实务第三章(整理完) (2).doc

一、铀转化的主要过程及其工艺特点（续）固体的反应性（活性）很重要。固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）。铀化合物的转化二、四氟化铀的生产 湿法：有纯化作用，但工序多，废液多，成本高。干法：过剩量较大，对杂质的纯化差。 UO2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。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。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。三、六氟化铀的生产（续）火焰炉反应器：UF4细粉末分散在350-537的氟气中发生燃烧，残渣量多(1%-2%)，氟气过剩量大(15%-20%)。流化床反应器：生产强度低，且氟气剩量(1%)和灰渣率多(10%)。 立式氟化炉：氟气过剩量小(小于5%)；灰渣率极低(0.02%-0.05%)；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。产率低，容易发生中间氟化物烧结，操作困难。 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：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。 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。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（127mm）的钢瓶；天然铀和贫化铀用内径为30英寸（760mm）和48（1220mm）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变成气态用作供料。 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。 尾气处理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。 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须增设屏蔽。 再循环铀的转化：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。四、六氟化铀还原 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反应生成NH4UF5，再在惰性气氛中分解得UF4。铀浓缩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。铀浓缩气体扩散法：扩散分离级的主要组成部分：分离器圆筒形，内装几千支膜管（直径几厘米，长约11.5m）。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。-理论分离系数1.0043；实际分离系数为1.002。-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。气体离心法：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。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。气体扩散法需要近千级的级联，相差两个数量级。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。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。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。燃料元（组）件制造 核燃料组件是核电厂的发热源。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。 化工转化制备可烧结UO2粉末包括干法湿法：重铀酸铵（ADU）工艺缺点是流程长，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。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，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。 UO2芯块制备 组件零部件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）。 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。 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管连接起来。乏燃料贮存、运输及后处理裂变产物共有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、103,106Ru、137Cs、144Ce、147Pm、151Sm等。 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。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。显著降低其放射性水平。刚停堆时放射性比活度极高1*1016，贮存初期放射性衰减很快，但经5a冷却后衰减就大为变慢7.4*1013。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。轻水堆乏燃料在反应堆现场至少贮存一年才被运出。 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。 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。运输方式公路运输、铁路运输、水路运输如果燃料“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%。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%。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。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；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。远距离操作与控制、十分严格的安全要求化学溶解（损失率0.1%）。、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。 一、核临界安全基础知识（续）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。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。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 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。 燃耗信用制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。 核临界安全的特点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。工艺主机级联中气相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。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。 核临界控制的手段三、核燃料元（组）件制造厂的核临界安全控制临界安全控制的一般考虑工艺流程中各工序的临界控制方法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。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。 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。UO2粉末转运和贮存用几何控制、质量控制及慢化控制方法。配料限制UO2和慢化剂的质量。工艺流程中各工序的临界控制方法（续）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。干燥UO2粉末置于几何安全装置中。制粒对UO2，用安全容积的容器盛装；用限制操作量的方法转运和提升。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。研磨限制磨削时的UO2质量；UO2芯块以安全平板型阵列存放。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。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。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。元件棒贮存在控制慢化条件下，元件棒安全阵列贮存。组件组装每个工作台只组装一盒组件，并控制慢化。组件清洗和检查限制组件数，一次只操作一盒组件。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。废物处理优先选用几何控制的工艺设备。 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。水池的贮存容量密度已从原来的4.2tHM/m2提高到12tHM/m2。 四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制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。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。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。 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。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。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。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。通常keff操作限值取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。LWR的核燃料在辐照前，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。 临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。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）。核燃料加工、处理设施的辐射防护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 。三、应急状态分级 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。“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。 四、应急计划的主要内容 五、应急计划实施程序 实施程序包括：应急行动的执行组织或人员及其职责；执行规定的应急行动的前提和行动水平；行动细则或步骤；对重要步骤或预防措施的警告和提示；与其他有关程序的关系；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，辅助程序。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。 八、应急演习 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。九、应急计划的修订与复审十、应急设施、设备及物资的维护 实物保护的基本概念包括：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。 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。 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。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。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。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分。四、实物保护的组成 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。出入口控制核设施人员和车辆分设出入口，设置门禁。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。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小时值班；备用电源。通讯系统应具有线和无线通讯联络手段。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。 放射性物质运输的安全准则与管理要求一、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。二、潜在危险及其控制 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。对这些危险的控制和防御：包容运输中的放射性物质；控制放射性物质货包及运输工具外部辐射水平；防止核临界；防止由释热引起损害。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。四、货包类型及放射性物质限制 例外货包 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-2和IP-3三种。虽比活度和污染水平低，但总活度可能大。四、货包类型及放射性物质限制 （续）A型货包允许装入有限量放射性物质。B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。C型货包用于高活度（例如3000A2）放射性物质的空运。五、