国外核燃料工厂核临界事故的经验教训_刘新华汇总

1、 2。辐射防护笫22卷第1期辐射防护radiation protection第22卷第1期2002年 1月国外核燃料工厂核临界事故的经验教训刘新华 吴德强 刘华 李冰（国家环保总局核安全中心，北京, 100088）摘 要 本文通过对美、英、俄罗斯（前苏联）及h本的核燃料工厂已发生并公开报道的22起核临界任 故及美国的-起未遂核临界事故的原因分析，从对核临界事故的认识，核燃料工厂的设计、运行管理和 事故的紧急处理以及管理部门的审管方面,分析了我们应该吸取的主要经验教训.? 1994-2015 china academic journal electronic publishing house.

2、all rights reserved, ki关键词核燃料核临界任故经验教训1999年9月30 口，日本jco有限公司核 燃料加工厂的一座铀转化装置发生了 一起导致 作人员死亡的核临界事物事故发生后，无论 是在h本国内如是在全世界，都引起了强烈反 响。这次核临界事故暴露出的问题，比如工作人 员核临界安全知识的缺乏，工厂管理上的混乱, 不按操作规程操作等等，都与一些早期核燃料 i：厂核临界事故中反映出来的问题相似 木文 通过对美、英俄罗斯（前苏联）及门本的核燃料 工厂已发生并公开报道的22起核临界事故（列 于表1）及美国的一起未遂核临界事故的原因 分析，从对核临界事故的认

3、识,核燃料工厂的设 计、运行管理和事故的紧急处理.以及管理部门 的审管方面，分析了我们应该吸取的主耍经验 教训。表1核燃料工厂核临界事故概况tab. 1 the summary of criticality accidents in nuclear furl plants时间事故地点材料几何事故原因事故持续 时间总裂变次数第一个脉冲 裂变次数后 果i95k 6 16美国，橡树岭， y-12厂,从废碎 周中回收高浓缩 铀工区2 5 kg.2苍u,硝 酸盐55加仑 桶235 u 溶液中加入 了冲洗水约 28 min1. x 1018 l 水 i0168人受超剂量 照射，其中7 人剂量分别为 461

4、 418 413341 298 87 和 29 rail1958. 12 30美国，洛斯阿拉 莫斯，从稀的萃 取余液中1可收残 留怀和微屋锢工 区3. 27 kg. pu,两相 系统250加仑圆柱槽搅拌改变 了槽内溶 液中pu 的几何分 布单脉冲1. * 10171. 5 10171人死亡.(12 6p( 10 3 k 2人受超剂量 照射(134 53 rad)1959. 10. 16美国，爱达荷， icpp.高浓缩铀 溶液输送34. 5 kg,235 u,约 800 l水5000 加仑圆柱槽无意的虹 吸到有水 槽中约 20 min豕 1019 l 豕 101719人受照射， 其中2人受超 剂

5、量的b射线 照射1961. 1. 25美国,爱达荷. icpp.麻浓缩铀 溶液蒸发器8 3240 1水圆柱形分离头溶液转移 到非凡何 安全容瑞单脉冲乐 i（y7乐1017无人受异常照 射(续表1)时间事故地点材料几何事故原因事故持续 时间总裂变次数第一个脉冲 裂变次数后 果1962 4. 7美国,汉福特瑞 克喀普勒克斯 厂.用溶剂萃取 法回收杯工区1. 55 kg, pu圆柱真空输送 到大槽约37 h& x 1(”k 10m3人受超剂量 照射(110 4319 nd)1964. 7. 24美国，罗法岛.伍 德河枢纽厂.从 燃料制造过程中 产生的固体碎用 和溶液中回收浓 缩铀2 64 kg,23

6、5 1j圆柱溶液倒入 非几何安 全槽中约2h (一说1. 5 h)后因 应急处理不 当发生第二 次闪爆及后 续振荡1. x k)17k 10171人死亡， 10 000 rad2人受超剂量照射(100 60 rad)197(1 & 24英国，温斯凯尔 厂，溶剂革取法 回收你的流程首 端2 15 kg, pl!圆柱来历不明 的溶剂从 流过水相 中常取pu小于10s 22人受照，2 rad1978. iq 17美国，爱达荷，icpp,乏燃料第 一萃取循环6 49 1ft 55kg. u(89);7 . 61 9 31 kg, u圆柱形洗 涤柱洗涤剂浓 度违反技 术规格书 规定，变 成反萃 剂，萃取

7、 235 u约q 5hx 10无人受大剂量 照射， 13 rem1953. 3. 15前苏联，乌拉尔 马雅克企业.杯 产品接收罐屏蔽 设备室650 g pu.31 l40 l罐溶液转送 到非凡何 安全的罐中单脉冲2 * 1(产2 x 107估计1人死亡，1 000 rad1人受超剂量 照射,100 md1957. 4. 21前苏联，乌拉尔 马雅克企业,铀 溶液净化屏蔽设 备室3. 4 kg 草酸铀酰宜径为500 m 的 圆柱形罐沉淀物枳 累不明x 1017不明1人死亡，7. 5 10 gy： 5 人 得放射病195& 1. 2前苏联，乌拉尔 马雅克企业，高 浓缩铀临界参数 实验设施溶液pu试验

8、槽徒手倾斜 试验槽. 人体反射单脉冲2 x 10172 x 10173人死亡，10 20 cy; 1 a 得放射病,失 明196(1 12 5前苏联,乌拉尔 马雅克企业.钵 溶液净化屏蔽设 备室830 g pu 溶液和170 g pu 沉淀直径35()1111 9 高400 mm, 体枳40lpu质量 分析错误持续时间不 明，后因不 适当的应急 措施引发第二个脉冲k 1017不明儿个人受到5rad的照射1961. & 14前苏联，西伯利 亚化学联合体， 凝结和蒸发六氟 化铀设施400 g/lu(22 6)60 lsi柱形贮油 箱人为错误 导致u 沉枳3 h后重新 生产引发第 二个脉冲k心不明1

9、人受到了200 rad的照 射1962 9. 7前苏联，乌拉尔 马雅克企业.杯 废料回收设施1. 32 kgpu 溶液和未 知量的 pu废渣外径450min 9 体枳 10() l 溶解槽pu废渣 重量和pu含量 假设不保 守4(卜 50 min 又发生两个 脉冲x 107不明无人受到异常 照射1)括号中的数字表示u中u的浓缩度9下同刘新华等:国外核燃料工厂核临界事故的经验教训 3（续表1）时间事故地点材料几何事故原因事故持续 时间总裂变次数第一个脉冲 裂变次数后 果1963. 1. 30前苏联，西伯利 亚化学联合体， 高浓缩铀废料回 收设施41 l71 g/lu溶液直径342 mm 圆柱形槽

10、人为错误 认定u 浓度约 101）7.% 1017不明4人受到61 7 rad的照射1963. 12 13前苏联，西伯利 亚化学联合体， ，浓缩铀萃取设施100 l.33 g/lu溶液底部为半 球形的垂 直圆柱体 真空阱, 宜径0.5 m.体枳 100 l由于设备 的构形. u溶液在 真空阱中 枳累第一次持续 6h：应急处 置不当，引 发持续时间 不明的二次 临界总时 间约18hx 1016k 1015无人受到异常 照射1965. 11. 13前苏联,依列克 特罗斯托勒燃料 制造厂，六城化 铀转化设施157 kgu (6. 5)淤浆.51心直径300 1111119 商650 mm 圆柱形水

11、箱过滤器穿 透, u粉 木在真空 泵水箱中 累枳单脉冲k 1(户k 10151人受到了3. 5 rad的照 射1965. 12 16前苏联，乌拉尔 马雅克企业，高 浓缩铀废料回收 设施2 2kgu. 溶液直径450 mm圈柱 形溶解 槽，u最 大安全质 量2 kg缺乏数据 记录，加 入过量 u,且加 热搅拌时 间不足7 h, 11 个尖峰k 1017不明不明数量人员 受到 0. 03 ral 的小剂吊照射1968. 12 10前苏联，乌拉尔 马雅克企业,杯 草取设施0. 5 g /l40 l,同 溶液，并 存在有机 污物60 l错误倒入 小儿何安 全容器第一次单脉 冲后倾斜 容器引发第 二次脓

12、冲1. 5 以1. (x 10,6i人死亡；i人 得放射病1978. 12 13前苏联，西伯利 亚化学联合体, 钵金属锭临时贮 存箱4块金属pu锭允许装1 块pu锭 的贮存箱管理混 乱，责任 不明，导 致只允许 装1块pu锭的 贮存箱装 了 4块单脉冲x 1015y io151人得放射 病. 250 rail （手部2 000 rad）; 7人受 到 5* 60 nd 的剂量照射1997. 5. 15俄罗期，诺沃新 宾尔期莫燃料芯 块制造厂9贮存 铀废料溶液的平板槽155 kg 沉淀物， 含富集度 7纵的高 浓铀两个平板槽，长 3. 5m,宽2 m, 厚 0. 14m违反后集 度控制. 处理高

13、浓 缩铀；平 板槽几何 变形;沉 积积累在约26 h 内发生6个 脉冲1. (x 1015不明无人受到异常 照射1999. 9. 30口本，东海村， ko公司燃料加工厂，铀转化设 施16 6kg u (18.8). 370 g/l直径450 mm 高 610 uulu体枳100 l倒入过量 的铀溶液19小时40 分钟2 y io1825 min的脉 冲区的裂变数 占总裂变数的11%3人受高剂量 照射，2人死 亡（1 4 5, 6 10, 16 20 gy）； 147 人受 到异常剂量照 射? 1994-2015 china academic journal electronic publish

14、ing house. all rights reserved, ki刘新华等:国外核燃料工厂核临界事故的经验教训。51核燃料工厂核临界事故发生的主要 原因1. 1欧美国家发生的核临界事故的主要原因从1958年到1978年的20年间，美国核燃 料工厂共发生了 7起临界事故，英国发生了 1 起9在本文的表1中列出了这些核临界事故 的主要情况 这8起临界事故发生的主要诱发 原因是：。易裂变物质溶液大量转移到非儿何安全 容器，涉及7起临界事故；溶液意外的转移，涉及4起临界事故；。在预定的转移中出现未察觉到的溶液被 浓缩，涉及4起临界事故；。阀门出问题，涉及5起临界事故；。压缩空

15、气的作用，涉及2起临界事故；。操作时相互缺少联系，涉及的临界事故 多于2起；。对当时的系统状况缺乏了解，涉及的临 界事故多于2起；。形成了危险的习惯性做法，涉及的临界 事故多于2起；。操作者犯了错误,涉及的临界事故多于 2起；。工厂领导和值班长犯了错误，涉及的临 界事故多于2起；。“非正常”情况的存在，涉及的临界事故 多于2起1.2 前苏联和俄罗斯发生的临界事故的主要 原因g. j vargo报道闭了从1953年到1997年 前苏联和俄罗斯发生的14起临界事故,并分析 了这些事故的主要原因。其中发生在核燃料工 厂的核临界事故有13起淇主要情况也列在本 文的表1中。这些核临界事故的主要原因如下:

16、。使用非几何安全的设备，涉及8起临界 事故；违规操作和设备组配 （configuration） 管理违章,涉及多起临界事故；。缺乏足够的维护和监督程序，涉及3起 临界事故；。分析结果的不精确和不完备，涉及2起 临界事故；物料的控制及盘存问题，涉及4起临界 事故；在没有弄清事故原因的情况卜.，就采取 不适当的减轻和抢救措施，导致再次临界，至少 涉及2起临界事故；在事故发生后，不讲科学地立即接近事 故工艺设备的“英雄式”的行为，导致了 2起不 必要的人员死亡1.3 日本jco核临界事故的主要原因在日本核安全委员会临界事故调查委员会 对jco事故的最终报告中，列出了如下的事 故原因： 直接原因：工人

17、们把超过了临界质量的 含有16. 6 kg铀的硝梭铀酰溶液倒入了沉淀 池，但该沉淀池不是为溶解这种浓度的溶液设 计的,不能防止可能的临界。操作规程中的问题:精炼umm的再溶 解和均匀化的过程不适当。 运行管理中的问题:进行了超过临界质 量限值（每批次2 4 kg u）的操作。 技术管理中的问题：没有对手册和规程 的编制及修改设立适当的技术管理程序.包括 没有要求取得安全管理部门或核燃料技术上管 的批准 商业管理中的问题：没有对核燃料转化 厂房内所进行运行操作的特殊性给予足够的重 视 与公司在核燃料处理厂房内的主要运行操 作相比，该运行操作规模较小，而且不是频繁进 衽 许可证审批程序中的问题：由

18、于安全审 作设计和建造审杳的重点是审杳设施和设备 的安全设计的适当性，而不是操作规程的细节, 所以在安全审查、设计和建造审查中没有审查 再溶解过程的细范 安全审管中的问题：审管部门没有实施 有效的检查监督以确保安全法规的遵守。）蜷微刑糖黑摩楸型嵋愧战松1.4 美国发生的一起未遂临界事故的主要原 因1991年5月29日，位于美国北卡罗莱纳 州威明敦(wilminton)市北约10公里(6英里) 处的通用电气公司核燃料及部件制造厂 (nfcm)发生了一起未遂临界事故也 因取样 分析、设备部件故障 人为失误等综合原因，有 15() kg(320磅)的低加浓铀(富集度约为4% ) 从处理回收铀废料的铀

19、再循环工段(uranium recycle u ni 1)意外地转移到一个容积达20 (xx) 加仑的非几何安全废液处理槽中。规定进入该 槽的废液的低加浓铀浓度必须小于15() ppm, 而实际达数千ppm由于进入该槽的废液有多 种来源，成份复杂，铀极易发生沉淀 据分析， 15() kg的加浓度为4%的铀若在该槽中发生沉 淀，肯定会酿成一次严重的临界事故 万幸的 是，因为及时发现大量铀进入该槽，许可.证持有 者在美国nrc的指导卜.，及时采取了正确的 应急处理措施(士要是：持续搅拌废液以保证铀 不发生沉淀；再用一台离心机将铀沉淀物分离 出来),从而避免了未遂事故演变为真实事故nrc的事件调查组

20、认为，发生这起未遂事 故的根本原因是：。许可证持有者存在着一个错误的观念， 即核临界并非是一种可信的事故情晟 特别是 认为涉及低加浓铀的临界事故,技术上虽然是 可能的，但其风险是很低的，以致于认为实际不 会发生；。许可证持有者未对许可进行的运行操作 提供有效的指导和督查；。许可证持有者存在着根深蒂固的只考虑 生产的倾向，未树立“安全第一”的观念2核燃料工厂核临界事故的主要经验 教训2. 1对核临界事故的认识人们通常认为，核事故的最大危险是核电 站和反应堆，核燃料后处理厂和高浓缩铀加工 厂也颇受重视然而，h本的jco核临界事故 恰恰就是在人们通常认为不会发生严重核临界 事故的核燃料加工厂发生的;

21、美国通用电气公 司核燃料及部件制造厂发生的未遂临界事故则 是在回收加浓度低于跖的铀废料过程中发生 生过核临界事故；前苏联核i：厂不仅在处理溶 液过程中发生过临界事故，而且还在贮存无慢 化的核材料贮存箱发生过临界事故这就说明 在反应堆外操作加匚处理和贮运易裂变材料 的各个环节都可能发生核临界事松 这也充分 说明了核危险存在于所有的核设施中，如果对 某些环节麻痹或轻视，就会带来大的核安全隐 患人们还通常认为，核临界事故是五、六十年 代的事现在安全文化普遍提高了，科技水平也 提高了，不会再发生核临界事故了.其实不然， 9()年代初美国核燃料元件生产厂的未遂核临 界事故，1997年俄罗斯核燃料芯块制造

22、厂的事 故以及日本jco的事故均发生在2()世纪9() 年代 这些都充分说明了发生核临界事故的可 能性始终存在，次不能掉以轻心对核工厂临界事故的后果耍有正确的认 识一种观点认为核临界事故很小，无所谓。其 实不然核临界事故是会死人的公开报道的核 匚厂临界事故j导致1()人死亡，因此对核临界 事故要引起足够的重视另一种观点认为核临 界事故就象反应堆核事故甚至原子弹爆炸一 样，盲目害怛 实际上，核临界事故特别是核燃 料工厂的核临界事故，对实体一般没有破坏力， 通常也不会影响到场外叫h本这次核临界事 故启动了附近1()公里范围内居民隐蔽等场外 应急措施，从科学和技术上略显过分公众媒体要有正确的导向。j

23、c()核临界事 故后，媒体反映强烈，出现了一些错误的报道 核临界安全专业人员，应充分利用媒体的影响 力，有组织有计划地发表一些文章，从科学的角 度上对舆论进行正确引导，对公众进行相关的 科普知识教育。2. 2设计方面从本文给出的22起核燃料工厂的核临界 事故和一起未遂临界事故的原因分析中可以看 出孤多事故的原因都涉及设计方面的问题，因 此良好的设计和严格的设计审杳对预防核临界 事故的发生相当重要。具体说来应考虑如卜.方 面：应贯彻核临界安全双重偶然性控制原则的:麟町瞬机脚端谶前凝螭ic p招福弼蠹e.all rights reserved.ki刘新华等:国外核燃料工厂核

24、临界事故的经验教训 7。应尽可能使用几何安全的设备。儿何控 制是临界安全的基本原则之一,并且不受人因 的干扰，具有固有的安全性 在已发生的22起 事故中，违反了几何控制原则面导致临界事故 发生的就有15起之多，儿何控制的重要性由此 可见一斑 儿何控制原则应尽可能贯彻于整个 工艺流程的全过程。工艺流程的设计、工艺设备的构形和布 局应合理 不适当的工艺流程设计和工艺设备 的构形，可能导致意外的含易裂变物质的溶液 转移到意料之外的设备或设备部位中，在其中 累积，导致临界 因此，应强调在设计阶段就应 当对这样的可能性作出详细具体的分柝这样 的事故已发生多起，应引起足够的重视 此外， 这类事故也使人难于

25、及时地判定事故原因和事 故发生点，给采取适当的工程应急措施带来困 难。应安装有效的临界报警装置由于许多 临界事故有功率平台区或多个功率脉冲，因此 及时地发现临界事故对减轻【:作人员的辐射后 果至关重耍。应安装必要数量的固定区域辐射监测仪 我 这些监测仪表都要有报警功能，还必须有足 够的量程它的目的是为t.作人员提供辐射防 护监测，但对于临界事故的报警，也可起作用。应安装必要的工艺参数在线连续监测和 （或）取样分析仪表，实时和（或）定期监测工艺 参数,及时发现和判定溶液的意外转移和累积 有些核临界事故就是因为这方面的问题而发生 的。文献14详细分析了因监测、分析和取样方 面存在问题而未能及时发现

26、和判断溶液的意外 转移和积累,诱发了未遂临界事故很值得我们 重视和参考。当生产和运行条件有变化时，比如物料 的富集度和浓度发生变化时，应全面审查工艺 流程作出适当的设计修改。所有涉及临界安全的设计修改都要按规 定的程序进行严格的审爸 有些事故就是因为 操作人员随意进行设计修改而发生的。在设计上应考虑有效地终止临界事故的 措施 比如，在涉及易裂变材料的操作间，应经 常蓊理够的崛阴热濡翻翩懿3 nic。生产工艺间不同的部位需要隔离时，要 设计可靠的工艺结构，以防阀门泄漏导致溶液 流向的意外变化*由于核临界事故的破坏力较小，主要的 辐射后果集中在场内，一般不会对场外有明显 的影响，因此，在设计阶段，

27、应明确按无场外应 急撤离的要求来考虑为此，首先应避免不合理 的居民布局如果在厂区附近有居民（10（卜200 m范围内），应加强工程控制措施，避免发生要 求采取场外应急撤离措施的辐射后果2.3 运行管理几乎所有的事故都可以从运行管理方面找 到原因，因此严格的运行管理和良好的职业培 训对预防临界事故的发生至关乱要。比如,1999 年h本jco公司发生的核临界事故，就充分暴 露出某些h本核企业从普通职【：到高级管理层 的专业知识贫乏，缺乏核安全的一些基本常识， 管理也相当混乱如随意修改操作规程，随意违 反几何控制和临界质量控制原则,工人图省事 不按操作规程操作；事故后长时间认识不到发 生的是核临界事

28、故，事故后应急处理不当等笠在运行管理方面，其主要要求如下：*要编制系统完备的操作程序和管理程 序,按法规规定的要求进行审批要按规定定期 进行审查和修改，并要严格履行审批手续要根 据质量保证大纲，制订切实可行的质量保证程 m 一切管理工作都要按既定的管理程序执行要切实做好职业培讥目前，世界各国对 核甩厂和核反应堆事故都极为重视而实际上， 核燃料工厂发生临界事故的可能性远比核电厂 大，并且，核燃料工厂的安全设施比核电厂简 陋 这些都要求管理人员和操作人员具有较高 的职业技能，临界安全知识，事故应急能力和安 全文化水平，否则发生临界事故的可能性会较 大,事故发生后也很难作出正确的处理 因此， 培训应

29、涉及所有与管理和生产相关的人员，应 包括厂长、经理在内。培训要和考核相结合，要 和人员上岗资格相结合。当生产和运行条件有变化时，特别是当 处理的易裂变材料特征有变化时，应全面审查 工艺流程，重新进行安全分析，编制新的操作程 砾蹄瀛螂僦反就蕊多瞩飙祗.cnki手续 在新的操作规程批准生效并对操作人员 进行培训后，才能进行生产和运行。在正常生产和运行时，一定要严格按规 定的操作程序操作。操作岗位要相对固定。不 允许操作人员随意违反操作规程。对有多种生产条件或经常变化生产条件 的工厂，当条件变化时,应特别小心! 因为这时 最容易出问题。要做好各种监测仪表的质量保证工作， 保证其始终处于正常的工作状态

30、。要做好物料平衡的衡算工作，及时发现 溶液的非正常转移和累积。凡可能发生临界事故的工作场所，其现 场作人员的个人剂量计应适当兼顾临界事故 的个人剂量监测2.4 事故的紧急处理一旦发生核临界事故，正确的应急处理对 减轻和缓解事故后果至关重耍美国和前苏联 就因不当的应急处理，5次导致了核临界闪变 的再次发生 日本jco公司核临界事故在应急 处理方而暴露出很多问题 首先是没有针对核 临界事故的应急计划，更谈不上平时的应急准 备和应急演练;其次是由于缺乏核临界安全专 业知识，在事故发生4小时后，在h本原子力研 究所有关专家的帮助卜.，才确认发生了核临界 事故;第三，由于事先没有准备好合适的应急处 理措

31、施，以至于核临界事故得不到及时的终止 和缓解;此外，半径10 km范围内居民的应急 隐蔽从科学技术角度上看是不可取的。这些都 充分说明了加强应急准备，把应急工作做好做 细的重要性因此：。对任何一个有可能发生临界事故的核燃 料匚厂，都要结合具体工艺和生产条件,分析最 大可信临界事故，编制应急计划和实施程序，并 以适当的频率进行应急演习。一旦临界报警装置发出警报，现场人员 要立即撤离不允许再干试图减轻工艺设备后 果而滞留事故现场的“英雄式”的举动了。除了 工作人员立即撤离，任何其它应急措施的采取， 都必须在事故地点及事故状态基本清楚明了的 情况下进行? 19k i麻霜笈霾需和就物用施热ic 配置问

32、题.人们一时不能立即判明事故发生点 为杳明事故发生点，要派两个人，分别使用便携 式剂量仪表，相距一定的距离，缓慢地向可能的 事故发生点靠近一旦剂量明显增高应立即后 撤 在这种情况卜，最好采用遥控机器人。由于人体也是一种慢化剂，因此，在进行 应急处置时应避免人体接近事故容器，以免再 次引发临界 只有在探明事故容器并使其处于 足够的次临界度时，才能接近事故容器。如果发生的临界事故未能迅速自身淬 灭，则应尽快采取措施淬灭事故，并加深事故容 器的次临界度如果是单脉冲，也应尽快采取措 施加深事故容器的次临界度对核燃料工厂，一 般均为溶液事故，向事故容器添加硼酸是一种 切实可行的方法,也可将事故溶液小心地

33、转入 其它的固有临界安全容器也。临界事故的生耍辐射后果是工作人员接 受过量的辐射照射，严重时会致人死匚 因此， 应急措施的雨:点是迅速杏明有无工作人员接受 过量的辐射照射;如果有人受到了过量照射，应 立即送专门的医院治疗，不应在普通医院治痉对于临界事故辐射的应急监测，工作场 所应有几台可以可靠自动记录的固定y监测 仪；另外，除可携式y辐射监测仪外，至少应配 备一台中子剂量率监测仪表。工作场所的沾污是事故的另一种可能的 辐射后果.因此，在临界事故淬灭井达到一定的 次临界度后，应采用适当的方法对作场所进 行去活。场外应急撤离一般是不必要的 除非在 临近核燃料工厂的区域有居民并且预计接受的 剂量会达

34、到应急撤离的干预水平。为用数据向公众证实临界事故对环境的 污染是轻微的或可忽略不计的，仍有必要在事 故后进行环境监测；但这种监测没有必要在大 尺度范围内进行，跨境的监测更无必要。2.5 主管部门的审管尽管营运单位是核设施安全的责任者，但 有关部门也应在各自的职责范围内做好自己的 工作。主管部门应对下属单位的核安全现状有 箫酬献魂.蜀哪肱他蟠躺在需脑黑黑.cnki。8辐射防护第22卷第1期各个方面的安全隐患。核安全监管部门要做好有关规章的制定 和修改工作，使营运单位有章可循在许可证审 批过程中，不但要审查设施设备安全设计的适 当性和各种规程的大纲，而且要审查i：艺过程 的细节，审?f重要的生产和管理程序。平时要严 格进行核临界安全的监督检查工作，有法必依, 执法必严建法必究。主管部门和审管部门应在帮助营运单位 获得和吸取国内外的有关经验反馈信息方面多 做作；实践证明，生动具体的经验反馈信息对 于营运单位及其工作人员会起到良好作用。参考文献1吴德强.乏燃料后处理厂的核临界安全与控制.第 四次核临界安全培训班讲义(初稿).19952 vurgc c j a bricf iestonr of nuclear critiality aandents in