核安全工程师综合知识第二章

核安全综合知识周志伟注册核安全工程师考试复习2012年7月;Cell:1第一页，共一百零一页。《核安全综合知识》第二章核能和核技术应用考试要求1.熟悉辐射源的种类2.了解放射性同位素的基本特性。3.了解反应堆和加速器生产同位素的基本知识。4.了解放射性同位素在医学、农业、工业、食品加工等行业的应用。5.熟悉放射性同位素在行业的应用中的辐射安全问题。6.了解辐射产生器/设施的应用。7.熟悉辐射产生器/设施在应用中的核与辐射安全问题。8.了解与核燃料循环设施有关的基本知识。9.熟悉核燃料循环设施在选址、设计、建造、运行、退役等阶段核与辐射安全方面的主要问题。2第二页，共一百零一页。《核安全综合知识》第二章核能和核技术应用复习内容2.1辐射源种类

2.2反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识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2.4

放射性同位素应用中的辐射安全问题

2.5射线装置在医学、工业、农业等行业的应用2.6射线装置应用中的辐射安全问题2.7核燃料循环设施2.8核动力厂和其他反应堆

2.9核动力厂和其他反应堆的安全问题

3第三页，共一百零一页。《核安全综合知识》2.1辐射源种类

一、天然辐射源宇宙射线：中子、质子、电子、各种介子等高能粒子；宇生放射性核素：宇宙射线与大气层多种元素相互作用产生的放射性核素原生放射性核素：自地球形成就在地壳内存在的放射性核素，钍、铀、锕铀系

二、人工辐射源核设施：核动力厂和其他反应堆；核燃料生产、加工、储存和后处理设施；放射性废物处理和处置设施。反应堆辐射源γ辐射源：瞬发、缓发、其他(俘获、n非弹散激发)γ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。4第四页，共一百零一页。《核安全综合知识》核技术应用密封源：密封在包壳里或紧密固结在覆盖层里并呈固体形态的放射性物质α放射源：α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α放射性核素有210Po、238Pu、239Pu、241Am、235U、238U等。β放射源：3H、14C低能光子源：125I，244Cmγ放射源：60Co，137Cs，各种用途源的特性见表2-1中子源：（α，n），（γ，n），见表2-25第五页，共一百零一页。《核安全综合知识》非密封源：不符合密封源定义的开放源工作场所分级：甲、乙、丙三个等级（表2-3）放射性核素毒性分组：放射性核素毒性分组，极毒、高毒、中毒、低毒；表2-4，表2-5。射线装置：χ射线机、加速器、中子产生器χ射线机：χ射线机的种类很多，如诊断χ射线机、治疗χ射线机、工业探伤χ射线机、χ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。加速器类型见表2-6中子发生器：利用直流电压，能量在1MeV以下，通过（d，n）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600KeV。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，110keV出现共振截面峰值达5b。一般产额109―1010n/s；强流中子发生器的中子产额可达到1012―1014n/s。6第六页，共一百零一页。《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知识要点：一、反应堆生产放射性同位素

基本原理：主要由反应堆产生，包括制靶、照射、活度测量、分装反应堆生产放射性同位素的产额，C=σφmPNA(1-e-λt)/A

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3H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；(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203Hg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；(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、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；(7)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。

7第七页，共一百零一页。《核安全综合知识》二、加速器生产放射性同位素基本原理：带电粒子轰击靶料产生核反应得到放射性同位素放射性药物生产过程：制靶-轰靶-化学分离-配制（表2-7，医用）加速器生产放射性同位素的特点（1）反应堆中主要用（n，γ）反应生产同位素，生成的同位素与靶材料是同一元素。加速器用（p，n）、（d，n）、（α，n）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，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（EC）或发射正电子（β+），不发射其它带电粒子（α、β等），所以可用γ相机或正电子发射计算机断层扫描（PET）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I23I，病人所受的剂量只有用反应堆生产的131I的1%。（3）构成生物机体的主要元素C、N、O的（n，γ）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，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，工作中放射性污染的危险性小。8第八页，共一百零一页。《核安全综合知识》2.3放射性同位素在医学、工业、农业、食品加工等行业的应用

知识要点：一、放射性同位素在医学上的应用

放射性药物影像诊断

γ照相机单光子发射计算机断层扫描仪（SPECT）

正电子发射计算机断层扫描仪（PET）骨密度仪放射源治疗近距离治疗：分表浅和腔内治疗远距治疗：γ、射线照射

体外放射免疫分析9第九页，共一百零一页。《核安全综合知识》二、放射性同位素在工业上的应用

核仪表核子秤料位计测厚仪核子湿度密度仪：137Csγ源，测密度和Am-Be中子源，测水分放射性测井γ射线照相（探伤）机其它应用通过辐射接枝交联技术进行改性，得到新的高分子化合物；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；利用放射性同位素发出的α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。10第十页，共一百零一页。《核安全综合知识》三、放射性同位素在农业上的应用

辐射育种进行辐射育种的辐射可以是χ射线、γ射线和中子，用得最多的是60Coγ源。χ射线和γ射线辐照时，一般使用的剂量范围为1.3×102―3.5×102Gy；对于中子辐照，一般使用的剂量范围为1010―1013n/cm2。

农药、化肥示踪农副产品的辐照保鲜辐照保鲜用源主要为60Co，活度3.7×1014Bq（1万Ci）以上。

刺激生物体生长四、放射性同位素在食品加工中的应用放射性同位素在食品加工中主要用于灭菌保鲜。辐照过的酒可提高醇香度，相当于放置几年或几十年。用放射性同位素辐照过的猪肉，保鲜期延长而味道不变。11第十一页，共一百零一页。《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

一、放射性同位素在医学应用中的辐射安全问题

放射源和辐照剂量的选择、控制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。对注射放射性药物的病人的管理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400MBq之前不得出院。放射源使用和贮存的安全辐射还要考虑韧致辐射；防止卡源、掉源和源不到位；用后要仔细清查放射源，防止丢失源和源被病人带走。12第十二页，共一百零一页。《核安全综合知识》放射性废物（源）的处理处置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。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。固体废物主要有手套、口罩、工作服、注射器、针头、塑料管、原料瓶、棉签等。放射性废物分类存放在暂存间，集中送城市放射性废物库。对工作人员、患者和公众的防护敷贴时尽量缩短时间，戴防护手套、有机玻璃罩，减少射线对工作人员的照射。临时加足够的屏蔽，避免病人和其他人员受到不必要的照射。使用密封源的病人、病床和病室应有标记。γ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规定的限值。辐射监测源检查、源返回储存、定期测量计量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。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，以免发生意外提供辐照音响报警相连的装置。13第十三页，共一百零一页。《核安全综合知识》二、放射性同位素在工业应用中的辐射安全问题

辐射防护容器的设计和防护性能检验生产线核仪表安装、使用、维修和储存中的辐射安全野外和施工现场作业时的辐射安全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。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。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。废放射源的安全处置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。

14第十四页，共一百零一页。《核安全综合知识》三、放射性同位素在农业和食品工业应用中的辐射安全

外照射的防护主要针对γ辐射装置。γ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。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，保证工作人员和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联锁和警告、报警装置，防止人员误照射。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控制区，设有醒目的辐射危险标志，控制区外边界上的剂量应低于对公众的剂量限值。防止贮源井水污染

倒源、装源、换源等操作，均在水下操作。源上方有足够厚的水屏蔽层。应选用符合国家标准要求的密封源；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；水井应防漏、防渗并有液位监控；发现源有泄漏应尽快进行检查处理；要定期检查源的升降机构的可靠性；停止辐照期间，源及其控制系统要妥善保管。防误入、防盗。倒源、装源、换源的辐射安全倒源、装源、换源时要有足够的防护措施，进行模拟训练，以取得操作经验。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。15第十五页，共一百零一页。《核安全综合知识》2.5射线装置在医学、工业、农业等行业的应用知识要点：一、医疗诊断和治疗

χ射线机

χ射线在医学上的用途较广，最常用的是用于诊断和治疗。目前主要有两种诊断方法：一种是透视，另一种是摄影。用χ射线照射非正常细胞时，可杀死或抑制其繁殖生长，从而达到治疗目的。χ射线计算机断层扫描仪（CT）

CT是用χ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χ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。介入放射诊疗

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集于一体，为疾病诊断和治疗开拓了新的途径。16第十六页，共一百零一页。《核安全综合知识》医用加速器放射治疗

加速器产生的χ射线、γ射线、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。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。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。χ、γ、电子等低LET（传能线密度）射线的OER为2.5―3.0，RBE≦1.0；高LET射线（快中子、质子、重离子等）的OER为1.0―1.8，RBE≥2.0。OER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。χ、γ、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。χ射线、γ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50MeV以下，其中大部分运行在6―35MeV之间。

17第十七页，共一百零一页。《核安全综合知识》二、工业计算机断层扫描仪（ICT）

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、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。工业CT可分为γ射线源工业CT、χ射线工业CT和加速器射线工业CT。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。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χ射线，χ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。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成。整个系统由计算机控制，自动完成所有的测量功能。电子直线加速器能量一般为6MeV―20MeV，可检测的厚度等效成钢约0.3m，一般检测工件的长度可达2.5―3m，工件最大重量≈2000kg。18第十八页，共一百零一页。《核安全综合知识》三、工业辐照加速器

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。与钴源辐照装置相比，加速器的束流强度大，发散角小，束流密度大，特别适用于作为大功率辐照源。一台加速器的平均功率输出最高可达150KW，这就相当于3.75×1017Bq（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。

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KW―30KW，电子扫描宽度为0.4―1m。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。19第十九页，共一百零一页。《核安全综合知识》四、中子发生器的应用14MeV中子活化分析

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。中子活化分析具有灵敏度高，可进行痕量分析（10-9―10-13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。

反应堆中子活化分析是最重要的一种。高产额中子发生器使14MeV中子活化分析也进入多元素痕量多元素分析技术的行列。中子测井

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。

中子辐射育种

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。用γ射线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γ射线诱发的高1―2倍。用钴―60γ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γ射线处理的高。快中子治癌：快中子穿透能力强，治癌的好手段；满足1012~1013n/s，10MeV以上。

其它应用快中子照相、生产短寿命核素、测量材料的屏蔽性能、聚变堆材料辐照试验20第二十页，共一百零一页。《核安全综合知识》2.6射线装置应用中的辐射安全问题知识要点：一、X射线机应用中的辐射安全问题

放射诊断χ射线机的辐射安全慎重使用放射诊断，做到放射诊断正当化。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。21第二十一页，共一百零一页。《核安全综合知识》进行必要的辐射屏蔽

防护设施要求可参照《医用诊断χ射线卫生防护标准》摄影机房有用线束朝向的墙壁应有2mm铅当量的防护厚度。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。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）χ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χ射线机的辐射水平进行监测。制定辐射防护规章制度和操作规程并严格遵守执行。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χ射线机都要制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。22第二十二页，共一百零一页。《核安全综合知识》深部χ线治疗室的屏蔽深部治疗χ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。安全联锁装置。放射治疗所用的χ射线的能量一般高于诊断χ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。制定照射方案，减少对患者的副作用

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。剂量监测（任何放射治疗设备，均应设有双重测量系统），5%不确定度23第二十三页，共一百零一页。《核安全综合知识》工业用χ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。在室内进行检测时，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。现场χ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。现场探伤和安检时，工作场所的安全防护。（1）辐射屏蔽措施（2）划定控制区（3）防止大剂量误照射（4）剂量监测（5）加强管理现场探伤和安检时，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。24第二十四页，共一百零一页。《核安全综合知识》二、加速器应用中的辐射安全

1.辐射屏蔽2.感生放射性的防护

3.安全联锁装置和警告装置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。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。4.剂量监测系统加速器安装竣工后，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。在正常运行状况下，对工作场所和周围环境的辐射水平每年监测一次。对剂量监测仪器要定期刻度。

25第二十五页，共一百零一页。《核安全综合知识》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。工作人员必须进行个人剂量监测，并建立档案。5.对病人的防护

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。

（1）控制照射量，减少不必要的照射

（2）减少泄漏辐射

（3）治疗室设置监视装置及通话装置

26第二十六页，共一百零一页。《核安全综合知识》6.辐射安全管理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。（1）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。（2）制定各种规章制度和操作规程

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。27第二十七页，共一百零一页。《核安全综合知识》7.安全操作要求（1）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；（2）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；（3）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，发现异常及时处理；（4）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。8.其他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。

28第二十八页，共一百零一页。《核安全综合知识》三、中子发生器应用中的辐射安全

中子发生器的主要危害是中子和氚。另外，χ射线也值得注意。中子的辐射屏蔽

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。由于中子的非弹性散射、辐射俘获反应（n，γ）和活化，在屏蔽中子时会产生γ射线，在屏蔽中子的同时还要考虑对γ射线的防护。氚的防护

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1.1×109Bq/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。（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。29第二十九页，共一百零一页。《核安全综合知识》密封管型中子发生器的辐射防护

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。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，防止氚的污染。中子管报废后应返回生产厂家处理，不得自行拆卸。30第三十页，共一百零一页。《核安全综合知识》2.7核燃料循环设施

一、核燃料循环的基本概念

核燃料循环的定义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。“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；

“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；“核燃料循环后段”指：在核燃料循环中，燃料元件从反应堆卸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。31第三十一页，共一百零一页。《核安全综合知识》一、核燃料循环的基本概念

核燃料循环的模式

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：

⑴后处理模式；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”。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”。⑵“一次通过”模式

“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。核燃料仅在反应堆中使用一次，称之为“开路核燃料循环”。近期,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。32第三十二页，共一百零一页。《核安全综合知识》二、铀矿勘探、开采与加工

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。铀在地壳中分布广泛，在地壳中的平均含量为4×10-6，其总量约为4.5×109t。化学性质非常活泼，几乎能与所有非金属起作用，形成各种化合物和大量的天然矿物。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%。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。钍在地壳中的平均含量为1.2×10-5，其总量约为1.3×1010t—1.8×1010t。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）。

33第三十三页，共一百零一页。《核安全综合知识》1.铀、钍矿及伴生放射性矿勘探

铀、钍矿的特点及勘探方法①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：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4.51×109a、7.1×108a和1.41×1010a，并按各自的衰变规律放射出α、β、γ三种放射线。射气现象。铀、钍可分别析出放射性气体氡（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α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。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。34第三十四页，共一百零一页。《核安全综合知识》铀、钍矿的勘探方法：

铀、钍矿的勘探方法除一般的地质方法外，主要应用放射性物探方法。在普查过程中，常用的有航空γ测量，以及地面γ测量和地表氡气测量等。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。伴生放射性矿的特性及勘探

①伴生放射性矿的特性

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。伴生放射性矿也有与放射性钾及放射性磷共生的矿物。②伴生放射性矿的勘探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。35第三十五页，共一百零一页。《核安全综合知识》2.铀、钍矿及伴生放射性矿开采和加工铀、钍矿及伴生放射性矿的开采特点

因为铀、钍矿及伴生放射性矿都具有α、β、γ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。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。铀、钍矿的主要采矿工艺流程为：辐射取样编录—γ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。铀、钍矿及伴生放射性矿的加工特点①铀矿加工铀矿加工采用湿法冶金（即用酸法或碱法）从矿石中提取铀。②钍矿加工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。③伴生放射性矿加工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。铀、钍及伴生放射性矿实用的开采和加工工艺①常规采冶；②地表堆浸和地下堆浸；③原地爆破浸出；④地浸采铀36第三十六页，共一百零一页。《核安全综合知识》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放射性是对铀、钍矿和伴生放射性矿开采和加工的重要职业危害之一，特别是来自矿岩的β/γ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α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。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①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)α放射性气溶胶c)β/γ辐射d)α、β表面污染37第三十七页，共一百零一页。《核安全综合知识》②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，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38第三十八页，共一百零一页。《核安全综合知识》铀、钍矿及伴生放射性矿加工在选址、设计、建造、运行、退役等阶段的一般安全与辐射安全①铀、钍矿及伴生放射性矿加工过程的主要危害铀、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。②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β/γ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。提高选冶的机械化和自动化水平，减少事故、降低剂量水平。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。39第三十九页，共一百零一页。《核安全综合知识》三、铀化合物的转化

1.铀转化的主要过程及其工艺特点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。铀转化过程大多属于气-固相反应，工艺特点有：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％）；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；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，并且设备要有良好的密闭性以防有毒气体外逸。2.四氟化铀的生产湿法与干法生产的比较。UF4是制备UF6和金属铀的原料，其生产有湿法与干法两种。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。

40第四十页，共一百零一页。《核安全综合知识》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。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。UO2氢氟化工艺过程及其主体设备UO2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。UF4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。41第四十一页，共一百零一页。《核安全综合知识》3.六氟化铀的生产制备方法概述

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。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。生产过程与设备UF6生产过程主要由①UF4氟化、②UF6冷凝收集、③氟气回收和④尾气处理四部分组成。基本流程42第四十二页，共一百零一页。《核安全综合知识》由再循环铀生产UF6

再循环铀（REU）又称后处理铀，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γ辐射以及超铀元素的α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

。4.六氟化铀的还原

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。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燃烧来供热，而器壁仍可维持在较低温度的冷壁法为主。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。43第四十三页，共一百零一页。《核安全综合知识》四、浓缩（富集）铀的生产

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，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2—5.5%。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。2.分离功的基本概念和定义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。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。44第四十四页，共一百零一页。《核安全综合知识》3.浓缩铀生产的基本原理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。⑴气体扩散法用扩散法分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。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2300—2500KWh电能。1t，3%LEU，约需4.3tSWU及5.5tNU，剩下4.5t贫铀，0.2%5U。

⑵气体离心法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。与气体扩散法相比，气体离心法的主要优点是：①比能耗低，仅为气体扩散法的4—10%；②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；③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；④经济性越来越好，分离功成本已远低于气体扩散法。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。⑶激光法

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。45第四十五页，共一百零一页。《核安全综合知识》4.浓缩铀生产的工艺流程

⑴级联

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。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。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。⑵工艺流程概述

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。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。

46第四十六页，共一百零一页。《核安全综合知识》(3)铀浓缩工厂的基本特点

①工作介质为六氟化铀；②工艺系统的高度密封性和清洁度；③长期运行的安全性与可靠性；

5.浓缩铀生产的核安全问题(1)辐射防护①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。

47第四十七页，共一百零一页。《核安全综合知识》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。

②放射性流出物控制

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1—3级尾气净化设备处理，并达到规定的排放标准。液态流出物主要来自各主工艺厂房的清洗溶液和废水，经处理合格后排放。③区域监测

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。④职业照射控制主要监测：a)空气中的含铀铀气溶胶和α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。

48第四十八页，共一百零一页。《核安全综合知识》⑤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。⑵核临界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。⑶UF6泄漏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。①级联大厅UF6泄漏②供取料厂房UF6泄漏③液化取样、倒料系统UF6泄漏④贮存、运输容器UF6泄漏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2.4×10-9/km以下。贫料UF6泄漏主要发生在焊缝处等。49第四十九页，共一百零一页。《核安全综合知识》五、核燃料元(组)件制造

1.核燃料组件简述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燃料的特点是能量高度集中。一座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3—5a的时间。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。50第五十页，共一百零一页。《核安全综合知识》2.核燃料组件的制造工艺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：⑴化工转化－制备可烧结UO2粉末

①UF6的气化②UF6的水解③ADU(重铀酸铵)的沉淀④ADU的过滤和洗涤⑤ADU的干燥⑥ADU的分解、还原和脱氟⑵UO2芯块制备

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。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(95±1.5)%。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置，并保证良好的通风。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。51第五十一页，共一百零一页。《核安全综合知识》⑶组件零部件制造

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。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。⑷燃料元件棒制备

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。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150ºC下经1—2h烘干。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。⑸组件组装一般压水堆燃料组件全长大约为4到5m，重量约在550—670kg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。52第五十二页，共一百零一页。《核安全综合知识》六、乏燃料贮存、运输与后处理

1.乏燃料的特性在核反应堆内使用（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。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。这些裂变产物核素除少部分是稳定的以外，大多具有极强的β/γ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。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1.67×1017Bq/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0.8－0.9%）仍剩有95.5%。2.乏燃料贮存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：①显著降低其放射性水平②确保转换成易裂变物质③让某些放射性很强的铀同位素衰变53第五十三页，共一百零一页。《核安全综合知识》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。乏燃料贮存过程的安全主要考虑以下两点：①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万一发生容器坠落，水池的不锈钢覆面仍不破损。②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。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。54第五十四页，共一百零一页。《核安全综合知识》3.乏燃料运输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。⑴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，以抵御各种外力的作用。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。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。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。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。55第五十五页，共一百零一页。《核安全综合知识》⑵运输方式。乏燃料一般采用下列方式运输：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；③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。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。56第五十六页，共一百零一页。《核安全综合知识》4.后处理的意义和特点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”。⑴后处理的意义。后处理的目的和任务是：①回收和净化乏燃料中残剩的和新产生的易裂变材料；②回收和净化未发生核反应的可转换材料；③便于更安全地处理和处置放射性废物。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0.37%。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。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。57第五十七页，共一百零一页。《核安全综合知识》⑵后处理的特点。后处理的工业化过程具有以下特点：①产品的回收率很高；②产品的纯度极高：a)β/γ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106－108；b)铀、钚产品的分离，用分离系数β（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104－106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10B8×10-6的中子吸收截面。③远距离操作与控制④十分严格的安全要求58第五十八页，共一百零一页。《核安全综合知识》5.后处理工艺过程简介依据后处理工艺是否涉及水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

；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；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。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。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。59第五十九页，共一百零一页。《核安全综合知识》⑵溶剂萃取过程

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；TBP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Ⅲ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UO3产品。60第六十页，共一百零一页。《核安全综合知识》七、放射性废物管理与核设施退役

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；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。1.放射性废物处理

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。废物预处理是废物处理前进行的一种或全部操作。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。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。放射性废液是以液态形式存在的放射性废物。放射性固体废物是以固态形式存在的放射性废物。61第六十一页，共一百零一页。《核安全综合知识》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：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。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。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。α废物含半衰期大于30a的α发射体，其α放射性活度浓度在单个包装中大于4×106Bq/kg（对于近地表处置设施，多个包装的平均α活度大于4×105Bq/kg）的废物。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免管废物按照豁免原则可以免除审管控制的废物。62第六十二页，共一百零一页。《核安全综合知识》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。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。二次废物是指废物处理过程中产生的废物。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。其他名称：废气处理、碘过滤器、衰变箱、滞留床、放射性废液