注冊核安全工程師筆記

7月3日

第一章核物理

三、輻射探測的原理和主要的輻射探測器

輻射探測器的定義：利用輻射在氣體、液體或固體中引起的電離、

激發(fā)效應或其他物理、化學變化進行核輻射探測的器件稱為輻射

探測器。

輻射探測的基本過程：

1、輻射粒子射入深測器的靈敏體積。

2、入射粒子通過電離、激發(fā)或核反應等過程而在探測器中沉積

能量。

3、探測器通過各種機制將沉積能量轉換為某種形式的輸出信號。

類型：氣體探測器、閃爍探測器、半導體探測器

入射帶電粒子通過氣體時在通過的徑跡上生成大量的自由電子

和離子組成的離子對和激發(fā)分子。入射粒子直接產(chǎn)生的離子對稱

為初電離。初電離產(chǎn)生的高速電子（稱之電子）足以使氣體產(chǎn)

生的電離稱為次電離?？偤头Q為總電離。

帶電粒子在氣體中產(chǎn)生一離子對所需的平均能量W稱為電離能。

對不同的氣體W大約在30eV上下。

半導體探測器:電離能3eV

氣體探測器:電離能30eV

閃爍探測器:電離能300eV

第四節(jié)原子核反應

核反應分類：（1）按出射粒子分類：

1）對出射粒子和入射粒子相同的核反應稱為散射,又可以分為強

性散射及非彈性散射。

2）對出射粒子和入射粒子相同的核反應，當出射粒子為Y射線

時稱為輻射俘獲。

（2）按入射粒子分類：

1）中子核反應：最重要的是熱中子輻射俘獲（n,丫），很多人工

放射性核素通過此反應制備，如叱。

2）荷電粒子核反應。

3）光核反應。

二、核反應及其閾能

反應能Q=（Bb+BB）-（Ba+BA）

核反應閾能Tth：對吸能反應而言，能發(fā)生核反應的最小入射粒

子動能Ta稱為核反應閾能Tth。

閾能Tth及反應能Q的關系：Tth=（ma+mA）/mA*|Q|

三、核反應截面和產(chǎn)額

1、核反應截面：一個入射粒子入射到單位面積內(nèi)只含有一個靶

核的靶子上所發(fā)生反應的概率。其量綱為面積，常用單位為“靶

恩”b68nl2

2、已知截面即可求核反應的產(chǎn)額，入射粒子在靶體引起的核反

應數(shù)及入射粒子數(shù)之比

第五節(jié)核裂變及核能的利用

裂變中子包含瞬發(fā)中子和緩發(fā)中子兩部分，緩發(fā)中子約占總數(shù)的

1%,瞬發(fā)中子的能譜N（E）和每次裂變放出的平均中子數(shù)V,是

重要的物理量。

第一節(jié)輻射源種類

一、天然輻射源

宇宙射線、宇生放射性核素（皙、加、，Be、22g等貢獻較大）、原

生放射性核素（1、有衰變系列-鈾系238U,232Th2、無衰變系歹卜-腺、

87Rb）

二、人工輻射源（包括核試驗落下灰等）

1、核設施：反應堆輻射源235（；,重核分裂成兩個中等質量的原子

核并釋放出200MeV的能量

反應堆正常的輻射源有Y輻射源和中子源

Y輻射源瞬發(fā)裂變Y射線（在屏蔽計算中往往以平均能

量2.5MeV考慮）、裂變產(chǎn)物放出的緩發(fā)Y射線CT每次裂變大

約有6.65MeV的y能量在衰變1s后由裂變產(chǎn)物放出，y射線

能量大部分在2Me5V以下，平均是0.7MeV）、其他y射線（輻

射俘獲（6-MeV在屏蔽計算中要考慮）、非彈性散射）。

中子源

裂變中子（瞬發(fā)）（平地均2MeV）、緩發(fā)中子（能量較低）

在使用反應堆輻射源時，應該把Y射線的效應和各種中子的效

應都加以考慮。

后處理主要內(nèi)容有:

（1）除掉反應堆運行中逐漸積累，在運行中起毒化作用（使中

子損失增大）的裂變產(chǎn)物

（2）回收未燃燒的燃料

（3）回收生成的可裂變物質（如杯）

核技術的應用：

A、a放射源：主要用于煙霧報警器、靜電消除器和放射性避雷

器等的離子發(fā)生器。2叩。，238Pu,239Pu,241Am,235U,238Uo

B、B放射源：屏蔽B射線應選用低原子序數(shù)的材料（如塑料、

有機玻璃、鋁板等）以減少韌致輻射、外面再用高原子序數(shù)的材

料屏蔽韌致輻射和其他Y光子。

C、低能光子源：利用發(fā)射低能Y射線和X射線的放射性核素，

或利用B輻射體及靶物質產(chǎn)生的韌致輻射制成的源。主要用于

厚度計、密度計、X射線熒光分析儀。55F,57CO.125I.238PU.241Am.

244Ccm

D、y放射源：主要防止外照射?；疃刃∮?0MBq（大約=1.5mCi）

的Y源，一般可利用時間防護和距離防護。

E、中子源：中子的貫穿能力很強，使用中子源時應著重外照射

的防護，一般用石蠟、聚乙烯等含氫材料較多的物質，將快中子

慢化，然后用吸收截面大的物質（如鋰、硼等）吸收慢中子。同

時在屏蔽中子的同時還要注意對Y射線的屏蔽。所以對中子源

的屏蔽要進行混合屏蔽。

非密封源

(A)工作場所分級

在防護條件相同的條件下，操作的放射性活度(操作量)越大，

可能造成工作場所和環(huán)境污染的程度越嚴重。將非密封源工作場

所按放射性核素日等效最大操作量的大小分為甲、乙、丙三個等

級。

日等效最大操作量

級別

(Bq)

甲>4*e9

乙2*e7-4*e9

豁免活度值以上

丙

-2*e7

放射性核素的日等效操作量等于放射性核素的實際日操作量

(Bq)及該核素毒性線別修正因子的積除以及操作方式有關的修

正因子所得的商。

射線裝置：X射線機、加速器、中子發(fā)生器以及含放射源的裝置

第二節(jié)反應堆和加速器生產(chǎn)放射性同位素基本知識

放射性同位素活度

C=o<t>mPNA/A(l-e^)

。-生成放射性同位素的反應截面靶子輻照處的中子注

量率m-靶元素的重量P-穩(wěn)定同位素的豐度

第四節(jié)放射性同位素應用中的輻射安全問題

1、對接受了1311治療的患者，其體內(nèi)的放射性活度降低至低于

400MBq之前不得出院。

2、使8放射源做敷貼器，容器內(nèi)壁應為塑料或有機玻璃等輕質

材料，用以屏蔽B粒子，外壁用鉛或鑄鐵屏蔽韌致輻射。由于

敷貼器容易接觸人體，應特別注意檢查源是否泄露。

3、鐳最早在醫(yī)療中廣泛使用的放射性核素，但鐳的毒性大，屬

于極毒組，其衰變產(chǎn)物氫是放射性氣體，易泄露，應以其他de。、

137Cs.192Ir）來代替。

4、中子發(fā)生器產(chǎn)生快中子，屏蔽快中子的原理是將高能中子慢

化到熱能或接近熱能，然后再被俘獲吸收。通常先用重物質（如

鐵、鉛等）通過非彈性散射將快中子慢化到低能中子，再用含氫

材料（如聚乙烯、石蠟等）通過彈性散射將中子進一步慢化到熱

中子，最后用吸收截面很高的材料（如硼、鎘）吸收熱中子。另

外，由于熱中子具有價廉、堅固因此在結構屏蔽中廣泛應用。

核燃料循環(huán)設施：

鈾社礦及伴生放射性礦的開采和加工：

地下開采都必須具備有六大系統(tǒng)：通風系統(tǒng)、提升運輸系統(tǒng)、供

排水系統(tǒng)、安全供電系統(tǒng)、通迅系統(tǒng)，止匕外，還有輻射防護體系

和應急救險保障體系。

獨居石及社礦砂主要用露天采礦法開采，但也有少數(shù)社礦石在井

下開采。

鈾社礦的采礦工藝流程為：輻射取樣編錄一Y測量一采礦設計

一鑿巖爆破一礦石檢查--放射性分選一-運輸出渣和三廢處理。

鈾礦加工采用濕法冶金(即用酸法或堿法)從礦石中提取鈾。

鈾尾礦庫的抗御洪水的級別比有色及冶金行業(yè)的高一個等級，最

少要按百年一遇的洪水設計、千年一遇的洪水校核

分離功：一種僅用于濃縮鈾的度量單位，把一定的鈾富集到一定

的鈾-235豐度所需投入的工作量叫分離功(SWU)o生產(chǎn)It豐度

為3%的濃縮鈾約4.3tswu以及5.5t天然鈾。濃縮過程中剩下

4.5t貧化鈾。其鈾-235豐度下降到0.2%左右，一般無工業(yè)應用

價值。

5種核反應堆的基本特征:

中子慢化冷卻

堆型燃料形態(tài)燃料富集度

譜劑劑

熱中

壓水堆3%左右

H2OH2Ouo2

子

熱中

沸水堆3%左右

H2OH2Ouo2

子

熱中天然鈾或稍加濃

重水堆

D2OD2Ouo2

子鈾

高溫氣冷熱中

石墨氨氣(Th,U)02或UC7%-20%或90%

堆子

鈉冷快堆快中無液態(tài)(U,Pu)0215%-20%

I子I鈉

包括壓力容器、蒸氣發(fā)生器、主泵、穩(wěn)壓器及有關閥門的整個系

統(tǒng)，是冷卻劑回路的壓力邊界。它們都被安置在安全殼內(nèi)，稱之

為核島。

快中子堆：簡稱快堆。是堆芯中核燃料裂變反應主要由平均能量

為0.IMeV以上的快中子引起的反應堆。

快堆堆芯及一般的熱中子堆堆芯不同，它分為燃料區(qū)和增殖再生

區(qū)兩部分。

第三章輻射防護

1、熟悉輻射對人體的效應（確定性效應、隨機性效應、遺傳

性效應等）

2、熟悉常用輻射量、單位及其計算方法（照射量、吸收劑量

/率、劑量當量/率等）

3、掌握放射性物質的防護監(jiān)測（個人和工作場所）

4、熟悉實踐干預的基本概念。

5、熟悉輻射防護的目的和安全目標。

6、掌握輻射防護的基本原則（正當性、限值、優(yōu)化）及其實

施。

7、熟悉控制輻射危險的基本方法（包括內(nèi)照射和外照射）。

8、掌握輻射源安全和保安的要求和措施。

9、掌握輻射防護的標準和限值。

10、熟悉應急準備的要求。

1、天然輻射源按其起因分為三類：宇宙輻射、宇生核素、原

生核素

2、天然輻射源所引起的全球居民的年集體有效劑量的近似值

為107人?SV

3、照射可以分為正常照射或潛在昭射；也可以分為職業(yè)照射、

醫(yī)療照射和公眾照射；在干預情況下，還可以分為應急照射或持

續(xù)照射。

4、根據(jù)輻射效應的發(fā)生及劑量之間的關系，可以把輻射對人

體的危害分為隨機效應和確定性效應兩類。

5、在輻射防護中把隨即性效應及劑量的關系簡化地假設為

“線性”、“無閾”

6、從慎重的觀點出發(fā)，一般認為在已有的人體細胞中，基因

的自然性的突變基本上是有害的。

7、使自然突變幾率增加一倍的劑量叫突變倍加劑量，大約為

(0.1-1)Gy,代表值為0.7Gy

8、輻射劑量及輻射防護中常用量及其單位。

9、比釋動能K,

10、外照防護的基本原理：減少或避免射線從外部對人體的照射。

11、時間防護、距離防護、屏蔽防護。外照射防護三要素。

12、照射量X是個歷史悠久，變化較大的一個輻射量。X=dQ/dm,

單位：C/kg,過去照射量的單位是倫琴，符號為R。1R=2.58*10-4

現(xiàn)有的技術條件下，能被精確測量照射量的光子的能量限于

10kev-3MeV范圍以內(nèi)。在輻射防護中上限可擴大到8MwVo

13、比釋動能K=d￡tr/dm。d￡tr是不帶電粒子在質量為dm的

物質中釋放出的全部帶電粒子的初始動能總和的平均值，它既包

括這些帶電粒子在韌致輻射過程中輻射出來的能量，也包括在該

體積元內(nèi)發(fā)生的次級過程所產(chǎn)生的任何帶電粒子的能量。單位是

J/kg,專門名稱是Gray,lGy=lj/kg

14、吸收劑量D：單位質量受照物質中所吸收的平均輻射能量。

D=dE/dm

d￡是電離輻射授予質量為dm物質的平均能量歷史上曾用過拉

德rad作為比釋動能和吸收劑量的專用單位。lrad=O.OlGy

15、當量劑量：相同的吸收劑量未必產(chǎn)生同等程度的生物效應。

為了用同一尺度表示不同類型和能量的輻射照射對人體造成的

生物效應的嚴重程度或發(fā)生幾率的大小，輻射防護中用了當量劑

量這個詞。

Ht=￡Wr*Dt,rWr是輻射權重因子Dt,r是輻射R在器官或組

織T內(nèi)產(chǎn)生的平均吸收量。

16、有效劑量E=2Wt*HtHt是器官或組織T的當量劑量Wt

是器官或組織T的組織權重因子Wt=T器官組織或接受ISv照

射時危險度/全身接受ISv均勻照射時總危險度

17、待積當量劑量：某一特定器官或組織接受當量劑量率在時間

t內(nèi)的積分。

18、待積有效劑量：待積當量劑量經(jīng)Wt加權處理后的總和。

19、集體當量劑量及集體有效劑量

20、實踐：它是指任何引入新的照射源或照射途徑、或擴大受照

人員范圍、或改變現(xiàn)在照射源的照射途徑網(wǎng)絡，從而使人們受到

的照射或受到照射可能性或受到照射的人數(shù)增加的人類活動。

21、干預：

22、導出空氣濃度：假定參考人員工作時每分鐘空氣吸入量為

0.02m7min,輻射工作人員1年工作50w,每周工作40h,因此

la總計工作2000h,在此時間內(nèi)工作人員吸入的空氣量為

2.4*103n?,于是導出空氣濃度DAC二放射性核素的年攝入量限值。

23、具體監(jiān)測有四個領域：個人劑量監(jiān)測、工作場所監(jiān)測、流出

物監(jiān)測、環(huán)境監(jiān)測。輻射防護監(jiān)測可分為常規(guī)監(jiān)測、操作監(jiān)測、

特殊監(jiān)測。

24、ICRU（國際輻射單位及測量委員會）：建議用一個密度為

lg/cm\直徑為30cm的組織有效球作為人體軀干的模型。

25、工作場所空氣的污染通常是采樣測量法進行監(jiān)測。常用的方

法有過濾法、沖擊法、向心分離法等。

26、用于工作場所的監(jiān)測儀器從測量方法上大體可分為三種：

瞬時劑量率測量儀器、累計劑量測量儀器、Y譜儀。用于瞬時

劑量率測量的儀器有電離室、GM計數(shù)管、閃爍劑量率儀等。

1、應急管理的方針是“常備不懈，積極兼容，統(tǒng)一指揮，大力

協(xié)同，保護公眾，保護環(huán)境”。

第四章流出物和環(huán)境放射性監(jiān)測

1、本底調(diào)查：對指定范圍內(nèi)的放射性背景值進行測量分析以及

基于評價目的而對其他相關資料進行收集的活動。

2、環(huán)境放射性本底調(diào)查按目的分為兩類：1）大范圍的環(huán)境放射

性本底普查（獲取平均值）2）針對特定核及輻射設施周邊地區(qū)

開展的調(diào)查。（為其管理服務）

3、核電廠首次裝料前2年以上的本底調(diào)查。

4、對于核設施：本底調(diào)查范圍一般以設施為中心，半徑幾十公

里范圍內(nèi)。（取決于規(guī)模和周邊條件，大小不一）。

232238235

5、原生放射性核素主要有：Th.U,U>0

7、流出物：特指實踐中源所造成的以氣體、氣溶膠、粉塵或液

體等形態(tài)排入環(huán)境的，通常情況下，可在環(huán)境中得到稀釋和彌散

的放射性物質。這種排放必須是經(jīng)過批準的。由于流出物是一種

放射性廢物的形式。同時又是放射性廢物的一種處置方式。因此,

對于流出物的管理和控制既要遵循放射性廢物管理的基本原則，

又要執(zhí)行放射性廢物處置的相關要求。

8、各種人工輻射源所致公眾年有效劑量為lmSvo在輻射防護領

域稱為約束劑量（<0.3mSv）,是一個及源相關的量，對于一個特

定的輻射源，用來控制流出物排放的劑量不能大于這種約束劑

量。

9、關鍵人群：具備以下幾個條件1）受到輻射照射最大2）飲食

及生活習性相近3）人數(shù)從幾個到幾十人。

流出物排放的首要原則是使關鍵人群組la所接受的輻射照射劑

量不超過審管部門批準的約束劑量，亦即使公眾得到充分保護。

年排放量限值：次級標準。年有效劑量：基本標準。

推導出一組排放量限值，保證在各種不利因素下，滿足這

組排放限值就一定可以保證前述論述的約束劑量不會超過的前

提下，這組年排放量數(shù)據(jù)就可以作為流出物排放控制的次級標

準。

最優(yōu)化是輻射防護體系的重要組成部分。它的基本含義是：首先

要滿足劑量標準，遵守年排放量限值，執(zhí)行總量控制要求使公眾

得到保護，但這還不夠，應努力使排放量減少。

流出物排放原則：劑量控制充分保護公眾安全、年排放量實行總

量控制、實行最優(yōu)化政策。

對于核及輻射設施流出物排放除應遵守上面三個原則之外，還應

遵循可核查性原則。可核查性包括對流出物經(jīng)液、氣途徑排放時

有監(jiān)測數(shù)據(jù)，有詳細記錄；審管部門可監(jiān)控及驗證排放情況；對

已往的排放資料，可以追溯復查。

核及輻射設施流出物排放的管理要求包括申報批準，擁有足夠能

力的凈化及處理設施或設備；有專設的流同物排放渠道；對排放

進行監(jiān)測；不滿足要求需返回處理設備；對液體流出物實行槽式

排放；實踐中總結經(jīng)驗不斷提高控制水平，逐步減少排放量。

申報及批準：對于核及輻射設施的流出物排放都需經(jīng)過審管部門

批準，對于像核電站這類大型核設施，需要在首次裝料前向國家

環(huán)?？偩痔岢錾暾埬昱欧帕肯拗?。原則上講，申報的數(shù)值不能大

于歷次環(huán)境影響報告書中給出的排放源項。審管部門經(jīng)技術審評

認為滿足相關要求后發(fā)文正式批準。

流出物的監(jiān)測：

1)估算年排放總量

2)檢驗“三廢”治理設施的運行效能

3)及時發(fā)現(xiàn)偶然誤排

4)在萬一發(fā)生事故時判斷事故排放量

5)對放射性液體流出物實行槽式排放

6)為設施運行時環(huán)境影響評價提供輻射源項

7)改善公共關系

8)在排放前貯存在貯存容器中

9)貯存容器的容量足夠大并應有備10)用容器

11)在排放前對容器中的放射性進行取樣分析，12)分析合

格經(jīng)批準后主可排放

13)在排放中，對液體排放量有計量設備

16)萬一監(jiān)測不合格，應可返回凈化系統(tǒng)進行凈化處理。

第五章核及輻射安全的概念

“安全文化”是在總結前蘇聯(lián)切爾諾貝利嚴重事故中人為因素

的基礎上為確保核電廠安全生產(chǎn)而提出的一種系統(tǒng)且完整的管

理概念，后經(jīng)國際原子能機構(IAEA)的不斷完善和提高，在整

個核領域中作為一項基本管理原則。

1、安全文化的定義：安全文化是存在于單位和個人中的種種特

性和態(tài)度的總和，它建立一種超出一切之上的觀念，即核電廠的

安全問題由于它的重要性要得到應有的重視。

2、安全文化原則：價值觀、標準、道德和可接受行為的規(guī)范的

統(tǒng)一體，提出這些方面的目的是在立法要求和監(jiān)管要求之外保持

一個增增強安全的自我約束的方法。

3、安全文化特性：1）安全第一的思想2）主動精神3）有形導

出

4、核安全文化的作用：人的失誤和人的違章統(tǒng)稱為“人因錯

誤”，核電站50%以上的安全重大事故的主要原因是人因錯誤。

5、安全文化的組成：1）體制2）個人的響應（一方面的減

少或防止人為的錯誤，另一方面充分發(fā)揮人的積極影響）

6、各階層的職責和作用：

決策層：“關鍵在于領導”，并要當眾宣布其承諾

來表明本單位在社會責任方面的立場和在安全方面的坦誠意愿，

確保核安全是營運單位董事會議上的重要議題。

管理導：明確責任分工、負責安全工作的安排和管理、

對人員資格審查和安排培訓、掌握獎勵和懲罰以及監(jiān)察、審查和

對比安全管理體系的工作狀態(tài)，并做出承諾以自己的行動和要

求促進職工們的安全素養(yǎng)，確保職工們能按確定的框框辦事并從

中獲益。

個人的響應：善于探索的工作態(tài)度、嚴謹?shù)墓ぷ鞣椒?、互相交?/p>

的工作習慣。

四、行業(yè)文化

INSAG-4附錄中提出了“安全文化指標”，分別對政府及其部門、

營運單位、研究單位、設計單位的不同層次的人員詳細地提出了

應當做出的承諾和應當達到的要標

營運單位對安全負責具體分為公亙和核電站兩個層次

第三節(jié)核安全文化的發(fā)展階段及弱化識別

1、核安全文化的發(fā)展階段：從開始的被動接受、單位的自身要

求加以達到、再到人人主動加以完善

2、識別安全文化弱化征兆的方法：

1）組織問題：a解決問題不恰當b觀念狹隘c開放性差

2）管理問題：a糾正行為不力b難題的解決模式不佳c程序的

不完善d分析和改正問題的質量差e獨立安全審評的不足或失

效f真實性不符g違章h反復申請不執(zhí)行管理要求

3）雇員問題

過長的工作時間、未受過適當培訓的人數(shù)比例偏高、在使

用適合的有資格的和有經(jīng)驗的人員方面出現(xiàn)失誤、對工作的理解

差、對承包人的管理差

4）技術問題

例如：技術方面的記錄和存檔材料貧乏或缺乏管理，設備維修不

及時，對安全事件的收集、監(jiān)督和處理不當，自我檢查和自我評

價體制不健全等等。

第四節(jié)安全文化的評價方法

1、安全文化的評價有三種方式：單位自我評價、IAEA安全文化

評價組評價、二者結合的評價

不管哪種方式的評價都按照IAEA的ASCOT導則的規(guī)定內(nèi)容進

行，稱為ASCOT評價方法

按照ASCOT評價方法，安全文化評價組對安全文化的評價是從最

初的全廠巡視和文件檢查的安排開始的

1、全廠巡視：出入控制（效率和有效性）、工廠的一般狀況（泄

露、照明、標牌）、廠房管理（垃圾及儲存區(qū)域、清潔程度）、

防護設備的使用（戴安全帽、劑量膠片盒、警告標志）、控制室

工作人員（警惕性、工作態(tài)度）、規(guī)章和手冊的可用性（控制室

和核電廠范圍）

文件檢查：電廠日志及相關文件、運行及維修記錄、未解決的電

廠缺陷及文件修改數(shù)量、對重大安全相關活動的培訓計劃、公司

一級的安全政策有效性、安全政策及安全文化概念的一致性、電

廠關于規(guī)程和遵守規(guī)程的政策、明確重要安全責任的文件、組織

機構圖、公司一級安全審查機構的設立和其活動的記錄及電廠管

理層參及的情況

2、個別訪談：安排及工作人員的個別交談和進行討論，也可

以采用調(diào)查問卷的形式，集中在對集體和個人的態(tài)度及及安全文

化相關的問題上。安全文化評價組對所有方面進行評價。通過

個別訪談過就能得出安全文化的主要評價和基本結論。

3>IAEA安全文化評價組提供的咨詢和支援服務可有四種方式：

標準的ASCOT研討會、擴大的ASCOT研討會、對自我評價的支援

和ASCOT審評。

第五節(jié)培育安全文化的良好實踐

安全文化的特殊性實踐

安全文化的理念可以在下述活動中得到充分的應用：1、預測風

險分析。2、將錯誤作為學習的機會。3、事件的深入分析。4、

加強學習能力。5、適合安全文化的監(jiān)管途徑及內(nèi)容。6、提高雇

員對安全文化的貢獻。7、承包商的積極參加。8、加強安全問題

及公眾的聯(lián)系。9、自身評價。10、綜合安全評價。11、制定安

全績效指標。

培育安全文化的步驟：

1）要制定安全文化導則文件。2）要使經(jīng)理們了解到，為了達到

良好的安全目標，員工的行為、態(tài)度和理想是十分重要的。3）

要保持不斷地向其他組織（國內(nèi)外）學習的可能性。

簡單看完了第三冊，下面開始第四冊的學習

第四冊專業(yè)實務

第一章核反應堆（王秀清）

掌握核動力廠和其他反應堆設計/運行的基本要求

掌握核動力廠和其他反應堆運行的安全管理(核動力廠首次裝載

核燃料的必要條件；對核動力廠營運單位的組織機構，運行管理

者和運行人員的基本要求；對運行規(guī)程的管理要求；核事件分級

及事件報告制度；對流出物和固體放射性廢物管理的監(jiān)督；核電

廠換料、修改和事故停堆管理；定期安全審查；退役)

1、中子慢化主要依靠彈性散射。

2、俘獲反應，中子被原子核吸收并放出伽瑪射線。自然界中蘊

藏豐富的社元素轉化為燃料鈾233的過程。

3、裂變反應：核裂變是堆內(nèi)最重要的核反應。鈾-233、鈾235

和缽239和缽241易裂變?nèi)剂?，而?32、鈾238只有在中子能

量高于某一值時才能發(fā)生裂變，通常稱之為轉換材料。

4、微觀截面：AI=cNIAX。是比例系數(shù)，稱為“微觀

截面”

5、靶：1靶二10一2%1112

下標：S散射e彈性散射in非彈性散射f裂

變俘獲r非裂變俘獲a吸收t總的作用截面

6、宏觀截面：它是中子及單位體積中所有原子核發(fā)生相互作用

的概率的一種度量。單位1/cmo舉例說，某種材料的宏觀吸收

截面S-No,核密度N單位是1/cm；N-(P/A)NO

某種材料的宏觀截面Sa=0.25/cm,那么中子在其中穿過1cm,

被該材料的原子核吸收的機會是0.25.

7、中子注量率：(又稱中子通量密度或中子通量)4)=nV其

中n是中子密度，即單位體積中的中子數(shù)目，V是中子飛行的

速度

8、核反應率密度：R=2@用途：如知道了堆芯中核燃料

的濃度和分布就可以算出堆芯的宏觀裂變截面Sf；如果還知道

了堆芯的中子注量率4),就可計算出每秒鐘在每立方厘米堆芯

體積內(nèi)發(fā)生多少次裂變瓜，進而可以算出堆芯的發(fā)熱強度?？梢?/p>

使我們從宏觀上了解核反應的強度。

9、截面隨中子能量變化的規(guī)律：核截面的數(shù)值決定于入射中子

的能量和靶核的性質，瓜反應截面隨入射中子能量E變化的特性

可以發(fā)現(xiàn)大體上存在三個區(qū)域，首先要是低能區(qū)EG,中能區(qū)

l<E<104eV,快中子區(qū)E>104EV

10、中子的慢化：低能中子引發(fā)燃料核裂變的“能力”大高于高

能中子。然而，核裂變放出的都是高能中子，其平均能量達到

2MeV,最大能量可達lOMeV,要建造低能中子引發(fā)裂變的反應堆,

就要讓中子的能量降下來。

11、慢化劑的優(yōu)劣：慢化能力、慢化比。

12、慢化能力：宏觀散射截面及每次散射碰撞后中子損失能量的

乘積。

13、慢化比：散射截面及吸收截面之比。

14、好的慢化劑不僅應該具有較大的慢化能力還應具有大的慢化

比。水慢化能力強，堆芯小，慢化比較小，要用濃縮鈾做燃料。

15、逃脫共振吸收幾率：裂變放出的高能中子（快中子）在慢化

到低能的過程中，必然會經(jīng)過中能階段，中子慢化到這一能區(qū)時

必然有一部分要被鈾238核共振吸收，其余的中子繼續(xù)慢化。在

慢化過程中逃脫共振吸取的份額就稱為逃脫共振吸收幾率。

16、熱中子：逃脫共振吸收的熱中子通過散射反應繼續(xù)慢化，當

速度降到一定程度及周圍達到熱平衡，慢化過程就結束了。及介

質原子核處于熱平衡狀態(tài)的中子為熱中子。在20攝氏度時熱中

子最可幾速度是2200m/s,相應的能量是0.0253eVo

17、假設將能量為2MeV的中子慢化到leV,那么中子必須及水

中的氫原子核平均碰撞18次。對于水慢化時間6*10-6s,裂變

中子慢化為熱中子后，還會繼續(xù)在介質中擴散，直至被吸收，熱

中子從產(chǎn)生到被吸收之前所經(jīng)歷的平均時間稱為擴散時間。熱中

子的擴散時間一般在10-ri0-6so

18、快中子的慢化時間和熱中子的擴散時間越長，則中子在介質

中慢化和擴散時越容易泄露出去。

1、K=（系統(tǒng)內(nèi)中子的產(chǎn)生率）/（系統(tǒng)內(nèi)中子的消失率）系

統(tǒng)內(nèi)中子的消失率二系統(tǒng)內(nèi)中子的吸收率+系統(tǒng)內(nèi)中子的泄露率。

2、IMWd每天消耗的鈾-235是1.23go

3、轉化比：CR=（易裂變核的平均生成率）/（易裂變核的平

均消耗率）

4、堆內(nèi)中子注量率分布及展平：方法：1）堆芯徑向分區(qū)裝

載2）合理布置控制棒3）如果在中子注量率較高的堆芯中央?yún)^(qū)

域的燃料元件表面涂以相應富集度的可燃毒物。

5、控制棒分為三類：停堆棒、調(diào)節(jié)棒、補償棒。

6、核反應堆的主要類型：

按照功能分類：研究試驗堆、生產(chǎn)堆、動力堆。

按照中子能譜分類：快中子堆、中能中子堆、熱中子堆?？熘凶?/p>

堆中裂變是由平均能量約為0.25MeV的高能中子引起的。

按照冷卻劑分類、按照核燃料分類（天然鈾燃料堆、稍加濃燃料

堆、加濃鈾燃料堆）

在以發(fā)電為目的的核能動力領域：壓水堆（PWR）、沸水堆

（BWR）、重水堆（PHWR）、高溫氣冷堆（HTGR）、快中子堆（LMFBR）

7、壓水堆：冷卻劑入口水溫一般在290℃,出口水溫330℃,

堆內(nèi)壓力15.5Mpa；二回路的水280℃、6-7Mpa。

8、壓水堆熱效率33%,單堆功率130萬kW,堆芯體積釋熱率

由50MW/m3到100MW/m3

9、沸水堆：冷卻劑自下而上流經(jīng)堆芯后大約有14%被變成蒸

汽，為了得到干燥的蒸汽，堆芯上方設置了汽-水分離器和干燥

器。沸水堆的控制棒由下方插入。

10、沸水堆特點：1、直接循環(huán)。2、工作壓力可以降低，堆芯

工作壓力由壓水堆的15Mpa左右下降到沸水堆的7Mpa左右，降

低到了壓水堆堆芯工作壓力的一半。3、堆芯出現(xiàn)空泡，堆芯處

在兩相流的狀態(tài)，在任何情況下慢化劑反應性空泡系數(shù)均為負

值，空泡的反應性負反饋是沸水堆固有特性，它可以使反應堆運

行更穩(wěn)定，自動展平徑向功率的分布，具有較好的控制調(diào)節(jié)性能。

11、沸水堆主要缺點：1、輻射防護和廢物處理較復雜。2、功率

密度比壓水堆?。ㄋ序v后慢化能力減弱）。

12、重水堆及輕水堆核電站的區(qū)別：1、中子經(jīng)濟性好，可以

采用天然鈾作為核燃料2、比輕水堆更節(jié)約天然鈾，不但能使用

天然鈾實現(xiàn)鏈式反應，而且比輕水堆節(jié)約天然鈾20%o3、可以

不停堆更換核燃料。4、重水堆的功率密度低。5、重水費用占基

建投資比重大。6、當發(fā)生失水事故時，輕水堆失水事故的后果

可能會比重水堆嚴重。

13、高溫氣冷堆：用氣體作為冷卻劑，主要優(yōu)點是不會發(fā)生相

變，但是氣體的密度低，導熱能力差，循環(huán)時消耗的功率大，為

了提高氣體的密度及導熱能力，也需要加壓。

14、快中子堆：快堆堆芯及一般的熱中子堆芯不同，它分為燃料

區(qū)和增殖再生區(qū)兩部分，燃料區(qū)由幾百個六角形燃料組件盒組

成，每個燃料盒的中部是混合物核燃料芯塊制成的燃料棒，兩端

是由非裂變物質天然（或貧化）二氧化鈾束棒組成的增殖再生區(qū)，

核燃料區(qū)的四周是由二氧化鈾棒束組成的增殖再生區(qū)。

15、在快堆中，增殖比可達1.2T.3,在重水堆和輕水堆中，相

應的值（稱之為轉化比）僅分別接近0.8-0.6.鈉冷快堆分為池

式和回路式。

16、核燃料組件及核反應堆本體結構、一回路系統(tǒng)及主要設備、

二回路系統(tǒng)及設備。

第四節(jié)反應性及反應性控制

1、裂變產(chǎn)物的產(chǎn)生及積累造成“中毒”和“結渣”效應。

2、溫度效應：由于堆內(nèi)溫度的變化，影響各種材料的密度和

截面，從而使K有效發(fā)生變化。

3、其它效應：如空泡效應、氣泡效應。

4、包毒：在幾百種裂變產(chǎn)物中，對反應堆鏈式反應最大的是

MXel35,它的半衰期短，隨運行工況的變化而變化較大，其熱

中子吸收截面=2.7X106巴，吸收中子最多，因此直接影響堆的

運行狀態(tài)，為了及其它裂變產(chǎn)物相區(qū)別，稱之為伍毒，反應堆中

Xel35的產(chǎn)生有兩種途徑：1、由U235裂變直接產(chǎn)生。2、由裂

變產(chǎn)物Tel35經(jīng)過兩次8裂變產(chǎn)生（因為Tel35到H35的半衰

期較短）。

5、Xel35的增長和消失最后將達到一個平衡值，即所謂的平衡

伍毒，平衡似毒的濃度及穩(wěn)定運行的中子注量率水平有關。功率

高，中子注量率水平也高，平衡氤毒的濃度越大。

6、碘坑：因為H35的衰變引起K有效減少而稱之為“碘坑”

7、由于碘坑中毒，反應堆停堆或降功率后，反應性繼續(xù)下降，

如果反應性的下降超過堆的后備反應性，反應堆就啟動不起來而

必須等待過了“碘坑”以后，待反應性開始回升到高于堆的后備

反應性時方能啟動。但這必須要等待相當長的時間（幾十小時），

為了爭取延長反應堆的有效工作時間，防止掉入碘坑，一般爭取

檢修工作搶在掉入碘坑幾小時之前進行。

8、結渣：除了吸收截面較大并半衰期短的Xel35（有時也將Sml49

也包括在內(nèi)）外，其他裂變產(chǎn)物的產(chǎn)生均稱之為“結渣”，都有

一定的毒性，對K有效有一定的影響。

9、當提升或降低反應堆功率的時候要引起堆內(nèi)溫度發(fā)生變化，

即使在正常穩(wěn)定運行時，也可能由于外界的擾動引起溫度的變

化，由于燃料的溫度升高會使燃料的中子共振吸收增加，即存在

“多仆勒效應”。

10、把吸收體引入堆芯有以下三種方式：控制棒、可燃毒物、可

溶毒物。

第五節(jié)堆內(nèi)的釋熱及傳熱

重點第八節(jié)一第十二節(jié)

第二章鈾（牡）礦及伴生放射性礦

（共提出23個重點，將在最后進行歸納）

要求：

熟悉鈾（牡）礦及伴生放射性礦環(huán)境輻射水平的監(jiān)測技術

掌握基本的降氫方法

掌握鈾（社）礦生產(chǎn)、退役的輻射防護標準

熟悉水冶廠的輻射防護和環(huán)境保護技術

1、鈾礦工集體受照劑量約占整個核燃料循環(huán)總集體劑量的

63.56%0

2、鈾礦工業(yè)對環(huán)境公眾的集體照射劑量約占整個核燃料循環(huán)對

公眾集體劑量的83.4%.

3、遵循輻射防護三原則：實踐正當性、防護最優(yōu)化、個人劑量

限值

4、鈾（社）礦及伴生放射性礦輻射防護和環(huán)境保護原則：（1）

鈾（社）礦及伴生放射性礦冶工業(yè)在新建、改建和擴建以及技術

改造工程項目中，其防護和勞動衛(wèi)生安全設施，以及三廢治理環(huán)

境保護設施必須及主體工程同時設計、同時施工、同時投產(chǎn)使用。

5、鈾礦的總風量約比有色和冶金系統(tǒng)礦山高5-8倍（水冶高6-10

倍）。

6、偏聚氯乙烯共聚乳液的防氫效率可達70%,密閉可用PVC單

面、雙面維化布和防水卷材組合材料，膨脹螺栓或射釘固緊，其

密閉阻風效果可達90%；防氫效果可達88%.

7、根據(jù)經(jīng)驗，一般礦巖析出率可達2-5Bq/n]2s,未穩(wěn)定的尾礦堆

氮析出率可比穩(wěn)定的尾礦堆約高30%,比土壤氮析出率高200倍。

8、鐳的測量方法：一般采用射氣法，在含鐳溶液中用氮氣將原

有的氫完全去除，將樣品密封一定時間，新積累的氨及母體鐳時

間有如下關系。

9、社的監(jiān)測：中子活化、分光光度法。

10、a表面污染的監(jiān)測：直接法、間接法（擦拭法、表面置樣

檢查法）

重點

氫及氫子體的監(jiān)測方法和礦工個人劑量的監(jiān)測方法

1、氫的測量方法有瞬時測量法（電離室-靜電計法、閃爍法、雙

濾膜法）、累積測量法

2、氫-222子體的監(jiān)測：氫子體活度濃度的瞬時測量，典型的測

量方法有季夫格勞法（通常稱為三點法）和改進的季夫格勞法（通

常稱為三段法），氫子體的a潛能濃度瞬時測量，可通過采樣

后一鎰a計數(shù)法測量。其典型的方法有庫茲涅茨法、羅爾法和

馬爾柯夫法。

氣球法：我國清華大學提出的測氫及子體方法，及雙濾膜方法類

似。

氫累計測量：常用的方法有：徑跡蝕刻法、活性碳盒法、熱釋光

法、靜電收集法、液閃法等。

3、鈾礦工個人劑量監(jiān)測：監(jiān)測方法：

（1）KF603A熱釋光氫子體ay個體劑量計（有源式）

（2）KF606礦工個人劑量計無源式

第六節(jié)基本的降氫方法

1、礦石氫射氣系數(shù)f隨礦石粒度的減小而增高，但當?shù)V石粒度

小到一定程度，或大到一定程度將趨近于某一定值。

2、礦石氫射氣系數(shù)f隨礦石含水率呈一個峰值形變化。

常規(guī)鈾礦井降氫方法

具體有：1、通風降氫根據(jù)氫及氫子體的總析出量和濃度設計通

風量；2、密閉氫源密閉廢舊巷道和采空區(qū)噴涂防氫保護層。3、

控制入風污染。4、排除礦坑水。5、正壓通風。6、分區(qū)通風。7、

清除堆積的鈾礦石。

鈾礦通風的要求：

1、必須建立完善的通風系統(tǒng)。

2、通風設計：包括風量計算、風壓分布、通風建（構）筑物設

計，滿足礦井防塵降氫要求。

3、選用科學合理的采礦工藝和防氫措施相匹配，滿足標準要求。

4、根據(jù)生產(chǎn)發(fā)展和實際情況，及時調(diào)整礦進通風系統(tǒng)和網(wǎng)絡。

5、控制礦井空氣中積壓項有害物濃度、特別是氫及氫子體濃度,

符合正常生產(chǎn)需要。

6、偏氯乙烯共聚乳液（無毒）防氫效率75.7-80%

7、有條件時，盡可能采用壓入式正壓通風，以減少控制和少氫

析出率。例如：當在負壓通風時礦井氮析出率為22.2Bq/m2s,

而在正壓時為18.5Bq/m2s,可以使氨析出率減少3.7Bq/m2s。負

壓及正壓差為1.3mmHg

環(huán)境輻射防護標準：

為了保護公眾安全和健康，必須制定相應的氫及氫子體控制限值

標準：

環(huán)境大氣氫濃度限值：37Bq/m3

居住室內(nèi)：氫濃度限值：200Bq/n?（可生存，400要采取措施

GB-18871）

控制環(huán)境氮的措施

1、其環(huán)境大氣濃度應滿足37Bq/m3及地表析出率控制限值

0.74/m2s以下的要求。

2、凡擬建造民用住宅和公共建筑物的建筑材料的必須滿足《建

筑材料放射衛(wèi)生防護標準》中鈾鐳含量不大于740Bq/kg

二、鈾礦山、選冶廠生要的和常用的劑量限值和導出濃度限值

標準：

1、鈾礦冶工作人員劑量限值

1、鈾礦冶工作人員劑量限值連續(xù)5年的平均有效劑量為

20mSv/a,其中某1年有效劑量可控制到50mSv/a.

2、鈾礦井下工作場所空氣中氫及氫子體濃度限值為：

氫：3.7Bq/m3

氨子體:6.4mJ/m3

粉塵：2mg/m3

鈾選冶廠

氫：1.lBq/m3

氫子體：1.6mJ/m3

處理后的廢石場：

0.74Bq/m2s

3、礦井總入風風流粉塵、氫及氫子體控制濃度

礦井總入風風流粉塵、氫及氫子體控制濃度應分別不大于

0.2mg/m3；0.lBq/m3；0.5mJ/m3

4、工作面入網(wǎng)風流的粉塵、氫及氫子體控制濃度

礦井總入風風流粉塵、氫及氫子體控制濃度應分別不大于

0.5mg/m3；lkBq/m3；3mJ/m3

第八節(jié)廢石場及尾礦庫的選址、運行以及關閉后的長期穩(wěn)定性

要求

1、按十字剪切強度計算，壩體安全系數(shù)降低到L05以下，往

往會造成垮壩事故的發(fā)生。

2、（1）退役（關閉）環(huán)境治理（處置目標）

（2）鈾礦冶退役（關閉）治理（處置）技術政策：1、封閉（堵）

2、覆土（回填）植被，對露天廢墟和塌陷坑，在條件具備時，

應盡可能采取廢石回填的方法，減少地表廢石量，以達到保護環(huán)

境的目的。3、清洗去污。

鈾礦冶設施退役（關閉）治理（處置）程序

主要有：前期準備、施工管理和竣工驗收、工程移交和長期監(jiān)護。

（1）前期準備：退役治理工程可研設計、環(huán)境影響評價、尾礦

庫安全分析以及相應的實驗研究。

（2）施工管理：

⑶竣工驗收：

我國鈾礦冶設施退役（關閉）治理（處置）的主要研究工作及成

果

選冶廠的防塵措施

濕式作業(yè)：鈾礦物料一般加濕到7%-12%較為適宜。

鈾選冶車間全面換氣：由于空氣中含有較高活性的鈾微塵和長壽

命的a氣溶膠，因此車間內(nèi)仍必須滿足6T0次的換氣次數(shù)要求。

工作結束后應在衛(wèi)生通過間進行沐浴去污處理。一般淋浴后體表

放射性污染的去污率可達90%以上，污染的工作服應在專門的洗

衣房進行洗滌去污，其去污率可達70%以上。

B輻射：B射線及Y射線不同，它的強度及放射性物質的總量

沒有絕對關系，只及暴露面積有關，在黃餅生產(chǎn)崗位B粒子通

量可達80B/cm2s,煙燒和結晶工段可達100B/cm2s,在無屏蔽

個別情況下，如在檢修各種罐體內(nèi)部時，B粒子通量可高達

4800B/cm2s.

在各種槽、塔、罐內(nèi)部檢修時，應注意B防護問題，尤其應戴

防護眼鏡，防止B射線對眼晶體的損傷。

Y防護措施：＞1%品位時必須采用Y防護。

鈾選廠廢氣的治理：

（1）建廠時應按防護規(guī)定要求合理選擇廠址。（2）廠房內(nèi)工藝

設備應采取有效的密閉和通風凈化措施，最大限度減少有毒、有

害物質的外排量。（3）集中排放廢氣的煙囪必須按大氣擴散規(guī)

律，設計安全可靠的排放高度，防止在最不利的條件下，居民生

活區(qū)地面有害物濃度滿足國家標準要求。規(guī)程要高于最高屋脊

3mo（4）加強對密閉通風設備運行的安全檢查，保持密閉通風

設備處于良好的運行狀態(tài)，嚴格控制有害物的外排量。（5）加

強對環(huán)境大氣的監(jiān)測，控制和保證環(huán)境大氣不受污染。

鈾水冶廢水對環(huán)境的影響：水中鈾對環(huán)境污染約為本底值5-10

倍，最大為150倍，污染范圍為幾百米到幾千米，水中鐳污染為

本底值「5位，最大為24倍，污染范圍為幾十米到幾百米，土

中鈾約為本底的「3倍，最大為726倍，在灌溉范圍內(nèi)；土中總

a為本底的『7倍，最大為10倍。

鈾水冶廠尾礦對環(huán)境的影響及治理措施

尾礦治理措施：鈾水冶廠必須用石灰石乳中和，中和后的尾礦漿

要集中儲存在具有足夠容積的尾礦庫中長期存放。

尾礦庫要作到防滲漏，有必要的匯洪設施，檢查井，回水泵房。

確保尾礦庫安全，對尾礦庫的滲漏情況和尾礦壩的安全穩(wěn)定性進

行長期觀測和監(jiān)護。

原地浸出工藝過程

原地浸出采鈾是將溶浸液通過鉆孔工程，從天然埋藏條件下的礦

石中把鈾金屬溶解出來，而不必使礦石經(jīng)過開采位移,集采、選、

冶及一體的新型鈾礦開采方法，簡稱原地浸出采鈾。

不足：要加強對地下水的恢復。

堆浸廢水處理方法：

1、廢水采用石灰中和法去除水中鈾等雜質（沉淀）。

2、廢水除鐳的方法：二氧化鎰吸附法、高鎰酸鉀活化鋸未吸附

法、重晶石吸附法、硫化銀共沉淀法。

3、污渣循環(huán)法可以通過沉淀，除去鈾、鐳、重金屬元素、珅等

有害物質。

嚴格控制地下水污染的措施

嚴格控制抽、注平衡，抽應略大于注1%左右。

地浸工藝過程對地下水的復原技術措施

1、地下水清除法。2、反滲透法。3、自然凈化法。4、還源沉淀

法。

我國-《鈾礦地、堆浸環(huán)境保護規(guī)定》

尾礦庫關閉后的環(huán)境整治及長期穩(wěn)定技術：1、物理穩(wěn)定法。2、

化學穩(wěn)定法。3、植被穩(wěn)定法。4、綜合穩(wěn)定法。

本章重點（老師課后20點）

1、鈾礦冶是什么性質的作業(yè)。開放性的，不是密閉性的。

2、尾礦鈾的含量是原礦的多少：98%.

3、鈾選冶廠（水冶）尾礦廢渣的產(chǎn)生率：l.ZXIO't廢渣/t鈾

4、鈾礦工個人劑量的貢獻占總的：63.56%

5、礦山風機停風，氫濃度多長時間恢復到?jīng)]有通風時的水平：

3-5min

6、鈾礦山的通風備用系數(shù)：20%

7、鈾廢石尾礦庫氫表面析出率是多少：0.74Bq/m2s

8、尾礦庫的安全系數(shù)：1.05

9、尾礦庫安全超高：水面高50m,壩高再高5T0m

10、尾礦庫的災害在世界重大災害中排名：第18位。

11、氫的半衰期：3.825天

12、尾礦庫防洪設計年限：一級1000年洪水最大來設計，用有

史以來最大的來校對；二級尾礦庫用百年洪水來設計，用1000

年一遇來校對。

13、放射性預選：選礦的選出率：15%-20%,把廢石選出。

14、礦井中的氫的濃度標準：3.7kBq/m3,氫子體6.4uJ/m3

15、對職業(yè)照射，對公眾貢獻最大的是：氫和氫子體。

16、人洗澡后的去污效率：一般淋浴后體表放射性污染的去污率

可達90%以上，污染的工作服應在專門的洗衣房進行洗滌去污，

其去污率可達70%以上。

17、氫的測量方法：

氫及氫子體的監(jiān)測方法和礦工個人劑量的監(jiān)測方法

1、氫的測量方法有瞬時測量法（電離室-靜電計法、閃爍法、

雙濾膜法）、累積測量法

2、鈾礦工個人劑量監(jiān)測：監(jiān)測方法：

（1）KF603A熱釋光氫子體ay個體劑量計（有源式）

（2）KF606礦工個人劑量計無源式

18、廢水處理方法：

1、廢水采用石灰中和法去除水中鈾等雜質（沉淀）

2、廢水除鐳的方法：二氧化鎰吸附法、高鎰酸鉀活化鋸未吸附

法、重晶石吸附法、硫化銀共沉淀法

3、污渣循環(huán)法可以通過沉淀，除去鈾、鐳、重金屬元素、珅等

有害物質。

29、尾礦庫的治理方法：1、物理穩(wěn)定法。2、化學穩(wěn)定法。3、

植被穩(wěn)定法。4、綜合穩(wěn)定法。

20、氫的射氣、析出系數(shù)：及粒度成反比、及品位成正比、及含

水率成反比。

第三章核燃料加工、處理及放射性物質運輸

由鈾氧化物制備成UF4,再轉化成UF6（第一節(jié)）?三相點：

151.7KPa,64.1℃?水解:生成UF2O2（氟化鈾銃）和HF

化工轉化-制備可燒結UO2粉末

目前用于制備可燒結UO2粉末的化工轉化工藝流程主要有：重鈾

酸俊（ADU）工藝流程、三碳酸鈾酰鏤（AUC）工藝流程、流化床

法（FBP）工藝流程、火焰反應法（FRP）工藝流程和一體化干法

（IDR）工藝流程。

前兩種稱為濕法工藝流程，后一種稱為干法工藝流程。我國目前

采用兩種化工轉化工藝：ADU和IDR工藝。

3.2核臨界安全的基本原則及措施（補遺）

基本原則

安全第一原則，在確保核臨界安全前提下實現(xiàn)經(jīng)濟性能好，生產(chǎn)

效率高；

雙重偶然原則，即工藝過程中應至少有兩個不大可能發(fā)生的，

獨立的條件一并或獨立發(fā)生變化時,才可能導致臨界事故；盡量

實現(xiàn)固有安全,如采用幾何控制和中子毒物控制,盡量減少臨界

控制對行政管理的依賴程度；既要采取工程技術措施,又要依靠

嚴格的科學管理；臨界控制所依據(jù)的次臨界限值,必須建立在實

驗數(shù)據(jù)或經(jīng)確認可靠有效的計算方法所得計算數(shù)據(jù)的基礎之上

第四章看范深根的課件，寫的很詳細

例：在離6℃。放射源某一點測得的照射量率為300mR/h,若使這

一點的照射量率降到3mR/h,所需鉛的屏蔽厚度是多少？如果用

混凝