专业实务笔记商俊敏分析.docx

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专业实务笔记商俊敏分析

零碎知识点

U-235裂变成两个碎片，发出2.5个中子，释放200MeV能量，中子的平均能量2MeV，最大能量10MeV。

20℃热中子速度2200m/s，能量0.0253eV，热中子堆中子的平均能量0.07eV。

P61安全限值是指为防止放射性物质的释放超过国家核安全法规中对任何设计基准事故所做的限额。

P68安全重要构筑物、系统和部件必须设计成能以足够的可靠性承受所有确定的假设始发事件。

P77设计基准事件的选择以工程判断、设计经验、运行经验为基础。

P83采用工程判断和概率论相结合，考虑严重事故序列。

ASME规定在正常运行和预计运行事件期间，反应堆冷却剂系统压力不得超过设计压力的10%，初始运行前堆芯尚未装料时，冷却剂系统要在125%设计压力下进行水压试验。

（P129）

核材料管制的例行检查由核安全局组织；日常检查和非例行检查由地区监督站负责。

核动力厂专项安全检查由核安全局组织；日常安全监督由地区监督站负责。

第1章核反应堆工程

第四节反应性与反应性的控制

影响反应性变化的因素（P41）：

1）燃料和重同位素成分的变化

2）裂变产物的产生于累计

3）温度效应

4）空洞效应

5）气泡效应

反应性控制的三种类型（P44）：

1）紧急停堆控制

2）功率控制

3）补偿控制

把反应性引入堆芯的三种方式（P44）

1）控制棒：

补偿棒、调节棒、安全棒

2）可燃毒物

3）可溶毒物

第五节堆内的释热与传热

功率展平的主要措施（P47）

1）燃料元件分区布置

2）合理设计和布置控制棒

3）堆芯内可燃毒物的合理布置

4）化学补偿液

5）堆芯周围设置反射层

垂直通道气泡分类（P49）：

泡状流、弹状流、搅状流、环状流

水平通道气泡分类（P50）：

泡状流、弹状流、搅状流、环状流、层状流、波状流

第六节反应堆及核动力装置的功率控制

影响功率的因素（P56）：

1）瞬发中子的时间特性

2）缓发中子的时间特性

3）温度效应

保证堆安全的控制方法（P57）

1）增加或减少核燃料

2）增加或减少慢化剂

3）增加或减少反射层

4）增加或减少中子吸收剂：

包括控制棒、硼酸溶液和固体可燃物

压水堆核电厂调节特性（P58）：

1）平调节特性

2）过调节特性

3）中间调节特性

4）组合调节特性

调节系统组成（P58）

1）主控制回路

2）整定值确定回路

3）出力不一致回路

4）控制棒驱动回路

第七节堆保护系统的工作原理

安全限值（P61）

是指为防止放射性物质的释放超过国家核安全法规中对任何设计基准事故所规定的限额。

构筑物、系统和部件可靠性设计（P68）

必须设计成能够以足够的可靠性承受所有确定的假设始发事件。

保护系统由两部分组成（P61）：

1）核反应堆停堆触发系统

2）专设安全系统（应急堆芯冷却、蒸汽和给水管道隔离、辅助给水、安全壳隔离、安全壳喷淋、氢气复合等）触发系统

保护系统完成的任务（P61）

1）探测电厂变量已达到整定值。

2）判明需要保护的状况。

3）按正确次序触发相应安全任务所需要的所有安全动作，包括保护系统本身、安全驱动系统和安全辅助设施的动作。

4）监测电厂变量并向运行人员显示其数值，供手动启动保护动作之用。

保护系统的设计应满足以下要求（P61）

1）能自动触发有关系统（必要时包括停堆系统），以保证发生预期运行事件时不超过规定的设计限制。

2）能检测到设计基准事故，并触发为把这些事故后果限制在设计基准范围内所需要的系统动作。

3）能抑制控制系统的不安全动作。

保护系统设计遵循的安全准则（P62）

1）单一故障准则

2）通道和系统的独立性

3）故障安全准则

4）符合逻辑

5）多样性

6）试验、监测和校准能力

第8节核动力厂设计的基本安全要求

安全分析要考察以下内容（P65）：

1）核动力厂所有计划的正常运行模式

2）发生预计运行事件时核动力厂的性能

3）设计基准事故

4）可能导致严重事故的事件序列

纵深防御的5个层次（P65）

1）防止偏离正常运行及防止系统失效

2）检测和纠正偏离正常运行状态，以防止预计运行事件升级为事故工况

3）专设安全系统将核动力厂首先引导到可控制状态，然后引导到安全停堆状态，并且至少维持一道包容放射性物质的屏障。

4）针对设计基准可能以被超过的严重事故，保证放射性释放尽可能低。

5）减轻可能由事故工况引起潜在的放射性物质释放造成的放射性后果。

贯彻纵深防御概念，核动力厂设计必须尽可能防止（P66）：

1）出现影响实体屏障完整性的情况

2）屏障在需要它发挥作用时失效

3）一道屏障因另一道屏障的失效而失效

安全分级主要基于确定论，适当辅以概率论和工程判断，并需要考虑以下因素（P68）：

1）该物项要执行的安全功能

2）未能执行其功能的后果

3）需要该物项执行某一安全功能的可能性

4）假设始发时间后需要该物项投入运行的时刻或持续运行时间

构筑物、系统和部件的可靠性设计通过以下实现（P68）：

1）防止共因故障

2）应用单一故障准则

3）采用故障安全设计

4）多重性

5）多样性

6）独立性

第十三节核动力厂运行的基本安全要求

运行限值和条件分为（P116）：

1）安全限值。

以发生不可接受的放射性物质释放为依据，表明了安全条件的最终边界。

2）安全系统整定值。

3）正常运行的限值和条件

4）监督要求

第十四节核动力厂运行的安全管理

核动力厂运行安全监督包括（P133）

1）检查

2）处理

3）处罚

4）强制命令

核动力厂运行监督方式（P133）

1）日常安全监督由国家核安全局地区监督站

2）专项安全监督由国家核安全局组织核安全检查组、核安全监督员和专家

核动力厂营运单位组织机构要具有以下管理职能（P133）：

1）决策职能

2）运行职能

3）支持职能

4）审查职能

核动力厂调试分以下几个阶段（P137）

A、预运行阶段

B、装料、初始临界核低功率运行

C、功率试验

核电厂定期安全审查范围（P141）：

1）所有安全方面

2）应急计划

3）事故管理

4）辐射防护

第十五节核动力厂在役检查和定期试验

缺陷扩展的条件（P143）

1）运行水质不合格

2）运行状态不稳定

3）违反运行规程

水压试验有利点（P148）：

1）使残余应力发生重新分布，降低峰值应力

2）使裂纹的尖端变钝，裂纹不易进一步扩展

3）及早暴露隐患，减少破坏后果

第十六节核材料管制

实物保护系统由3个功能系统组成（P161）

1）探测（报警系统）

2）延迟（障碍系统）

3）响应（防卫反击系统）

第十七节应急准备和应急响应

应急初始条件（EAL）按其性质分为（P169）：

1）辐射水平或放射性水平异常升高

2）裂变产物屏障失效

3）自然灾害或其他影响核动力厂安全的外来因素

4）系统故障

第2章铀（钍）矿与伴生放射性矿

铀矿集体剂量占核燃料循环总剂量的67.8%

有矿工对环境公众的集体剂量占核燃料循环对环境公众集体剂量的91.5%

优先考虑原地浸取采铀。

铀矿山总风量比有色、冶金矿山高5-8被，宜采取分区通风。

铀矿山开工前2小时超前通风。

对废旧巷道和采场用偏聚乙烯共聚乳液喷涂防氡效果达70%，用PVC单面，双面维纶布和防水卷材密闭阻风效果达90%，防氡效果达88%。

尾矿中保留了98%以上的镭及其放射性子体核素。

矿石中含有全部14个铀的衰变子体。

铀矿石到浓缩物，到金属铀，到铀金属，铀金属含量最高可达88%。

铀矿开采和水冶后，98%的铀被回收。

未稳定的尾矿堆氡析出率比稳定的高30%，比土壤氡析出率高200倍。

铀矿山测量空气、水、尿和生物样品中的铀采用固体荧光法。

测量排放废水中的铀采用风光光度法。

测量环境和生物样品中的铀含量方法：

固体荧光法、分光光度法、激光荧光法、X设想荧光

镭-226/228监测方法：

沉淀法、射气法

钍的监测：

中子活化法、分光光度法

γ外照射监测：

电离室、闪烁计数器（灵敏度最高）、G-M技术管型巡测仪、正比计数器

α表面污染监测：

直接法、间接法（擦拭法、表面置样检查法）

α气溶胶监测：

取样泵取样，数十小时后，测量滤膜上的α放射性。

氡-222的监测：

瞬时测量法（电离室-静电计法、闪烁法、双滤膜法）

累计测量法（径迹蚀刻法、活性碳盒法、热释光法）

瞬时测量法是测量氡或氡子体的放射性浓度或α潜能浓度。

氡-222子体瞬时测量：

活度浓度瞬时测量法（季夫格劳三点法、改进的季夫格劳三段法）、氡子体α潜能浓度瞬时测量（库兹涅茨法、马尔柯夫法、罗尔法）

气球法测量氡及氡子体，广泛应用。

氡析出率测量：

局部静态法（闪烁室测量法、直接测量法、静电收集法、驻极体测量法）

累计测量法（活性碳盒法、α径迹蚀刻法）

钍射气浓度达1.6×102Bq/m3时，监测很重要。

钍射气浓度测量：

暂时平衡法、能量甄别法、五段法

矿石氡射气系数：

f随矿石粒度增大而减小、f随矿石含水量呈一个峰值变化（14-27%）

矿石氡析出率：

随矿石粒度增大而减小、随矿石品味增大而增大、随含水量增大而减小

爆破氡析出率会突然增大到3倍。

铀矿井降氡方法：

1、通风2、密闭氡源3、控制入风污染4、排除矿坑水5、正压通风

6、分区通风7、清楚堆积的铀矿石。

抽出通风系统的有组织进风量不小于总风量80%。

喷混凝土1-5cm，可降低氡析出率78-95%，首选方案。

原地爆破浸出要降氡浓度，至少通风8h以上，采用压入式、正压通风，可减少氡析出20%

居室内氡浓度限值200-400Bq/m3.

废石场、尾矿库治理后地表氡析出率0.74Bq/m2.s

铀矿工个人剂量限值12/20mSv，国家标准20/50mSv.

矿井下工作场所，氡浓度2.7KBq/m3，氡子体浓度5.4uJ/m3

铀矿井总入口，氡浓度0.1KBq/m3，氡子体浓度0.5uJ/m3,粉尘浓度0.2mg/m3，

工作面入风，氡浓度1.0KBq/m3，氡子体浓度3.0uJ/m3,粉尘浓度0.5mg/m3，

水冶厂空气中，氡浓度1.1KBq/m3，氡子体浓度2.1uJ/m3,

铀矿冶环境公众受照剂量限值0.5mSv/a

尾矿中所含核素是原矿含量98%，半衰期1000a以上占30%

铀矿退役处置措施：

1、封闭（堵）2、覆土（回填）植被3、清理去污

我国铀矿冶设施的环境特点：

1、影响范围广2、废物辐射潜在危害时间长3、放射性与非放射性危害并存

铀矿冶退役程序：

1、前期准备2、施工管理3、竣工验收4、工程移交5、长期监护

选冶厂湿式作业，铀矿无聊加湿到7-12%

铀选冶车间固液分离以前，每小时换气6-10小时。

β射线强度与放射性物质的总量没有绝对关系，只与暴露面积有关。

铀矿冶废水处理方式：

1、物理法（自然沉降、过滤、蒸发浓缩、稀释、反渗透）

2、化学或化学物理法（化学沉淀、离子交换、电渗析）离子交换用得最多

3、生物法（细菌或微生物净化、生物滤池、曝气池）

铀尾矿库对周围环境影响范围1.0-1.5KM

地浸、堆浸工艺包括：

地表堆浸、井下原地爆破浸出、原地浸出

今后，只要条件具备，使用原地爆破浸出工艺。

原地浸出向矿层注入H2SO4,要保持抽注水量平衡，或抽大于注1-3%

地浸工艺的地下水还原：

1、地下水清除法2、反渗透法3、自然净化法4、还原沉淀法（H2S）

尾矿关闭后的稳定方法：

1、物理稳定法2、化学稳定法3、植被稳定法4、综合稳定法

每个尾矿库都至少含有1015Bq的放射性。

尾矿库泄洪能力较有色、冶金、化工等尾矿库高一个等级。

三等洪水重现期100年，校核洪水重现期1000年。

二等洪水重现期500年，校核洪水重现期2000年。

一等洪水重现期1000年，校核洪水重现期为可能最大洪水。

第3章核材料加工处理与放射性物质运输

铀转化大多是气-固相反应，要求转化率≥95%。

四氟化铀湿法生产法：

核电级UO2+氢氟酸溶液。

四氟化铀干法生产法：

UO2+HF高温下气-固相反应，60年代后成熟。

UF4用途：

1、制备金属铀，UF4含量≥96%.2、生产UF6UF4含量≥95%。

UO2氢氟化反应器设计的关键：

1、最适宜的温度分布2、良好的气-固相接触。

UO2氢氟化设备类型：

1、卧式搅拌床2流化床3、移动床。

UO2氢氟化设备性能指标：

1、UF4产品的质量2、UF4产品的产率3、HF的利用率。

UF6生产确保铀的直接回收率大于98%，氟气须再循环，总利用率不低于99%。

UF6生产过程：

1、氟化2、UF6冷凝收集3、氟气回收4、尾气处理。

收集UF6的过程：

凝华、液化

UF6装运容器，富集度超过3%时，用内径127mm的钢瓶。

UF6以液态装瓶，钢瓶中UF6常温下为固体。

10%总产量的UF6是在辅助冷凝器中被收集的。

尾气处理回收铀，防止铀和发对环境的污染：

1、固体化学阱法2、UF4吸收法3、碱液洗涤法。

UF6干法转化为UF4的方法：

1、氢气还原法2、四氯化碳还原法3、氨还原法

天然铀生产1t丰度为3%的浓缩铀，需要4.3tSWU，5.5t天然铀，浓缩后铀浓度降到0.2%。

气体扩散法条件：

1、膜孔足够小2、混合气体压力足够低3、维持一定的压差（低压侧U-235加浓）。

扩散分离系数最大值等于两种组分的分子量比的平方根，理论α=1.0043，实际1.002，为达到丰度3%，需要一千多级串联，离心机只需要几十级。

离心机生产能力取决于：

转筒的转速和长度

离心机分离能力取决于：

转子长度和周边线速度

分离级（可以是一个分离单元，也可以是并联的分离单元）是级联的组成单位，级联式分离级之间串联形成的组合。

理想级联是锥形，实际是阶梯形。

铀浓缩关键照射是食入内照射，关键核素是U-234，关键居民组是幼儿。

UF6泄漏的运输事故发生概率是2.4×10-9/KM以下。

1000MW压水堆1a需要燃料24t，燃料组件可以用3-5a，包壳最大容许应变量不超过1%，最大腐蚀深度小于10%。

核燃料组件生产工序：

1、化工转化-制备可烧结的UO2粉末2、粉冶-制备UO2芯块3、燃料棒制造4、组件零件制造5、组件组装。

制备可烧结UO2粉末的工艺：

1、重铀酸铵（ADU）2、三碳酸铀酰铵（AUC）3、流化床法（FBP）4、火焰反应法（FRP）5、一体化干法（IDR）

芯块烧结是芯块制备的关键工序，温度1700℃。

燃料组件生产中需要考虑的安全问题：

UF6泄漏、核临界、防火防爆

铀浓缩生产中需要考虑的核安全问题：

UF6泄漏、核临界、辐射防腐

燃料元件厂UF6泄漏主要发生在UF6泄漏气化岗位，火灾事故容易发生在萃取岗位。

燃料元件厂除了新燃料中原有元素外，生成了裂变产物和锕系产物。

裂变产物大多具有极强的β/γ，锕系产物具有长半衰期的α/γ，并伴有一定的中子发射率。

乏燃料经过5a冷却后，放射性衰减大大变慢。

湿式贮存时间5-30a，干式贮存50-100a。

乏燃料贮存安全考虑：

1、水池结构完整性2、确保乏燃料处于次临界状态

后处理是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。

压水堆铀资源利用率0.37%，多次循环可达1%，若铀-钚快堆循环可达60-70%。

后处理产品总回收率大于99%。

后处理去污系数106-108，要求回收铀β/γ的放射性不大于老化后天然铀的2倍。

后处理厂可能达临界的场合需要防范，做法：

1、质量控制2、溶液浓度或体积控制3、几何控制4、毒物控制

后处理工艺：

水法（溶剂萃取法）、干法（高温冶金法、高温化学法、氟化挥发法）

溶剂萃取法：

首端过程（机械剪切、化学溶解、料液预处理）、溶剂萃取过程、尾端过程。

溶剂萃取中的普雷克斯流程：

萃取、洗涤、反萃取。

以30%磷酸三丁酯（TBP）为萃取剂，以硝酸为盐析剂。

单参数临界安全极限法：

质量控制、几何控制、浓度控制

燃耗测量时采用燃耗信用制的关键步骤，方法：

中子发射法、γ射线能谱法、γ射线法

铀浓缩厂的铀积累由以下几方面引起：

1、水解反应2、局部冷凝3、金属腐蚀4、氟油溶解

乏燃料密集化措施：

1、单层改双层2、将组件拆解成元件单棒3、水中加毒物4、水池或格架中设置中子毒物

乏燃料贮存Keff取0.9，最高0.95。

乏燃料后处理厂尽可能用几何控制法防止临界。

核燃料加工处理辐射防护大纲内容：

辐射安全设计、辐射安全监测、辐射安全措施

核燃料循环设施应急状态：

应急待命、厂房应急、场区应急

核电厂应急状态：

应急待命、厂房应急、厂区应急、厂外应急

应急实施程序包括：

应急启动程序、应急行动程序、辅助程序

核燃料循环首次投料试车前6个月将应急计划报核安全局审评，进行1次综合演戏，以后每2年进行1次综合演戏。

实物保护设计的要求：

纵深防御、均衡防护、冗余原则、有效性和完整性

实物保护功能要求：

探测、延迟、响应

实物保护组成：

实体屏障、出入口控制、周界探测与报警系统、保卫控制中心、通讯

放射性物质运输的核辐射危害：

辐射照射、核临界、释热

例外货包：

只允许装入少量放射性物质（表盘、烟雾探测器、放射性药物、低剂量放射源）

工业货包：

IP-1,IP-2,IP-3，允许装入低比活度放射性物质或表面污染物体（铀钍矿及初级品、活化设备等）。

A型货包：

A1,A2，允许装入规定限量放射性物质（放射性药盒、工业用放射性核素、废物）。

B型货包：

国内B（U）/国外B（M），允许装入量大于A型货包。

C型货包：

高活度航空运输。

类别

试验

工业货包

1m自由下落、堆积试验

A型货包

自由下落试验、堆积试验、贯穿试验、喷水试验、

B型货包

9m跌落试验、穿刺试验、800℃30min耐热试验、8h水浸没试验

C型货包

B型要求、击穿/撕裂试验、强化耐热、冲击试验

核安全局审批：

货包设计、装运审批、其他

货包审批范围：

1、装有0.1kg或更多UF6的货包

2、装有易裂变材料的所有货包（例外货包除外）

3、B型货包

4、C型货包

货包装运审批：

UF6的货包、易裂变材料货包、B型货包、C型货包

第4章和技术利用

审批时限：

环境影响报告书60天，环境影响报告表30天、

环境影响登记表15天，许可证20天

许可证有效期5年，延续审批时限10天

表征放射源的参数：

1、辐射类型2、活度3、使用期限4、外形结构和尺寸

天然放射性同位素：

U-235,U-238,Ra-236,Th-232,Rn-222,K-40,C-14

人工放射性同位素：

Co-60,Cs-137,I-125,Au-198

中子分为以下几种类型：

慢中子：

0

中速中子：

1KeV

快中子：

500KeV

超快中子：

10MeV

α放射源：

能量为4-8MeV，Am-241（用量最大）,Pu-238,Pu-239,Cm-244,Po-210

β放射源：

发射β-粒子，β+粒子，俄歇电子，内转换电子

低能β放射源：

H-3,N-63,Fe-55只能用做电离源

中能β放射源：

C-14,Pm-147，Kr-85，Tl-204主要用于薄层材料测厚

高能β放射源：

Sr-90,Ru-106用于金属材料测厚，卷烟密度测量

低能γ放射源：

由发射γ射线和X射线的核素制成，韧致辐射源也属于低能光子源

中等强度γ放射源：

Cs-137,Co-60,Ir-192用于同位素仪表，工业探伤

强γ放射源：

活度大于1013Bq的Cs-137,Co-60

吸入锶Sr-90的靶组织是肺和骨骼，食入锶Sr-90靶组织是骨骼。

锶Sr、钡Ba、镭Ra是亲骨性核素。

粒子加速器的组成：

1离子源2、真空加速结构3、导引聚焦系统4束流输运、分析系统

加速器分类：

低能：

E<100MeV

中能：

100MeV

高能：

1GeV

超高能：

>100GeV

加速器的危害：

贯穿辐射（中子和γ射线）

感生放射性（结构材料活化、空气活化、冷却水活化、土壤活化）

辐射监测主要内容：

1、外照射剂量率2、外照射剂量3、空气污染和表面污染

4、内照射剂量5、流出物监测

辐射监测对象：

1、工作场所监测2、个人剂量监测3、环境监测4、流出物监测

环境γ辐射监测，至少10米直径范围内数据不应有显著差异，测量点离周围建筑物30米以上，雨雪天，雨后6h不能测量。

工作场所的监测包括：

1外照射监测2、表面污染监测3、空气污染监测

空气污染监测主要是测量：

粉尘、气体、气溶胶

辐射监测仪：

X/γ辐射监测仪（电离室类监测仪、闪烁剂量率仪表）

G-M计数管监测仪

携带式环境谱仪

α、β表面污染监测仪

中子监测仪

热释光剂量计和测量仪

监测仪选用原则：

1射线性质2、量程范围3、能量响应

4、环境特性5、对其他辐射的响应6、其他因素

α射线，体内最大容许积存量150Bq

流出物排放限值包括：

排放总量限值、浓度限值

流出物排入大于10倍排放流量的普通下水道，每月排放活度≤10ALImin，每次不超过1ALImin，，排放后取3倍排放量的水冲洗。

放射性废物的标准：

含人工放射性核素，比活度>2×104Bq/kg

含天然放射性核素，比活度>7.4×104Bq/kg

闲置放射源处理的原则：

减量化、再利用、再循环

放射物分类（见书）

第5章放射性废物管理和核设施退役

放射性分类：

见书本383页

免管废物，对公众成员剂量≤0.01mSv/a，集体剂量≤1mSv/a

放射性废气可能含有：

1、放射性气体2、气溶胶3、颗粒物4、非放射性有害气体

铀矿冶厂废气：

铀（钍）、镭、氡及其子体

核电厂废气：

氪Kr-85,Xe-133,I-131,H-3,C-14

玻璃固化厂废气：

铯Cs-137,锶Sr-90,Pu-239

废气净化技术：

1、过滤2、吸附3、洗涤4、滞留衰变

废水净化技术：

1、过滤2、蒸发3、离子交换4、电渗析5、反渗透

蒸发去污因子103-105，处理含盐量较多的废液。

离子交换去污因子10-100，处理低含盐量的废液。

废液的固化体要求：

1、足够的机械强度2、良好的抗水性3、辐照稳定性好

4、热稳定性好5、不含游离体液体

固化放射性废物的水泥：

1、波特兰（硅酸盐）水泥2、火山灰水泥3、高铝水泥

水泥固化工艺：

1、桶内混合2、桶外混合3、水力压裂4、大体积浇注

沥青固化工艺：

1、螺杆挤压法2、薄膜蒸发法

湿法氧化减容：

热浓硝酸和硫酸煮解（处理可燃α废物）、过氧化氢（处理废离子交换树脂）

废物货包剂量率水平：

表面剂量率≤2mSv/h,1m远处≤0.1mSv/h，

表面污染限值β/γ发射体和低毒性α发射体<4Bq/cm2

表面污染限值α发射体<0.4Bq/cm2

独家运输货包表面剂量率水平2-10mSv/h。

低中放射性废物处置主要核素：

铯Cs-137、锶Sr-90，经10个半衰期300a，达到安全水平

低中放处置场选址三个阶段：

1、区域调查2、场址初选3、场址确定

低