放射性石墨粉尘——球床式高温气冷堆的固有不安全性.docx

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HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究

第44卷第2期(总第260期)辐射防护通讯2024年4月•研究通报•HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究雷伟俊1,史进1,丁明2,黄淑龙3(1.华能核能技术研究院有限公司,上海200126;2.中核武汉核电运行技术股份有限公司,武汉430223;3.中国辐射防护研究院,太原030006)摘㊀要:针对HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统设备检修时的辐射防护问题,建立了乏燃料贮罐及其相关舱室的三维模型,采用蒙特卡罗方法评估计算了工作人员检修位置处的γ剂量率㊂结果表明:剂量率随评估点位与混凝土平台开口之间距离的增加而快速降低;由于屏蔽罩和混凝土楼板存在孔洞,导致乏燃料装料间混凝土平台孔洞正上方剂量率较高,考虑2倍安全系数,距离孔洞中心50cm范围内剂量率都处于红区范围,应严格限制人员进入此区域;检修设备间内距离孔洞中心30~70cm范围内点位的剂量率处于限定工作区(橙区),人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂为保障安全,建议开展实体模拟培训,缩短作业时间;设置厚度不小于16cm的铅砂临时屏蔽体,穿戴防护装备;对局部热点去污以降低源项强度㊂关键词:高温气冷堆;乏燃料贮存系统;辐射防护;蒙特卡罗中图分类号:TL75文献标识码:A文章编号:1004-6356(2024)02-0008-07㊀㊀高温气冷堆采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件,以氦气作冷却剂,石墨为慢化剂,具有固有安全性高㊁可提供高品质热源和高参数蒸汽㊁可小型模块化设计和建造㊁发电效率高㊁对环境友好等特性,是国际上公认具有第四代核电特征的先进堆型之一[1]㊂2006年2月,国务院正式发布‘国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006 2020年)“,将大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程列为国家重大专项,2021年9月,我国自主建设的球床模块式高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)实现首次临界,进入带核运行状态; 2023年12月,HTR-PM实现商运投产㊂HTR-PM高温气冷堆核电站示范工程反应堆堆芯由流动的球形燃料元件组成,由于其有利的几何形状,可实现不停堆在线换料㊂乏燃料贮存系统是执行不停堆换料功能的重要设施,通过输球管道和专用设备接收从燃料装卸系统卸出的乏燃料球并将其贮存在乏燃料贮罐㊂乏燃料贮存系统包括乏燃料装料装置㊁地车等专用设备,这些设备在长时间使用下存在功能失效㊁无法正常操作等问题,需要进行检修作业㊂然而,燃料元件表面包覆的石墨层在不停堆换料过程中,由于球与球之间以及球与堆内结构部件㊁管道壁面之间的碰撞和摩擦,不可避免地产生一定量的碎片及石墨粉尘[2-4]㊂这些放射性石墨粉尘在提升气流的夹带下进入乏燃料贮存系统,导致乏燃料贮存系统存在较高的放射性水平;此外,进入乏燃料贮存系统的乏燃料球如果不能及时转移至竖井贮存,也会对检修人员造成极大的辐照风险㊂为保证作业人员安全,需开展极端工况下工作人员检修位置处的剂量率评估,并据此制定辐射防护措施㊂1㊀评估计算模型㊀㊀工作人员检修位置处的剂量率评估计算采用 8㊀基金项目:华能集团总部科技项目 HNKJ22-H01高温气冷堆燃料装卸系统运维技术研究资助㊂收稿日期:2023-12-20作者简介:雷伟俊(1986 ),男,2011年毕业于西安交通大学核工程与核技术专业,高级工程师㊂E-mail:wj_lei@hntc.MCNP程序,建立了乏燃料贮罐㊁乏燃料操作间㊁乏燃料装料间㊁乏燃料检修设备间及各屏蔽层模型,如图1所示㊂具体结构包括:乏燃料贮罐㊁屏蔽罩㊁含硼聚乙烯板㊁混凝土楼板㊁墙壁等㊂图1㊀评估计算几何模型㊀㊀乏燃料装料间混凝土楼板上开有孔洞以便布置乏燃料装料装置导向管组件,在乏燃料装料装置故障状态下,人员需进入21.4m层平台或28m层平台进行检修作业,必要时还需要对局部热点进行去污操作㊂因此,需要对极端情况下(乏燃料贮罐位于21.4m层平台孔洞正下方且无法移走)人员检修作业位置处的辐射剂量率进行评估计算,计算点位主要布置于21.4m平台孔洞及28m平台检修口附近,10组共计30个计算点位㊂以21.4m混凝土平台开孔上表面中心点处为原点(0,0,0),建立坐标系,各计算点位坐标列于表1㊂2㊀源项及材料设置㊀㊀乏燃料元件从堆芯卸出后,从燃料装卸系统输送到乏燃料厂房内的乏燃料装料间,然后装入乏燃料贮罐,在贮罐装满后,由地车屏蔽罩将贮罐吊装到竖井内贮存㊂乏燃料贮罐㊁装料间及设备间三维模型如图2所示,计算过程中简化了房间内的其余非源项设备㊂乏燃料装料装置处理的是使用后的球状乏燃料,放射性核素主要是铀裂变后形成的裂变产物㊂γ射线注量率与剂量率之间的转换因子取自ANSI/ANS-6.1.1 1977(N666)[5],转换因子列于表2㊂贮罐装满状态下乏燃料球数量为40000个,刚装满的乏燃料球贮罐活度最大,剂量评估依据保守原则计算采用刚装满的乏燃料球贮罐活度,具体列于表3㊂设计中采用碳钢㊁不锈钢㊁混凝土㊁含硼聚乙烯板等作为屏蔽材料,计算中各材料密度列于表4㊂基于上述几何模型及参数设置,使用MCNP程序,计算了乏燃料贮罐满载状态下在出料管正下方时,各剂量点所受的辐照剂量率㊂3㊀结果及分析㊀㊀图3和图4给出了10组点位的γ剂量率的分布情况㊂可以看出,混凝土楼板孔洞正上方的γ剂量率水平较高,在乏燃料装料间平台正上方60cm处剂量率可达到429mSv/h㊂在水平方位上,随着与孔洞距离的增加,γ剂量率迅速降低,距离孔洞中心30cm处的γ剂量率最高(9mSv/h)㊂检修设备间内γ剂量率受高度(z轴)方向的距离影响相对较低,但因检修口正上方无屏蔽,孔洞边缘(距孔洞中心20cm)60cm高度处的剂量率仍可达到接近80mSv/h,而在水平方位上距离孔洞中心30~70cm处因28m层混凝土平台的屏蔽,最高γ剂量率降低至0.82mSv/h㊂9HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊表1㊀计算点位坐标装料间第一组第二组第三组第四组第五组序号123坐标(cm)(0,0,60)(0,0,90)(0,0,120)序号123坐标(cm)(-20,0,60)(-20,0,90)(-20,0,120)序号123坐标(cm)(-30,0,60)(-30,0,90)(-30,0,120)序号123坐标(cm)(-50,0,60)(-50,0,90)(-50,0,120)序号123坐标(cm)(-70,0,60)(-70,0,90)(-70,0,120)检修设备间第六组第七组第八组第九组第十组序号123坐标(cm)(0,0,720)(0,0,750)(0,0,780)序号123坐标(cm)(-25,0,720)(-25,0,750)(-25,0,780)序号123坐标(cm)(-30,0,720)(-30,0,750)(-30,0,780)序号123坐标(cm)(-50,0,720)(-50,0,750)(-50,0,780)序号123坐标(cm)(-70,0,720)(-70,0,750)(-70,0,780)图2㊀评估计算三维模型㊀㊀根据‘高温气冷堆核动力厂辐射防护设计准则“[6],HTR-PM辐射分区的剂量率限制要求列于表5㊂考虑2倍安全系数,经计算,乏燃料装料间平台混凝土楼板水平方向距孔洞50cm内,处于特许工作区(红区)范围内,剂量率水平较高,人员应尽量避免在该区域内工作㊂检修设备间平台水平方向距离检修口边缘5cm外(距离孔洞中心30cm)的剂量率在限定工作区(橙区)的范围内,人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂在乏燃料装料间内设备出现故障,人员进入房间检修的情况下,为保障检修人员的安全㊁降低受照剂量,需要针对混凝土平台孔洞设置临时屏蔽体,将孔洞周围剂量由特许工作区(红区)降低至限定工作区(橙区)及以下范围㊂屏蔽材料采用袋装铅砂,直接覆盖在孔洞上方,评估计算屏蔽厚度对周围剂量率的影响情况㊂依据剂量率评估计算结果,孔洞正上方的剂量率水平较高,计算点位从屏蔽体上表面开始,向上间隔10cm,取1组共10个点位,如图5所示㊂假设铅砂颗粒等径,等径颗粒群随机填充的平均孔隙率为0.359~0.44,计算取0.4,即袋装铅沙密度为实体铅砖密度的0.6倍㊂模拟计算时将袋装铅砂简化为立方体,计算了屏蔽层厚度分别为14cm㊁16cm㊁18cm时各点位的剂量率,计算结果如图6所示㊂01辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊表2㊀剂量率转换因子[5]表3㊀装满状态下的乏燃料贮罐活度续表3表4㊀各材料密度管道屏蔽屏蔽罐楼板㊁墙壁中子屏蔽源项空气材料Q235B 304L混凝土含硼聚乙烯板石墨空气密度(g /cm 3)7.87.922.31.021.750.001205图3㊀21.4m 平台各点位的γ剂量率的分布图4㊀28m 平台各点位的γ剂量率的分布表5㊀辐射分区的剂量限制要求序号分区场所剂量率(mSv /h)说明Ⅰ监督区(白区)D ㊃ɤ0.0025每周工作40小时Ⅱ常规工作区(绿区)0.0025<D ㊃ɤ0.0075每周工作不超过40小时Ⅲ间断工作区(黄区)0.0075<D ㊃ɤ0.03通常工作时间不超过每周10小时,并依此确定剂量率上限Ⅳ限定工作区(橙区)0.03<D ㊃ɤ3工作时间由负责辐射防护的工作人员决定Ⅴ特许工作区(红区)D ㊃>3临时特准21 辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期图5㊀临时屏蔽体评估计算点位图6㊀剂量率随屏蔽层厚度变化模拟计算结果㊀㊀可以看出,随着屏蔽厚度的增加各点位的剂量率迅速降低㊂考虑2倍安全系数,在屏蔽厚度为16cm 时,屏蔽体表面及孔洞正上方所有点位的γ剂量率都降低至3mSv /h 以下,从特许工作区(红区)转为限定工作区(橙区),人员可在充分防护的状态下进入该区域进行短时间作业㊂4㊀结论及辐射防护建议㊀㊀针对高温气冷堆乏燃料贮存系统检修过程中需要人工操作的位置,采用蒙特卡罗方法,利用MCNP 程序,评估计算了位于乏燃料装料间21.4m 层平台和检修设备间28m 层平台上的10组共30个点位的γ辐照剂量率㊂研究结论如下:(1)由于屏蔽罩和混凝土楼板存在孔洞,导致乏燃料装料间和检修设备间内混凝土平台孔洞正上方剂量率较高,应严格禁止人员进入此区域㊂各点位处,辐照剂量率随着与孔洞距离的增加而降低㊂(2)乏燃料贮罐在出料管正下方状态下,考虑2倍安全系数,乏燃料装料间内水平方位距孔洞中心50cm 内点位剂量率几乎都大于3mSv /h,处于特许工作区(红区)范围内,人员应尽量避免在该区域内工作;检修设备间平台水平方向距离检修口边缘5cm 外的剂量率在限定工作区(橙区)的范围内,人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂(3)在临时屏蔽体厚度不小于16cm 时,可将孔洞周围剂量由特许工作区(红区)降低至限定工作区(橙区)及以下范围㊂针对维修过程中的辐射防护措施,建议如下:(1)开展实体模拟培训,缩短作业时间㊂通过培训,提高工作人员对于操作步骤和工器具的熟悉程度,缩短维修作业所需时间㊂(2)建议人员操作时,在剂量率较高的混凝土平台孔洞周围设置临时屏蔽体,以降低作业区域剂量㊂(3)对待检修设备进行测量,确定设备本身污染水平,对设备表面局部热点进行去污,以降低作业人员受照强度㊂(4)维修过程中,乏燃料贮罐为开口状态,混凝土平台与平台内的屏蔽体以及屏蔽体与输球管道之间存在缝隙,放射性粉尘及气溶胶存在外溢的可能性,操作人员按照控制标准穿戴相应的空气污染附加防护用品作业㊂参考文献:[1]周红波,齐炜炜,陈景.模块式高温气冷堆的特点与发展[J].中外能源,2015,20(9):35-40.[2]周湘文,卢振明,张杰,等.球床式高温气冷堆示范工程球形燃料元件的研制[J].原子能科学技术,2014,48(7):1228-1233.[3]梁宇,郭丽潇,邓少刚,等.HTR-PM 高温气冷示范堆堆芯石墨粉尘产生量估算[J].辐射防护,2018,38(5):409-414.[4]杨林,刘兵,邵友林,等.高温气冷堆包覆燃料颗粒破损机制及失效模型[J].核科学与工程,2010(3):210-215+222.31 HTR-PM 高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊[5]NS-6.1.1Working Group.American national standard neutron and gamma-ray flux-to-dose rate factors:ANSI/ ANS-6.1.1 1997(N666)[S].American Nuclear Society,LaGrange Park,IL,1977.[6]清华大学核能与新能源技术研究院.高温气冷堆核动力厂辐射防护设计准则:T/CNS22 2020[S].北京:中国核学会,2020.Study on radiation protection during the overhaul of HTR-PMspent fuel storage systemLEI Weijun1,SHI Jin1,DING Ming2,HUANG Shulong3(1.Huaneng Nuclear Energy Technology Research Institute Co.Ltd.,Shanghai200126;2.China Nuclear Power Operation Technology Co.Ltd.,Wuhan430223;3.China Institute for Radiation Protection,Taiyuan030006) Abstract:In order to address the radiation protection during equipment maintenance and overhaul of HTR-PM high-temperature gas-cooled reactor(HTGR)spent fuel storage system,a three-dimensional model of the spent fuel storage tank and its related compartments was established.The gamma dose rate at staff maintenance location was calculated using the Monte Carlo method.The results show that:the dose rate decreases rapidly with the increase of the distance between the assessed point position and the opening of the concrete platform; due to the existence of holes on the shielding cover and the concrete floor slab,a high dose rate directly above the holes on the concrete platform of the spent fuel loading room was found.Considering the2-fold safety coef-ficient,the dose rate is in the range of the red zone around50cm from the center of the holes,and the entry of personnel into the area should be strictly limited;the point of radiation protection in the service equipment room is in the range of30-70cm from the center of the holes.The dose rate within30-70cm from the center of the maintenance equipment room is in the restricted working area(orange zone),and the working time of the personnel in this area should be as short as possible.In order to ensure safety,it is recommended to carry out physical simulation training and shorten the working time,to set up a temporary shield of lead sand not less than16cm and protective equipment,and to decontaminate the local hot spots to reduce the intensity of the source term.Key words:HTGR;spent fuel storage system;radiation protection;Monte Carlo methosd(责任编辑:任颖芳)41辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期。

高温气冷堆的固有安全性能指标

高温气冷堆的固有安全性能指标高温气冷堆的固有安全性能指标引言：高温气冷堆作为一种新型的核能反应堆，具有很多优势，例如可以产生高效的、低污染的能源，具备较高的燃烧效率和灵活性等。

然而，由于核能的特殊性，核能反应堆的安全性一直备受关注。

高温气冷堆的固有安全性能指标是评估和确保反应堆在不同工况下能够安全运行的重要指标。

本文将重点介绍高温气冷堆的固有安全性能指标，以期为相关研究和实践提供参考。

一、高温气冷堆的固有安全概念固有安全是指从设计上寻求一种自动稳定的能力，使核能反应堆在发生事故或异常工况时，不依赖外部设备或人为干预，能够自动稳定或安全关闭，避免辐射物质的泄漏和核事故的发生。

固有安全目标是从设计和材料选择上，使得核能反应堆在整个运行过程中遵循内在的、固有的安全原理，从而降低事故的概率和后果。

二、高温气冷堆的固有安全性能指标1. 温度系数和迁移率温度系数是指当温度发生变化时，反应堆中核反应的快中子速度变化的比例。

高温气冷堆一般采用的核燃料是球形颗粒状结构，具有较高的热导率和热容量，可以稳定反应堆温度。

迁移率是指核燃料中燃料粒子之间的热和质量传递速率，其快速迁移率可以有效控制核反应堆的温度。

2. 阳性温度系数和功率反应系数阳性温度系数是指当反应堆发生运行异常、温度升高时，反应速度加快的现象。

高温气冷堆一般能够保持负的温度系数，即温度升高时核反应速率减小，稳定了燃料球的温度。

功率反应系数是指当反应堆功率调整时，反应速率的变化幅度。

高温气冷堆应保持功率反应系数尽可能小，使反应堆在功率调整时稳定。

3. α和β效应α效应是指当反应堆出现小规模挂探棒时，反应堆功率会有所增加的情况。

β效应是指当反应堆出现大规模挂探棒或控制棒全插时，反应堆功率会有所下降的情况。

高温气冷堆的α效应和β效应应该保持较小，以确保反应堆在控制棒运动情况下的稳定性。

4. 安全壳和冷却系统高温气冷堆一般应当设置安全壳，以防止放射性物质泄漏和核事故的发生。

世界首座模块式球床高温气冷堆

世界首座模块式球床高温气冷堆作者：游战洪来源：《科学》2016年第01期西方国家早在1960年代就提出了高温气冷堆的设计概念，并开展了相关研发。

至1979年，高温气冷堆已经历了试验电站、原型电站阶段，先进的球床式模块堆设计概念也已提出。

虽然1980年代，在接连遭遇美国三英里岛核事故和苏联切尔诺贝利核事故后，国际上核能研发进入低谷，高温气冷堆也陷入停滞状态，但中国加快高温气冷堆技术的研发和创新，于2000年成功建成世界首座10兆瓦模块式球床高温气冷实验堆，其核安全技术处于世界领先水平。

高温气冷堆是一种先进的反应堆，采用耐高温的全陶瓷型燃料元件，以化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂，以耐高温的石墨材料作为慢化剂和堆芯结构材料。

高温气冷堆是良好的高温热源，堆芯温度限值达1600℃，出口温度达950℃。

压水堆核电站一回路压力壳冷却剂出口温度约为325℃，进口温度约为290℃；二回路蒸汽温度约为275-290℃，发电效率约为33%-34%。

高温气冷堆的发电效率高于压水堆。

当采用蒸汽循环方式时，由氦冷却剂载出的核能经过蒸汽发生器加热二次侧的水，产生的530℃的蒸汽可推动蒸汽轮机发电，发电效率可达到38%-40%。

如果由高温气冷堆输出的氦气直接推动氦气透平发电，其发电效率可达45%-47%。

除高效发电外，高温气冷堆可用来进行煤的气化和液化、稠油热采、炼钢、化工合成等，还可用于制氢。

高温气冷堆的发展1962年，英国与欧洲经济共同体合作，开始建造世界上第一座高温气冷堆——热功率为20兆瓦的龙堆（Dragon），1964年建成并实现首次临界，1966年达到满功率运行。

在1986年以前，高温气冷堆的发展大致可分为三个阶段：高温气冷堆试验电站阶段、高温气冷堆原型电站阶段、模块式高温气冷堆阶段。

第一阶段以美国的桃花谷堆（发电功率40兆瓦）和联邦德国的AVR球床高温堆（发电功率15兆瓦）为代表。

两堆均于1966年建成，1967年开始功率运行。

石墨粉尘行业职业病危害风险分类

石墨粉尘行业职业病危害风险分类【实用版】目录1.石墨粉尘行业简介2.职业病危害风险分类3.石墨粉尘对健康的影响4.如何预防石墨粉尘危害5.结论正文一、石墨粉尘行业简介石墨粉尘行业是指以石墨为原料，通过加工、研磨、筛分等工艺生产石墨粉尘的企业。

石墨粉尘在工业生产中具有广泛应用，如作为涂料、润滑剂、电极等，但同时也带来了一定的职业病危害风险。

二、职业病危害风险分类根据我国《职业病危害因素分类与分级标准》，石墨粉尘属于生产性粉尘，其职业病危害风险类别为严重。

长期吸入石墨粉尘可能导致肺部疾病，如矽肺、石墨肺等。

三、石墨粉尘对健康的影响1.肺部损伤：长期吸入石墨粉尘会导致肺部组织纤维化，从而降低肺功能，出现呼吸困难等症状。

2.癌症风险：石墨粉尘中的纳米颗粒可能具有致癌作用，长期暴露于高浓度石墨粉尘环境中的工人存在较高的肺癌风险。

3.其他疾病：石墨粉尘还可能引发其他呼吸道疾病、皮肤病等。

四、如何预防石墨粉尘危害1.使用有效的防尘口罩：佩戴经过 GB2626-2006 标准认证的防尘口罩，如选择复式半面罩型、KN100 等级、硅胶材质面罩等，可以有效降低石墨粉尘对呼吸道的损害。

2.加强通风：在生产过程中加强通风换气，减少石墨粉尘在空气中的浓度，降低工人的吸入风险。

3.减少粉尘产生：采用湿式作业、封闭式设备等措施，从源头上减少石墨粉尘的产生。

4.定期体检：定期对石墨粉尘作业工人进行体检，及时发现并治疗肺部疾病。

五、结论石墨粉尘行业存在严重的职业病危害风险，为保障工人的健康与安全，企业应加强石墨粉尘的防护措施，提高工人的防尘意识，并定期对工人进行体检。

高温气冷堆——精选推荐

高温气冷堆用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。

高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。

堆芯出口温度为850~1000℃，甚至更高。

核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。

根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。

、简介【英文名】：high temperature gas cooled reactor高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点。

由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。

实际应用10兆瓦高温气冷实验堆：在国家“863”计划的支持下，自上世纪八十年代中期，我国开展了10MW高温气冷实验堆的研究、开发，于2000年12月建成临界，2003年1月实现满功率并网发电，我国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核心技术和系统设计集成技术。

这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使我国在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。

2006年1月，国务院正式发布的“国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006——2020年）”中，将“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程”列为国家重大专项。

第四代先进核能系统近年来，国际上提出了“第四代先进核能系统”的概念，这种核能系统具有良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能系统的技术之一。

我国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。

效果值得一提的是，建成的首座高温气冷堆的压力壳直径4．7米，高12．6米，重150吨，是我国自己设计和制造的迄今体积最大的核安全级压力容器。

蒸汽发生器直径2．9米，高11．7米，重30吨，堆内有约13000个零部件，总重量近200吨。

这些设备的制造成功，使我国成为少数几个能够加工制造高温气冷堆关键设备的国家之一，为高温气冷堆的国产化做出了重要贡献。

球床式高温气冷堆球流及球床辐射的理论与实验研究进展

球床式高温气冷堆球流及球床辐射的理论与实验研究进展姜胜耀; 桂南; 杨星团; 屠基元【期刊名称】《《原子能科学技术》》【年(卷),期】2019(053)010【总页数】12页(P1918-1929)【关键词】球床堆; 高温气冷堆; 球流; 等效导热系数【作者】姜胜耀; 桂南; 杨星团; 屠基元【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院北京100084; 墨尔本皇家理工大学墨尔本VIC 3083 澳大利亚【正文语种】中文【中图分类】TL333高温气冷堆满足第4代先进反应堆系统的各种要求，是21世纪美国甚至全世界最有前途的堆型[1]。

我国在2006年将高温气冷堆项目列入《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006—2020)》，是16个国家科技重大专项之一。

高温气冷堆的发展路线主要有球床式和柱状式，柱状式气冷堆主要包括美国与俄罗斯合作的GT-MHR(Gas Turbine-Modular Helium Reactor)[2-3]和日本HTTR(High Temperature Engineering Test Reactor)[4-5]等。

球床式高温气冷堆主要包括美国MPBR(Modular Pebble Bed Reactor)[6]、南非PBMR(Pebble Bed Modular Reactor)[7]以及中国10 MW高温气冷堆(HTR-10)[8-10]及模块化球床高温气冷堆商用核电站示范工程(HTR-PM)[8,11]。

球床式高温气冷堆最突出的优点之一就是其固有安全性。

球床式高温气冷堆的燃料元件是将全陶瓷型包覆颗粒弥散在石墨球基体中制成的，在1 600 ℃以下能保持完整性[10]。

由清华大学核能与新能源技术研究院研发的HTR-10在2000年实现临界。

目前HTR-PM[12]正在建设调试中，预计于2020年实现并网。

球床堆中随机密集堆积的燃料球在重力驱动下极缓慢地流过堆芯，形成了一种极缓慢的特殊颗粒流，称之为球流。

石墨化危险源辨识及风险控制措施培训PPT

6.触电
(1）不办理操作票或不执行监护制度，不使用或使用不合格绝缘工具和电气工具。 (2）检修电气设备工作完毕，未办理工作票终结手续，就对检修设备恢复送电。 (3）在带电设备附近进行作业，不符合安全距离的规定要求或无监护措施。 (4）跨越安全围栏或超越安全警戒线；工作人员走错间隔误碰带电设备；在带电设备附近使用钢卷尺等进行测量或携带金属超高物体在带电设备下行走。 (5）装设地线不验电。 (6）工作人员擅自扩大工作范围。 (7）使用的电动工具金属外壳不接地，操作时不戴绝缘手套。 (8）在电缆沟、隧道、夹层或金属容器内工作时不使用安全电压行灯照明。 (9）在潮湿地区、金属容器内工作时不穿绝缘鞋，无绝缘垫，无监护人。 (10）电气作业的安全管理工作存在漏洞。
石墨化危险源辨识及风险控制措施
2024年1月
一、危险有害因素辨识
1.火灾
(1）高温石墨化过程会产生一氧化碳，如设备密封不良、除尘装置损坏或作业现场通风不良，一氧化碳与空气混合达到爆炸极限，遇明火引发燃烧爆炸事故事故。 (2）生产装置及设备若没有避雷设施或避雷设施不健全、接地线短路或接地电阻超标，会引发雷击点燃装置中的易燃易爆物料，引发火灾爆炸事故。 (3）生产、储存装置和设备等如果没有静电接地，在进料、出料及混合过程中，会产生静电集聚、存在引发物料发生火灾爆炸的危险。 (4）无防静电设施或防静电设施未起作用和不按规定穿着防静电劳动防护用品等都极易产生静电，并积聚形成引火源，或因可燃物不能迅速泄放，其静电火花将导致火灾爆炸。另外，静电也能给人以电击。造成操作人员紧张，妨碍操作，引发二次伤害事故。 (5）清洗作业时，严格执行规章制度，对动火、检维修严格按照正确的操作规程执行，否则有火灾发生的可能。
9.起重伤害

高温气冷堆—第四代核电技术的重要途径

Ｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅ
ｇａｓ
ｃｏｏｌｅｄＲｅａｃｔｏｒ—Ｐｅｂｂｌｅ—ｂｅｄ
Ｍｏｄｕｌｅ。ＨＴＲ．ＰＭ）项目。该核电厂采用２Ｘ２５０ＭＷｕｈ双
模块球床反应堆，连接一台常规高温高压过热蒸汽透平发电机组．发电效率４２９６。作为配套设施，将建设大型氦气实验回路和一条年产３０万个球型燃料元件的生产线。其安全目标是在技术上不需要场外应急。经济目标是揭示模块式高温气冷堆的潜在经济性。关键词：核电（ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒ）高温气冷堆（ＨＴＧＲ）
１引言
核能发展战略
在三哩岛和切尔诺贝利事故后，世界核能界积极研究开发新一代具有更好安全性的核电技术。在轻水堆技术方面，发展了以增加安全系统冗余度为主要特征的先进轻水堆核电站女ｆｌＥＰＲ，ＡＢＷＲ以及Ｓｙｓｔｅｍ８０＋，和以采用非能动安全系统为主要特征的ＡＰｌ０００和ＥＳＢＷＲ，它们后来被统称为第三代核电技术。具有更高安全性能轻水堆核电站，例如西屋公司的ＩＲＩＳ，原ＡＢＢ公司的ＰｌＵＳ也得到一定程度的发展。在气冷堆领域，于１９８０年代初，德国ＳＩＥＭＥＮＳｆＩｎｔｅｒａｔｏｍ公司的Ｈ．Ｒｅｕｔｌｅｒ和Ｇ．Ｌｏｈｎｅｎ等提出模块式高温气冷堆概念，这种反应堆在丧失冷却剂事故下，不采取任何应急冷却措施．燃料元件的最高温度不会超过其设计损坏限值。此后，气冷堆进入模块式高温气冷堆技术发展阶段。这种反应堆具有固有安全特性。按照１９９２年ＩＡＥＡ关于先进核电系统的会议的说法．这类反应堆被称为。超越下一代的核电厂。。其安全目标是：所有现实可设想的严重事故的后果都不得有显著的场外辐射影响…。自２０００年以后提出的第四代核能系统的安全目标是在技术上排除场外应急的需要。模块式高温气冷堆成为第四代核能系统技术的６个候选堆型之一拉）。高温气冷堆采用氦气作冷却剂．石墨作慢化剂和结构材料。由许多微小的。包覆颗粒”核燃料弥散在石墨中组成燃料元件。堆芯出口氦气温度可达到７００．９５０℃。因此．高温气冷堆能够充分利用常规化石能源电厂高效成熟的技术成果。例如，采用高温高压过热蒸汽或者超临界蒸汽透平发电，发电效率可以达到４０－４５％，采用类似燃气轮机的氦气透平发电技术可进一步提高发电效率。此外，高温热源可以用于稠油热采、水热化学裂解制氢、煤的气化和液化、炼钢及化工过程，替代石油和天然气。从２０世纪６０年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。１９６２年，英国与欧共体合作开始建造世界第一座高温气冷堆龙堆（Ｄｒａｇｏｎ），其热功率２０兆瓦，该堆于１９６４年建成临界。其后，德国建成了电功率１５ＭＷ的实验高温气冷堆ＡＶＲ堆和电功率３００ＭＷ的高温气冷堆核电站ＴＨＴＲ．３００，美国建成了电功率４０兆瓦的实验高温气冷堆桃花谷（Ｐｅａｃｈ．Ｂｏｔｔｏｍ）堆和电功率３３０ＭＷ的圣符伦堡（Ｆｏｒｔ．Ｓｔ．Ｖｒａｉｎ）高温气冷堆核电站，这些电站大多采用钍．铀燃料。日本于１９９１年开始建造热功率为３０兆瓦的高温气冷工程试验堆ＩＴＩＴＲ，１９９８年建成临界ｎ’。

石墨粉安全技术说明书

石墨粉安全技术说明书石墨粉是一种常见的工业原料，广泛应用于建筑材料、电池、涂料、导电材料等领域。

石墨粉的安全使用对于保障生产工作和员工健康非常重要。

下面将对石墨粉的安全技术进行说明。

一、石墨粉的性质和危害性分析：石墨粉是一种无色、无味、具有导电性的细粉末，具有较好的稳定性和耐高温性。

然而，在一些特定情况下，石墨粉也可能对人体和环境造成一定的危害。

1.健康危害：石墨粉的细粉末状态可以导致其悬浮在空气中，被人体吸入后会对呼吸道、肺部等造成损害。

长期接触或大量吸入石墨粉可能引发职业性肺病，如石墨尘肺、石墨体反应等。

2.火灾和爆炸危险：石墨粉是一种可燃物质，可以支持火焰燃烧。

在高温、火花或明火作用下，石墨粉可能发生自燃、爆炸等危险。

二、石墨粉的安全使用措施：为了确保石墨粉的安全使用，以下是一些必要的安全措施：1.通风环境：在处理和使用石墨粉的场所应保持良好的通风条件，避免石墨粉在空气中悬浮浓度过高。

2.个人防护装备：工作人员在接触石墨粉时应佩戴防尘口罩、防护眼镜、防护服等个人防护装备，以减少石墨粉对人体的直接接触。

3.涂覆措施：当进行涂覆操作时，应避免石墨粉粉尘的扬散，可以选择湿拭、喷雾等方式进行操作。

4.防火措施：在储存和使用石墨粉的场所应设置防火设施，并保持整洁有序。

禁止在靠近石墨粉储存区域使用明火，不得将石墨粉混合可燃物质。

5.废物处理：废弃的石墨粉应按照相关规定进行正确处理，不得随意抛弃或排放到水体中。

6.储存注意事项：石墨粉储存在干燥、通风的库房中，远离火源和热源。

要避免阳光直射，储存温度不得超过40℃，与酸、氧化剂等物品隔离存放。

三、应急处置：遇到石墨粉泄漏、扬尘、火灾等突发情况时1.疏散人员：确保周围人员的安全，将受威胁的人员疏散到安全地带。

2.隔离区域：为避免事故扩大和接触到石墨粉，需要设立隔离区域并进行标识。

3.切断火源：如果事故与火源相关，应尽快切断火源，采取灭火措施，防止火灾蔓延。

高温气冷堆实习报告[1]

高温堆相关技术及安全性摘要：以清华大学核研院10MW高温气冷堆为基础，简要地介绍高温堆的应用及其安全性，高温堆的使用现状及其应用前景等。

经过科学的分析和大量的实验经验验证了：高温气冷堆较其他堆型是具有较强竞争力的。

关键词：高温堆安全性一、高温堆的的简介高温气冷堆是采用耐高温的陶瓷型涂敷颗粒燃料、用化学惰性和热工性能良好的氦作冷却剂、用耐高温的石墨作慢化剂和结构材料、冷却剂出口温度可达750~950 ℃的核反应堆，甚至更高。

高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点。

由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。

其核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。

根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。

人们通常把五、六十年代建造的验证性核电站称为第一代；70、80年代标准化、系列化、批量建设的核电站称为第二代；第三代是指90年代开发研究成熟的先进轻水堆；第四代核电技术是指待开发的核电技术，其主要特征是防止核扩散，具有更好的经济性，安全性高和废物产生量少。

第四代核反应堆的六个构型中，就有高温气冷堆，这是一个很有前途的方案，现行的高温气冷堆有两个流派：石墨球床和柱状燃料的，前者的使用者是中国和南非，后者是美、俄和日本喜欢的，这里着重说一下我国的石墨球床堆电厂的技术特点。

石墨球床堆也叫卵石堆，最早是德国在本世纪60年代建成了原理堆，由于技术和需求的限制，30年没有大的发展，直到上个世纪90年代，国际能源危机的压力日趋严重，南非和中国先后开始了对这一技术的现代化研究和实用化探索，分别是南非国营电力设计的PBMR(400MW热功率)和中国原子能技术研究院设计的HTR-PM(460MW)。

两者的设计都已经基本完成，其间中国完成了清华大学10Mw原理堆(HTR-10)的建造和运行工作，HTR-10已经并网多时了。

高温气冷堆不确定性分析的新进展

高温气冷堆不确定性分析的新进展GUO Jiong;CUI Menglei;LI Fu;WANG Lidong;LU Jianan;GUO Jian;NIU Jinlin;WANG Yizhen;WU Yingjie;LIU Baokun【摘要】球床高温气冷堆由于采用流动球床堆芯和燃料多次通过的运行方式,不能直接套用轻水堆中一般采用的\"系统分解,逐级传递\"的分析思路,其不确定性的传播和分析具有特殊性.清华大学核能与新能源技术研究院基于高温气冷堆的设计分析经验,开展了高温堆的不确定性研究,并取得了一些进展.目前高温气冷堆已建立起完整的不确定性分析计算框架.在此框架内,基于VSOP程序,开发能反映球床高温气冷堆实际运行特点的不确定性分析程序VSOP-UAM,实现了核数据不确定性隐式效应和显式效应的完整分析.然后使用SCALE/TSUNAMI-3D和VSOP-UAM程序,建立燃料球、堆芯单元、初装堆芯和平衡堆芯的分析模型,量化了核数据的不确定性对各种模型关键参数的影响.此外,还量化了球流混流效应、燃料富集度、燃料孔隙率这些球床堆芯参数的不确定性对堆芯有效增殖因数kef和功率分布的影响.从计算结果可看出,高温气冷堆的不确定性分析显示出了有别于传统轻水堆的结果.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2019(053)007【总页数】9页(P1221-1229)【关键词】高温气冷堆;不确定性分析;球床结构;核数据【作者】GUO Jiong;CUI Menglei;LI Fu;WANG Lidong;LU Jianan;GUO Jian;NIU Jinlin;WANG Yizhen;WU Yingjie;LIU Baokun【作者单位】【正文语种】中文【中图分类】TL32随着核能技术的发展，对于反应堆系统的某些重要安全参数，提供“最佳估计值+不确定性范围”的需求日益增长[1]。

目前关于轻水堆(LWR)计算不确定性的国际性合作研究项目已经实施，如OECD/NEA LWR UAM项目[2-3]，并取得了一定进展。

高温气冷堆的固有安全性是指

高温气冷堆的固有安全性是指高温气冷堆的固有安全性是指指高温气冷堆作为一种新型核反应堆的安全特性。

高温气冷堆是一种关键的核能技术，它采用了气体冷却剂，与传统水冷核反应堆相比具有许多优势，例如更高的热效率和更灵活的运行方式。

然而，高温气冷堆中的核反应过程仍然伴随着一定的安全风险。

因此，科学家们一直致力于提升高温气冷堆的固有安全性。

高温气冷堆的固有安全性主要表现为以下几个方面：首先，高温气冷堆采用了固体燃料和气体冷却剂，相较于液态冷却剂的水冷堆而言，拥有更高的熔化温度。

固体燃料能够更好地承受核反应堆中的高温，从而减少了燃料熔化的风险。

与此同时，气体冷却剂可以保持在低压条件下循环运行，使得高温气冷堆在遭遇一些外部突发事件时能够有效地释放核能并降低压力，减少气体冷却剂的泄漏风险。

其次，高温气冷堆设计中的反应堆堆芯具有较高的热惯性和负温度反馈特性。

热惯性是指反应堆在发生突发的冷却剂损失事件时，核燃料温度仍然能够继续上升一段时间，而不会立即失控。

负温度反馈是指在核燃料温度升高时，其反应性会下降，从而抑制了过热和进一步的核反应。

这些特性使得高温气冷堆在遭受外界干扰时有更高的自稳定性和安全性。

此外，高温气冷堆采用了固体燃料球和表面被破坏的复合结构来增强安全性。

固体燃料球以及包围其的球壳具有较高的耐热性和结构强度，能够承受极端条件下的应力和温度。

而表面被破坏的复合结构则在发生事故或异常情况时能够自动释放燃料，并且减少了燃料失效的风险。

此外，高温气冷堆还采用了多种被动安全系统来保证其固有安全性。

这些被动安全系统通常不需要外部电力或人为干预，能够在事故或故障时自动启动，并且能够稳定核反应堆温度、控制热量释放，保持核反应堆处于安全状态。

这使得高温气冷堆在面临一些极端事件时能够自我保护和自我调整。

综上所述，高温气冷堆的固有安全性是指在设计和运行中充分考虑了各种安全因素和特性，使其能够在面临突发事故或异常情况时自我控制、自我调整并维持核反应堆运行的安全状态。

高温气冷堆放射性总量计算程序研发与验证

第51卷第12期2017年12月原子能科学技术Atomic Energy Science and TechnologyVol. 51,N o. 12Dec.2017高温气冷堆放射性总量计算程序研发与验证李健，佘顶％石磊(清华大学核能与新能源技术研究院，先进核能技术协同创新中心，先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京100084)摘要：堆芯放射性总量计算是核电站辐射防护设计、屏蔽计算和环境影响评价的基础。

为进一步提高高温气冷堆堆芯放射性总量计算分析能力，自主研发了高温气冷堆堆芯源项计算程序N U IT，计算了 H T R-10和H TR-PM堆芯内特定燃耗的燃料元件的放射性，并与KORIGEN程序的计算结果进行了对比。

计算结果表明，N U IT程序可用于高温气冷堆堆芯放射性总量计算，并具有较好的计算精度和效率。

关键词：高温气冷堆；堆芯放射性总量计算；程序研发中图分类号：TL329 文献标志码：A文章编号：1000-6931(2017)12-2283-05doi：10. 7538/yzk. 2017. 51. 12. 2283Development and Validationof Radioactive Nuclide Inventory Calculation Code for HTGRLI Jian,S H E Ding* ,S H I Lei{Institute o f Nuclear and N ew Energy Technology , Collaborative Innovation Centero f Advanced Nuclear Energy Technology , K ey Laboratory o f Advanced Reactor Engineering and S afety o f Ministry o f Education ?Tsinghua University ?Beijing100084 , China) Abstract：Radioactive nuclide inventory calculation i s the basis of radiation protection, shielding design and environmental impact assessment of the nuclear power plant.In order to improve the capability of H T G R radioactivity analysis,the N U I T nuclide inventory code was developed.Radioactivity calculation was conducted for fuel elements of H T R-10 and H T R-P M in specific burnup,and the results were compared with the reference results given by K O R I G E N.The result demonstrates that the N U I T code can be utilized for H T G R?s nuclide inventory calculation with good precision and efficiency. Key words：H T G R；reactor core radioactive nuclide inventory calculation；code development球床式高温气冷堆（H T G R)采用耐高温的陶瓷型包覆燃料颗粒组成的球形燃料元件，以化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂、石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，具有温度高、固有安全性好、系统简化等特点，在高效率发电和工艺热应用等方面应用前景广阔，具有第四代先进核能系统的安全特征[1]。

卫生部关于印发《职业病危害因素分类目录》和《建设项目职业病危害评价规范》的通知(卫生部)

卫生部关于印发《职业病危害因素分类目录》和《建设项目职业病危害评价规范》的通知（卫生部）各省、自治区、直辖市卫生厅局，各计划单列市及新疆生产建设兵团卫生局，各集团公司、行业协会：根据《中华人民共和国职业病防治法》第十五条的规定，现将《职业病危害因素分类目录》和《建设项目职业病危害评价规范》印发给你们，请按照目录和规范要求，组织当地用人单位认真做好职业病危害申报和建设项目职业病危害评价工作。

中华人民共和国卫生部二〇〇二年三月十一日附件1：职业病危害因素分类目录一、粉尘类：（一）矽尘（游离二氧化硅含量超过10%的无机性粉尘）可能导致的职业病：矽肺（二）煤尘（煤矽尘）可能导致的职业病：煤工尘肺（三）石墨尘可能导致的职业病：石墨尘肺（四）炭黑尘可能导致的职业病：炭黑尘肺（五）石棉尘可能导致的职业病：石棉肺（六）滑石尘可能导致的职业病：滑石尘肺（七）水泥尘可能导致的职业病：水泥尘肺（八）云母尘可能导致的职业病：云母尘肺（九）陶瓷尘可能导致的职业病：陶瓷尘（十）铝尘（铝、铝合金、氧化铝粉尘）可能导致的职业病：铝尘肺（十一）电焊烟尘可能导致的职业病：电焊工尘肺（十二）铸造粉尘可能导致的职业病：铸工尘肺（十三）其他粉尘可能导致的职业病：其他尘肺二、放射性物质类（电离辐射）：电离辐射（Ｘ射线、ｒ射线）等可能导致的职业病：外照射急性放射病、外照射亚急性放射病、外照射慢性放射病、内照射放射病、放射性皮肤疾病、放射性白内障、放射性肿瘤、放射性骨损伤、放射性甲状腺疾病、放射性性腺疾病、放射复合伤、根据《放射性疾病诊断总则》可以诊断的其他放射性损伤。

三、化学物质类：（一）铅及其化合物（铅尘、铅烟、铅化合物，不包括四乙基铅）可能导致的职业病：铅及其化合物（二）汞及其化合物（汞、氯化高汞、汞化合物）可能导致的职业病：汞及其化合物中毒（三）锰及其化合物（锰烟、锰尘、锰化合物）可能导致的职业病：锰及其化合物中毒（四）镉及其化合物可能导致的职业病：镉及其化合物中毒（五）铍及其化合物铍病（六）铊及其化合物可能导致的职业病：铊及其化合物中毒（七）钡及其化合物可能导致的职业病：钡及其化合物中毒（八）钒及其化合物可能导致的职业病：钒及其化合物中毒（九）磷及其化合物（不包括磷化氢、磷化锌、磷化铝）可能导致的职业病：磷及其化合物中毒（十）砷及其化合物（不包括砷化氢）可能导致的职业病：砷及其化合物中毒（十一）铀可能导致的职业病：铀中毒（十二）砷化氢可能导致的职业病：砷化氢中毒（十三）氯气可能导致的职业病：氯气中毒（十四）二氧化硫可能导致的职业病：二氧化硫中毒（十五）光气可能导致的职业病：光气中毒（十六）氨可能导致的职业病：氨中毒（十七）偏二甲基肼可能导致的职业病：偏二甲基肼中毒（十八）氮氧化合物可能导致的职业病：氮氧化合物中毒（十九）一氧化碳可能导致的职业病：一氧化碳中毒（二十）二氧化碳可能导致的职业病：二氧化碳中毒（二十一）硫化氢可能导致的职业病：硫化氢中毒（二十二）磷化氢、磷化锌、磷化铝可能导致的职业病：磷化氢、磷化锌、磷化铝中毒（二十三）氟及其化合物可能导致的职业病：工业性氟病（二十四）氰及腈类化合物可能导致的职业病：氰及腈类化合物中毒（二十五）四乙基铅可能导致的职业病：四乙基铅中毒（二十六）有机锡可能导致的职业病：有机锡中毒（二十七）羰基镍可能导致的职业病：羰基镍中毒（二十八）苯可能导致的职业病：苯中毒（二十九）甲苯可能导致的职业病：甲苯中毒（三十）二甲苯可能导致的职业病：二甲苯中毒（三十一）正已烷可能导致的职业病：正已烷中毒（三十二）汽油可能导致的职业病：汽油中毒（三十三）一甲胺可能导致的职业病：一甲胺中毒（三十四）有机氟聚合物单体及其热裂解物可能导致的职业病：有机氟聚合物单体及其热裂解物中毒（三十五）二氯乙烷可能导致的职业病：二氯乙烷中毒（三十六）四氯化碳可能导致的职业病：四氯化碳中毒（三十七）氯乙烯可能导致的职业病：氯乙烯中毒（三十八）三氯乙烯可能导致的职业病：三氯乙烯中毒（三十九）氯丙烯可能导致的职业病：氯丙烯中毒（四十）氯丁二烯可能导致的职业病：氯丁二烯中毒（四十一）苯胺、甲苯胺、二甲苯胺、N，N-二甲基苯胺、二苯胺、硝基苯、硝基甲苯、对硝基苯胺、二硝基苯、二硝基甲苯可能导致的职业病：苯的氨基及硝基化合物（不包括三硝基甲苯）中毒（四十二）三硝基甲苯可能导致的职业病：三硝基甲苯中毒（四十三）甲醇可能导致的职业病：甲醇中毒（四十四）酚可能导致的职业病：酚中毒（四十五）五氯酚可能导致的职业病：五氯酚中毒（四十六）甲醛可能导致的职业病：甲醛中毒（四十七）硫酸二甲酯可能导致的职业病：硫酸二甲酯中毒（四十八）丙烯酰胺可能导致的职业病：丙烯酰胺中毒（四十九）二甲基甲酰胺可能导致的职业病：二甲基甲酰胺中毒（五十）有机磷农药可能导致的职业病：有机磷农药中毒（五十一）氨基甲酸酯类农药可能导致的职业病：氨基甲酸酯类农药中毒（五十二）杀虫脒可能导致的职业病：杀虫脒中毒（五十三）溴甲烷可能导致的职业病：溴甲烷中毒（五十四）拟除虫菊酯类可能导致的职业病：拟除虫菊酯类农药中毒（五十五）导致职业性中毒性肝病的化学类物质：二氯乙烷、四氯化碳、氯乙烯、三氯乙烯、氯丙烯、氯丁二烯、苯的氨基及硝基化合物、三硝基甲苯、五氯酚、硫酸二甲酯可能导致的职业病：职业性中毒性肝病（五十六）根据职业性急性中毒诊断标准及处理原则总则可以诊断的其他职业性急性中毒的危害因素四、物理因素：（一）高温可能导致的职业病：中暑（二）高气压可能导致的职业病：减压病（三）低气压可能导致的职业病：高原病、航空病（四）局部振动可能导致的职业病：手臂振动病五、生物因素：（一）炭疽杆菌可能导致的职业病：炭疽（二）森林脑炎可能导致的职业病：森林脑炎（三）布氏杆菌可能导致的职业病：布氏杆菌病六、导致职业性皮肤病的危害因素：（一）导致接触性皮炎的危害因素：硫酸、硝酸、盐酸、氢氧化钠、三氯乙烯、重铬酸盐、三氯甲烷、β-萘胺、铬酸盐、乙醇、醚、甲醛、环氧树脂、尿醛树脂、酚醛树脂、松节油、苯胺、润滑油、对苯二酚等可能导致的职业病：接触性皮炎（二）导致光敏性皮炎的危害因素：焦油、沥青、醌、蒽醌、蒽油、木酚油、荧光素、六氯苯、氯酚等可能导致的职业病：光敏性皮炎（三）导致电光性皮炎的危害因素：紫外线可能导致的职业病：电光性皮炎（四）导致黑变病的危害因素：焦油、沥青、蒽油、汽油、润滑油、油彩等可能导致的职业病：黑变病（五）导致痤疮的危害因素：沥青、润滑油、柴油、煤油、多氯苯、多氯联苯、氯化萘、多氯萘、多氯酚、聚氯乙烯可能导致的职业病：痤疮（六）导致溃疡的危害因素：铬及其化合物、铬酸盐、铍及其化合物、砷化合物、氯化钠可能导致的职业病：溃疡（七）导致化学性皮肤灼伤的危害因素：硫酸、硝酸、盐酸、氢氧化钠可能导致的职业病：化学性皮肤灼伤（八）导致其他职业性皮肤病的危害因素：油彩：可能导致的职业病：油彩皮炎高湿：可能导致的职业病：职业性浸渍、糜烂有机溶剂：可能导致的职业病：职业性角化过度、皲裂螨、羌：可能导致的职业病：职业性痒疹七、导致职业性眼病的危害因素（一）导致化学性眼部灼伤的危害因素：硫酸、硝酸、盐酸、氮氧化物、甲醛、酚、硫化氢可能导致的职业病：化学性眼部灼伤（二）导致电光性眼炎的危害因素：紫外线可能导致的职业病：电光性眼炎（三）导致职业性白内障的危害因素：放射性物质、三硝基甲苯、高温、激光等、可能导致的职业病：职业性白内障八、导致职业性耳鼻喉口腔疾病的危害因素（一）导致噪声聋的危害因素：噪声可能导致的职业病：噪声聋（二）导致铬鼻病的危害因素：铬及其化合物、铬酸盐可能导致的职业病：铬鼻病（三）导致牙酸蚀病案的危害因素：氟化氰、硫酸酸雾、硝酸酸雾、盐酸酸雾可能导致的职业病：牙酸蚀病九、职业性肿瘤的职业病危害因素（一）石棉所致肺癌、间皮瘤的危害因素：石棉可能导致的职业病：石棉所致肺癌、间皮瘤（二）联苯胺所致膀胱癌的危害因素：联苯胺可能导致的职业病：联苯胺所致膀胱癌（三）苯所致白血病的危害因素：苯可能导致的职业病：苯所致白血病（四）氯甲醚所致肺癌的危害因素：氯甲醚可能导致的职业病：氯甲醚所致肺癌（五）砷所致肺癌、皮肤癌的危害因素：砷可能导致的职业病：砷所致肺癌、皮肤癌（六）氯乙烯所致肝血管肉瘤的危害因素：氯乙烯可能导致的职业病：氯乙烯所致肝血管肉瘤（七）焦炉工人肺癌的危害因素：焦炉烟气可能导致的职业病：焦炉工人肺癌（八）铬酸盐制造业工人肺癌的危害因素：铬酸盐可能导致的职业病：铬酸盐制造业工人肺癌十、其他职业病危害因素（一）氧化锌可能导致的职业病：金属烟热（二）二异氰酸甲苯酯可能导致的职业病：职业性哮喘（三）嗜热性放线菌可能导致的职业病：职业性变态反应性肺泡炎（四）棉尘可能导致的职业病：棉尘病（五）不良作业条件（压迫及摩擦）可能导致的职业病：煤矿井下工人滑曩炎建设项目职业病危害评价规范1总则1．1为了规范建设项目职业病危害评价：工作，根据《中华人民共和国职业病防治法》制定本规范。

放射性石墨粉尘——球床式高温气冷堆的固有不安全性

编订：__________________审核：__________________单位：__________________放射性石墨粉尘——球床式高温气冷堆的固有不安全性Deploy The Objectives, Requirements And Methods To Make The Personnel In The Organization Operate According To The Established Standards And Reach The Expected Level.Word格式 / 完整 / 可编辑文件编号：KG-AO-3187-44 放射性石墨粉尘——球床式高温气冷堆的固有不安全性使用备注：本文档可用在日常工作场景，通过对目的、要求、方式、方法、进度等进行具体的部署，从而使得组织内人员按照既定标准、规范的要求进行操作，使日常工作或活动达到预期的水平。

下载后就可自由编辑。

20xx年4月1日，互联网上登出了一篇题为《再探球床式反应堆（PBR）安全性》的文章。

作者摩曼（Rainer Moormann）先生长期在德国于利希研究中心工作，是一位具有丰富球床高温气冷堆研发经验的专家。

该文语出惊人，开篇第一句话就概括说：“PBR的安全性能并不象人们较早时想象的那样美好”。

于利希研究中心20xx年6月发表的一项新的关于20多年前关闭的德国球床堆AVR运行经验的研究指出，未来的PBR要增加安全措施，还需要投入相当大的研发努力。

该文的观点在核电界内不胫而走，引起广泛的重视。

有消息灵通人士透露，摩曼先生是个高温气冷堆的坚决反对派。

笔者不知就里，不予置评，但坚信，赞成或反对的观点都只能建立在科学依据上。

因此，本文想就其中涉及到而又普遍关注的PBR的共性安全问题从技术上进行探讨。

1 高温气冷堆发展概况从20世纪 60年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。

1964年，英国与欧共体合作建造的世界第一座高温气冷堆龙（Dragon，20MWth）堆建成临界。

第四代核能系统高温气冷堆技术(2)

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发展目标和成果
发展目标是：在我国已经建成的10MW高温气冷实验堆的技术基础上，瞄准国际上新一代核能技术的发展方向，借鉴国外高温气冷堆的经验，通过自主研究与开发，力争2013年前后建成电功率为20万千瓦级、具有自主知识产权的高温气冷堆核电站示范工程。
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发展目标和成果(续)
通过本项目的实施，预期将获得如下成果： (1) 建成并运行1台电功率为20万千瓦级的模块式高温气冷堆示范电站； (2) 掌握和积累高温气冷堆核电站的设计、制造、建造和运行的经验； (3) 形成和拥有由中国品牌HTR-PM、相关专利与一批专有核心技术、以及相关法规和标准组成的完整的自主知识产权及其保护体系； (4) 形成主要关键设备的国产化生产制造能力； (5) 形成年产28万个球形燃料元件的生产线及制造能力； (6) 建成商业化高温气冷堆研究发展实验平台和技术服务支撑平台； (7) 为进一步研究与开发氦气直接循环发电、超临界发电和高温堆制氢等前沿技术提供基础。
（1）不失时机在国际上抢占模块式高温气冷堆领域竞争的制高点，掌握拥有自主知识产权的核心技术，建立自主品牌，提高我国先进核能技术在国际上的竞争力（2）发展先进核能技术，为国家能源的可持续发展做贡献（3）以企业为创新主体，产学研结合，探索高科技成果产业化的新途径和新机制
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战略意义和必要性
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重要安全实验：功率和风机转速的变化过程
3500 3000 2500 2000 1500 1000
500 0 15:20
15:50
功率(kw) 风机转速（rpm)
16:20 16:50 17:20
17:50
18:20
20
丧失热阱ATWS安全验证实验
3500.0

高温气冷堆的缺点

高温气冷堆的缺点高温气冷堆（High-Temperature Gas-Cooled Reactor，HTGR）是一种新型的核能发电技术，与传统的水冷堆相比，具有许多优点，例如高热效率、可用于多种工业用途等。

然而，高温气冷堆也存在一些缺点，在实际应用中需要面对一些技术和安全挑战。

首先，高温气冷堆的建设和运行成本较高。

与目前已经商业化应用的水冷堆相比，高温气冷堆的设计和制造更加复杂，需要使用更耐高温材料，增加了工程和材料成本。

此外，高温气冷堆也需要一系列高温耐压的设备和管道，这些设备和管道的制造和维护成本也较高。

因此，投资和运营高温气冷堆的成本相对较高。

其次，高温气冷堆存在一定的安全风险。

高温气冷堆使用的燃料是放射性物质，一旦发生事故，可能会导致核泄漏或污染，对环境和人类健康造成威胁。

虽然高温气冷堆的核燃料在设计上更加稳定和安全，但仍然需要建设完善的辐射防护和事故应对设施来应对潜在的事故风险。

此外，高温气冷堆需要使用气体冷却剂，除了高温氦气外，还需要防止气体泄漏和爆炸等安全问题。

第三，高温气冷堆技术尚处于发展阶段，存在一些技术难题。

例如，高温气冷堆的燃料是小颗粒球状的石墨包覆颗粒，颗粒之间的间隙很小，一旦出现燃料颗粒损坏或失效，可能会引起燃料颗粒扩散和堆芯冷却失效。

另外，高温气冷堆的热工水力特性和燃料球床的流体动力学行为也需要进一步研究和验证。

这些技术难题需要在研发和实践中得到解决，才能确保高温气冷堆的可靠和安全运行。

最后，高温气冷堆在核废料处理方面面临一些困难。

由于高温气冷堆使用的是固体球状燃料，相比水冷堆的液态燃料，核废料的处理和储存更具挑战性。

高温气冷堆产生的废料需要进行封装和长期储存，保证其安全性和稳定性。

同时，高温气冷堆的废料处理过程也需要考虑防止辐射物质的泄露和污染。

综上所述，高温气冷堆作为一种新型的核能发电技术，虽然具有许多优点，但也存在一些缺点。

建设和运营成本较高、安全风险、技术难题以及核废料处理问题都是高温气冷堆需要面对和解决的挑战。

高温气冷堆(HTR)的发展前景应予以关注

温气冷商用堆发电效率可达４％一７（水堆一般３４％压为３％５）３３％。根据南非国家电力公司（ＳＯ提ＥＫＭ）
摘要：自美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核事故后，实现反应堆的固有安全成了核电站设计的关键问题。高温气冷堆是一种具有固有安全性、用于高效发电和高温供热的先进反应堆，当今世界第四代核能系统的可是首选堆型之一。国在该领域的技术开发已经取得了突破性进展并已进入工业应用实施阶段，我其安全性和经济
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１概述
高温气冷实验堆进行的固有安全性实验中得到了验
证
射层组成。燃料直径约６ｍ铀氧化物颗粒外涂敷０ｍ，

石墨材料安全数据表

石墨材料安全数据表石墨材料概述石墨是一种天然的矿物质，主要由碳元素组成。

石墨材料具有许多优良的物理和化学特性，因此被广泛应用于多个领域，如电子设备、铸造、化工等。

安全性评估石墨材料在正常使用条件下是相对安全的，但仍需注意以下事项：1. 接触：长时间暴露于石墨粉尘中可能导致呼吸道问题，建议使用适当的防护装备，如口罩和手套。

2. 灼烧：石墨材料在高温下可能燃烧，避免将其暴露于明火或高温环境中。

3. 吞食：石墨材料无毒，但不建议摄入。

如不慎吞食，请立即就医。

4. 粉尘：石墨加工过程中会产生粉尘，注意避免吸入或接触到粉尘。

应急措施在遇到以下情况时，请采取适当的应急措施：- 皮肤接触：立即用大量水和温和的肥皂清洗受影响的区域。

如持续出现不适，请寻求医疗帮助。

- 眼睛接触：立即用清水冲洗眼睛，确保将眼睛完全冲洗干净。

如有眼红、疼痛或视力模糊等症状，请就医。

- 吸入粉尘：将受影响者移到新鲜空气中，并保持安静。

如出现呼吸困难，请立即就医。

- 吞食：如不慎吞食，请立即就医并告知医生所摄入的物质。

环境影响石墨材料在环境中相对稳定，不会对大气和水体造成重大污染。

然而，在处理和处理废弃物时，应遵守当地环境法规和规定。

废弃物处理将废弃的石墨材料交由专门的废弃物处理机构进行处理。

遵守当地的废弃物管理法规，并避免将废弃物直接排放到环境中。

总结石墨材料在正常使用条件下是相对安全的，但仍需采取适当的安全措施。

在处理和废弃物处理过程中，务必遵守当地的法规和规定，以确保环境的安全。

如有应急情况，请及时采取相应的应急措施，并寻求专业医疗帮助。

注意：以上信息仅为参考，请根据具体情况进行评估和决策。

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石墨粉安全生产风险评估报告

石墨粉安全生产风险评估报告石墨粉是一种常见的工业原料，广泛应用于钢铁、电子、化工等行业。

然而，石墨粉的生产过程涉及到一定的安全生产风险。

为了减少事故的发生和确保工人的安全，进行石墨粉安全生产风险评估是非常必要的。

石墨粉的生产过程中存在以下几个主要的安全生产风险：首先，石墨粉的粉尘污染风险。

石墨粉在生产过程中会产生大量的细小粉尘，这些粉尘容易在空气中弥散，并对工作环境造成污染。

当工人长时间暴露在高浓度的石墨粉粉尘中，会引起呼吸系统问题，甚至导致职业病。

因此，在石墨粉生产过程中需要加强粉尘控制措施，如设置封闭式生产设备、使用吸尘装置等，减少粉尘污染的风险。

其次，石墨粉的火灾爆炸风险。

石墨粉属于可燃物质，当遇到火源时容易发生火灾和爆炸。

在石墨粉生产过程中，需要采取防止火灾和爆炸的措施，如加强火源的隔离、提高排风系统的效率、定期检查防爆设备等，以防止火灾和爆炸事故的发生。

再次，石墨粉的化学品泄漏风险。

石墨粉生产过程中使用的某些化学品，如酸、碱等，在储存、搬运和使用过程中可能发生泄漏，导致环境污染和工人受伤。

为了防止化学品泄漏事故的发生，应严格遵守储存和使用化学品的安全规定，定期检查储存设备和管道的完整性，并做好泄漏事故的应急处理准备。

最后，石墨粉的机械伤害风险。

在石墨粉生产过程中，涉及到一些机械设备的操作和维护，如搅拌机、研磨机等，如果操作不当或维护不及时，容易引发机械伤害事故。

因此，在石墨粉生产过程中需要加强对机械设备的维护、修理和操作培训，提高工人的安全意识和技能。

综上所述，石墨粉的生产过程中存在着粉尘污染、火灾爆炸、化学品泄漏和机械伤害等安全生产风险。

为了确保工人的安全和减少事故的发生，需要加强粉尘控制、防火防爆、化学品管理和机械安全等方面的措施。

只有全面评估和控制好这些安全生产风险，才能提高石墨粉生产过程的安全性和可靠性。