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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
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