的形式，集中在對集體和個(gè)人的態(tài)度及及安全文

化相關(guān)的問題上。安全文化評價(jià)組對所有方面進(jìn)行評價(jià)。通過

個(gè)別訪談過就能得出安全文化的主要評價(jià)和基本結(jié)論。

3>IAEA安全文化評價(jià)組提供的咨詢和支援服務(wù)可有四種方式：

標(biāo)準(zhǔn)的ASCOT研討會(huì)、擴(kuò)大的ASCOT研討會(huì)、對自我評價(jià)的支援

和ASCOT審評。

第五節(jié)培育安全文化的良好實(shí)踐

安全文化的特殊性實(shí)踐

安全文化的理念可以在下述活動(dòng)中得到充分的應(yīng)用：1、預(yù)測風(fēng)

險(xiǎn)分析。2、將錯(cuò)誤作為學(xué)習(xí)的機(jī)會(huì)。3、事件的深入分析。4、

加強(qiáng)學(xué)習(xí)能力。5、適合安全文化的監(jiān)管途徑及內(nèi)容。6、提高雇

員對安全文化的貢獻(xiàn)。7、承包商的積極參加。8、加強(qiáng)安全問題

及公眾的聯(lián)系。9、自身評價(jià)。10、綜合安全評價(jià)。11、制定安

全績效指標(biāo)。

培育安全文化的步驟：

1）要制定安全文化導(dǎo)則文件。2）要使經(jīng)理們了解到，為了達(dá)到

良好的安全目標(biāo)，員工的行為、態(tài)度和理想是十分重要的。3）

要保持不斷地向其他組織（國內(nèi)外）學(xué)習(xí)的可能性。

簡單看完了第三冊，下面開始第四冊的學(xué)習(xí)

第四冊專業(yè)實(shí)務(wù)

第一章核反應(yīng)堆（王秀清）

掌握核動(dòng)力廠和其他反應(yīng)堆設(shè)計(jì)/運(yùn)行的基本要求

掌握核動(dòng)力廠和其他反應(yīng)堆運(yùn)行的安全管理(核動(dòng)力廠首次裝載

核燃料的必要條件；對核動(dòng)力廠營運(yùn)單位的組織機(jī)構(gòu)，運(yùn)行管理

者和運(yùn)行人員的基本要求；對運(yùn)行規(guī)程的管理要求；核事件分級(jí)

及事件報(bào)告制度；對流出物和固體放射性廢物管理的監(jiān)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(yīng)，中子被原子核吸收并放出伽瑪射線。自然界中蘊(yùn)

藏豐富的社元素轉(zhuǎn)化為燃料鈾233的過程。

3、裂變反應(yīng)：核裂變是堆內(nèi)最重要的核反應(yīng)。鈾-233、鈾235

和缽239和缽241易裂變?nèi)剂?，而?32、鈾238只有在中子能

量高于某一值時(shí)才能發(fā)生裂變，通常稱之為轉(zhuǎn)換材料。

4、微觀截面：AI=cNIAX。是比例系數(shù)，稱為“微觀

截面”

5、靶：1靶二10一2%1112

下標(biāo)：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：它是中子及單位體積中所有原子核發(fā)生相互作用

的概率的一種度量。單位1/cmo舉例說，某種材料的宏觀吸收

截面S-No,核密度N單位是1/cm；N-(P/A)NO

某種材料的宏觀截面Sa=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(jī)會(huì)是0.25.

7、中子注量率：(又稱中子通量密度或中子通量)4)=nV其

中n是中子密度，即單位體積中的中子數(shù)目，V是中子飛行的

速度

8、核反應(yīng)率密度：R=2@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Sf；如果還知道

了堆芯的中子注量率4),就可計(jì)算出每秒鐘在每立方厘米堆芯

體積內(nèi)發(fā)生多少次裂變瓜，進(jìn)而可以算出堆芯的發(fā)熱強(qiáng)度?？梢?/p>

使我們從宏觀上了解核反應(yīng)的強(qiáng)度。

9、截面隨中子能量變化的規(guī)律：核截面的數(shù)值決定于入射中子

的能量和靶核的性質(zhì)，瓜反應(yīng)截面隨入射中子能量E變化的特性

可以發(fā)現(xiàn)大體上存在三個(gè)區(qū)域，首先要是低能區(qū)EG,中能區(qū)

l<E<104eV,快中子區(qū)E>104EV

10、中子的慢化：低能中子引發(fā)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(dá)到

2MeV,最大能量可達(dá)lOMeV,要建造低能中子引發(fā)裂變的反應(yīng)堆,

就要讓中子的能量降下來。

11、慢化劑的優(yōu)劣：慢化能力、慢化比。

12、慢化能力：宏觀散射截面及每次散射碰撞后中子損失能量的

乘積。

13、慢化比：散射截面及吸收截面之比。

14、好的慢化劑不僅應(yīng)該具有較大的慢化能力還應(yīng)具有大的慢化

比。水慢化能力強(qiáng)，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(huì)經(jīng)過中能階段，中子慢化到這一能區(qū)時(shí)

必然有一部分要被鈾238核共振吸收，其余的中子繼續(xù)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(yīng)繼續(xù)慢化，當(dāng)

速度降到一定程度及周圍達(dá)到熱平衡，慢化過程就結(jié)束了。及介

質(zhì)原子核處于熱平衡狀態(tài)的中子為熱中子。在20攝氏度時(shí)熱中

子最可幾速度是2200m/s,相應(yīng)的能量是0.0253eVo

17、假設(shè)將能量為2MeV的中子慢化到leV,那么中子必須及水

中的氫原子核平均碰撞18次。對于水慢化時(shí)間6*10-6s,裂變

中子慢化為熱中子后，還會(huì)繼續(xù)在介質(zhì)中擴(kuò)散，直至被吸收，熱

中子從產(chǎn)生到被吸收之前所經(jīng)歷的平均時(shí)間稱為擴(kuò)散時(shí)間。熱中

子的擴(kuò)散時(shí)間一般在10-ri0-6so

18、快中子的慢化時(shí)間和熱中子的擴(kuò)散時(shí)間越長，則中子在介質(zhì)

中慢化和擴(kuò)散時(shí)越容易泄露出去。

1、K=（系統(tǒng)內(nèi)中子的產(chǎn)生率）/（系統(tǒng)內(nèi)中子的消失率）系

統(tǒng)內(nèi)中子的消失率二系統(tǒng)內(nèi)中子的吸收率+系統(tǒng)內(nèi)中子的泄露率。

2、IMWd每天消耗的鈾-235是1.23go

3、轉(zhuǎn)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(nèi)中子注量率分布及展平：方法：1）堆芯徑向分區(qū)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?yún)^(qū)

域的燃料元件表面涂以相應(yīng)富集度的可燃毒物。

5、控制棒分為三類：停堆棒、調(diào)節(jié)棒、補(bǔ)償棒。

6、核反應(yīng)堆的主要類型：

按照功能分類：研究試驗(yàn)堆、生產(chǎn)堆、動(dòng)力堆。

按照中子能譜分類：快中子堆、中能中子堆、熱中子堆?？熘凶?/p>

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(fā)電為目的的核能動(dòng)力領(lǐng)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(nèi)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/m3

9、沸水堆：冷卻劑自下而上流經(jīng)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(shè)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(diǎn)：1、直接循環(huán)。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(xiàn)空泡，堆芯處

在兩相流的狀態(tài)，在任何情況下慢化劑反應(yīng)性空泡系數(shù)均為負(fù)

值，空泡的反應(yīng)性負(fù)反饋是沸水堆固有特性，它可以使反應(yīng)堆運(yùn)

行更穩(wěn)定，自動(dòng)展平徑向功率的分布，具有較好的控制調(diào)節(jié)性能。

11、沸水堆主要缺點(diǎn)：1、輻射防護(hù)和廢物處理較復(fù)雜。2、功率

密度比壓水堆?。ㄋ序v后慢化能力減弱）。

12、重水堆及輕水堆核電站的區(qū)別：1、中子經(jīng)濟(jì)性好，可以

采用天然鈾作為核燃料2、比輕水堆更節(jié)約天然鈾，不但能使用

天然鈾實(shí)現(xiàn)鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，而且比輕水堆節(jié)約天然鈾20%o3、可以

不停堆更換核燃料。4、重水堆的功率密度低。5、重水費(fèi)用占基

建投資比重大。6、當(dāng)發(fā)生失水事故時(shí)，輕水堆失水事故的后果

可能會(huì)比重水堆嚴(yán)重。

13、高溫氣冷堆：用氣體作為冷卻劑，主要優(yōu)點(diǎn)是不會(huì)發(fā)生相

變，但是氣體的密度低，導(dǎo)熱能力差，循環(huán)時(shí)消耗的功率大，為

了提高氣體的密度及導(dǎo)熱能力，也需要加壓。

14、快中子堆：快堆堆芯及一般的熱中子堆芯不同，它分為燃料

區(qū)和增殖再生區(qū)兩部分，燃料區(qū)由幾百個(gè)六角形燃料組件盒組

成，每個(gè)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(zhì)天然（或貧化）二氧化鈾束棒組成的增殖再生區(qū)，

核燃料區(qū)的四周是由二氧化鈾棒束組成的增殖再生區(qū)。

15、在快堆中，增殖比可達(dá)1.2T.3,在重水堆和輕水堆中，相

應(yīng)的值（稱之為轉(zhuǎn)化比）僅分別接近0.8-0.6.鈉冷快堆分為池

式和回路式。

16、核燃料組件及核反應(yīng)堆本體結(jié)構(gòu)、一回路系統(tǒng)及主要設(shè)備、

二回路系統(tǒng)及設(shè)備。

第四節(jié)反應(yīng)性及反應(yīng)性控制

1、裂變產(chǎn)物的產(chǎn)生及積累造成“中毒”和“結(jié)渣”效應(yīng)。

2、溫度效應(yīng)：由于堆內(nèi)溫度的變化，影響各種材料的密度和

截面，從而使K有效發(fā)生變化。

3、其它效應(yīng)：如空泡效應(yīng)、氣泡效應(yīng)。

4、包毒：在幾百種裂變產(chǎn)物中，對反應(yīng)堆鏈?zhǔn)椒磻?yīng)最大的是

MXel35,它的半衰期短，隨運(yùn)行工況的變化而變化較大，其熱

中子吸收截面=2.7X106巴，吸收中子最多，因此直接影響堆的

運(yùn)行狀態(tài)，為了及其它裂變產(chǎn)物相區(qū)別，稱之為伍毒，反應(yīng)堆中

Xel35的產(chǎn)生有兩種途徑：1、由U235裂變直接產(chǎn)生。2、由裂

變產(chǎn)物Tel35經(jīng)過兩次8裂變產(chǎn)生（因?yàn)門el35到H35的半衰

期較短）。

5、Xel35的增長和消失最后將達(dá)到一個(gè)平衡值，即所謂的平衡

伍毒，平衡似毒的濃度及穩(wěn)定運(yùn)行的中子注量率水平有關(guān)。功率

高，中子注量率水平也高，平衡氤毒的濃度越大。

6、碘坑：因?yàn)镠35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(yīng)堆停堆或降功率后，反應(yīng)性繼續(xù)下降，

如果反應(yīng)性的下降超過堆的后備反應(yīng)性，反應(yīng)堆就啟動(dòng)不起來而

必須等待過了“碘坑”以后，待反應(yīng)性開始回升到高于堆的后備

反應(yīng)性時(shí)方能啟動(dòng)。但這必須要等待相當(dāng)長的時(shí)間（幾十小時(shí)），

為了爭取延長反應(yīng)堆的有效工作時(shí)間，防止掉入碘坑，一般爭取

檢修工作搶在掉入碘坑幾小時(shí)之前進(jìn)行。

8、結(jié)渣：除了吸收截面較大并半衰期短的Xel35（有時(shí)也將Sml49

也包括在內(nèi)）外，其他裂變產(chǎn)物的產(chǎn)生均稱之為“結(jié)渣”，都有

一定的毒性，對K有效有一定的影響。

9、當(dāng)提升或降低反應(yīng)堆功率的時(shí)候要引起堆內(nèi)溫度發(fā)生變化，

即使在正常穩(wěn)定運(yùn)行時(shí)，也可能由于外界的擾動(dòng)引起溫度的變

化，由于燃料的溫度升高會(huì)使燃料的中子共振吸收增加，即存在

“多仆勒效應(yīng)”。

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(jié)堆內(nèi)的釋熱及傳熱

重點(diǎn)第八節(jié)一第十二節(jié)

第二章鈾（牡）礦及伴生放射性礦

（共提出23個(gè)重點(diǎn)，將在最后進(jìn)行歸納）

要求：

熟悉鈾（牡）礦及伴生放射性礦環(huán)境輻射水平的監(jiān)測技術(shù)

掌握基本的降氫方法

掌握鈾（社）礦生產(chǎn)、退役的輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)

熟悉水冶廠的輻射防護(hù)和環(huán)境保護(hù)技術(shù)

1、鈾礦工集體受照劑量約占整個(gè)核燃料循環(huán)總集體劑量的

63.56%0

2、鈾礦工業(yè)對環(huán)境公眾的集體照射劑量約占整個(gè)核燃料循環(huán)對

公眾集體劑量的83.4%.

3、遵循輻射防護(hù)三原則：實(shí)踐正當(dāng)性、防護(hù)最優(yōu)化、個(gè)人劑量

限值

4、鈾（社）礦及伴生放射性礦輻射防護(hù)和環(huán)境保護(hù)原則：（1）

鈾（社）礦及伴生放射性礦冶工業(yè)在新建、改建和擴(kuò)建以及技術(shù)

改造工程項(xiàng)目中，其防護(hù)和勞動(dòng)衛(wèi)生安全設(shè)施，以及三廢治理環(huán)

境保護(hù)設(shè)施必須及主體工程同時(shí)設(shè)計(jì)、同時(shí)施工、同時(shí)投產(chǎn)使用。

5、鈾礦的總風(fēng)量約比有色和冶金系統(tǒng)礦山高5-8倍（水冶高6-10

倍）。

6、偏聚氯乙烯共聚乳液的防氫效率可達(dá)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(fēng)效果可達(dá)90%；防氫效果可達(dá)88%.

7、根據(jù)經(jīng)驗(yàn)，一般礦巖析出率可達(dá)2-5Bq/n]2s,未穩(wěn)定的尾礦堆

氮析出率可比穩(wěn)定的尾礦堆約高30%,比土壤氮析出率高200倍。

8、鐳的測量方法：一般采用射氣法，在含鐳溶液中用氮?dú)鈱⒃?/p>

有的氫完全去除，將樣品密封一定時(shí)間，新積累的氨及母體鐳時(shí)

間有如下關(guān)系。

9、社的監(jiān)測：中子活化、分光光度法。

10、a表面污染的監(jiān)測：直接法、間接法（擦拭法、表面置樣

檢查法）

重點(diǎn)

氫及氫子體的監(jiān)測方法和礦工個(gè)人劑量的監(jiān)測方法

1、氫的測量方法有瞬時(shí)測量法（電離室-靜電計(jì)法、閃爍法、雙

濾膜法）、累積測量法

2、氫-222子體的監(jiān)測：氫子體活度濃度的瞬時(shí)測量，典型的測

量方法有季夫格勞法（通常稱為三點(diǎn)法）和改進(jìn)的季夫格勞法（通

常稱為三段法），氫子體的a潛能濃度瞬時(shí)測量，可通過采樣

后一鎰a計(jì)數(shù)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(xué)提出的測氫及子體方法，及雙濾膜方法類

似。

氫累計(jì)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(gè)人劑量監(jiān)測：監(jiān)測方法：

（1）KF603A熱釋光氫子體ay個(gè)體劑量計(jì)（有源式）

（2）KF606礦工個(gè)人劑量計(jì)無源式

第六節(jié)基本的降氫方法

1、礦石氫射氣系數(shù)f隨礦石粒度的減小而增高，但當(dāng)?shù)V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、礦石氫射氣系數(shù)f隨礦石含水率呈一個(gè)峰值形變化。

常規(guī)鈾礦井降氫方法

具體有：1、通風(fēng)降氫根據(jù)氫及氫子體的總析出量和濃度設(shè)計(jì)通

風(fēng)量；2、密閉氫源密閉廢舊巷道和采空區(qū)噴涂防氫保護(hù)層。3、

控制入風(fēng)污染。4、排除礦坑水。5、正壓通風(fēng)。6、分區(qū)通風(fēng)。7、

清除堆積的鈾礦石。

鈾礦通風(fēng)的要求：

1、必須建立完善的通風(fēng)系統(tǒng)。

2、通風(fēng)設(shè)計(jì)：包括風(fēng)量計(jì)算、風(fēng)壓分布、通風(fēng)建（構(gòu)）筑物設(shè)

計(jì)，滿足礦井防塵降氫要求。

3、選用科學(xué)合理的采礦工藝和防氫措施相匹配，滿足標(biāo)準(zhǔn)要求。

4、根據(jù)生產(chǎn)發(fā)展和實(shí)際情況，及時(shí)調(diào)整礦進(jìn)通風(fēng)系統(tǒng)和網(wǎng)絡(luò)。

5、控制礦井空氣中積壓項(xiàng)有害物濃度、特別是氫及氫子體濃度,

符合正常生產(chǎn)需要。

6、偏氯乙烯共聚乳液（無毒）防氫效率75.7-80%

7、有條件時(shí)，盡可能采用壓入式正壓通風(fēng)，以減少控制和少氫

析出率。例如：當(dāng)在負(fù)壓通風(fēng)時(shí)礦井氮析出率為22.2Bq/m2s,

而在正壓時(shí)為18.5Bq/m2s,可以使氨析出率減少3.7Bq/m2s。負(fù)

壓及正壓差為1.3mmHg

環(huán)境輻射防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)：

為了保護(hù)公眾安全和健康，必須制定相應(yīng)的氫及氫子體控制限值

標(biāo)準(zhǔn)：

環(huán)境大氣氫濃度限值：37Bq/m3

居住室內(nèi)：氫濃度限值：200Bq/n?（可生存，400要采取措施

GB-18871）

控制環(huán)境氮的措施

1、其環(huán)境大氣濃度應(yīng)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(wèi)生防護(hù)標(biāo)準(zhǔn)》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(dǎo)出濃度限值

標(biāo)準(zhǔn)：

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(xù)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氫及氫子體濃度限值為：

氫：3.7Bq/m3

氨子體:6.4mJ/m3

粉塵：2mg/m3

鈾選冶廠

氫：1.lBq/m3

氫子體：1.6mJ/m3

處理后的廢石場：

0.74Bq/m2s

3、礦井總?cè)腼L(fēng)風(fēng)流粉塵、氫及氫子體控制濃度

礦井總?cè)腼L(fēng)風(fēng)流粉塵、氫及氫子體控制濃度應(yīng)分別不大于

0.2mg/m3；0.lBq/m3；0.5mJ/m3

4、工作面入網(wǎng)風(fēng)流的粉塵、氫及氫子體控制濃度

礦井總?cè)腼L(fēng)風(fēng)流粉塵、氫及氫子體控制濃度應(yīng)分別不大于

0.5mg/m3；lkBq/m3；3mJ/m3

第八節(jié)廢石場及尾礦庫的選址、運(yùn)行以及關(guān)閉后的長期穩(wěn)定性

要求

1、按十字剪切強(qiáng)度計(jì)算，壩體安全系數(shù)降低到L05以下，往

往會(huì)造成垮壩事故的發(fā)生。

2、（1）退役（關(guān)閉）環(huán)境治理（處置目標(biāo)）

（2）鈾礦冶退役（關(guān)閉）治理（處置）技術(shù)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(shí)，

應(yīng)盡可能采取廢石回填的方法，減少地表廢石量，以達(dá)到保護(hù)環(huán)

境的目的。3、清洗去污。

鈾礦冶設(shè)施退役（關(guān)閉）治理（處置）程序

主要有：前期準(zhǔn)備、施工管理和竣工驗(yàn)收、工程移交和長期監(jiān)護(hù)。

（1）前期準(zhǔn)備：退役治理工程可研設(shè)計(jì)、環(huán)境影響評價(jià)、尾礦

庫安全分析以及相應(yīng)的實(shí)驗(yàn)研究。

（2）施工管理：

⑶竣工驗(yàn)收：

我國鈾礦冶設(shè)施退役（關(guān)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(yè)：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a氣溶膠，因此車間內(nèi)仍必須滿足6T0次的換氣次數(shù)要求。

工作結(jié)束后應(yīng)在衛(wèi)生通過間進(jìn)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(dá)90%以上，污染的工作服應(yīng)在專門的洗

衣房進(jìn)行洗滌去污，其去污率可達(dá)70%以上。

B輻射：B射線及Y射線不同，它的強(qiáng)度及放射性物質(zhì)的總量

沒有絕對關(guān)系，只及暴露面積有關(guān)，在黃餅生產(chǎn)崗位B粒子通

量可達(dá)80B/cm2s,煙燒和結(jié)晶工段可達(dá)100B/cm2s,在無屏蔽

個(gè)別情況下，如在檢修各種罐體內(nèi)部時(shí)，B粒子通量可高達(dá)

4800B/cm2s.

在各種槽、塔、罐內(nèi)部檢修時(shí)，應(yīng)注意B防護(hù)問題，尤其應(yīng)戴

防護(hù)眼鏡，防止B射線對眼晶體的損傷。

Y防護(hù)措施：＞1%品位時(shí)必須采用Y防護(hù)。

鈾選廠廢氣的治理：

（1）建廠時(shí)應(yīng)按防護(hù)規(guī)定要求合理選擇廠址。（2）廠房內(nèi)工藝

設(shè)備應(yīng)采取有效的密閉和通風(fēng)凈化措施，最大限度減少有毒、有

害物質(zhì)的外排量。（3）集中排放廢氣的煙囪必須按大氣擴(kuò)散規(guī)

律，設(shè)計(jì)安全可靠的排放高度，防止在最不利的條件下，居民生

活區(qū)地面有害物濃度滿足國家標(biāo)準(zhǔn)要求。規(guī)程要高于最高屋脊

3mo（4）加強(qiáng)對密閉通風(fēng)設(shè)備運(yùn)行的安全檢查，保持密閉通風(fēng)

設(shè)備處于良好的運(yùn)行狀態(tài)，嚴(yán)格控制有害物的外排量。（5）加

強(qiáng)對環(huán)境大氣的監(jiān)測，控制和保證環(huán)境大氣不受污染。

鈾水冶廢水對環(huán)境的影響：水中鈾對環(huán)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「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「3倍，最大為726倍，在灌溉范圍內(nèi)；土中總

a為本底的『7倍，最大為10倍。

鈾水冶廠尾礦對環(huán)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(chǔ)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(shè)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(wěn)定性進(jìn)

行長期觀測和監(jiān)護(hù)。

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(jīng)過開采位移,集采、選、

冶及一體的新型鈾礦開采方法，簡稱原地浸出采鈾。

不足：要加強(qiáng)對地下水的恢復(fù)。

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(zhì)（沉淀）。

2、廢水除鐳的方法：二氧化鎰吸附法、高鎰酸鉀活化鋸未吸附

法、重晶石吸附法、硫化銀共沉淀法。

3、污渣循環(huán)法可以通過沉淀，除去鈾、鐳、重金屬元素、珅等

有害物質(zhì)。

嚴(yán)格控制地下水污染的措施

嚴(yán)格控制抽、注平衡，抽應(yīng)略大于注1%左右。

地浸工藝過程對地下水的復(fù)原技術(shù)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(huán)境保護(hù)規(guī)定》

尾礦庫關(guān)閉后的環(huán)境整治及長期穩(wěn)定技術(shù)：1、物理穩(wěn)定法。2、

化學(xué)穩(wěn)定法。3、植被穩(wěn)定法。4、綜合穩(wěn)定法。

本章重點(diǎn)（老師課后20點(diǎn)）

1、鈾礦冶是什么性質(zhì)的作業(yè)。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(chǎn)生率：l.ZXIO't廢渣/t鈾

4、鈾礦工個(gè)人劑量的貢獻(xiàn)占總的：63.56%

5、礦山風(fēng)機(jī)停風(fēng)，氫濃度多長時(shí)間恢復(fù)到?jīng)]有通風(fēng)時(shí)的水平：

3-5min

6、鈾礦山的通風(fēng)備用系數(shù)：20%

7、鈾廢石尾礦庫氫表面析出率是多少：0.74Bq/m2s

8、尾礦庫的安全系數(shù)：1.05

9、尾礦庫安全超高：水面高50m,壩高再高5T0m

10、尾礦庫的災(zāi)害在世界重大災(zāi)害中排名：第18位。

11、氫的半衰期：3.825天

12、尾礦庫防洪設(shè)計(jì)年限：一級(jí)1000年洪水最大來設(shè)計(jì)，用有

史以來最大的來校對；二級(jí)尾礦庫用百年洪水來設(shè)計(jì)，用1000

年一遇來校對。

13、放射性預(yù)選：選礦的選出率：15%-20%,把廢石選出。

14、礦井中的氫的濃度標(biāo)準(zhǔn)：3.7kBq/m3,氫子體6.4uJ/m3

15、對職業(yè)照射，對公眾貢獻(xiàn)最大的是：氫和氫子體。

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(dá)90%以上，污染的工作服應(yīng)在專門的洗衣房進(jìn)行洗滌去污，

其去污率可達(dá)70%以上。

17、氫的測量方法：

氫及氫子體的監(jiān)測方法和礦工個(gè)人劑量的監(jiān)測方法

1、氫的測量方法有瞬時(shí)測量法（電離室-靜電計(jì)法、閃爍法、

雙濾膜法）、累積測量法

2、鈾礦工個(gè)人劑量監(jiān)測：監(jiān)測方法：

（1）KF603A熱釋光氫子體ay個(gè)體劑量計(jì)（有源式）

（2）KF606礦工個(gè)人劑量計(jì)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(zhì)（沉淀）

2、廢水除鐳的方法：二氧化鎰吸附法、高鎰酸鉀活化鋸未吸附

法、重晶石吸附法、硫化銀共沉淀法

3、污渣循環(huán)法可以通過沉淀，除去鈾、鐳、重金屬元素、珅等

有害物質(zhì)。

29、尾礦庫的治理方法：1、物理穩(wěn)定法。2、化學(xué)穩(wěn)定法。3、

植被穩(wěn)定法。4、綜合穩(wěn)定法。

20、氫的射氣、析出系數(shù)：及粒度成反比、及品位成正比、及含

水率成反比。

第三章核燃料加工、處理及放射性物質(zhì)運(yùn)輸

由鈾氧化物制備成UF4,再轉(zhuǎn)化成UF6（第一節(jié)）?三相點(diǎn)：

151.7KPa,64.1℃?水解:生成UF2O2（氟化鈾銃）和HF

化工轉(zhuǎn)化-制備可燒結(jié)UO2粉末

目前用于制備可燒結(jié)UO2粉末的化工轉(zhuǎn)化工藝流程主要有：重鈾

酸?。ˋDU）工藝流程、三碳酸鈾酰鏤（AUC）工藝流程、流化床

法（FBP）工藝流程、火焰反應(yīng)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(zhuǎn)化工藝：ADU和IDR工藝。

3.2核臨界安全的基本原則及措施（補(bǔ)遺）

基本原則

安全第一原則，在確保核臨界安全前提下實(shí)現(xiàn)經(jīng)濟(jì)性能好，生產(chǎn)

效率高；

雙重偶然原則，即工藝過程中應(yīng)至少有兩個(gè)不大可能發(fā)生的，

獨(dú)立的條件一并或獨(dú)立發(fā)生變化時(shí),才可能導(dǎo)致臨界事故；盡量

實(shí)現(xiàn)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(shù)措施,又要依靠

嚴(yán)格的科學(xué)管理；臨界控制所依據(jù)的次臨界限值,必須建立在實(shí)

驗(yàn)數(shù)據(jù)或經(jīng)確認(rèn)可靠有效的計(jì)算方法所得計(jì)算數(shù)據(jù)的基礎(chǔ)之上

第四章看范深根的課件，寫的很詳細(xì)

例：在離6℃。放射源某一點(diǎn)測得的照射量率為300mR/h,若使這

一點(diǎn)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