核安全工程师讲稿提纲(铀伴生矿及案例分析)--潘英杰
注册核安全工程师考前培训课件综合第五章4567节
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一、铀转化的主要过程及其工艺特点（续）
干法气 -固相反应，工艺特点： ? 固体的反应性（活性）很重要。 ? 固体颗粒的形貌及结构与原料有关。 ? 体系处于瞬变状态。 ? 有较高（≥95％）的转化率。 ? 在较高的温度下进行，伴随发热。 ? 在含HF、F2等强腐蚀性的气体中进行（设备用耐
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三、六氟化铀的生产 （续）
⑷ 尾气处理 从第二级冷凝器排出的不凝气体中，残留有 UF6、 F2和少量 HF 等有害气体，排放前处理，以回收铀 并防止铀和氟对环境的污染。 ? 固体化学阱法 —用活性Al2O3、CaSO4、NaF、活性 碳和碱石灰等捕集。 ? UF4吸收法—用UF4来吸收F2。 ? 碱液洗涤法 —用碱液（KOH或K2CO3溶液）洗涤第 二级冷凝器排出的尾气。
综合知识 第五章 核燃料循环设施
内容
? 第一节 铀矿地质勘探 ? 第二节 铀矿开采 ? 第三节 铀的提取和精制 ? 第四节 铀化合物的转化 ? 第五节 铀浓缩 ? 第六节 燃料组（元）件制造 ? 第七节 乏燃料及其后处理
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内容
? 核燃料循环：核燃料所经历的包括燃料提取和加 工、核能利用和乏燃料后处理等一系列步骤。
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三、六氟化铀的生产（续）
⑴ 制备UF6反应器（由UF4氟化） ? 火焰炉反应器： UF4细粉末分散在 350-537℃的氟
气中发生燃烧，反应在火焰中进行。设备紧凑， 生产强度大，但对 UF4粉末的纯度、粒度及其分 散装置要求严，炉体腐蚀重，残渣量多，氟气 过剩量大。 ? 流化床反应器：反应器内的固体颗粒能迅速混 合，全床层处于等温状态，易控制温度，传热 与传质优良。床料烧结少。对原料的适应性强， 易操作调节，但设备尺寸大，生产强度低，且 氟气剩于量大和灰渣率多。
浅谈铀尾矿库的事故及预防
浅谈铀尾矿库的事故及预防潘英杰(核工业部矿冶局)铀尾矿库是核工业中贮存放射性废物数量最多的场所，其安全与否，直接关系到周围的环境质量状况和附近居民的安全与健康。
美国1959 N 1979年间，共发生重大铀尾矿库事故12起，CI)造成了环境的严重污染，带来了巨大的经济损失;其它产铀国也发生过类似的事故。
前车之鉴，告诫人们必须加强对铀尾矿库的科学管理，采取有效的预防对策。
一、铀尾矿库垂故的特点1,据有关资料报导，铀尾矿库事故以洪水漫顶和坝体、基础渗漏而引起者居多，约占尾矿库事故总数的69％(见附表)。
美国的12起铀尾矿库事故中，由洪水和坝基本身原因引起的约占58％，尾矿输送方面的事故约占25％。
2.多数铀水冶厂的尾矿浆经石灰中和后，没有采取浓缩处理措施，其重量浓度多在10~25%。
这样的尾矿浆易发生离析.离析后的细泥尾矿容重较小，体积比大大增加，并且不易沉降，从而导致铀尾矿库安全稳定性降低。
3.我国铀尾矿库的初期坝多采用土坝，坝坡易发生渗流和形成管涌，造成坝面风蚀而引起尾矿库事故。
据统计，土坝事故发生率高达69.1％. 某些尾矿库采用上游堆坝法，由于管理维护不当，特别在雨季，可使坝体浸润线抬高，甚至使整个坝体渗水，达到饱和状态。
用十字板剪强度计算坝体安全系数仅达1,05,常常由此引起溃坝，酿成重大事故。
5.由于铀尾矿库贮存了大量的放射性核素，例如一个库容为1000万吨的铀尾矿库，大约可贮存总放射性活度为1.0X IO"贝可的放射性物质，铀含量可达800吨，Ra 含量可达1,2公斤。
其总放射性活度量相当于原矿的86%,含量相当于原矿的98％.并且尾矿中放射性核素的半衰期相当长(达1600~-107年)，是长期作用于环境的放射性污染源。
因此，一旦发生铀尾矿事故，将会造成大面积污染，导致环境辐射本底的增高，进而增大群体的剂童负担。
6,铀尾矿同时存在大量非放射性有害物质，如不同程度地含有}_,}.砷、氨氮、酸根及有机毒物等等，其流失、扩散，会直接危害农作物和鱼类的生长。
2013版核安全工程师四科教材内容提纲
二）核安全相关法律法规 三）核安全专业实务 四）核安全案例分析第一章 原子核物理基础第二章 核反应堆工程基础第三章 核反应堆与核动力厂第四章 民用核安全设备基础知识第五章 核燃料循环设施第六章 核技术利用基础知识第七章 辐射防护基础第八章 IAEA提出的核基本安全原则第九章 核安全文化二）核安全相关法律法规第一部分 我国核安全法律法规概述第二部分 核安全重要的法律法规第三部分 与核安全有关的部门规章第四部分 核安全重要标准与管理文件第五部分 国际公约与相关文件三）核安全专业实务第一章 核安全监管概述第二章 核安全质量保证要求第三章 核设施厂址安全评价第四章 核动力厂的设计安全要求第五章 核动力厂的运行第六章 民用核安全设备质量监管要求第七章 核燃料循环设施核安全监督管理第八章 核材料管制与核设施实物保护第九章 核与辐射应急准备和响应及其监管第十章 放射性同位素和射线装置的核安全监管第十一章 放射性废物和核与辐射设施退役安全监管 第十二章 放射性物质运输安全监督管理第十三章 流出物排放控制第十四章 辐射环境监测四）核安全案例分析第一部分 案例分析第二部分 案例选编第一章 原子核物理基础第一节 原子和原子核的基本性质第二节 原子核的放射性第三节 核辐射射线及其与物质相互作用第四节 原子核反应第二章 核反应堆工程基础第一节 核裂变及核能的利用第二节 核反应堆的基本工作原理第三节 反应性与反应性的控制第四节 核反应堆内的释热与传热第三章 核反应堆与核动力厂第一节 核反应堆主要类型第二节 压水堆核电厂第三节 核动力厂使用的其他核反应堆堆型 第四节 新型压水反应堆第五节 研究堆第六节 反应堆及核动力装置的功率控制第七节 核反应堆保护系统第四章 民用核安全设备基础知识第一节 民用核安全设备的特殊性第二节 民用核安全设备的核安全分级要求 第三节 民用核安全设备标准规范第四节 民用核安全设备常用金属结构材料 第五节 主要民用核安全设备举例第五章 核燃料循环设施第一节 铀矿地质勘探第二节 铀矿开采第三节 铀矿提取和精制（纯化）第四节 铀化合物的转化第五节 铀浓缩第六节 燃料组件制造第七节 乏燃料及其后处理第六章 核技术利用基础知识第一节 辐射源第二节 常用放射源和同位素第三节 核反应堆和加速器生产放射性同位素 第四节 放射性同位素的应用第五节 射线装置的应用第六节 国内外核技术利用的发展状况第七章 辐射防护基础第一节 辐射防护的目的和任务第二节 辐射源种类、来源和水平第三节 辐射照射的分类第四节 电离辐射的生物效应第五节 辐射防护中使用的量及其单位第六节 实践和干预第七节 辐射防护的基本原则第八节 辐射防护剂量限值第九节 外照射防护与内照射防护的基本方法和技术 第十节 辐射防护监测第十一节 辐射防护大纲第八章 IAEA提出的核基本安全原则第一节 基本安全原则的提出第二节 基本安全原则的适用范围第三节 安全目标第四节 基本安全原则第九章 核安全文化第一节 核安全文化概述第二节 组织核安全文化的建设第三节 IAEA对单位核安全文化的评价方法第四节 推进核安全文化建设的良好实践二）核安全相关法律法规第一部分 我国核安全法律法规概述一、核安全法律法规的概述1）核安全的定义2）核安全法律体系3）核安全导则4）核安全管理文件5）核安全技术文件与标准二、核安全法律法规考试要求1）核与辐射安全有关法律考试要求2）国务院条例及其对应部门规章考试要求3）重要标准与管理文件考试要求第二部分 核安全重要的法律法规1）《中华人民共和国放射性污染防治法》2）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》3）《中华人民共和国核材料管制条例》4）《中华人民共和国核电厂核事故应急管理条例》5）《放射性同位素与射线装置安全和防护条例》6）《民用核安全设备监督管理条例》7）《放射性物品运输安全管理条例》8）《放射性废物安全管理条例》第三部分 与核安全有关的部门规章一、民用核设施安全监督管理类1）通用系列规章a）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之一——核电厂安全许可证件的申请和颁发》b）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之一附件一——核电厂操纵人员执照颁发和管理程序》c）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之二——核设施安全监督》d）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件一——核电厂营运单位报告制度》e）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件二——研究堆营运单位报告制度》f）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之二附件三——核燃料循环设施的报告制度》g）《民用核设施安全监督管理条例实施细则之三——研究堆安全许可证件的申请和颁发的规定》h）《核电厂核事故应急管理条例实施细则之一——核电厂营运单位的应急准备和应急响应》i）《核电厂质量保证安全规定》2）核电厂系列规章a）《核电厂厂址选择安全规定》b）《核电厂设计安全规定》c）《核电厂运行安全规定》d）《核电厂运行安全规定附件一——核电厂换料、修改和事故停堆管理》3）研究堆系列规章a）《研究堆设计安全规定》b）《研究堆运行安全规定》4）非堆核燃料循环设施系列规章a）《民用核燃料循环设施的安全规定》二、核材料管制类1）《核材料管制条例实施细则》三、民用核安全设备监督管理类1）《民用核安全设备设计制造和无损检验监督管理规定》 2）《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》3）《民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定》4）《进口民用核安全设备监督管理规定》四、放射性物品运输安全管理类1）《放射性物品运输安全许可管理办法》2）关于发布《放射性物品分类和名录》（试行）的公告五、核技术利用监督管理类1）《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》2）关于修改《放射性同位素与射线装置安全许可管理办法》的决定3）《放射性同位素与射线装置安全和防护管理办法》4）《建设项目环境影响评价分类管理和名录》5）《放射源分类办法》6）《射线装置分类办法》六、放射性废物安全管理类1）《放射性废物安全监督管理规定》七、电磁辐射环境保护类1）《电磁辐射环境保护管理办法》第四部分 核安全重要标准与管理文件1）《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》2）关于发布《注册核安全工程师执业资格关键岗位名录》（第一批）的通知3）关于发布《民用核安全设备目录（第一批）》的通知4）《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》（摘录）5）《核动力厂环境辐射防护规定》6）《放射性物质安全运输规程》7）《关于发布放射源编码规则的通知》8）《关于建立放射性同位素与射线装置辐射事故分级处理和报告制度的通知》9）《放射性废物分类标准》10）《核燃料循环放射性流出物归一化排放量管理限值》11）《电磁辐射防护规定》第五部分 国际公约与相关文件1）《核安全公约》2）《乏燃料管理安全和放射性废物管理安全联合公约》 3）《及早通报核事故公约》4）《核事故或辐射紧急援助公约》5）《核材料实物保护公约》6）《国际核与辐射事件分级（INES）使用手册》7）核与辐射安全有关的重要国际机构三）核安全专业实务第一章 核安全监管概述第一节 核能与核技术利用及其核安全监管第二节 纵深防御与核安全监管第三节 核安全许可制度第四节 其他一些核与辐射安全监管工作第二章 核安全质量保证要求第一节 与质量保证有关的专业术语第二节 质量管理和核电厂质量保证的形成和发展第三节 我国核设施质量保证法规的基本结构和规定的基本要求 第四节 我国核设施质量保证导则简介第五节 核设施质量保证体系的建立第六节 质量保证文件的编制第七节 质量保证大纲的管理及实施第八节 对质量保证的核安全审评第九节 对质量保证实施的核安全检查第三章 核设施厂址安全评价第一节 核电厂厂址安全评价综述第二节 核电厂厂址地震危险性评价第三节 核电厂厂址安全评价中的气象事件第四节 滨海和滨河核电厂址的洪水危害第五节 核电厂厂址评价和地基的岩土工程问题第六节 核电厂厂址评价的外部人为事件第七节 核电厂厂址评价的放射性物质流出物弥散和人口分布问题 第八节 放射性废物处置第四章 核动力厂的设计安全要求第一节 核动力厂安全目标第二节 纵深防御原则第三节 安全管理要求第四节 安全功能、安全分级和设计规范第五节 总的设计基准第六节 构筑物、系统和部件的可靠性设计第七节 辐射防护设计安全要求第八节 防火设计安全要求第九节 设计基准事故安全分析第十节 严重事故预防和缓解第十一节 概率安全分析及其在安全管理中的应用第五章 核动力厂的运行第一节 运行限值和条件第二节 核动力厂运行的安全管理第三节 核动力厂的在役检查和定期试验第六章 民用核安全设备质量监管要求第一节 民用核安全设备监管相关法规文件第二节 民用核安全设备及其资格许可制度第三节 进口民用核安全设备监管要求第四节 民用核安全设备活动监管要求第五节 民用核安全设备监管中的几个特殊问题第七章 核燃料循环设施核安全监督管理第一节 铀矿勘探、开采和加工的辐射安全监督问题第二节 核燃料加工、处理设施的辐射防护第三节 核燃料加工、处理设施的临界安全第四节 核燃料加工、处理设施的化学安全第八章 核材料管制与核设施实物保护第一节 核材料管制的目的、基本要求和采取的对策第二节 核材料衡算管理第三节 实物保护第四节 核材料管制的监督检查第九章 核与辐射应急准备和响应及其监管第一节 核事故与核事故应急第二节 我国核事故应急管理体制第三节 干预、干预原则与干预水平第四节 核事故应急状态、应急行动水平及应急响应第五节 核设施应急计划区第六节 核应急设施第七节 核应急响应能力的保持第八节 国务院核安全监管部门对应急准备与响应的监督 第九节 辐射事故及应急预案第十节 国际核与辐射事件分级表第十章 放射性同位素和射线装置的核安全监管第一节 放射性污染防治法的相关规定和要求第二节 放射性同位素和射线装置的核安全许可管理第三节 放射性同位素应用中的辐射防护第四节 射线装置应用中的辐射防护第五节 放射源使用、贮存的监督管理第六节 大型辐照装置的辐射监督管理第七节 核技术利用放射性废源返回生产厂家或送贮的政策 第八节 核技术利用废物贮存库场址选择的特点和基本要求 第十一章 放射性废物和核与辐射设施退役安全监管第一节 放射性废物管理指导思想和原则第二节 放射性废物的产生和分类第三节 低、中放废物的处理第四节 低、中放和极低废物的处置第五节 高放废物和α废物的处理与处置第六节 核设施与辐射设施退役前期准备第七节 核设施与辐射设施退役的实施第八节 核设施与辐射设施退役的管理第十二章 放射性物质运输安全监督管理第一节 放射性物品运输安全管理条例第二节 放射性物质安全运输规程第十三章 流出物排放控制第一节 流出物概述第二节 流出物中污染物分类第三节 流出物的来源第四节 流出物在环境中的转移、弥散途径第五节 控制流出物排放的原则第六节 流出物排放要求和排放准则第七节 流出物监测的基本要求第八节 流出物管控现状第九节 核动力厂严重事故及缓解放射性物质事故排放的措施 第十四章 辐射环境监测第一节 辐射环境监测的概述第二节 环境中放射性的背景状况第三节 辐射环境监测的管理第四节 辐射环境监测方法第五节 放射性本底调查与运行监测第六节 人为活动对环境放射性的影响的监测第七节 环境辐射监测的质量保证四）核安全案例分析第一部分 案例分析一、反应堆工程案例【案例1】某试验反应堆主泵故障事件【案例2】某核电厂硼稀释事件【案例3】二环路核电厂应急给水系统设计差错案例【案例4】压水堆核电厂二回路管线上大气释放阀安全设计案例【案例5】某游泳池反应堆的超功率保护停堆事件【案例6】Browns Ferry火灾二、铀（钍）矿与伴生放射性矿案例【案例1】铀矿通风不良导致的辐射超标事件【案例2】硝酸铀酰复合烧伤所致体内铀污染超剂量事件三、核燃料加工、处理与放射性物质运输案例【案例1】核燃料元件厂六氟化铀泄露事件【案例2】核燃料厂工作人员过量吸入PuO事件2【案例3】核燃料元件厂放射性物质大量释放事件【案例4】核燃料加工厂临界事件【案例5】核化工厂检修S-404剂量泵发生的喷料事件【案例6】废旧过滤器运输放射性物质泄漏污染事件【案例7】放射性物质运输铀泄露事件四、核技术应用案例【案例1】137Cs源跌落破损污染事件【案例2】226Ra源破损后造成大面积α污染事件【案例3】60Co放射源提升系统失灵引致的过量照射事件五、放射性废物管理与核设施退役案例【案例1】铀金属车屑自燃事件【案例2】铀屑桶被盗事件【案例3】高放浓缩液泄漏事件【案例4】弱放废水蒸残夜贮存罐泄漏事件【案例5】1AW二次废液泄露事件【案例6】南乌拉尔乏燃料后处理设施高放废液贮存罐爆炸事件【案例7】放射性废树脂固化体的溶胀破坏事件【案例8】沥青固化工厂着火爆炸事件【案例9】放射性废物焚烧炉过早报废事件【案例10】退役决策争议事件【案例11】退役废物过量事件六、核设施选址案例【案例1】核设施选址不当导致工程下马案例【案例2】厂址勘探缺陷及时补救措施的案例【案例3】地基施工不当案例【案例4】泥石流对核设施安全影响的案例【案例5】山区洪水淹没应急柴油发电机房事件【案例6】外部洪水引起内部水淹的时间七、质量保证案例【案例1】质量保证大纲文件不完整的案例【案例2】物项采购控制失误的案例【案例3】重复发生焊接不符合项的案例【案例4】调试中不满足质保要求带来不良后果的案例【案例5】焊接工艺过程控制失误，造成焊缝出现大量超标缺陷；缺陷处理不符合质保要求，导致无缺陷焊缝的质量不能确定的案例第二部分 案例选编【案例1】切尔诺贝利核电厂事故【案例2】三哩岛核电厂事故【案例3】某核电厂全部丧失安全厂用水事件【案例4】某实验反应堆燃料试验元件熔化事故【案例5】核电厂主给水系统隔离安全设计案例【案例6】美国Browns Ferry3控制棒插入故障案例【案例7】核燃料元件厂更换阀门引致六氟化铀泄漏事件【案例8】核燃料厂Pu(CO3)2夹带逸出事件【案例9】核燃料元件厂四氟化铀泄露事件【案例10】铀浓缩厂放射性物质泄露事件【案例11】核化工厂过量吸入硝酸钚事件【案例12】核化工厂二氧化钚洒落事件【案例13】核化工厂量槽间钚料液泄露事件【案例14】核燃料厂131I泄露事件【案例15】核燃料厂运输废旧过滤器跌落事件【案例16】核化工厂1A槽泄露事件【案例17】核化工厂铀线设备间泄漏事件【案例18】放射性同位素运输中丢失32P事件【案例19】放射性KCI样品运输中的表面污染事件【案例20】放射性废物运输中的表面污染事件【案例21】美国橡树岭Y-12工厂的意外临界事件【案例22】美国汉福特Recuplex工厂的意外临界事件 【案例23】美国伍德河杰克逊工厂意外临界事件【案例24】英国温茨凯尔工厂的意外临界事件【案例25】美国爱达荷化学处理厂的意外临界事件【案例26】法国皮埃尔拉特的UF6释放事件【案例27】美国汉福特钚处理工厂的火灾事件【案例28】英国温茨凯尔工厂“首端”厂房中事件【案例29】美国萨凡纳河工厂的爆炸和火灾事件【案例30】意外γ辐射源照射事件【案例31】137Cs源破损所致污染事件【案例32】丢失226Ra放射源事件【案例33】60Co射线机源脱出事件【案例34】60Co放射源意外照射事件【案例35】电子束致右手急性皮肤损伤【案例36】热室检修人员误受60Co源超剂量照射事件【案例37】镭源破漏事件【案例38】电子束致左手急性皮肤损伤【案例39】误受60Co源超剂量照射事件【案例40】EPS辐射事件【案例41】核燃料元件厂蒸发池跑水事件【案例42】改变UO富集度导致临界事件2【案例43】铀金属车屑自燃事件【案例44】核化工厂强放废液喷出污染事件【案例45】核化工厂1AW废液泄露事件【案例46】核化工厂生产下水污染事件【案例47】汉福特核基地40年代131I的强释放【案例48】通风不良导致氡及氡子体浓度超标事件【案例49】英国乏燃料贮存火灾事件【案例50】认定后更改地震等级事件【案例51】雷击造成全场断电事件【案例52】厂址地基不均匀沉降事件【案例53】新的设计要求未能落实造成不符合项的事件【案例54】未认真执行质保大纲使产品鉴定无效事件 【案例55】设备组装作业程序疏漏造成组装返工的事件 【案例56】质保记录不符合要求而不能成为质量的客观证据的事件【案例57】质保内、外监查不符合质保监查要求的事件【案例58】管理部门审查流于形式未起到应有作用的事件 【案例59】设计错误致使交工后还要大量返工的事件【案例60】监督和验收不力致使产品存在的严重问题到安装时才发现的事件。
核安全工程师案例分析第七章
序，才能防止不符合项的再次出现。
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核安全工程师案例分析第七章
【案例4】调试中不满足质保要求带来不良后果的案例
背景材料：
某调试单位在调试工作中出现了下述不满足质保要求的情况：
1. 在对一个安装刚刚结束的系统进行调试时，以核安全导则“核电 厂调试程序”为指导安排工作步骤，由于未对系统中各个阀门的开、闭 情况作全面检查，致使对该系统注水进行水压试验时，遇到关闭的阀门 使水无法注入，系统水压试验无法进行。
2．对于Inconel 690焊丝这类重要物项的采购，首先要对供方进行调 查，包括：供方基本情况、人员状况、主要加工设备和生产能力以及质 量保证能力等。其次，对供方进行评价,重点是：供方以往从事类似物项 的质量情况，包括用户的使用经验和记录等，对供方以往无从事类似物 项的制造经验和记录，供方应向买方提供制造方案及采取的有效措施， 以间接证明供方具有提供该物项的能力。此外，还应对供方的业绩和资 质等进行评价。在对焊丝进行源地验收时，应派合格的技术人员，并按 采购文件的要求，对焊丝的检查试验过程进行见证且对其质量严格验收。
问题：
1．Inconel 690焊丝在采购过程中存在的问题及教训是什么？
2．在物项采购中如何避免上述问题的发生？
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核安全工程师案例分析第七章
分析要点：
本案例主要考查核电厂物项和服务采购中,买方如何对供方进行评价 和选择，以及如何进行物项和服务的验收等。要求针对本案例掌握对供 方进行评价和选择的原则和方法，以及进行源地验收的要求等质保内容。
参考答案：
1．在制定大纲时，首先要将所执行的工作任务和所承担的质量保证 活动进行分解，并根据各项活动所承担的任务（如销售，设计和开发， 加工制造，采购，质保等），列出大纲活动职能，将其职能分配给各个 部门，制定出“质保职责分配一览表”。并根据“质保职责分配一览表” 对质保大纲所规定的职责进行检查和审评，以保证质保大纲中质保职责 分配的完整性。
核安全工程师-核安全案例分析核燃料加工、处理与放射性物质运输案例
核安全工程师-核安全案例分析核燃料加工、处理与放射性物质运输案例[问答题]1.核燃料元件加工厂六氟化铀泄漏事件背景材料：某年，某核燃料元件厂一车间水解生产工序在六氟化铀料瓶（江南博哥）安装完毕后，开始边升温边试压，检查系统的密闭情况。
密闭检查完成后，开始正常升温，由于水解槽温度自动控制仪表的控制部分失灵，在升温一段时间后，仪表指示温度已达92℃（在正常情况下，当温度升至70‐75℃时，自动切断加热电源），于是采取快速降温措施。
但在降温过程中，1号阀门被冲破，大量六氟化铀气体外泄，厂房内很块充满六氟化铀气体，操作人员被被迫离开厂房。
15分钟后，厂房内白色烟雾消失。
半小时后，水解槽温度降至18℃，但大约在2小时40分后，仍有少量六氟化铀体气体外泄。
大约2小时50分钟后，决定更换1号阀门，当移去1号阀门时，料瓶内的气体大量泄出，仅1分钟左右，厂房内便浓雾弥漫，申手不见五指，人员被迫再次撤出。
为了尽快阻止物料外泄，事件处理人员佩戴氧气呼吸器轮流进入厂房，又经十几分钟，1号阀门才被安装上，厂房内烟雾基本排尽。
据估计，事件导致了240Kg六氟化铀外泄，总放射性活度2.5*109Bq，污染面积375m2。
问题：<1>.从仪表失灵分析评价生产准备的有效性。
<2>.从第一次物料泄漏后的处理过程，分析评价事故处理中存在的问题。
<3>.从第二次物料泄漏分析评价事故处理中存在的问题。
<4>.应吸取的经验教训。
正确答案：<1>.正式生产前已进行了试验和检查，但还未投入生产就发生温度自动控制仪表失灵，说明生产准备工作做得不到位，没有对系统的关键部位仪表的有效性进行验证。
<2>.事故发生后应采取应急措施，减少物料的外泄。
而事故发生在2小时40分钟后，仍有少量六氟化铀气体外泄，说明没有采取必要的措施，没有积极地堵漏或采取其他减少物料外漏的措施，仅是降温后任其自然消失，事故处理措施不力。
铀(钍)矿与伴生(案例)
又由于事先没有相应的防泛和处理硝酸烧伤应急预案和方法，因此在发生事 故时错手不急，造成事态扩大。
据估算伤员去污前烧伤表面铀的污染量约为340 mg，如以伤口创面的吸 收率未30%计算，刘韧俊的初始负荷量未100 mg。中国辐射防护研究院推 算伤员体内初始负荷量为186 mg。该值相当于ICRP建议值的12~25倍。
从体内初始负荷量计算的全身剂量负担为3.6~7.1mSv，肾的剂量负担为 8.1~16.2 mSv。是一起最严重的铀内污染事件。
注册核安全工程师讲稿提纲
[案例1] 铀矿通风不良导致的辐射超标事件（续）
分析要点： 该事件的发生应从氡及氡子体产生规律及与通风的关系，以及管理方 面问题分析超剂量原因和应采取的控制措施。 问题答案： 问题1答：由于在铀矿山建设初期，对矿井氡及氡子体的危害认识不足 ，领导没有给予重视，特别是矿井通风工程和防护措施没有与主体实行 “三同时”。在通风不健全的情况下投入生产，造成矿井氡及氡子体大 量聚集，致使铀矿工受氡及氡子体照射剂量严重超标的事件。 问题2答：主要措施有：（1）建立完整的矿井通风系统，使矿井具有 足够的排氡及氡子体的风量、风压和注入新鲜空气的能力；（2）密闭废 旧巷道和采空区，方针氡的扩散和释放；（3）及时排出坑道废水；（4 ）尽量采用氡析出量小的采矿方法。
铀（钍）矿与伴生放射性矿案 例分析
注册核安全工程师讲稿提纲
铀（钍）矿与伴生放射性矿案例分析
[案例1] 铀矿通风不良导致的辐射超标事件
核安全工程师讲稿(新).
有害一面：1902—镭致骨癌、白血病； 1924—铀矿工肺癌（德国、捷克、美国）；
1945 —日本广岛、长崎发射性损伤。
2020/7/8
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注册核安全工程师讲稿提纲
第一节 铀（钍）矿与伴生放射性矿开采和加工的辐射防护和环境 保护的基本要求
露天矿山
3、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、 0.1 kBq/m3、0.5μJ/m3。
4、工作面入风风流的粉尘、氡及氡子体控制浓度应分别不大于0.5mg/m3、 1.0 kBq/m3、3μJ/m3。 氡：1.1kBq/m3
5、铀选冶厂 氡子体：1.6μJ/m3
2020/7/8
地下堆浸：原地爆破浸出液—离子交换—淋洗或（萃取、反萃 取）—沉淀—过滤—铀化学浓缩物（产品）
2020/7/8
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注册核安全工程师讲稿提纲
第一节 铀（钍）矿与伴生放射性矿开采和加工的辐射防护和环境 保护的基本要求（续）
纯化工艺：铀化学浓缩物（黄饼）—硝酸溶解—过滤—萃取—反萃取 —浓缩及脱
硝—沉淀—固液分离—转化结晶—压滤—煅烧（880℃）— 冷却—UO2、U3O8产包装 （核纯级或核电级天然铀）
常规矿山
矿山
地下矿 山
平硐 竖井 斜井
一、铀矿山、 水冶工艺概
况
水冶
化学矿山：原地浸出溶液—离子交换—淋洗 或（萃取、反 萃取）—沉淀— 过滤—铀化学浓缩物（产品）
常规水冶：粗碎—放射性选矿—（中、细）碎—磨矿—浸出— 离子交换—淋洗 或（萃取、反萃取）—沉淀—过滤—铀
化学浓缩物（产品） 地表堆浸 ： （粗、中、细）碎—浸（渗滤）出液—离子交换— 淋洗或（萃取、反萃取）—沉淀—过滤—铀化学浓缩物（产品）
核安全工程师讲稿(四章)
从实际应用看，可以认为稳定不变； 使用期限的确定主要考虑放射源的半衰期和
安全性
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注册核安全工程师讲稿提纲
二、同位素与放射性同位素
同位素有二类，一类是稳定的，另一类是不稳定的， 即放射性的。在已发现的2500多种同位素中，稳定的 核素只有280种左右，其余2200多种都是所谓“放射 性”的。
• （1）天然放射性
• 天然放射性同位的种类很多，有几十种，但有实际意义的核素有 235U，238U，236Ra，232Th, 222Rn，40K和14C等。地球上到处都存在 着天然放射性同位素，它们衰变时放出α，β或γ射线。
• 我们把这种来自地壳表面的射线称为地面辐射。通常又把宇宙射线 和地面辐射统称为天然本底辐射。
4. 负责审批的环保部门对予以受理的，通过具体形式和实质 审查，作出准予批准（许可）或者不准予批准（许可）的 决定，并以正式书面文件通知申请人。
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一 行政审批条件
1.对环境影响评价文件的要求 2.对建设项目的要求 3.核发许可证的条件 4.提交的材料 5.审查方式和批准形式
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注册核安全工程师讲稿提纲
（3）源的使用期限
短半衰期核素放射源的使用期限主要与核素 的半衰期有关。
长半衰期核素放射源的使用期限主要考虑放 射源的安全性能。
浅论我国铀矿工业的环境保护技术及展望
浅论我国铀矿工业的环境保护技术及展望
潘英杰
【期刊名称】《铀矿冶》
【年(卷),期】2002(021)001
【摘要】根据我国铀矿工业多年生产和环境保护实践,在总结历年各类资料基础上,对铀矿工业生产中三废产生的控制及防护技术进行论述,并对今后铀矿工业环境保护技术进行了展望.
【总页数】4页(P43-46)
【作者】潘英杰
【作者单位】中国核工业集团公司金原铀业有限责任公司,北京,100822
【正文语种】中文
【中图分类】TL942.1
【相关文献】
1.推动我国造纸工业向新型工业化道路前进--我国造纸工业的回顾与展望 [J], 胡宗渊
2.2010～2020年我国印刷工业发展展望：2011～2020年我国印刷工业发展展望[J], 齐福斌
3.我国地浸采铀工艺成功展现了铀矿工业的发展前景--对新疆某铀矿地浸工业试验成果的技术经济评价 [J], 李开文
4.上海电力工业环境保护技术改造的现状与展望 [J], 陈从理;
5.我国铀矿通风尾气放射性核素迁移的研究现状及展望 [J], 谢东;王汉青;周星火
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铀资源地质学实验PPT教学课件
除铀的定量外，本方法还用于研究铀在岩石和矿物中的存在
形式和铀在岩石中的配分等课题。判断铀存在形式的主要依据是径
迹的密度与分布特点。例如，浓密放射状径迹常与铀矿物或铀以类
质同象形式存在的含铀矿物有关；稀疏均匀的径迹常与造岩矿物中
分散吸附形式的铀有关。
2020/12/09
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（3）荧光分析 荧光分析是利用矿物在外来能量激发下能发出可见光的性质 来鉴定矿物的方法。 荧光性是六价铀矿物的特性。六价铀矿物的发光色多为淡黄 绿色(钙铀云母型)和淡青绿色(板菱铀矿型)，较少为淡褐黄色、淡 污黄绿色(硅钙铀矿型)、淡黄色、淡绿色和橙褐色等。发光强度可 分为五级：极强、强、中等、弱和极弱(见后表)。 铀矿物的发光分析主要以长波紫外线(波长300－400纳米)为 激发源，在暗室或暗箱中进行。将未知矿物的发光色和发光强度与 已知矿物对比，即可作出初步鉴定。已知铀矿物的发光性质列于后 表中。
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相对比较法的具体操作步骤如下：
①制样 待测样品需制成厚约0.05mm的光薄片，光薄片要
两面抛光。粘合剂用618型环氧树脂与乙二胺(固化剂)按100﹕7的
比例调制。可在烘箱中在70℃下加热以加速其固化。
②样品的包装 将探测器裁成比光薄片略小的小片，将其用
透明胶纸固定在光薄片上(预先用丙酮擦净)，然后用超纯铝箔包好，
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发光强度 极强
强
发光颜色
淡青绿色 淡黄绿色 淡青绿色 淡黄绿色
中等
淡绿色 淡黄绿色
的特性来检查铀、钍矿物和研究其分布特点的方法。
该方法要求将含有铀、钍矿物的标本磨制成光面或光片。在暗室
中将光面或光片紧压在照相底片(最好是X光底片)上，样品即自行
2013年-注册核安全工程师-案例分析-第五章案例
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【案例3】高放浓缩液泄漏事件
问题: 3.本事件的教训是什么？
主要教训 • 检修工作必须严格按检修程序进行，做到质量保证；； • 辐射防护人员要密切配合检修工作，监测装置应始终 处在运行状态； • 作好应急响应准备（如监测装置停机是由停电引起， 应设有应急电源）； • 重视员工的安全文化素养和技术培训等等。
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【案例3】高放浓缩液泄漏事件
背景材料
某核化工厂，工艺人员操作高放废液浓缩液时，发生高放废 液从阀座中泄漏出来，污染了地面。导致泄漏的原因是前 一天检修阀门时，螺栓未固紧，致使料液从松动的阀座孔 中泄出。再则，由于当时γ多道报警器停机，因此未及时 发现料液泄漏。当打开γ多道报警器时三点同时报警，发 现地面有1AW高放废液，立即通知工艺人员停车，停车后， 由于罐内有余压，持续较长时间才停止泄漏。 估 计 泄 漏 高 放 废 液 1 . 5 ～ 2 . 5 L， 放 射 性 总 量 约 2 . 2 2 ～ 3.7×1012Bq。共有69人参加去污处理，参加处理人员的集 体剂量当量为0.2人·Sv，受照剂量最大者为15mSv。
【案例3】高放浓缩液泄漏事件
问题:
2.高放废液设备检修应该怎样进行? • 检修工作进行之前，应该提出检修文件； • 辐射防护部门要审查检修文件，进行风险分析和制定 防护措施（其中包括γ多道报警器必须始终处在运行 状态）； • 检修工作应严格按制定的检修程序进行。检修完毕必 须进行质量检查； • 作好应急准备。
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【案例1】铀金属车屑自燃事件
分析要点: 本案例是铀金属车屑自燃事件，主要考核： • 铀屑有自燃着火的特性； • 如何处理铀屑着火事件； • 加强管理重要性。
第07章核燃料循环设施核安全监督1节教学案例
• （5）防护技术知识的宣传和培训，提高全员安全文化素 质和防护技能，保护工作人员和周围公众及环境的安全。
2020/4/24
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3） 铀地矿防护和环境保护基本要求
（1）.铀矿勘探、开采和加工设施建设应按国家相关规定施行许可证制度。
学浓缩物（产品） 地表堆浸 ： （粗、中、细）碎—浸（渗滤）出液—离子交换— 淋洗或（萃取、反萃取）—沉淀—过滤—铀化学浓缩物（产品）
地下堆浸：原地爆破浸出液—离子交换—淋洗或（萃取、反萃 取）—沉淀—过滤—铀化学浓缩物（产品）
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（三）铀矿采冶工艺方框图
•
• 露天开采 •
地下开采
矿石加工的矿石准备部分的放射性核素与矿井基本相同，只不过是铀矿 石经过选后，可将铀矿石中15%-20%的废石分选出去，进而提高了铀矿石的 有用成分。
再经过化学浸出和提纯后的铀化学浓缩物的铀含量可达70%。因此，铀 水冶提纯后的各工序，由于将绝大部分铀提取出来，所以纯化后的各工作岗 位仅存在铀的污染和危害问题，不存在氡及氡子体的危害。尾矿中却仅存在 少部分未被提取出来的铀，但保留了大约98%以上的镭及其放射性性子体核 素，因此尾矿库中储存的尾矿是危害环境的最重要的放射性污染源，也是辐 射防护和环境保护的重点。
（2）.铀矿勘探、开采和加工建设营运单位在进行设施选址、建造、运行、退役等活动，
必须严格执行国家、行业相关技术标准、规范。
（3）.与铀矿勘探、开采和加工设施建设项目相配套的安全和辐射防护措施，以及放射
性污染防治和环保设施，应当与主体工程同时设计、同时施工、同时投入使用。
（⒋） 铀矿勘探、开采和加工设施营运单位应当对作业场所、产生的流出物和周围环境
铀尾矿库的辐射安全及事故预防对策
引言
随着原子能事业的发展 , 核电的发展更为迅 速 , 截止 2000 年底 , 世界运行的核电机组达 440 套 , 总装机容量达 353 GW 。 预计到 2010 年 , 核 电总装机容量将达到 364 . 6 GW , 届时核电的发
[ 1] 电量将占总发电量的 25 % 。 因此 , 对铀矿冶产 品的需求量将不断增大 , 相应的铀尾矿量也必将
图 1 氡他事故时 , 可 造成大量铀尾矿浆流入环境 , 会导致大面积农田 、 池塘 、 水源等环境的放射性污染 , 致使辐射环境本 底增高 , 给环境公众群体造成不应有的剂量负担 。 并且由尾矿沙淹埋污染的农田 、鱼塘及居住区难 于彻底去除 , 会长期造成危害 。 同时铀尾矿中还会存在大量非放射性有害化 学物质和重金属 , 如 : Mn 、 Cd 、 As 、 SO4 及 有机毒物等 。 它们都会直接造成环境污染 , 危及 和破坏周围农牧鱼业和损害人体健康 , 并且这种 污染难以清除和治理 。 可见 , 铀尾矿库辐射安全事故对环境的影响 及危害是严重的 , 因此必须要做好铀尾矿库的安 全管理和事故预防工作 。
[ 5] 库事故总数 69 % ( 详见表 1) 。 铀尾矿库事故也
与日剧增 。 目前 , 世界各地共堆存铀尾矿量达数 百亿 t 。 大的铀尾矿库可储存数千万 t 计的铀尾 矿渣 , 小的也将 储存数十至数百万 t 。 铀尾矿库 是核燃料生产系统中储存放射性废物数量最庞大 的场所 。 由于尾矿中含有铀 、镭 、 钍等十多种天然 放射性核素 , 其镭等核素的含量几乎都在原矿含 量的 98 %以上 , 且核素寿命在 1 000 a 以上的约 占 30 %, 同时还含有大量非放射 性有毒 、有害物 质 , 所以铀尾矿库将长久对 环境造成潜在影响 。 其安全问题和辐射环境问题都十分突出 。 因此 , 铀尾矿库的安全与否 , 直接关系到尾矿库周围的 环境质量状况及附近居民的安全和健康 。 美国曾于 1959 年到 1979 年的 20 a 间 , 共发 生铀尾矿事故 12 起[ 2] , 造成了环境污染的严重后 果 。 其他产铀国也不同程度地发生过类似的辐射 污染事故 。 我国的铀尾矿库虽然没有发生过大的 事故 , 但是 , 也存在一定隐患和问题 。 从 《三十年 辐射环境质量评价》 可知 , 铀矿冶系统放射性核素 对周围公众照射的集体剂量约占核燃料系统总集 体剂量的 91 . 5 %。 铀尾矿库析出的氡的贡献约 占铀矿冶系统的 1/ 4
核安全工程师讲稿(新)
镭226 10-3Bq/l 20.4-58.1
露天矿山 常规矿山 矿山 平硐 竖井 斜井
地下矿 山
化学矿山：原地浸出溶液—离子交换—淋洗 或（萃取、反 萃取）—沉淀— 过滤—铀化学浓缩物（产品）
一、铀矿山、 水冶工艺概 况
水冶
常规水冶：粗碎—放射性选矿—（中、细）碎—磨矿—浸出— 离子交换—淋洗 或（萃取、反萃取）—沉淀—过滤—铀 化学浓缩物（产品） 地表堆浸 ： （粗、中、细）碎—浸（渗滤）出液—离子交换— 淋洗或（萃取、反萃取）—沉淀—过滤—铀化学浓缩物（产品）
铀精矿 重铀酸铵（钠） 三碳酸铀酰铵（钠） 过氧化铀 UO2 （天然） U3O8 （天然）
16—30 40—60 41—46 ≥50 84—87.3 84—87.3
11000
制镭原料 黄饼 中间产物 黄饼 核纯级、核电级 核纯级、核电级
2、铀开采和选冶生产过程中 的“三废” 产生率 铀矿冶生产“三废”的产生率见表2-3
2014-1-21 7
注册核安全工程师讲稿提纲 三、铀（钍）矿生产的退役辐射防护和环境保护标准 1、环境 大气氡：37Bq/m3 室内氡：200 Bq/m3
2、国家有关铀矿冶退役方面的标准
（1）《铀矿冶设施退役环境管理技术规定》GB14586-95 铀矿冶设施经退役处理、处置后，在考虑到环境与社会和经济的条件下， 退役设施对周围居民造成的附加照射剂量应限制到为其规定的年平均有效剂量 限值的适当部分，并为其他可能的照射留有足够的份额。一般取0.25mSv/a 废石场、尾矿库、堆浸渣场、露天废墟场地，经退役治理后，其表面平均 氡析出率不大于0.74Bq/m2s。
2、铀的双重性有利一面：铀的发现给人类带来巨大福音和利益。
有害一面：1902—镭致骨癌、白血病； 1924—铀矿工肺癌（德国、捷克、美国）； 1945 —日本广岛、长崎发射性损伤。
注册核安全工程师考前培训课件综合第四五(节)章.
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泵的选用
•
美国的AP600和AP1000堆型核电站采用的
是每个环路并联两台全密封的屏蔽离心泵，代替
传统的一台轴密封泵。高温气冷堆采用氦气作为
冷却剂，氦气流动动力来自于氦风机。每个环路2 台氦风机，直接位于蒸汽发生器的顶部。
• 大亚湾核动力厂主循环泵是空气冷却、立式、 电动、单级离心泵，带有可控泄漏轴封装置。
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（4）冲击韧度（ak）
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（5）疲劳强度
• 疲劳破坏是机械零件失效的主要原因之一 • 据统计，在机械零件失效中大约有80%以
上属于疲劳破坏。 • 由于疲劳破坏前没有明显的变形，所以疲
劳破坏经常造成重大事故，所以对于轴、 齿轮、轴承、叶片、弹簧等承受交变载荷 的零件要选择疲劳强度较好的材料来制造。
电气设备、防火、燃料组件等几乎全部的核电厂领域。
（四）俄罗斯核电厂标准法规（法律法令、核安全法规及导则、专业技术
标准）
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第四节 民用核安全设备常用金属结构材料
• （一）金属结构材料
• （1）黑色金属是指铁和铁的合金。如钢、生铁、铁合金 、铸铁等。
• （2）黑色金属是指铁和铁的合金。如钢、生铁、铁合金 、铸铁等。
俄罗斯采用Cr-Ni-Mo钢。
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（2）高温气冷堆
高温气冷堆的反应堆压力容器比压水堆 的反应堆压力容器要大得多，且形状比较 细长。（筒体上段是由厚度为131mm的ASME SA-
533B钢板拼焊而成，下段是由厚度为204mm的ASME SA-508Gr3整体锻件焊接而成，下封头是由厚度为83mm 的ASME SA-508Gr3锻板热冲压而成）。
[讲稿]17-核安全与保障
![[讲稿]17-核安全与保障](https://img.taocdn.com/s3/m/1e1baf06a66e58fafab069dc5022aaea998f41aa.png)
17-核安全与保障核安全与保障中国实验快堆新燃料组件的非破坏性测量法属性检测蒙延泰，王效忠，何丽霞，柏磊，邵婕文，祝利群对中国实验快堆新燃料组件进行非破坏性分析测量，分别采用了有源中子符合法和γ射线测量法。
利用改装设计的有源中子符合环（UNCC）对2组燃料组件中235U含量分布进行了测量检验。
测量曲线的分布趋势与实际丰度分布一致。
组件中子符合计数率与位置对应示意图如图1所示。
利用HPGe探测器，对多根燃料单棒进行γ射线测量，利用数据获取软件和专用分析软件，得到测量结果。
235U丰度测量值与标称值绝大部分的偏差约为±3%。
235U丰度测量值及其与标称值的相对偏差列于表1。
本次实验是我国首次应用非破坏性方法对新燃料组件的属性测量，这对于今后开展类似工作打下了一定的工作基础。
图1 组件中子符合计数率示意图表1 单棒丰度测量值及相对偏差单棒号235U丰度/%相对偏差/%单棒号235U丰度/%相对偏差/%测量值真实值测量值真实值069028 62.32% 64.4%－3.2 069084 62.38% 64.4%－3.1 06907063.21%64.4%－1.8 069071 62.12% 64.4%－3.5 069072 66.12% 64.4% 2.7 06907563.81%64.4%－0.906907662.68%64.4%－2.706908061.57%64.4%－4.4含钚物料中子多重性测量技术研究许小明，贾向军，祝利群，王效忠中子多重性测量技术作为一种全新的NDA分析方法，主要用于核保障领域的核材料衡算测量，是传统符合中子测量方法的改进。
使用该技术可实现复杂情况下样品的准确测量。
根据多重性测量得到的参数，如总中子计数S、二重符合计数D、三重符合计数T，通过求解方程可得到样品中240Pueff的确切质量。
240Pueff定义为样品中所有Pu的偶核同位素产生等效于240Pu产生的符合响应，有：240Pueff = 2.52 238Pu + 240Pu + 1.68 242Pu通过?能谱法可测得Pu的同位素组成信息，进而由240Pueff计算样品中总Pu质量，有：TotalPu = 240Pueff / (2.52f238+f240+1.68f242)其中：f238、f240、f242表示样品中相应的Pu同位素丰度。
铀尾矿库的辐射安全及事故预防对策
铀尾矿库的辐射安全及事故预防对策
潘英杰
【期刊名称】《铀矿冶》
【年(卷),期】2002(021)004
【摘要】分析了铀尾矿库辐射安全事故的特点及其危害,提出了铀尾矿库安全管理和事故预防的对策.
【总页数】5页(P200-204)
【作者】潘英杰
【作者单位】中国核工业集团公司金原铀业有限责任公司,北京,100822
【正文语种】中文
【中图分类】TL752.2
【相关文献】
1.反应堆卸料燃料组件吊运跌落事故辐射安全分析 [J], 吴耀;李莉;毛常磊;董传江;左伟;金涛
2.由核事故看核与辐射安全 [J], 潘自强;陈竹舟;肖雪夫;胡百精
3.浅谈日本福岛核事故对我国核与辐射安全监管能力建设的启示 [J], 吴晗;苏岩;詹佳硕;郑向阳;滕柯延
4.铀尾矿库辐射安全问题的现状分析及对策 [J], 郑黄婷;许明发;向辉云;江岳
5.应用事故致因理论，研究事故预防对策──关于防止铁路机车车辆伤害事故的探讨 [J], 董仲德
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
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核安全工程师讲稿提纲第二章铀（钍）矿与伴生放射性矿第一节铀（钍）矿与伴生放射性矿开采和加工的辐射防护和环境保护的基本要求铀矿山、水冶工艺概况1、露天矿山常规矿山：地下矿山：平硐、竖井、斜井矿山：化学矿山：原地浸出溶液—离子交换—萃取、反萃取—沉淀—过滤—浓缩物产品水冶：常规水冶：（粗、中、细）破碎—放射性选矿—磨矿—浸出—离子交换—萃取、反萃取—沉淀—过滤—浓缩物产品地表堆浸：粗碎—渗（浸）出液—离子交换—萃取、反萃取—沉淀—过滤—浓缩物产品地下堆浸：原地爆破浸出液—离子交换—萃取、反萃取—沉淀—过滤—浓缩物产品纯化：浓缩物产品—硝酸溶解—萃取、反萃取—浓缩及脱硝—沉淀（结晶）—压滤—煅烧—冷却—UO2、U3O8产包装（核纯级或核电级天然铀）一、铀（钍）矿与伴生放射性矿开采和加工辐射防护和环境保护的目的与任务1.防护的目的：2.辐射防护和环境保护的任务：二、铀（钍）矿冶与伴生放射性矿辐射防护和环境保护内容三、铀（钍）矿及伴生放射性矿辐射防护和环境保护原则四、铀（钍）矿与伴生放射性矿开采和加工设施的安防环保要求1.矿山2.选冶厂五、铀（钍）矿与伴生放射性矿生产的安防环保要求第二节国家及省级环境保护行政主管部门的监督管理要求一、国家行政主管部门的监督管理要求1.国家有关劳动保护政策、法规、标准《中华人民共和国劳动法》《中华人民共和国矿山安全法》《中华人民共和国矿山安全条例》《中华人民共和国安全生产法》《安全生产许可证条例》《中华人民共和国职业病防治法》《中华人民共和国劳动安全卫生法》《中华人民共和国环境保护法》《中华人民共和国放射性污染防治法》等。
2、国家有关劳动保护、辐射防护和环保标准国家各行政主管部门制定的一系列安全防护规程、规定、标准。
如：《放射性工作人员健康管理规定》卫生部97-06-05《放射防护监督员管理规定》GWFC1-90《放射事故管理规定》《工厂安全卫生规程》《工业企业设计卫生标准》《电磁辐射防护规定》《电离辐射防护与放射源安全基本标准》GB18871-02《建筑材料放射性核素限量》GB6566-86《放射性物质安全运输规定》GB 11806-88《α、β表面污染测量仪与监测仪的校准》GB 8997-88《放射性废物分类标准》GB 9133-88《放射性废物管理规定》GB14500-93《环境热释光剂量计及其使用方法》GB 8998-88《环境空气中氡的标准测量方法》GB/T14582-93《环境地表γ辐射剂量率测定规范》GB/T14583-93《住房内氡浓度控制标准》GB/T16146-95《地下建筑氡及其子体控制标准》GB/T16356-96《铀地质辐射防护和环境保护规定》GB 15848-95《放射性物质安全运输规定》GB 11806-89《核设施流出物和环境放射性监测质量保证计划的一般要求》GB 11216-89 《核设施流出物监测的一般规定》GB 11217-89《核设施的钢铁和铝再循环再利用的清洁解控水平》GB 17567-98《拟开放场址土壤中剩余放射性可接受水平规定》HJ53-2000《军工核设施安全监督管理规定》国防科工委1号令以上标准的颁布，使劳动安全和辐射防护规定更加专业化，更便于执行。
第七节铀（钍）矿生产、退役的辐射防护标准一、铀（钍）矿生产的辐射防护行业标准《铀矿冶安全规程》中国核工业集团公司2003-5《辐射安全培训规程》EJ295-87《辐射工作人员个人监测规定》EJ943-95《铀矿冶辐射防护规定》EJ993-96《铀矿冶辐射防护设计规定》EJ348-95《铀矿山空气中氡及氡子体监测方法》EJ378-89《铀矿井排氡子体风量计算方法》EJ360-89《铀矿井排氡通风量技术规范》EJ359-89《铀矿冶辐射环境监测规定》EJ432-89《铀矿冶辐射环境质量评价规定》EJ521-90《铀地质、矿山、选冶厂工作人员个人剂量管理规定》EJ978-95《铀水冶厂尾矿库安全设计规定》EJ794-93《铀尾矿库安全管理规定》EJ725 -95《铀矿石和化学浓缩物安全运输规定》EJ526 -95《铀、钍矿冶放射废物安全管理规定》EJ/T683 -92《氡及氡子体测量规范》EJ605-91《铀矿冶工作人员辐射防护监测规定》EJ943-95《铀矿冶工作人员辐射防护管理规定》EJ807-94《表面氡析出率测定—积累法》EJ979-95《辐射工作人员个人监测规定》EJ943-95《X、γ射线外照射个人剂量监测规定》EJ269-84《铀矿冶企业设计若干问题规定》《从事放射性工作人员受超剂量照射处置》《铀矿堆浸、地浸环境保护技术规定》EJ/T1007-96《铀矿冶设施所造成的气态（载）放射性预有毒性源项的确定》EJ/T1090-98 《铀矿冶设施安全分析报告的标准格式和内容》EJ/T613-91《铀矿冶、铀同位素分离、燃料元件制造和后处理术语》EJ540-91《铀矿地质放射防护和环境保护规定》EJ271-84《核工业尾矿坝工程安全技术监督办法》二、铀矿山、选冶厂重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：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50 mSv/a。
2.铀矿井下工作场所空气中氡及氡子体浓度限值为：氡 3.7kBq/m3氡子体 6.4μJ/m33.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; 0.1 kBq/m3;0.5μJ/m3。
4、工作面入风风流的粉尘、氡及氡子体控制浓度应分别不大于0.5 mg/m3;1.0 kBq/m3;3μJ/m3。
5、铀选冶厂氡： 1.17kBq/m3氡子体： 1.6μJ/m3三、铀（钍）矿生产的退役辐射防护和环境保护标准1、环境大气氡37 Bq/m3室内氡200 Bq/m32、国家关铀矿冶退役方面的标准（1）《铀矿冶设施退役环境管理技术规定》GB14586-95铀矿冶设施经退役处理、处置后，在考虑到环境与社会和经济的条件下，退役设施堆周围居民造成的附加照射剂量应限制到为其规定的年平均有效剂量限值的适当部分，并为其他可能的照射留有足够的份额。
废石场、尾矿库、堆浸渣场、露天废墟场地，经退役治理后，其表面平均氡析出率不大于0.74Bq/m2s。
土地去污整治后对核素镭-226的控制：在100m2范围内上层15cm厚土层中平均值为0.18Bq/g；对于需移走的尾矿（废石）的范围可按0.56 Bq/g控制。
（2）《铀矿冶退役环境影响报告书编制格式和内容》NEPA-RG-2。
3、原核工业总公司颁发的退役治理规定（1）《军工铀矿冶设施退役前期工作规定》；（2）《军工铀矿冶设施退役科研报告编制格式和内容》；（3）《军工铀矿冶设施退役的计划、施工及费用管理办法》；（4）《军工铀矿冶设施退役治理费用编制办法》；（5）《军工铀矿业设施退役工程及竣工验收暂行规定》；（6）《军工铀矿冶设施退役工程设计规定》。
铀矿冶工作场所及环境主要标准二、省级（行业）环境保护行政主管部门的监督管理规定和要求：第三节生产中天然放射性核素的含量、浓集与转移一、铀生产中天然放射性核素的含量、浓集与转移1.铀生产中天然放射性核素的含量、浓集铀产品核素含量变化2、铀开采和选冶生产过程中的“三废” 产生率铀矿冶生产“三废”的产生率见表2-1 。
表2-1铀矿冶生产过程的三废产生率3、铀生产中天然放射性核素的转移表2-2 铀矿冶过程产生废气、废水、废渣中的有害物含量（2）铀废石、尾矿及废水中的核素含量见表2-3 及表2-4。
表2-3 铀尾矿及原矿核素含量分析表(×370Bq/kg)表2-4 铀尾矿及尾矿废水中放射性核素含量汇总表 3.7×1010Bq/kg（注：表中铀含量单位：尾矿为g/kg；尾矿废水为mg/l。
）（3）各种矿物的氡析出率铀矿、废石、尾矿及其他岩土的氡析出率见表2-5 。
表2- 5 各种矿岩的氡析出率根据经验，一般矿岩的析出率可达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。
（4）铀废石场、尾矿库的γ辐射铀废石场、尾矿库的γ辐射见表2-6 。
表2-6 废石、尾矿上方氡及γ辐射剂量率值铀尾矿库周围鱼塘水中放射性核素及其他有害物分布见表2-7 。
周围水井放射性核素及其他有害物分布见表2-8 。
周围水井放射性核素及其他有害物分布见表2-9 。
表2-7 某铀尾矿库周围鱼塘水质分析说明:望眼塘在库南60米;欧桂塘在库西北80米;观音灶塘在库西南20米;朱家塘在库东北200米;大塘底在库250米。
表2-8 铀尾矿库周围井水水质分析mg/l井均在到800米，或更远的地方。
表2-9 某铀尾矿库附近农作物核素含量注:对照区稻田土壤中铀含量为5.6×10-7g/g;镭含量为0.17Bq/g;总α放射性为1600Bq/kg。
（6）铀尾矿库环境大气氡浓度我国铀尾矿库环境大气中氡浓度随距离和时间的变化见图2-1、图2-2。
二、钍和伴生放射性矿生产中天然放射性核素的含量、浓集第四节铀（钍）矿与伴生放射性矿环境辐射水平的监测技术一、天然铀的监测1.固体荧光法2.分光光度法二、镭-226和镭-228的监测1.利用镭、钡的硫酸盐的同晶性质的沉淀法，它测得的是所有镭同位素的总放射性活度。
它的最低探测限是3.7×10-2Bq。
2.射气法最低可测量7.4×10-3 Bq/l。
三、钍的监测1.中子活化法2.分光光度法三、钋-210的监测1.尿、头发、空气和水样中钋的测量2.土壤中210Po的测量四、γ、α的监测1.γ外照射监测（1）电离室型巡测仪（2）正比计数器型巡测仪（3）G-M计数管型巡测仪（4）闪烁计数器型巡测仪2.α监测（1）α表面污染的监测①、a、擦拭法b表面置样检查法（2）α气溶胶的监测第五节氡及子体的监测方法和矿工个人剂量的监测方法一、氡-222的监测1.电离室-静电计法2.闪烁法3.双滤膜法二、氡-222子体的监测1.库兹涅茨（Kusnetz）法2.马尔柯夫（Markov）法3.气球法氡累计测量：2.活性炭盒法3.热释光法三、氡析出率测量四、铀矿工个人剂量的监测和评价方法2.监测方法（1）KF603A 热释光氡子体αγ个体剂量计（有源式）（2）KF606矿工个人剂量计（无源式）五、钍射气及子体的监测五、钍射气及子体的监测1.目前采用的是被动积分测量法（略）。
2.钍射气子体α潜能浓度的测量3.钍射气浓度的测量在辐射防护中最有意义的是测定ThB的浓度。
其测量方法有：（1）、暂时平衡法（2）、能量甄别法（3）、五段法第六节基本的降氡方法一、矿井降氡方法50年代矿井以通风稀释为主控制氡，70年代以后，由于氡及氡子体浓度标准降低了只靠排出稀释不管用了，所以，必然要从控制氡源，减少氡的析出（密闭废旧巷道和采空区、喷涂防氡覆盖层、及时排除矿坑水、提高工作区（面）风压、减少矿体暴露面积、减少井下矿石堆存量[留矿法虽然生产效率高，但氡析出量比充填法高9倍以上，其所需风量则大10倍-711]、选择氡析出率小的充填料[用铀尾矿充填采空区，则氡析出量可增大数倍]、将进风巷布置在脉外等）。