注册核安全工程师——笔记.doc

7月3日第一章 核物理三、辐射探测的原理和主要的辐射探测器辐射探测器的定义：利用辐射在气体、液体或固体中引起的电离、激发效应或其他物理、化学变化进行核辐射探测的器件称为辐射探测器。辐射探测的基本过程：1、辐射粒子射入深测器的灵敏体积。2、入射粒子通过电离、激发或核反应等过程而在探测器中沉积能量。3、探测器通过各种机制将沉积能量转换为某种形式的输出信号。类型：气体探测器、闪烁探测器、半导体探测器入射带电粒子通过气体时在通过的径迹上生成大量的自由电子和离子组成的离子对和激发分子。入射粒子直接产生的离子对称为初电离。初电离产生的高速电子（称电子）足以使气体产生的电离称为次电离。总和称为总电离。带电粒子在气体中产生一离子对所需的平均能量W称为电离能。对不同的气体W大约在30eV上下。半导体探测器：电离能3eV气体探测器：电离能30eV闪烁探测器：电离能300eV第四节 原子核反应核反应分类：(1)按出射粒子分类：1)对出射粒子和入射粒子相同的核反应称为散射，又可以分为弹性散射与非弹性散射。2)对出射粒子和入射粒子相同的核反应，当出射粒子为射线时称为辐射俘获。(2)按入射粒子分类：1）中子核反应：最重要的是热中子辐射俘获(n,)，很多人工放射性核素通过此反应制备，如60Co2）荷电粒子核反应。3）光核反应。二、核反应及其阈能反应能Q=（Bb+BB）-(Ba+BA)核反应阈能Tth：对吸能反应而言，能发生核反应的最小入射粒子动能T称为核反应阈能Tth。阈能Tth与反应能Q的关系：Tth=(m+mA)/mA*|Q|三、核反应截面和产额1、核反应截面：一个入射粒子入射到单位面积内只含有一个靶核的靶子上所发生反应的概率。其量纲为面积，常用单位为“靶恩”b=10-28m22、已知截面即可求核反应的产额，入射粒子在靶体引起的核反应数与入射粒子数之比第五节 核裂变及核能的利用裂变中子包含瞬发中子和缓发中子两部分，缓发中子约占总数的1%，瞬发中子的能谱N（E）和每次裂变放出的平均中子数V，是重要的物理量。第一节 辐射源种类一、天然辐射源宇宙射线、宇生放射性核素(3H、14C、7Be、22Na等贡献较大)、原生放射性核素(1、有衰变系列-铀系238U、232Th 2、无衰变系列-40K、87Rb)二、人工辐射源（包括核试验落下灰等）1、核设施：反应堆辐射源235U，重核分裂成两个中等质量的原子核并释放出200MeV的能量反应堆正常的辐射源有辐射源和中子源辐射源 瞬发裂变射线（在屏蔽计算中往往以平均能量2.5MeV考虑）、裂变产物放出的缓发射线(235U每次裂变大约有6.65MeV的能量在衰变1s后由裂变产物放出，射线能量大部分在2Me5V以下，平均是0.7MeV)、其他射线（辐射俘获(6-MeV在屏蔽计算中要考虑)、非弹性散射）。中子源裂变中子（瞬发）（平地均2MeV）、缓发中子(能量较低)在使用反应堆辐射源时，应该把射线的效应和各种中子的效应都加以考虑。后处理主要内容有：（1）除掉反应堆运行中逐渐积累，在运行中起毒化作用（使中子损失增大）的裂变产物（2）回收未燃烧的燃料（3）回收生成的可裂变物质（如钚）核技术的应用：A、放射源：主要用于烟雾报警器、静电消除器和放射性避雷器等的离子发生器。210Po，238Pu,239Pu,241Am,235U,238U。B、放射源：屏蔽射线应选用低原子序数的材料（如塑料、有机玻璃、铝板等）以减少韧致辐射、外面再用高原子序数的材料屏蔽韧致辐射和其他光子。C、低能光子源：利用发射低能射线和X射线的放射性核素，或利用辐射体与靶物质产生的韧致辐射制成的源。主要用于厚度计、密度计、X射线荧光分析仪。 55F、57Co、125I、238Pu、241Am、244CmD、放射源：主要防止外照射。 活度小于50MBq(大约=1.5mCi)的源，一般可利用时间防护和距离防护。E、中子源：中子的贯穿能力很强，使用中子源时应着重外照射的防护，一般用石蜡、聚乙烯等含氢材料较多的物质，将快中子慢化，然后用吸收截面大的物质（如锂、硼等）吸收慢中子。同时在屏蔽中子的同时还要注意对射线的屏蔽。所以对中子源的屏蔽要进行混合屏蔽。非密封源（A）工作场所分级在防护条件相同的条件下，操作的放射性活度（操作量）越大，可能造成工作场所和环境污染的程度越严重。将非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量的大小分为甲、乙、丙三个等级。级别日等效最大操作量（Bq)甲4*e9乙2*e7-4*e9丙豁免活度值以上-2*e7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）与该核素毒性线别修正因子的积除以与操作方式有关的修正因子所得的商。射线装置：X射线机、加速器、中子发生器以及含放射源的装置第二节 反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识放射性同位素活度C=mPNA/A(1-e-t)-生成放射性同位素的反应截面 -靶子辐照处的中子注量率 m-靶元素的重量 P-稳定同位素的丰度第四节 放射性同位素应用中的辐射安全问题1、对接受了131I治疗的患者，其体内的放射性活度降低至低于400MBq之前不得出院。2、使放射源做敷贴器，容器内壁应为塑料或有机玻璃等轻质材料，用以屏蔽粒子，外壁用铅或铸铁屏蔽韧致辐射。由于敷贴器容易接触人体，应特别注意检查源是否泄露。3、镭最早在医疗中广泛使用的放射性核素，但镭的毒性大，属于极毒组，其衰变产物氡是放射性气体，易泄露，应以其他（60Co、137Cs、192Ir）来代替。4、中子发生器产生快中子，屏蔽快中子的原理是将高能中子慢化到热能或接近热能，然后再被俘获吸收。通常先用重物质（如铁、铅等）通过非弹性散射将快中子慢化到低能中子，再用含氢材料（如聚乙烯、石蜡等）通过弹性散射将中子进一步慢化到热中子，最后用吸收截面很高的材料（如硼、镉）吸收热中子。另外，由于热中子具有价廉、坚固因此在结构屏蔽中广泛应用。核燃料循环设施：铀钍矿及伴生放射性矿的开采和加工：地下开采都必须具备有六大系统：通风系统、提升运输系统、供排水系统、安全供电系统、通迅系统，此外，还有辐射防护体系和应急救险保障体系。独居石及钍矿砂主要用露天采矿法开采，但也有少数钍矿石在井下开采。铀钍矿的采矿工艺流程为：辐射取样编录-测量-采矿设计-凿岩爆破-矿石检查-放射性分选-运输出渣和三废处理。铀矿加工采用湿法冶金（即用酸法或碱法）从矿石中提取铀。铀尾矿库的抗御洪水的级别比有色及冶金行业的高一个等级，最少要按百年一遇的洪水设计、千年一遇的洪水校核分离功：一种仅用于浓缩铀的度量单位，把一定的铀富集到一定的铀-235丰度所需投入的工作量叫分离功（SWU）。生产1t丰度为3%的浓缩铀约4.3tswu以及5.5t天然铀。浓缩过程中剩下4.5t贫化铀。其铀-235丰度下降到0.2%左右，一般无工业应用价值。5种核反应堆的基本特征：堆型中子谱慢化剂冷却剂燃料形态燃料富集度压水堆热中子H2OH2OUO23%左右沸水堆热中子H2OH2OUO23%左右重水堆热中子D2OD2OUO2天然铀或稍加浓铀高温气冷堆热中子石墨氦气（Th,U）O2或UC7%-20%或90%钠冷快堆快中子无液态钠（U,Pu）O215%-20%包括压力容器、蒸气发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。快中子堆：简称快堆。是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1MeV以上的快中子引起的反应堆。快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。第三章 辐射防护1、 熟悉辐射对人体的效应（确定性效应、随机性效应、遗传性效应等）2、 熟悉常用辐射量、单位及其计算方法（照射量、吸收剂量/率、剂量当量/率等）3、 掌握放射性物质的防护监测（个人和工作场所）4、 熟悉实践干预的基本概念。5、 熟悉辐射防护的目的和安全目标。6、 掌握辐射防护的基本原则（正当性、限值、优化）及其实施。7、 熟悉控制辐射危险的基本方法（包括内照射和外照射）。8、 掌握辐射源安全和保安的要求和措施。9、 掌握辐射防护的标准和限值。10、熟悉应急准备的要求。1、 天然辐射源按其起因分为三类：宇宙辐射、宇生核素、原生核素2、 天然辐射源所引起的全球居民的年集体有效剂量的近似值为107人SV3、 照射可以分为正常照射或潜在昭射；也可以分为职业照射、医疗照射和公众照射；在干预情况下，还可以分为应急照射或持续照射。4、 根据辐射效应的发生与剂量之间的关系，可以把辐射对人体的危害分为随机效应和确定性效应两类。5、 在辐射防护中把随即性效应与剂量的关系简化地假设为“线性”、“无阈”6、 从慎重的观点出发，一般认为在已有的人体细胞中，基因的自然性的突变基本上是有害的。7、 使自然突变几率增加一倍的剂量叫突变倍加剂量，大约为（0.1-1）Gy，代表值为0.7Gy8、 辐射剂量与辐射防护中常用量及其单位。9、 比释动能K，10、外照防护的基本原理：减少或避免射线从外部对人体的照射。11、时间防护、距离防护、屏蔽防护。外照射防护三要素。12、照射量X是个历史悠久，变化较大的一个辐射量。X=dQ/dm，单位：C/kg，过去照射量的单位是伦琴，符号为R。1R=2.58*10-4现有的技术条件下，能被精确测量照射量的光子的能量限于10kev-3MeV范围以内。在辐射防护中上限可扩大到8MwV。13、比释动能K=dtr/dm。dtr是不带电粒子在质量为dm的物质中释放出的全部带电粒子的初始动能总和的平均值，它既包括这些带电粒子在韧致辐射过程中辐射出来的能量，也包括在该体积元内发生的次级过程所产生的任何带电粒子的能量。单位是J/kg，专门名称是Gray，1Gy=1j/kg14、吸收剂量D：单位质量受照物质中所吸收的平均辐射能量。D=d/dmd是电离辐射授予质量为dm物质的平均能量历史上曾用过拉德rad作为比释动能和吸收剂量的专用单位。1rad=0.01Gy15、当量剂量：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照射对人体造成的生物效应的严重程度或发生几率的大小，辐射防护中用了当量剂量这个词。Ht=Wr*Dt,r Wr是辐射权重因子 Dt,r是辐射R在器官或组织T内产生的平均吸收量。16、有效剂量E=Wt*Ht Ht是器官或组织T的当量剂量 Wt是器官或组织T的组织权重因子 Wt=T器官组织或接受1Sv照射时危险度/全身接受1Sv均匀照射时总危险度17、待积当量剂量：某一特定器官或组织接受当量剂量率在时间t内的积分。18、待积有效剂量：待积当量剂量经Wt加权处理后的总和。19、集体当量剂量与集体有效剂量20、实践：它是指任何引入新的照射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现在照射源的照射途径网络，从而使人们受到的照射或受到照射可能性或受到照射的人数增加的人类活动。21、干预：22、导出空气浓度：假定参考人员工作时每分钟空气吸入量为0.02m3/min，辐射工作人员1年工作50w，每周工作40h，因此1a总计工作2000h，在此时间内工作人员吸入的空气量为2.4*103m3，于是导出空气浓度DAC=放射性核素的年摄入量限值。23、具体监测有四个领域：个人剂量监测、工作场所监测、流出物监测、环境监测。辐射防护监测可分为常规监测、操作监测、特殊监测。24、ICRU（国际辐射单位与测量委员会）：建议用一个密度为1g/cm3、直径为30cm的组织有效球作为人体躯干的模型。25、工作场所空气的污染通常是采样测量法进行监测。常用的方法有过滤法、冲击法、向心分离法等。26、用于工作场所的监测仪器从测量方法上大体可分为三种：瞬时剂量率测量仪器、累计剂量测量仪器、谱仪。用于瞬时剂量率测量的仪器有电离室、GM计数管、闪烁剂量率仪等。1、应急管理的方针是“常备不懈，积极兼容，统一指挥，大力协同，保护公众，保护环境”。第四章 流出物和环境放射性监测1、本底调查：对指定范围内的放射性背景值进行测量分析以及基于评价目的而对其他相关资料进行收集的活动。2、环境放射性本底调查按目的分为两类：1）大范围的环境放射性本底普查（获取平均值）2）针对特定核与辐射设施周边地区开展的调查。（为其管理服务）3、核电厂首次装料前2年以上的本底调查。4、对于核设施：本底调查范围一般以设施为中心，半径几十公里范围内。(取决于规模和周边条件，大小不一)。5、原生放射性核素主要有：232Th、238U、235U系。7、流出物：特指实践中源所造成的以气体、气溶胶、粉尘或液体等形态排入环境的，通常情况下，可在环境中得到稀释和弥散的放射性物质。这种排放必须是经过批准的。由于流出物是一种放射性废物的形式。同时又是放射性废物的一种处置方式。因此，对于流出物的管理和控制既要遵循放射性废物管理的基本原则，又要执行放射性废物处置的相关要求。8、各种人工辐射源所致公众年有效剂量为1mSv。在辐射防护领域称为约束剂量（0.3mSv），是一个与源相关的量，对于一个特定的辐射源，用来控制流出物排放的剂量不能大于这种约束剂量。9、关键人群：具备以下几个条件1）受到辐射照射最大2）饮食及生活习性相近3）人数从几个到几十人。流出物排放的首要原则是使关键人群组1a所接受的辐射照射剂量不超过审管部门批准的约束剂量，亦即使公众得到充分保护。年排放量限值：次级标准。年有效剂量：基本标准。推导出一组排放量限值，保证在各种不利因素下，满足这组排放限值就一定可以保证前述论述的约束剂量不会超过的前提下，这组年排放量数据就可以作为流出物排放控制的次级标准。最优化是辐射防护体系的重要组成部分。它的基本含义是：首先要满足剂量标准，遵守年排放量限值，执行总量控制要求使公众得到保护，但这还不够，应努力使排放量减少。流出物排放原则：剂量控制充分保护公众安全、年排放量实行总量控制、实行最优化政策。对于核与辐射设施流出物排放除应遵守上面三个原则之外，还应遵循可核查性原则。可核查性包括对流出物经液、气途径排放时有监测数据，有详细记录；审管部门可监控及验证排放情况；对已往的排放资料，可以追溯复查。核与辐射设施流出物排放的管理要求包括申报批准，拥有足够能力的净化及处理设施或设备；有专设的流同物排放渠道；对排放进行监测；不满足要求需返回处理设备；对液体流出物实行槽式排放；实践中总结经验不断提高控制水平，逐步减少排放量。申报与批准：对于核与辐射设施的流出物排放都需经过审管部门批准，对于像核电站这类大型核设施，需要在首次装料前向国家环保总局提出申请年排放量限值。原则上讲，申报的数值不能大于历次环境影响报告书中给出的排放源项。审管部门经技术审评认为满足相关要求后发文正式批准。流出物的监测：1）估算年排放总量2）检验“三废”治理设施的运行效能3）及时发现偶然误排4）在万一发生事故时判断事故排放量5) 对放射性液体流出物实行槽式排放6）为设施运行时环境影响评价提供辐射源项7）改善公共关系8）在排放前贮存在贮存容器中9）贮存容器的容量足够大并应有备10）用容器11）在排放前对容器中的放射性进行取样分析，12）分析合格经批准后主可排放13）在排放中，对液体排放量有计量设备16）万一监测不合格，应可返回净化系统进行净化处理。第五章 核与辐射安全的概念“安全文化”是在总结前苏联切尔诺贝利严重事故中人为因素的基础上为确保核电厂安全生产而提出的一种系统且完整的管理概念，后经国际原子能机构（IAEA）的不断完善和提高，在整个核领域中作为一项基本管理原则。1、安全文化的定义：安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要得到应有的重视。2、安全文化原则：价值观、标准、道德和可接受行为的规范的统一体，提出这些方面的目的是在立法要求和监管要求之外保持一个增增强安全的自我约束的方法。3、安全文化特性：1）安全第一的思想2）主动精神3）有形导出4、核安全文化的作用：人的失误和人的违章统称为“人因错误”，核电站50%以上的安全重大事故的主要原因是人因错误。5、安全文化的组成：1）体制 2）个人的响应 （一方面的减少或防止人为的错误，另一方面充分发挥人的积极影响）6、各阶层的职责和作用： 决策层：“关键在于领导”，并要当众宣布其承诺来表明本单位在社会责任方面的立场和在安全方面的坦诚意愿，确保核安全是营运单位董事会议上的重要议题。 管理导：明确责任分工、负责安全工作的安排和管理、对人员资格审查和安排培训、掌握奖励和惩罚以及监察、审查和对比安全管理体系的工作状态，并做出承诺以自己的行动 和要求促进职工们的安全素养，确保职工们能按确定的框框办事并从中获益。个人的响应：善于探索的工作态度、严谨的工作方法、互相交流的工作习惯。四、行业文化INSAG-4附录中提出了“安全文化指标”，分别对政府及其部门、营运单位、研究单位、设计单位的不同层次的人员详细地提出了应当做出的承诺和应当达到的要标营运单位对安全负责具体分为 公司 和 核电站 两个层次第三节核安全文化的发展阶段及弱化识别1、核安全文化的发展阶段：从开始的被动接受、单位的自身要求加以达到、再到人人主动加以完善2、识别安全文化弱化征兆的方法：1）组织问题：a解决问题不恰当 b观念狭隘 c开放性差2）管理问题：a纠正行为不力 b难题的解决模式不佳 c程序的不完善 d分析和改正问题的质量差 e独立安全审评的不足或失效f真实性不符 g违章h反复申请不执行管理要求3）雇员问题过长的工作时间、未受过适当培训的人数比例偏高、在使用适合的有资格的和有经验的人员方面出现失误、对工作的理解差、对承包人的管理差4）技术问题例如：技术方面的记录和存档材料贫乏或缺乏管理，设备维修不及时，对安全事件的收集、监督和处理不当，自我检查和自我评价体制不健全等等。第四节安全文化的评价方法1、安全文化的评价有三种方式：单位自我评价、IAEA安全文化评价组评价、二者结合的评价不管哪种方式的评价都按 照IAEA的ASCOT导则的规定内容进行，称为ASCOT评价方法按照ASCOT评价方法，安全文化评价组对安全文化的评价是从最初的全厂巡视和文件检查的安排开始的1、全厂巡视：出入控制（效率和有效性）、工厂的一般状况（泄露、照明、标牌）、厂房管理（垃圾及储存区域、清洁程度）、防护设备的使用（戴安全帽、剂量胶片盒、警告标志）、控制室工作人员（警惕性、工作态度）、规章和手册的可用性（控制室和核电厂范围）文件检查：电厂日志与相关文件、运行与维修记录、未解决的电厂缺陷与文件修改数量、对重大安全相关活动的培训计划、公司一级的安全政策有效性、安全政策与安全文化概念的一致性、电厂关于规程和遵守规程的政策、明确重要安全责任的文件、组织机构图、公司一级安全审查机构的设立和其活动的记录与电厂管理层参与的情况2、个别访谈：安排与工作人员的个别交谈和进行讨论，也可以采用调查问卷的形式，集中在对集体和个人的态度及与安全文化相关的问题上。 安全文化评价组对所有方面进行评价。通过个别访谈过就能得出安全文化的主要评价和基本结论。3、IAEA安全文化评价组提供的咨询和支援服务可有四种方式：标准的ASCOT研讨会、扩大的ASCOT研讨会、对自我评价的支援和ASCOT审评。第五节培育安全文化的良好实践安全文化的特殊性实践安全文化的理念可以在下述活动中得到充分的应用：1、预测风险分析。2、将错误作为学习的机会。3、事件的深入分析。4、加强学习能力。5、适合安全文化的监管途径与内容。6、提高雇员对安全文化的贡献。7、承包商的积极参加。8、加强安全问题与公众的联系。9、自身评价。10、综合安全评价。11、制定安全绩效指标。培育安全文化的步骤：1）要制定安全文化导则文件。2）要使经理们了解到，为了达到良好的安全目标，员工的行为、态度和理想是十分重要的。3）要保持不断地向其他组织（国内外）学习的可能性。简单看完了第三册，下面开始第四册的学习第四册专业实务第一章 核反应堆 （王秀清）掌握核动力厂和其他反应堆设计/运行的基本要求掌握核动力厂和其他反应堆运行的安全管理（核动力厂首次装载核燃料的必要条件；对核动力厂营运单位的组织机构，运行管理者和运行人员的基本要求；对运行规程的管理要求；核事件分级及事件报告制度；对流出物和固体放射性废物管理的监督；核电厂换料、修改和事故停堆管理；定期安全审查；退役）1、中子慢化主要依靠弹性散射。2、俘获反应，中子被原子核吸收并放出伽玛射线。自然界中蕴藏丰富的钍元素转化为燃料铀233的过程。3、裂变反应：核裂变是堆内最重要的核反应。铀-233、铀235和钚239和钚241易裂变燃料，而钍232、铀238只有在中子能量高于某一值时才能发生裂变，通常称之为转换材料。4、微观截面：I=NIX 是比例系数，称为“微观截面”5、靶：1靶=10-24cm2 下标： s散射e弹性散射in非弹性散射f裂变俘获r非裂变俘获a吸收t总的作用截面6、宏观截面：它是中子与单位体积中所有原子核发生相互作用的概率的一种度量。单位1/cm。 举例说，某种材料的宏观吸收截面=N，核密度N单位是1/cm；N=(/A)N0某种材料的宏观截面a=0.25/cm，那么中子在其中穿过1cm，被该材料的原子核吸收的机会是0.25.7、中子注量率：（又称中子通量密度或中子通量）=nV 其中n是中子密度 ，即单位体积中的中子数目，V是中子飞行的速度8、核反应率密度：R=用途：如知道了堆芯中核燃料的浓度和分布就可以算出堆芯的宏观裂变截面f；如果还知道了堆芯的中子注量率,就可计算出每秒钟在每立方厘米堆芯体积内发生多少次裂变瓜，进而可以算出堆芯的发热强度。可以使我们从宏观上了解核反应的强度。9、截面随中子能量变化的规律：核截面的数值决定于入射中子的能量和靶核的性质，瓜反应截面随入射中子能量E变化的特性可以发现大体上存在三个区域，首先要是低能区E1，中能区1E104EV10、中子的慢化：低能中子引发燃料核裂变的“能力”大高于高能中子。然而，核裂变放出的都是高能中子，其平均能量达到2MeV，最大能量可达10MeV，要建造低能中子引发裂变的反应堆，就要让中子的能量降下来。11、慢化剂的优劣：慢化能力、慢化比。12、慢化能力：宏观散射截面与每次散射碰撞后中子损失能量的乘积。13、慢化比：散射截面与吸收截面之比。14、好的慢化剂不仅应该具有较大的慢化能力还应具有大的慢化比。水慢化能力强，堆芯小，慢化比较小，要用浓缩铀做燃料。15、逃脱共振吸收几率：裂变放出的高能中子（快中子）在慢化到低能的过程中，必然会经过中能阶段，中子慢化到这一能区时必然有一部分要被铀238核共振吸收，其余的中子继续慢化。在慢化过程中逃脱共振吸取的份额就称为逃脱共振吸收几率。16、热中子：逃脱共振吸收的热中子通过散射反应继续慢化，当速度降到一定程度与周围达到热平衡，慢化过程就结束了。与介质原子核处于热平衡状态的中子为热中子。在20摄氏度时热中子最可几速度是2200m/s，相应的能量是0.0253eV。17、假设将能量为2MeV的中子慢化到1eV，那么中子必须与水中的氢原子核平均碰撞18次。对于水慢化时间 6*10-6s，裂变中子慢化为热中子后，还会继续在介质中扩散，直至被吸收，热中子从产生到被吸收之前所经历的平均时间称为扩散时间。热中子的扩散时间一般在10-410-6s。18、快中子的慢化时间和热中子的扩散时间越长，则中子在介质中慢化和扩散时越容易泄露出去。1、 K=（系统内中子的产生率）/（系统内中子的消失率）系统内中子的消失率=系统内中子的吸收率+系统内中子的泄露率。2、 1MWd每天消耗的铀-235是1.23g。3、 转化比：CR=（易裂变核的平均生成率）/（易裂变核的平均消耗率）4、 堆内中子注量率分布与展平：方法：1）堆芯径向分区装载2）合理布置控制棒3）如果在中子注量率较高的堆芯中央区域的燃料元件表面涂以相应富集度的可燃毒物。5、 控制棒分为三类：停堆棒、调节棒、补偿棒。6、 核反应堆的主要类型：按照功能分类：研究试验堆、生产堆、动力堆。按照中子能谱分类：快中子堆、中能中子堆、热中子堆。快中子堆中裂变是由平均能量约为0.25MeV的高能中子引起的。按照冷却剂分类、按照核燃料分类（天然铀燃料堆、稍加浓燃料堆、加浓铀燃料堆）在以发电为目的的核能动力领域：压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、重水堆（PHWR）、高温气冷堆（HTGR）、快中子堆（LMFBR）7、 压水堆：冷却剂入口水温一般在290，出口水温330，堆内压力15.5Mpa；二回路的水280、6-7Mpa。8、 压水堆热效率33%，单堆功率130万kW，堆芯体积释热率由50MW/m3到100MW/m39、 沸水堆：冷却剂自下而上流经堆芯后大约有14%被变成蒸汽，为了得到干燥的蒸汽，堆芯上方设置了汽-水分离器和干燥器。沸水堆的控制棒由下方插入。10、沸水堆特点：1、直接循环。2、工作压力可以降低，堆芯工作压力由压水堆的15Mpa左右下降到沸水堆的7Mpa左右，降低到了压水堆堆芯工作压力的一半。3、堆芯出现空泡，堆芯处在两相流的状态，在任何情况下慢化剂反应性空泡系数均为负值，空泡的反应性负反馈是沸水堆固有特性，它可以使反应堆运行更稳定，自动展平径向功率的分布，具有较好的控制调节性能。11、沸水堆主要缺点：1、辐射防护和废物处理较复杂。2、功率密度比压水堆小（水沸腾后慢化能力减弱）。12、重水堆与轻水堆核电站的区别：1、中子经济性好，可以采用天然铀作为核燃料2、比轻水堆更节约天然铀，不但能使用天然铀实现链式反应，而且比轻水堆节约天然铀20%。3、可以不停堆更换核燃料。4、重水堆的功率密度低。5、重水费用占基建投资比重大。6、当发生失水事故时，轻水堆失水事故的后果可能会比重水堆严重。13、高温气冷堆：用气体作为冷却剂，主要优点是不会发生相变，但是气体的密度低，导热能力差，循环时消耗的功率大，为了提高气体的密度及导热能力，也需要加压。14、快中子堆：快堆堆芯与一般的热中子堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分，燃料区由几百个六角形燃料组件盒组成，每个燃料盒的中部是混合物核燃料芯块制成的燃料棒，两端是由非裂变物质天然（或贫化）二氧化铀束棒组成的增殖再生区，核燃料区的四周是由二氧化铀棒束组成的增殖再生区。15、在快堆中，增殖比可达1.2-1.3，在重水堆和轻水堆中，相应的值（称之为转化比）仅分别接近0.8-0.6.钠冷快堆分为池式和回路式。16、核燃料组件与核反应堆本体结构、一回路系统及主要设备、二回路系统及设备。第四节 反应性与反应性控制1、 裂变产物的产生与积累造成“中毒”和“结渣”效应。2、 温度效应：由于堆内温度的变化，影响各种材料的密度和截面，从而使K有效发生变化。3、 其它效应：如空泡效应、气泡效应。4、 氙毒：在几百种裂变产物中，对反应堆链式反应最大的是氙Xe135，它的半衰期短，随运行工况的变化而变化较大，其热中子吸收截面=2.7106巴，吸收中子最多，因此直接影响堆的运行状态，为了与其它裂变产物相区别，称之为氙毒，反应堆中Xe135的产生有两种途径：1、由U235裂变直接产生。2、由裂变产物Te135经过两次裂变产生（因为Te135到I135的半衰期较短）。5、Xe135的增长和消失最后将达到一个平衡值，即所谓的平衡氙毒，平衡氙毒的浓度与稳定运行的中子注量率水平有关。功率高，中子注量率水平也高，平衡氙毒的浓度越大。6、碘坑：因为I135的衰变引起K有效减少而称之为“碘坑”7、由于碘坑中毒，反应堆停堆或降功率后，反应性继续下降，如果反应性的下降超过堆的后备反应性，反应堆就启动不起来而必须等待过了“碘坑”以后，待反应性开始回升到高于堆的后备反应性时方能启动。但这必须要等待相当长的时间（几十小时），为了争取延长反应堆的有效工作时间，防止掉入碘坑，一般争取检修工作抢在掉入碘坑几小时之前进行。8、结渣：除了吸收截面较大并半衰期短的Xe135（有时也将Sm149也包括在内）外，其他裂变产物的产生均称之为“结渣”，都有一定的毒性，对K有效有一定的影响。9、当提升或降低反应堆功率的时候要引起堆内温度发生变化，即使在正常稳定运行时，也可能由于外界的扰动引起温度的变化，由于燃料的温度升高会使燃料的中子共振吸收增加，即存在“多仆勒效应”。10、把吸收体引入堆芯有以下三种方式：控制棒、可燃毒物、可溶毒物。第五节 堆内的释热与传热重点第八节-第十二节第二章 铀（钍）矿与伴生放射性矿（共提出23个重点，将在最后进行归纳）要求：熟悉铀（钍）矿与伴生放射性矿环境辐射水平的监测技术掌握基本的降氡方法掌握铀（钍）矿生产、退役的辐射防护标准熟悉水冶厂的辐射防护和环境保护技术1、铀矿工集体受照剂量约占整个核燃料循环总集体剂量的63.56%。2、铀矿工业对环境公众的集体照射剂量约占整个核燃料循环对公众集体剂量的83.4%.3、遵循辐射防护三原则：实践正当性、防护最优化、个人剂量限值4、铀（钍）矿及伴生放射性矿辐射防护和环境保护原则：（1）铀（钍）矿及伴生放射性矿冶工业在新建、改建和扩建以及技术改造工程项目中，其防护和劳动卫生安全设施，以及三废治理环境保护设施必须与主体工程同时设计、同时施工、同时投产使用。5、铀矿的总风量约比有色和冶金系统矿山高5-8倍（水冶高6-10倍）。6、偏聚氯乙烯共聚乳液的防氡效率可达70%，密闭可用PVC单面、双面维化布和防水卷材组合材料，膨胀螺栓或射钉固紧，其密闭阻风效果可达90%；防氡效果可达88%.7、根据经验，一般矿岩析出率可达2-5Bq/m2s，未稳定的尾矿堆氡析出率可比稳定的尾矿堆约高30%，比土壤氡析出率高200倍。8、镭的测量方法：一般采用射气法，在含镭溶液中用氮气将原有的氡完全去除，将样品密封一定时间，新积累的氡与母体镭时间有如下关系。9、钍的监测：中子活化、分光光度法。10、表面污染的监测：直接法、间接法（擦拭法、表面置样检查法）重点氡及氡子体的监测方法和矿工个人剂量的监测方法1、氡的测量方法有瞬时测量法（电离室-静电计法、闪烁法、双滤膜法）、累积测量法2、氡-222子体的监测：氡子体活度浓度的瞬时测量，典型的测量方法有季夫格劳法（通常称为三点法）和改进的季夫格劳法（通常称为三段法），氡子体的潜能浓度瞬时测量，可通过采样后一镒计数法测量。其典型的方法有库兹涅茨法、罗尔法和马尔柯夫法。气球法：我国清华大学提出的测氡及子体方法，与双滤膜方法类似。氡累计测量：常用的方法有：径迹蚀刻法、活性碳盒法、热释光法、静电收集法、液闪法等。3、铀矿工个人剂量监测：监测方法：（1）KF603A热释光氡子体个体剂量计（有源式）（2）KF606矿工个人剂量计 无源式第六节 基本的降氡方法1、矿石氡射气系数f随矿石粒度的减小而增高，但当矿石粒度小到一定程度，或大到一定程度将趋近于某一定值。2、矿石氡射气系数f随矿石含水率呈一个峰值形变化。常规铀矿井降氡方法具体有：1、通风降氡根据氡及氡子体的总析出量和浓度设计通风量；2、密闭氡源密闭废旧巷道和采空区喷涂防氡保护层。3、控制入风污染。4、排除矿坑水。5、正压通风。6、分区通风。7、清除堆积的铀矿石。铀矿通风的要求：1、必须建立完善的通风系统。2、通风设计：包括风量计算、风压分布、通风建（构）筑物设计，满足矿井防尘降氡要求。3、选用科学合理的采矿工艺和防氡措施相匹配，满足标准要求。4、根据生产发展和实际情况，及时调整矿进通风系统和网络。5、控制矿井空气中积压项有害物浓度、特别是氡及氡子体浓度，符合正常生产需要。6、偏氯乙烯共聚乳液（无毒）防氡效率75.7-80%7、有条件时，尽可能采用压入式正压通风，以减少控制和少氡析出率。例如：当在负压通风时矿井氡析出率为22.2Bq/m2s，而在正压时为18.5Bq/m2s，可以使氡析出率减少3.7Bq/m2s。负压与正压差为1.3mmHg环境辐射防护标准：为了保护公众安全和健康，必须制定相应的氡及氡子体控制限值标准：环境大气氡浓度限值：37Bq/m3居住室内：氡浓度限值：200Bq/m3 (可生存，400要采取措施GB-18871)控制环境氡的措施1、其环境大气浓度应满足37Bq/m3及地表析出率控制限值0.74/m2s以下的要求。2、凡拟建造民用住宅和公共建筑物的建筑材料的必须满足建筑材料放射卫生防护标准中铀镭含量不大于740Bq/kg二、铀矿山、选 冶厂生要的和常用的剂量限值和导出浓度限值标准：1、铀矿冶工作人员剂量限值1、铀矿冶工作人员剂量限值连续5年的平均有效剂量为20mSv/a，其中某1年有效剂量可控制到50mSv/a.2、铀矿井下工作场所空气中氡及氡子体浓度限值为：氡 ：3.7Bq/m3氡子体：6.4mJ/m3粉尘：2mg/m3铀选冶厂氡 ：1.1Bq/m3氡子体：1.6mJ/m3处理后的废石场：0.74Bq/m2s3、矿井总入风风流粉尘、氡及氡子体控制浓度矿井总入风风流粉尘、氡及氡子体控制浓度应分别不大于0.2mg/m3；0.1Bq/m3；0.5mJ/m34、工作面入网风流的粉尘、氡及氡子体控制浓度矿井总入风风流粉尘、氡及氡子体控制浓度应分别不大于0.5mg/m3；1kBq/m3；3mJ/m3第八节 废石场及尾矿库的选址、运行以及关闭后的长期稳定性要求1、按十字剪切强度计算，坝体安全系数降低到1.05以下，往往会造成垮坝事故的发生。2、（1）退役（关闭）环境治理（处置目标）（2）铀矿冶退役（关闭）治理（处置）技术政策：1、封闭（堵）2、覆土（回填）植被，对露天废墟和塌陷坑，在条件具备时，应尽可能采取废石回填的方法，减少地表废石量，以达到保护环境的目的。3、清洗去污。铀矿冶设施退役（关闭）治理（处置）程序主要有：前期准备、施工管理和竣工验收、工程移交和长期监护。（1）前期准备：退役治理工程可研设计、环境影响评价、尾矿库安全分析以及相应的实验研究。（2）施工管理：(3)竣工验收：我国铀矿冶设施退役（关闭）治理（处置）的主要研究工作及成果选冶厂的防尘措施湿式作业：铀矿物料一般加湿到7%-12%较为适宜。铀选冶