核与辐射安全.doc

第一章1.核与辐射安全定义 在核技术的研究、开发和应用的各个阶段，在核设施设计、建造、运行和退役的各个阶段，为使核技术应用过程中或核设施运行和退役过程中产生的辐射对从业人员、公众和环境的不利影响降低到可接受的水平，从而取得公众的信赖，所采取的全部理论、原则和全部技术措施及管理措施的总称。2.核安全与辐射安全着重点及其关系 核安全的着重点在于维持核设施的正常运行，预防事故发生和在事故下减轻其后果，从而保护从业人员、公众和环境不至于受到辐射带来的伤害 辐射安全的着重点在于通过辐射水平的监测、辐射效应的评价、辐射防护措施和事故应急与干预，实现辐射防护最优化并使辐射剂量不超过规定限值。 3.广义核安全：放射性废物安全、核安全、放射性物质运输安全、辐射安全第二章1. 放射性衰变规律放射源中的原子核数目巨大，放射性原子核是全同的。放射性衰变是一个统计过程。2. 放射性活度某种放射性核素的放射性活度为A，是单位时间内该放射性核素发生自发核衰变的次数。也遵循上面的衰变规律3. 带电粒子与物质的相互作用电离与激发作用 散射作用 吸收轫致辐射4.光子与物质的相互作用（特点和主要过程）特点： X()光子不能直接引起物质原子电离或激发，而是首先把能量传递给电子粒子； X() 光子与物质的一次相互作用可能损失其能量的全部或很大部分，而带电粒子则时通过许多次相互作用逐渐损失其能量； X()光子入射到物体上时，其强度随穿透的物质厚度近似呈指数衰减，而带电粒子有其确定的射程，在射程之外观察不到带电粒子。过程：光电效应康普顿效应电子对效应5. 中子与物质的相互作用弹性碰撞 非弹性碰撞 吸收6. 根据射线与物质的相互作用选择屏蔽材料7. 辐射量及单位吸收剂量：受照物质发生的辐射效应，与它们吸收的辐射能量有关。可以用授予某一体积内物质的辐射能量除以该体积内物质的质量，得到一个量用于衡量，这就是吸收剂量。吸收剂量适用于任何类型的辐射和受照物质。单位：焦耳/千克(J/kg)，专名：戈瑞（Gy）当量剂量：生物效应会受辐射类型与能量、剂量与剂量率大小、照射条件及个体差异等因素的影响，因此相同的吸收剂量未必产生同等程度的生物效应。为了用同一尺度表示不同类型和能量的辐射对人体造成的生物效应的严重程度或发生几率的大小，辐射防护上采用了当量剂量这一辐射量。当量剂量与吸收剂量的单位都是J/kg，量剂量单位有一个专门名称叫希沃特(Sievert)，简称“希”，符号是“Sv”。有效剂量：为了表达不同组织或器官受不同剂量照射时所产生的综合危害，需要在当量剂量的基础上再定义一个新的量, 于是在辐射防护中引进了有效剂量这一概念用于随机性效应。，它反映了不同器官或组织对发生辐射随机性效应的不同敏感性。8. 剂量限额职业照射 五年平均年有效剂量小于20mSv；五年中任何一年的有效剂量不超过50mSv；眼晶体小于150mSv/a；四肢（手、足）或皮肤小于500mSv/a。对于1618岁的徒工和使用放射源1618岁的学生： 年有效剂量不超过6mSv； 眼晶体小于50mSv/a； 四肢（手、足）或皮肤小于150mSv/a。公众照射关键人群组（幼儿、少年、成年）小于1mSv/a；五年平均小于1mSv/a，则某一年小于5mSv；眼晶体小于15mSv/a；四肢（手、足）或皮肤小于50mSv/a。表面污染控制水平 氡浓度标准职业场所 3700Bq/m3 （老） 控制值 2700Bq/m3 住房（老） 200 Bq/m3 （新） 100 Bq/m3 行动水平 200500Bq/m3第三章1. 核安全文化核安全基本原则设计管理责任 纵深防御及若干基本技术原则。核安全文化是存在于单位和个人中的种种特性的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电站的安全问题由于它的重要性要得到应有的重视。2. 纵深防御的概念及三道防线纵深防御原则要贯彻安全有关的全部活动，包括与组织、人员行为或设计有关的方面，以保证这些活动均置于重叠措施的防御之下，即使有一种故障发生，它将由适当的措施探测、补偿纠正。第一道防线：预防事故 第二道防线：控制事故 第三道防线：缓解事故3. 辐射防护三原则辐射实践的正当性 辐射防护与安全的最优化 剂量限制与剂量约束4. 单一故障设计准则（冗余 多样性 失效安全 独立性 固有安全性）核动力厂系统必须设计成在安全组合中的任何部件发生故障时，所要求的安全功能仍然可以执行，而且不会超过设计基准中所规定的限值。冗余：设计中留有冗余度，即系统是双重或多重配置的，单一部件的失效不会使整个系统失去功能多样性：应用于执行同一功能的多重系统或部件，即通过多重系统或部件中引入不同属性来提高系统的可靠性。失效安全：在设计核电厂的安全重要系统和部件时，应尽可能贯彻故障安全原则，即系统或部件发生故障时，电厂应能在毋需任何触发动作的情况下进入安全状态独立性：系统设计中通过功能隔离或实体隔离，各通道由独立线路供给可靠仪表电源，实现系统布置和设计的独立性。5.安全目标（总目标 子目标）总：建立并维持一套有效的防护措施，以保证电站工作人员、公众和环境免遭放射性危害。子：辐射防护目标 ：合理可行尽量低 技术安全目标：预防事故的发生，事故后果小，确保严重事故发生的概率非常低定量目标（第三章PPT倒数第二页）第四章1. 外照射防护基本原则及三要素尽量减少或避免射线从外部对人体的照射，使之所受照射不超过国家规定的剂量限值。时间、距离、屏蔽2. 屏蔽计算（半减弱厚度）剂量与距离的平方成正比 剂量与减弱后的剂量之比为2n n为减弱次数 查表得到不同材料的半减弱厚度3. 内照射内照射是指放射性物质经呼吸道、消化道、皮肤、粘膜和伤口以及其他各种途径进入机体后，放射性核素发出的核射线由体内对机体进行的照射。4. 内照射的特点呈持续照射 呈选择性照射5. 放射性核素的毒性分组分为：极毒组 高毒组 中毒组 低毒组天然铀：中毒 238U：低毒 235U：低毒 60Co：高毒 226Ra：极毒6. 开放型放射工作场所的分级（计算）根据放射性核素的等效年用量分三类：第一类1.851012Bq 第二类1.851011 1.851012 第三类： 1.851011等效年用量：各种放射性核素年用量分别乘以核素的毒性组别系数其积之和。毒性组别系数：极毒组：10；高度组：1； 中毒组：0.1; 低毒组：0.01根据放射性核素日等效最大等效操作量分为三级：甲级4109 乙级2107 4109 丙级 豁免活度值2107 日等效等效操作量：放射性核素的日等效操作量等于放射性核素的实际日操作量（Bq）与该核素毒性组别修正因子（查表）的积除以与操作方式有关的修正因子（查表）所得的商。第五章1. 放射源与辐射源放射源：用放射性物质制备的小型紧凑的射线源的通称，是用天然或是人工放射性核素制成的、以发射某种辐射为特征的制品。辐射源：用于辐射照相探伤、放射治疗、辐射加工和辐射效应研究等目的的放射源的专称。2. 密封源按射线分类源，源，源，低能光子源和中子源等3. 放射源使用注意事项注意光子的防护；减小轫致辐射的影响；屏蔽射线应选用低原子序数的材料，以减少轫致辐射，外面再用高原子序数的材料屏蔽轫致辐射和其他光子。4. 放射源射线的贯穿能力很强，使用放射源主要防止外照射。5. 中子源的防护防护方法：用石蜡、聚乙烯等含氢较多的物质，将中子慢化，然后用吸收截面大的物质（如锂、硼等）吸收慢中子6. 密封源的选择和设计原则密封源必须密封在具有足够强度的包壳或容器中防腐、抗热性能；放射源活度尽可能小；放射源的材料应选择毒性低的核素，物理化学性质很稳定；密封源需有明显标记，易于辨认和了解源的性质和含量；定期检查是否有沾污和泄漏。7. 密封源的安全使用方法放射源放在固定的位置，放射源的清单应妥善保存。若怀疑放射源丢失必须立刻报告主管辐射防护人员。使用密封源时，应按照辐射防护的基本原则，采用屏蔽防护、距离防护或限制工作时间等综合的防护措施，使工作人员受到的辐射照射减少到可合理达到的尽量低的水平。第六章1. 铀矿山氡及氡子体的危害铀矿工主要职业病是肺癌。致病因素吸入高浓度氡及氡子体形成的内照射。2. 铀矿开采的辐射危害（1）氡及氡子体的辐射（2）凿岩爆破的铀矿尘（3）矿井中的辐射（4）,放射性表面污染3.氡射气系数：氡射气系数是介质表面析出的自由运动的氡量与介质镭衰变产生的氡总量之比，用f表示。我国铀矿石氡射气系数一般在3.49%26.5%。4.矿石氡析出率：氡析出率是表征单位时间间隔内穿过单位矿石（围岩）表面积，析出到空气中的氡析出量，用表示。铀矿石当量氡析出率在34.862.5Bq/m2s。1）矿石氡析出率随矿石铀品位增高而增大。2）氡析出率随矿石粒度的缩小而增大，其变化趋势与氡射气系数的变化规律相似。5.铀矿井降氡方法和技术： 50年代：以通风稀释为主来控制氡70年代以后：采取通风、控制氡源、减少氡的析出、控制氡的渗流和扩散等综合措施6. 铀选冶厂的降氡措施:选冶厂的矿仓、给矿、输运、破碎、筛分、磨矿、浸出等岗位都是氡析出和释放较高的地方，必须采取有效的降氡措施 密闭通风排氡！第7章 铀转化、富集厂的辐射安全1. 铀转化的主要工艺过程：精制：铀矿冶加工生产的化学浓缩物经过离子交换或溶剂萃取等工序去除杂质，达到核纯级要求的过程。铀转化：按照铀的不同用途，将其转变为不同形式的铀化合物（如UF6,UO2）或金属铀的过程。2. 铀富集的基本原理（气体扩散法，离心法，激光分离法，喷嘴法，电磁分离法）3. 堆后料的辐射特性：经后处理回收得到的铀，不但铀同位素的组成发生了变化，且夹带有微量的镎、钚和裂变产物这种铀的放射性活度比天然铀大得多，它们的比活度很高，含量虽少，但能使堆后料和氟化渣等的辐射水平显著升高。4. 富集铀的辐射特性：在同位素分离过程中，234U进入轻馏分，因此，235U浓度的提高，物料的比活度迅速增加。5. 铀富集厂生产过程的主要辐射危害因素：1）气载污染：正常生产中，扩散机（离心机）处于密闭负压状态，一般不会造成气载放射性污染；但在主机拆装、检修、料瓶拆装、容器清洗以及铀化工再生回收的某些开放型操作中，有可能释放UF6或其他铀化合物，造成气载污染。2），外照射：在扩散机UF6供料系统和UF6生产系统积累了大量的铀子体UX1和UX2，具有较强的，放射性。3）核临界安全：铀富集厂在铀富集的过程中会有各种不同富集度的235U，在其大于1%时，必须考虑核临界安全问题。6.UF6防护： 1. 管理措施：建立和健全辐射安全组织 加强辐射安全培训，提高运行人员的安全文化素养 实施剂量管理限值 (年有效剂量:铀作业人员10mSv;公众0.2mSv) EJ 1056-2005 辐射工作场所分区和管理 表面污染控制水平和管理措施 安全重要物项的定期检查、试验和维修管理 生产运行中的辐射防护管理 2. 重要技术措施 工作场所分区设计 设施的密闭性设计 通风系统设计 重视安全重要物项的设计7.富集厂辐射安全管理与控制： 铀富集厂主要工作物质是UF6，主要污染物是铀及其氟化物。因此，对UF6的防护便成为铀富集厂辐射防护要特别关注的内容第八章 核元件厂的辐射安全1.原件制造工艺包括哪几个工艺过程： 不同的堆型，元件的制造工艺有所不同，但大体上都包括堆芯体材料制备、芯体加工成型、密封包装、元件装配和质量检验等工艺过程。2.元件的照射（辐射）3.元件厂外照射，内照射监测与估算方法（90年代）外照射：20世纪90年代初改为TLD（热释光剂量计）监测监测周期。一般为3个月。个人剂量计读数扣除天然本底辐射。工作人员外照射剂量是根据热释光剂量计读出的剂量率和操作时间来估算。内照射：90年代初内照射监测通过个人尿铀浓度来分析第九章1.核中商用堆型：世界上核电站的类型很多，达到商用规模的有压水堆、沸水堆、重水堆、快堆等。目前核电站的主要堆型是前三种2.核电厂的辐射源项：裂变产物 锕系元素 活化产物3.重要的裂变产物：85Kr 133Xe 131I 137Cs 90Sr4.核反应堆运行的辐射源项：所有的核电厂，射线外照射对职业照射贡献最大，受照射主要发生在换料大修期间，60Co，58Co和110mAg等活化产物是主要来源。沸水堆核电厂，汽轮机大厅的工作人员会受到16N的射线外照射。重水堆核电厂，重水既是慢化剂又是冷却剂，氘受中子照射活化产生大量的氚，氚的内照射5. 正常运行下流出物年排放限值：惰性气体：140TBq，气溶胶：3.8GBq 碘：34.2GBq 氚：55.6TBq第十章1. 乏燃料后处理 1）乏燃料回收 Reprocessing：将乏燃料中的铀和钚分别提纯出来作为新的核燃料使用MOX燃料再浓缩后利用2）放射性废物的处理和储存 中间储存放射性废物的处理固化 ：深地层压裂技术（中放废物） 分离-嬗变法（高放废物最终处理方法）放射性废物的的最终处置 ：地表处置 深地层埋藏处置对乏燃料进行处理，回收铀、钚，并重返燃料循环2. 后处理工艺辐射水平高的环节 1）首端处理是指乏燃料组件的解体，包壳的去除和燃料芯体的溶解。包括机械切割和化学溶解首端处理时产生的废气、废液和废物均有很强的-放射性，设备检修或发生事故时都会形成很强的辐射场，必须妥善处理。2） 铀钚分离和净化3） 铀钚的最终纯化和转化4） 放射性三废处理5） 清洗去污和设备检修3.后处理厂的安全特点：根据使操作人员所受放射性照射达到合理可行尽量低的设计准则来布置，使放射性物质限制在多道实体屏障内。1）辐射源的隔离。2）物料流和人员通行管理。3）便于维修。 核燃料处理及放射性废液、废物的处理与处置工艺应尽量集中在一个或数个厂房内，并尽量接近。没有放射性污染的厂房应与它们分开。 整个厂区应按放射性类型和高低水平分成若干区域。4. 乏燃料易裂变元素：95Nb，95Zr，144Ce，144Pr，91Y，89Sr，103Ru,106Ru和106Rh，239Pu，240Pu和241Pu5. 乏燃料首端处理： 首端处理是指乏燃料组件的解体，包壳的去除和燃料芯体的溶解。包括机械切割和化学溶解机械切割：将乏燃料组件切割成短段，极强放射性，远距离操作。部分放射性气体和挥发性核素释放，产生放射性的锆屑和微粒。铀、钚和锆屑具有自燃和爆炸危险，切割热室采用惰性气体气氛。化学溶解：溶解燃料棒短段中的铀芯，再将溶解液澄清、过滤、调节价态，送到化学分离工段。溶解铀芯时元件中的85Kr,133Xe,131I,部分3H和129I进入工尾气。85Kr和133Xe在铀芯溶解时几乎全部释放。6. 铀钚的最终纯化和转化过程中的安全问题：裂变产物越来越少，内照射成为该工序的主要辐射危害。正常运行，无需混凝土屏蔽，严防净化不合格料液进入。 最终纯化阶段的硝酸钚溶液，含钚几克每升到几十克甚至几百克每升，临界安全成首要问题。 转化成二氧化钚，沉淀、焙烧形成大量固体微粒。若密封不良、负压不够，容易使厂房空气污染。7. 后处理中针对临界安全再设计上的特点：第十一章：1.临界条件：如创造条件使每次裂变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。2.影响临界安全的因素与控制手段：质量控制，几何控制，慢化剂控制，反射层控制，中子毒物控制，容器之间相互作用临界安全考虑的主要因素：易裂变核素和可转换核素各自所占的份额；易裂变核素的质量；装易裂变材料的容器的几何条件（形状和尺寸）和容积；易裂变材料在溶液中的浓度；慢化剂的性质和浓度；易裂变材料周围反射层的性质和厚度；中子毒物的性质和浓度；燃料慢化剂中子毒物的混合物的均匀性；两个或多个含易裂变材料容器之间的相互作用。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