当前位置:文档之家› 核安全专业实务2013年 第7章 核燃料循环设施核安全监督管理—要点

核安全专业实务2013年 第7章 核燃料循环设施核安全监督管理—要点

核安全专业实务2013年 第7章 核燃料循环设施核安全监督管理—要点
核安全专业实务2013年 第7章 核燃料循环设施核安全监督管理—要点

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管理

一、前言

z就其辐射集体剂量而言,铀矿工集体受照剂量约占整个核燃料循环总集体剂量的67.8%;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总集体剂量的91.5%。并且,氡及氡子体贡献很大,矿工职业照射占96%,公众照射中占89.8%。

z铀矿的主要危害有:

(1)铀是铀镭系、锕铀系的母体,并按各自的衰变规律放射出α、β和γ三种放射线;

(2)铀析出放射性气体氡(氡-222、氡-219),它们不断衰变产生一系列的放射性子体,氡是国际社会上公认的致癌因素之一。

(3)铀子体具有各自的毒性;

(4)铀矿石多与其他元素共、伴生,同时具有非放有毒、害因素并存。

二、监督管理基本要求

z监督管理基本要求:

(1)铀矿勘探、开采和加工设施建设应按国家相关规定实施许可证制度;

(2)铀矿勘探、开采和加工建设营运单位在进行设施选择、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防护措施,以及放射性污染防治和环保措施,应当与主体工程同时设计、同时施工、同时投入使用。放射性污染防治设施应当与主体工程同时验收;验收合格的,主体工程方可投入生产或使用。

(4)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实施监测,并定期向环境保护行政主管部门报告监测结果。

(5)铀矿勘探、开采和加工过程产生的废石、尾款单位,必须建造专用的废石场和尾矿库,满足国家相关规定标准的要求,确保长期安全稳定。

(6)铀矿勘探、开采和加工单位应当编制铀矿冶设施退役治理规划和计划。

(7)运输铀矿及产品,或放射性废物时,应按规矩有关放射性物质运输规定标准执行。

z铀矿生产单位在建设前期,应当根据国家相关部门规定:

(1)编制矿山建设土地复垦方案、矿山地质环境保护与恢复治理方案报请国土资源部审批;

(2)编制矿山环境影响评价报告书报请环境保护部审批;

(3)编制矿山安全与评价报告、安全专篇,矿山职业安全预防评价报告、职业卫生评价报告及其专篇报请国家安全生产监督总局审批;

(4)企业建造有铀尾矿库的,还要编制尾矿库安全评价报告报请国防科工委审批。

z一般情况下,铀矿冶工作人员剂量限值连续5年的平均有效剂量(但不可作任何追溯性平均)为15mSv/a,特殊情况下,1年的有效剂量约束值可高于15mSv/a,但不得高于20 mSv/a。

z铀矿井下工作场所空气中氡及氡子体浓度限值为:氡—2.7kBq/m3;氡子体—5.4μJ/m3。

z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。

z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;1kBq/m3;3μJ/m3。

z水冶厂空气中氡及氡子体浓度限值:氡,1.1kBq/m3;氡子体,2.1μJ/m3。

z铀矿冶环境公众的受照有效剂量约束值为0.5 mSv/a。

z居民室内氡200-400Bq/m3。其上限值400Bq/m3用于已建住宅氡持续照射的干预,其下限值200Bq/m3用于对待建住宅氡持续照射的控制。

三、铀矿勘探、开采的辐射防护

z在铀矿勘探和开采过程中无时无刻不在析出和释放氡,并帅变成氡子体,凿岩爆破产生铀矿尘,以及γ辐射和α放射性表面污染,都将对人体造成危害。

z铀矿勘探、开采的重点防护对象是氡和氡子体。

z综合降氡方法,主要有:

(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。

z矿井氡析出规律:

(1)矿石氡射气系数:

——矿石氡射气系数f岁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

度时将趋近于某一定值。

——矿石氡射气系数f随矿石含水率呈一个峰值形变化,即氡射气系数在矿石含水率在14%-27%之间时出现峰值。

(2)矿石氡析出率:

——矿石氡析出率ζ随矿石铀品位增高而增大,因为铀品位高,即镭含量高,因此氡析出量也随之增大。矿石品位在一定范围内呈直线关系。

——氡析出率ζ随矿石粒度的缩小而规律性增高,一般小颗粒矿石要比大颗粒高3-4倍。

——氡析出率ζ与含水率成反比。井下原地爆破浸出更是大量铀矿石堆积和浸出过程,因此刚好是氡大量析出和释放的过程。

z矿井氡析出量及释放量分析:

——采矿是不断将矿体爆破的开采、搬运过程。在这个过程中氡不断地析出和释放,其主要途径有:掩体爆破、矿石崩落、井巷岩壁、坑道废水、入风携带、老硐积累、矿岩裂隙等。

——氡的析出是镭按指数规律衰变而产生的。

——在原地爆破浸出法采铀的矿井中,由于矿体爆破,使积储在矿岩中,包括在矿岩细微裂隙中的氡会突发释放出来。因此会造成矿井采场崩落空间的氡的增加,出现一个峰值,此时的氡浓度可为爆破前的3倍多。

z常规铀矿井降氡方法:

(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。

z铀矿通风防护的特点:

(1)常规铀矿开采的通风量设计必须按排除矿井氡及氡子体进行计算,用排除炮烟、粉尘所需风量进行校核。

(2)氡析出量和氡子体浓度增长与矿井通风状况密切相关,正压时氡析出量少,负压时氡析出量高(负压通风可比正压通风的百米污染率高2-10倍),即达到1.12Bq/100m。因此密闭废旧巷道和

采空区,是降低氡及氡子体浓度的重要手段。

(3)氡子体是氡的衰变产物,因为氡子体浓度既取决于氡浓度,又取决于氡在井下的停留时间,而且与通风空间体积有关。因此,提高矿井换气次数,是降低氡子体浓度的有效措施。

(4)铀矿山氡和氡子体的产生是连续自发进行的,故铀矿通风必须连续进行,一旦停风,氡和氡子体浓度会急剧增长。因此当矿井通风重新启动时,必须提前2--3个小时,以排除高浓度氡及氡

子体的危害。

(5)减少入风流污染是铀矿通风的重要措施。应当特别注意矿体、采空区和废旧巷道对入风流的污染。

z铀矿通风降氡防护的原则:

(1)铀矿通风防护在全面考虑采矿方法、井巷布置和降氡要求的条件,应遵守辐射防护最优化原则,即千方百计采取现实可行的工程技术措施和管理手段,尽可能减少矿工受照剂量水平。

(2)不但要使矿井氡析出量最小,而且要使氡在井下通风空间的停留时间最短,以减少矿井氡子体浓度。

z铀矿通风成本占总铀矿生产成本的15%左右。

z铀矿通风防护要求:

(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,及时调整矿井通风系统和网络。

(5)控制矿井空气中各项有害物浓度、特别是氡及氡子体浓度,符合正常生产需要。

z通风机工作方式,即压入式或抽出式。

z抽出式通风系统的有组织进风量不应小于总风量的80%。

z留矿法矿房由于一下子崩落数百至数千吨矿石留在矿房中,所以矿房空气中氡浓度可瞬间上升至数十乃至数百kBq/m3。

z氡浓度高的原因分析:

(1)在矿体爆破时,应合理布孔、设计孔深以及恰当的装药量,使崩落的矿块块度满足原地浸出要求,即矿岩破碎粒度>150mm的占20%,粒度在150-100mm的占20%,粒度在100-50mm的占20%,还有40%小于50mm的。因此氡析出率将比一般采矿过程高2—3倍。

(2)爆破矿石量比一般采矿法爆破矿石的堆存量大几十到近百倍,因此氡的产生量也将将高几倍至1 个量级。

(3)在矿石堆注入溶浸剂达到饱和时的湿度为8%—16%,刚好处在氡析出率最高的范围。再加上酸的作用(溶浸剂的酸度在3%—4%),可能会使矿石粒度进一步变小,再次加大了氡的析出量。

(4)目前原地爆破浸出矿井的通风量仍是按常规矿山排氡公式进行设计的,由于没有更多可借鉴和采用的符合该类采矿和浸出方式的通风理论,如:氡突然大量释放量的估算办法,和符合大量

矿石长期存留在井下进行浸出特点的计算模式,因此风量设计显然不足。

(5)浸出后溶浸液中也将溶解着大量的氡,因此在积液池部位也是氡大量析出的源。

(6)一旦风机停止运转,停开风机仅3—5分钟即会造成矿井氡浓度的急剧回升至无通风状态,如果要将氡浓度降下来,则至少要连续通风8h以上。

(7)其他因素,如入风流污染、暴露岩壁氡的释放、工作场所污风循环、老硐泄漏等。

z原地爆破浸出矿井降氡方法:

(1)改变氡的渗流和扩散方向。

(2)加强对矿井通风建(构)筑物维护和管理,随时调整井下通风压力分布,使风流按最佳流向流动,尽可能避免高含氡风流进入有人工作区。

(3)减少入风污染,防止井下通风风流的老化。有条件时,尽可能采取分区通风,缩短风流在井下

的停留时间,最大限度的减少氡子体的携带,防止风流老化,以提高通风防护效果。

(4)千方百计控制氡源,减少氡的产生量:

——密闭废旧巷道和采空区。密闭巷道的密闭墙的防氡效果与密闭质量有直接关系,气密性好的密闭墙,防氡效果可达80%以上;

——在必要的部位喷涂防氡保护层,对防氡密闭材料的要求是:具有较强的防渗透性、良好的附着性、较好的稳定性、材料无毒、经济性好和施工简便。防氡保护层可以有效的减少氡

的析出达60%以上;

——在喷涂混凝土防氡层厚度在1-5cm时,可以降低氡析出量78%-95%。所以混凝土水泥沙浆防氡层方案是首选。

——及时排除矿井积水,减少坑道水中氡的析出和扩散。

——加强对原地爆破采场的管理,尽可能使崩落矿石充分被浸出剂封闭,并用管道直接输送浸出液,尽量减少浸出原液的暴露面积。同时对浸出液积液池进行密闭,和对积液池采取必

要的通风排氡措施,防止浸出原液和集液池的高浓度氡扩散到矿井大气。

——尽可能缩短工人在布液巷道的停留时间,以及控制工作人员在高氡浓度区作业和停留,减少工人的受照时间。

——有条件时,尽可能采用压入式正压通风,以减控制和少氡析出率。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18.5 Bq/(m2s),可以使氡析出率减少3.7 Bq/

(m2s)。(负压与正压压差为1.3mmHg柱)。

(5)根据氡析出规律,科学预测总氡析出量,合理计算通风量。风量要有一定备用系数和机动能力。

并尽可能使风流避免通过工人作业场所,或采用专用的通风钻孔将其单独排出,避免对工作场

所的污染。

(6)适当提高备用风量系数,一般可取20%。

(7)在原地爆破浸出矿井中为了有效降氡,建议采用压入式通风,这样可以减少氡的析出量20%。

(8)加强通风管理,提高通风系统的降氡效能。

(9)必要时可采用个体防护或时间防护等措施,以降低矿工的受照剂量。

z铀矿尘既具有放射性,又具有化学毒性,必须采取防尘措施。主要措施有:

(1)凿岩设备装设水雾;

(2)爆破炮孔采用水封爆破;

(3)出渣、搬运过程喷雾洒水,巷道重要部位安设水幕;

(4)定期清扫巷道;

(5)工作人员佩戴高效过滤口罩。

z铀矿石中γ辐射主要来自镭的段寿命子体镭A、镭C,其γ辐射能量占铀系总γ辐射能量的98.2%。铀矿γ射线谱相当复杂,能力范围在(0.2~0.45)×106eV。

zγ外照射防护原则:

(1)尽量避免与高品位铀矿石直接接触;

(2)缩短作业时间;

(3)除直接操作人员外,应远离高品位铀矿体。

z一般淋浴后体表放射性污染的去污率可达85%。

z污染的工作服应在专门用洗衣房进行洗涤去污,其去污率可达70%。

四、铀矿选冶加工的辐射防护

z铀选冶厂生产过程的前一段的主要危害是铀矿尘、氡气、γ外照射;后一段主要危害是铀化合物,放射性表面污染和各种酸、碱蒸汽。

z在选冶前一段的矿石准备阶段,如矿石仓库和给料机岗位,选矿岗位,要加强密闭抽风,防止氡、尘、α气溶胶泄漏到车间,保证车间内空气质量要求。

z在水冶后一段的浸出部分,如浸出、固液分离岗位,要作好局部通风和整体通风,控制和降低氡、α气溶胶、酸、碱气对车间的污染。同时应作好表面污染去污工作。

z在水冶后一段的纯化部分,如离子交换、淋洗、萃取、反萃取、过滤、压滤岗位要注意车间通风,控制α气溶胶、酸、碱气及有机物对空气的污染。同时应作好表面污染去污工作。

z在进一步纯化的煅烧、冷却、产品包装岗位,要进行严格密闭净化,防止高活性铀氧化物微尘和α气溶胶外泄,污染作业环境。严格作好表面污染去污工作。

z选冶加工的防尘措施:

(1)密闭铀矿尘的发生源。

为了保证除尘效果,要求密闭设备达到:

——密闭设备不应妨碍生产操作;

——密闭设备的结构应简单、轻巧、坚固、拆卸方便;

——要有利于组织密闭设施内部的通风气流。

密闭要根据产生粉尘的具体情况设计,可采用局部密闭、整体密闭和大体积密闭的形式。

(2)密闭设备内部的通风。

密闭必须严密,还要保证设备内部有良好的通风,通风的作用是使内部保持负压,防止粉尘外

逸和抽出含尘空气。

(3)湿式作业。

铀矿物料一般加湿到7%--12%较为适宜。

喷雾是加湿作业的另一种加湿方法。铀厂一般选用马克尼喷嘴。

(4)加强对排尘的净化。

z在选冶厂的矿仓、给矿、输送、破碎、筛分、磨矿、浸出等岗位都是氡析出和释放较高的地方,必须采取有效的降氡措施。主要措施是密闭通风排氡。

z铀纯化系统的煅烧、冷却、称量、包装岗位是产生高活性氧化铀微尘的干法作业场所。

z铀选冶厂各作业场所全面换气通风量的确定的依据是各作业场所的放射性物质最大日操作量。

z全面换气也可以按放射性工作场所的级别选定换气次数。

z在铀矿冶加工过程中,固液分离以前各工序均属于甲级放射性工作场所,每小时换气6--10次。固液分离以后,大部分有毒有害物质和放射性子体都转入到尾矿中去了,工艺过程中所处理的仅是铀同位素。此时的放射性仅占铀矿石总放射性活度的30%。尽管如此,由于空气中含有较高活性的铀微尘和长寿命的α气溶胶,因此车间内仍必须满足6--10次的换气次数要求。

z浸出以前的各工序的表面污染主要是铀矿尘、α气溶胶、氡子体的附着,基本属于物理接触性吸附,易清洗和去污。

z一般淋浴后体表放射性污染的去污率可达85.7%以上。

z污染的工作服应在专门用洗衣房进行洗涤去污,其去污率可达70%以上。

z只有在铀品位在1.0%以上时才应考虑γ射线外照射问题。

z在各种槽、塔、罐内部检修时,应注意β防护问题,尤其应戴防护眼镜,防止β射线对眼晶体的损伤。z在加工处理极高品位的有矿石时,必须注意γ防护问题。

五、铀废石场及尾矿库的选址、运行安全监督

z铀矿勘探、开采和加工的固体废物主要有采矿废石、选矿尾矿、水冶尾矿、浸出渣、废水中和沉淀物、其他沉积物、污染废旧设备器材和材料、污染垃圾等。

z每生产1t铀矿,产生0.8~2t废石,如果露天开采,其剥离废石量更大,大约是采矿量的7~8倍。每水冶加工1t铀矿石,排放1.0~1.1t尾矿。

z铀废石场、尾矿库是影响周围空气的主要污染源。

z铀尾矿表面氡析出率为土壤氡析出率的数百倍。尾矿库上空氡平均浓度为本底的9~25倍,影响半径为0.5~1.0km。

z铀废石场和尾矿库是核燃料生产系统中储存产生数量最庞大的放射性废物的场所。

z特别是尾矿中含有大量天然放射性核素,其所含核素几乎是原矿含量的98%,且长寿命核素在1000a 以上的占30%,长久地释放放射性气体氡及其衰败成一系列氡子体,同时还还含有大量非放射性有毒、害物质,所以铀尾矿库将永久对环境造成潜在影响和危害。

z废石场的选址和退役问题较尾矿库简单一些,因为它不存在废渣本身的含水问题,即不存在水和矿浆存储的库坝难题。废石场的重点是处理好废石场挡渣坝的安全稳定问题,防止跨坝和废石流失问题;

再就是退役后的覆土降氡问题,严格控制氡的析出率,减少氡对环境的污染,控制和防止对公众的照射。

z世界上各种重大灾害中,尾矿库灾害仅次于发生地震、洪水、氢弹爆炸等灾害而居于第18位。

z尾矿库事故以洪水漫顶和基础渗漏,以及坝体渗漏者居多,约占尾矿库事故总数的69%。

z我国的铀水冶尾矿一般经过石灰乳中和后,没有采取浓缩处理措施,其尾矿重量浓度一般为10%--25%。z尾矿中的放射性核素含量相当于原矿镭等放射性核素含量的98%以上,并且约有30% 的为长寿命核素。z尾矿库的选址、设计、基建、运行、退役的各个阶段和环节,都要加强管理,严格制度,全面控制,加强质量保证控制措施,制定切实可行的质量保证大纲,方能确保尾矿库的安全。

z铀废石场、尾矿库的勘察设计和施工建设是保证铀废石场尾矿库安全的重要基础。

z铀废石场、尾矿库的选址、勘察、设计必须执行《核工业铀水冶厂尾矿库、尾渣库安全设计规范》(GB 50520-2009)、《核工业铀矿冶工程设计规范》(GB 50521-2009)等。

z铀废石场、尾矿库的施工单位必须具备相应的资质,并要严格按设计文件规定的技术要求进行施工。 z铀废石场、尾矿库的施工全过程,都要由有监理资质的单位进行施工监理,以保证施工质量。工程竣工后,应由工程竣工验收委员会,严格按验收条件逐项进行验收,并履行必要的验收手续。

z铀废石场、尾矿库安全管理制度是保证尾矿库安全的重要条件,需要做到如下几点: (1)建立对铀废石场、尾矿坝的安全检查、观测制度;

(2)建立对铀废石场、尾矿库防洪、排洪设施的检查检查制度;

(3)建立对铀废石场、尾矿库周围环境的辐射监测和各种有害物监测制度;

(4)根据核设施事故应急常备不懈、积极兼容的原则,制定尾矿库事故应急计划,作出详细计划部署,并开展必要的尾矿库抗险演习,以提高全体工作人员的救灾应变能力。

z尾矿库运行过程的正确操作是保证尾矿库安全的重要条件。

z尾矿库的运行和管理,必须执行《铀矿冶辐射防护和环境保护规定》(GB 23727-2009)、《核工业铀水冶厂尾矿库、尾渣库安全设计规范》(GB 50520-2009)等。

z尾矿库的运行和管理,做好以下工作:

(1)根据生产实际情况和尾矿库调洪情况,科学、合理的编制尾矿排放实施计划,使尾矿砂在库内能按设计要求堆放,逐步堆放至完成初期坝使命。

(2)尾矿子坝的堆筑应正确放矿,保证坝前能形成均匀的坝体和沉积滩。因此,必须严格按尾矿浆的输送、排放、堆坝操作程序进行。

(3)及时构筑坝肩(即坝的俩端),排水(洪)沟渠和坝面排水沟,防止水流冲刷坝面。

(4)要随时装设、封堵溢洪井,保证尾矿库内有足够的废水澄清距离。

(5)尽可能控制各种外来水,包括山洪水流入库内。要防止坝体浸润线抬高和杜绝洪水漫顶。

(6)应加强对初期坝和子坝外坡面维护和保养,必要时应覆土植被护坡,防止家畜和野生动物破坏坝坡和草皮,保护坝体安全和稳定。

(7)合理处理尾矿渗水,筑好截渗沟,及时将渗水返回库内,防止污水乱流,污染环境。

(8)在雨季、洪水时期,要加强对尾矿库的巡视和值班。

(9)应该创造条件,尽可能开展浓缩法堆坝试验和应用。该法不仅可以大大减少尾矿量,同时还可以使尾矿粒级配比不变,减少尾矿离析现象发生,提高尾矿密度,增强尾矿堆的安全稳定性。 z铀废石、尾矿处置安全管理措施:

(1)铀废石、尾矿必须储存在专用的场库内,不得用于缓解与公众有关的设施建造。水冶尾矿(渣)必须用石灰乳中和,中和后的尾矿(渣)要集中储存在具有足够容积的尾矿(渣)库中长期存

放,并确保长期安全。

(2)尾矿(渣)库底部必须做防渗漏处理,库顶部设备必要的泄洪设施、周边设有检查井、建有回水泵房,避免废水污染环境。

(3)废石的回填再利用。

——现有各单位的废石回填率,因采矿的方法不同而差异较大,其大致范围为20%~80%。近年来

采用充填采矿法矿山,废水回填率可达到60%~90%。

——废石充填方案有两种:一是废石上向干式充填,二是废石向下胶结充填。我国铀矿大约54%的铀矿山采用干式充填法。

——在铀矿山内部,尽可能利用废石来建造废石场的挡渣墙和尾矿库的坝基,废石利用率一般在20%左右。

(4)铀尾矿(渣)的回填再利用

——铀尾矿(渣)的处理:充填料回填到井下采空区,注意矿井大气中氡的防护问题。

——铀尾渣充填工艺:充填准备(防渗漏处理;充填料配置水泥:中细砂:碎石=1:3:5)

充填施工(充填体厚度3.0m;充填体上部0.3m×0.3m钢筋,10~15cm砂

浆隔离垫层;充填能力80~100方/h;质量密度60%~75%;可

以回填尾矿渣量50%~60%)

六、铀矿勘探、开采和加工的环境保护

1.大气环境保护

z矿井大气环境保护措施:

(1)矿井大气控制;

(2)防氡密闭;

(3)防氡保护层;

(4)洒水洗壁、加湿矿石。

z控制矿井氡浓度的主要措施:一是采矿工艺的选择,而是矿井通风防护。

z采矿工艺选择是选取合适的方法、合理的井巷布置与开采顺序的确定,达到减少矿岩面暴露面积,并实施废旧巷道和采场的密闭,抑制井下矿岩的氡析出,从源头上控制氡的释放。

z矿井通风防护是铀矿降氡的最主要手段,将井下的氡及氡子体排至地表、稀释井下空气中氡及氡子体浓度。

z压入式通风是控制铀矿氡析出的较有效的通风方式。

z防氡密闭材料很多,如轻型缓凝混凝土沥青抹面材料、木墙喷涂聚氨基甲酸酯泡沫材料、木墙喷涂聚乙烯或硫酸氧镁水泥等。

z防氡覆盖层国内外曾试验了多种材料,如沥青、水泥砂浆、硫酸木质素、有机材料等等。国内使用规模较大的是:防水水泥砂浆和偏氯乙烯共聚乳液。

z洒水和洗壁是减少矿山粉尘的重要措施,加湿矿石的含水率达到10%时,还可以降低氡析出量70%。 z通过采用各种通风防护措施后,有效地控制和减少氡的浓度,使矿井空气中的氡合格率由原来的44%~60%提高到80%~90%。

z铀矿山通过上述措施可以大大减少矿井总回风井的氡的浓度和排放值,采取方法得当时,可以降低氡浓度和排放量5~8倍以上,实现总排风井氡浓度低于控制要求7.4kBq/m3。

z铀选冶厂废气的治理:

(1)总体要求;

(2)技术措施;

(3)滤材净化氡子体;

(4)湿法作业;

(5)吸收法。

z铀选冶厂废气经过密闭、通风和净化处理,目的是尽可能减少排风中铀矿尘、氡气、放射性气溶胶、铀氧化物微尘、酸碱气等有害物的含量,最大限度的控制有毒、有害物质向外环境的排放。

z排放废气必须要通过高烟囱排放。

z铀选冶厂废气治理的总体要求:

(1)建厂时应按防护规定要求合理选择厂址,要建设在居民生活区常年主导风向的下风侧,并保持与环境居民生活区有足够的防护距离,避免空气受到厂区排放有害物的污染。

(2)厂房内工艺设备应采取有效的密闭和通风净化措施,最大限度减少有毒、有害物质的外排量。

(3)集中排放废气的烟囱必须按大气扩散规律,设计安全可靠的排放高度,防止在最不利的条件下,居民生活区地面有害物浓度满足国家标准要求。

(4)加强对密闭通风设备运行的安全检查,保持密闭通风设备处于良好运行状态,严格控制有害物的外排量。

(5)加强对环境大气的监测,控制和保证环境大气不受污染。

z铀选冶厂废气治理的技术措施包括:设备密闭、通风净化。

z对选矿和水冶破碎系统,岗位初始的最高粉尘浓度达到1073mg/m3,平均400~500mg/m3,经超高压静电除尘后,粉尘浓度降到2.0mg/m3以下,除氡子体效率最高可达99.7%。

z滤材可以有效地净化氡子体,其过滤效率可达60%以上。

z湿法作业可以控制工作场所空气中粉尘浓度≤2.0 mg/m3。

z对常规水冶中的硫酸雾,可用10%的NaOH或10%的氨溶液吸收,采用洗涤塔、泡沫塔和填料塔等设备。

对铀纯化的溶解岗位氮氧化物气体可先用水吸附,然后一级尿素吸收装置对NOx进行吸收,可以消除黄烟的排放量,减少NOx气体对环境的污染。采用上述工程技术后,铀水冶外排废气浓度和排放量80%以上。

2.水体保护

z铀勘探、开采和加工产生的液态废物包括:矿井水、水冶工艺废水、尾矿库水、废石场和尾渣库的渗漏水以及生活污水。其中主要的污染源是矿井水、尾矿库水和水冶工艺废水。

z水中铀对环境污染约为本底值的5-10 倍,最大为150 倍,污染范围为几百米到几千米;

z水中镭污染为本底值的1--5 倍,最大为24 倍,污染范围为几十米到几百米;

z土中铀约为本底的1-3 倍,最大为726 倍,在灌溉范围内;

z土中总α为本底的1--7 倍,最大为10 倍,在灌溉范围内。

z农作物中铀含量比灌溉水中铀含量低一个量级。

z由于各矿山水文地质条件和矿井涌水量不同,以及由于生产工艺状况不同,所以矿井水的复用率差异很大,为10%~90%。目前新建矿山工程矿井水复用率均达到95%以上。

z尽可能利用水冶工艺的萃余水、吸附尾液代替新水,用来配制淋浸液;沉淀母液在萃取流程中可用来配制反萃取液,从而达到循环利用和少利用新鲜水的目的。其循环利用率可达70%左右。水冶生产过程,溶液应尽量循环利用。

z铀矿冶废水处理方法主要有:

(1)物理法:自然沉降、过滤、蒸发浓缩,稀释,反渗透等;

(2)化学或物理化学法:化学沉淀,离子交换,电渗析等;

(3)生物法:细菌或微生物净化废水,如生物滤池,暴气池等。

z目前我国铀矿冶工业主要是用化学沉淀、离子交换、电渗析等方法进行废水处理,其中以离子交换应用最普遍。

z化学沉淀:

——该方法是净化铀矿废水的常用而又简便的方法,如用石灰沉淀处理含铀及其他金属元素,十分有效。

——将含铀废水初步中和到pH 为7.0-7.5,与石灰乳(含CaO 约100g/L)在常温下进行搅拌,直至pH 达到10.0-10.5 为止。在中和过程中,沉淀作用进行很快,物料接触时间为10-30min。在这种情况下,生成的不溶性氢氧化物,都会一起沉淀下来。如衡阳铀厂在用石灰乳中和尾矿废水时,当

终点pH 为7.0 时,废水中铀、钍、钼、铅、砷等元素都被沉淀下来,均达到国家排放标准。

——废水中含有镭和硫酸根时,可以加入BaCl2,生成Ba、Ra 共沉淀,将镭载带下来。然后再加入石灰乳中和。达到除铀、镭等有害物的作用。

z离子交换:

根据离子交换法使用的离子交换剂种类不同,铀矿冶废水处理的可分为:

(1)离子交换树脂法;

(2)活化锯末法;

(3)碱式碳酸锌法;

(4)磺化煤法;

(5)氢氧化钛法;

(6)重晶石法。

我国铀矿冶系统多采用离子交换法处理废水,并回收金属铀。矿井水铀浓度并不高,一般在1~3mg/l,处理后可达到0.1~0.3mg/l/。

z电渗析:

电渗析处理低放废液通常分两步进行:

(1)第一步是将含盐较高的放射性废液先用电渗析法;将盐的浓度降低至足够低的程度;

(2)第二步再用离子交换树脂除去剩余的盐分和放射性物质。

我国的一个铀水冶厂应用该法可除去废水中70%的铀,70%的锰和80%的氟。

z反渗透:

反渗透法在浓缩低放射性废液方面与其他方法相比具有以下优点:

(1)与蒸发法比,反渗透浓缩时不会引起相的变化,能量利用率高,造价低。

(2)与离子交换法比,废液中的杂质离子含量对反渗透过程的费用影响小;反渗透膜不受到长链有机高分子的堵塞,处理效率高。

3.堆浸、地浸废水对环境安全的影响及治理技术

z地表堆浸尽管堆浸废水仅为常规水冶的7%-20%。

z堆浸废水来源是:浸出--吸附循环产生的废水、淋洗--(萃取)--沉淀循环产生的废水。

z废水中主要污染物是铀、镭、210Po、210Pb,它们的半衰期长,潜在危害实践长。

z废水处理的主要方法为:

(1)废水采用石灰中和法去除水中铀等杂质(沉淀)。

(2)废水除镭方法:二氧化锰吸附法、高锰酸钾活化锯末吸附法、重晶石吸附法、硫化钡共沉淀法等。 (3)污渣循环法可以通过沉淀,除去铀、镭、重金属元素、砷等有害物质。

z地表废水主要是产生于多余的吸附尾液,部分沉淀母液,以及水冶车间清洗设备的污水。减少该废水对环境影响的主要措施有:提高循环利用率,减少废水排放量。

z提高循环利用率的办法有:

(1)吸附尾液有99%返回,重新配制溶浸液注入井下;

(2)少部分沉淀母液,用于配制淋浸液,重新返回使用;

(3)地下水复原过程前期抽出的1--2 个含水层孔隙体积水返回注入待开采的新采区。除循环部分外,地表所有外排废水,都汇集到中和池,用石灰乳中和,废水中铀含量低于1mg/L 时,然后送入废水蒸发池处理。

z在地浸采铀中,采区的地下水污染是不可避免的,关键是要加强监测,严格控制地下水的污染范围和采取有效的地下水复原措施。通过对专门的观察孔进行观测,周期性取样和对这些孔进行地球物理化学系统观测。

z观察孔分为以下几种:

(1)采区以外观测孔,多分布在距井场边界孔50--100m 处,要按自然和人工液流方向上布孔。这些孔是为了监测工艺溶液溢流和污染的扩散是否到采区以外。

(2)采区内部观测孔,布置在采场内部,通过这些孔观测工艺溶液在垂直和水平方向上的分布,尤

其在酸化过程中同样来观测溶液的渗流过程。

(3)上下层中的观测孔,这些孔应打在可能在生产过程中由于钻孔损坏或由于不稳定的隔水层泄漏工艺溶液而被污染的含水层中。

z地下水污染范围与溶浸范围息息相关,其控制方法有:

(1)严格控制抽、注平衡,抽应略大于注1%左右。

(2)建立地浸区域及地下水污染区域的计算机分析模型和数学模型。

(3)在安排抽注工作时,应有意把周边孔安排为抽孔,或在矿体周围钻一些保护井。

(4)为防止溶浸液在垂直方向上串,根据矿体在含水层的位置不同采取相应措施。

z地下水的复原技术措施:

(1)地下水清除法;

(2)反渗透法;

(3)自然净化法;

(3)还原沉淀法。(还原剂为H2S,此法为目前较理想的方法)。

七、铀矿冶设施退役、铀废石场尾矿库关闭治理及长期监护

z我国铀矿冶设施及铀废石场、尾矿库的环境特点:

(1)影响范围广;

(2)铀矿冶废物辐射潜在危害时间长;

(3)放射性危害与非放射性危害同时并存;

(4)铀废石场、尾矿库关闭处置受自然和社会影响因素多。

z退役治理基本原则和退役治理技术政策:

(1)以人为本、生态文明原则;

(2)废物最小化原则;

(3)科学态度、实事求是原则;

(4)百年大计、质量第一原则;

(5)清洗去污、物尽其用原则。

z退役(关闭)环境治理(处置)目标:

铀矿冶退役(关闭)治理(处置)的目标是通过对铀矿山和选冶厂退役和对废物(铀废石场和尾矿库关闭)治理(处置),达到保护广大公众身心健康和环境安全,严格控制由于铀废石场和尾矿库引起环境恶化给后代造成不适当负担。

z铀矿冶退役(关闭)治理(处置)技术政策:

“全面规划、突出重点、因地制宜、安全可靠、经济合理”。

z根据矿业退役设施的性质和特点,铀矿冶退役(关闭)治理(处置)分别采取以下处置措施: (1)封闭(堵);

(2)覆土(回填)植被;

(3)清洗去污。

z退役(关闭)环境治理(处置)技术措施:

(1)坑(井)口封闭;

(2)矿井渗溢水治理;

(3)露天采场废墟治理;

(4)塌陷区治理;

(5)尾矿(渣)库治理;

(6)废石(渣)堆场治理;

(7)工业场地治理;

(8)受污染水体治理;

(9)运矿公路、铁路、索道、及尾矿管线等污染地面治理;

(10)受污染建(构)筑物治理;

(11)污染设备及管线治理。

z尾矿堆稳定化处理方法:

(1)物理稳定法;(当前应用较为普遍)

(2)化学稳定法;

(3)植被稳定法;

(4)综合稳定法。

z铀矿冶设施退役(关闭)治理(处置)程序主要有:

(1)前期准备;

(2)施工管理;

(3)竣工验收;

(4)工程移交和长期监护。

z前期准备包括:

(1)退役治理工程可研设计;

(2)环境影响评价;

(3)安全分析;

(4)相应的实验研究。

z可研设计是退役治理项目前期工作的重要文件,是工程批复的依据,也是环评和安全分析报告编制的基础和依据。它包括:

(1)资料准备(源项调查、自然社会环境调查、退役工程历史现状调查、有关规定标准收集等);

(2)退役(关闭)治理(处置)方案制定和比选、优化;

(3)投资估算(概算)的确定;

(4)给出退役治理工程可研的结论和存在问题。

z环境影响评价报告是根据退役(关闭)设施的源项和环境特点,以及退役(关闭)治理(处置)方案,预测退役治理过程中和治理后可能的环境影响进行的评价和分析,给出退役治理方案的最终治理效果和是否满足环保要求的可行性结论。对存在的环境问题,可研设计方案要根据存在的环境问题进行修改,直至满足环境保护标准要求为止。它是工程批复的必要条件。它包括:

(1)资料准备(内容与可研设计类似);

(2)环境评价标准;

(3)环境评价模式;

(4)最终给出环境影响评价结论;

(5)建议和承诺。

z安全分析报告是对铀矿冶设施的纵深防御设计、防事故措施、潜在辐射危害控制、质量保证等有关安全问题进行监管,对退役治理后工程的长期安全稳定,保护国土和环境安全等问题进行分析,给出退役治理工程方案安全稳定性结论。可研设计要依据安全分析中的不合格项进行改进,直至达到安全要求为止。它是工程批复的另一必要条件。它包括:

(1)资料准备(内容与可研设计类似);

(2)安全评价分析标准;

(3)评价模式;

(4)最终给出安全分析评价结论;

(5)建议和承诺。

z施工管理主要管理内容有:

(1)规划编制和计划管理;

(2)严格工程施工管理和开展工程监理;

(3)财务管理和会计核算。

z铀矿冶退役治理竣工验收分为预验收和竣工验收两个阶段:

(1)预验收。由企业或上级机关组织进行的部分或整体预验收;

(2)竣工验收。由国家有关政府部门组织进行整体工程竣工验收。

z退役治理工程经过国家竣工验收后,经过一定时间监测。经与地方政府协商,可以移交地方,进行长期管理和监护。

z废石、尾矿库闭库后,要进行退役最终处置和治理,控制氡的析出。首先应对坝体进行加固,同时要建立永久性排洪泄洪设施,要确保尾矿库坝长期安全稳定。除此之外,还要控制尾矿库氡的析出,防止氡对环境的污染。目前,控制氡污染的主要措施是将尾矿与环境隔离。

z废石、尾矿表面覆盖隔离层的设计应该考虑多重防护作用,典型铀尾矿滩面覆盖隔离层应包括防氡层、排水层、生物阻挡层、砂滤层、土壤生长层和侵蚀阻挡层,以确保防氡效果。

z加强对尾矿废水的处理,目前认为处理效果较好的方法主要有:

(1)中和氧化沉淀暴气法;

(2)氯化钡吸附尾矿废水中的镭。

z国际上很多国家如美国、加拿大、西班牙等国际IAEA等规定:

(1)要求铀尾矿库的长期安全性能达到1000年,任何情况下至少保证200年;

(2)氡222析出率不超过0.74Bq/(m2·s)或处置区任何地点氡浓度增量不超过18.5Bq/m3。

z我国规定铀废石场、尾矿库治理后的工程达到长期安全稳定,氡222析出率不超过0.74Bq/(m2·s),在工程验收移交后对工程安全有效性进行长期监护。

第二节 核燃料加工、处理设施的辐射防护

一、辐射防护大纲基本要求

z辐射防护大纲基本要求如下:

(1)所有核燃料加工、处理设施在建造、运行和退役期间,都要制订一个完善的辐射防护大纲。

(2)核燃料加工、处理设施的辐射防护要遵循辐射防护实践的正当化、辐射防护的最优化和个人剂量限值这三项基本原则。

(3)核燃料加工、处理设施在正常运行、检修、以及可能发生的事故期间,要采取合理、有效的辐射防护措施,以保证工作人员所受到的剂量照射低于《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》

GB18871-2002 规定的剂量限值。

(4)要对设施所产生的放射性废气、废液和固体废物进行有效的处理,以确保公众所受的辐照剂量达到规定的要求。

(5)要建立辐射防护组织机构,对设施的设计、建造、运行和退役期间的辐射防护进行全面的安全监督和管理。

二、辐射防护大纲的主要内容

z核燃料加工、处理设施辐射防护大纲应包括辐射安全设计、辐射安全监测、辐射安全措施等主要内容。z辐射安全设计包括:

(1)设施的分区布置;(放射性工作场所要分为控制区和监督区)

(2)设施的密封原则;

(3)气流组织;

(4)人流控制;

(5)辐射屏蔽和污染控制;

(6)防火防爆措施;

(7)事故应急措施。

z辐射安全剂量监测应主要考虑以下几个方面:

(1)放射性工作场所应对放射性气溶胶,表面污染,β、γ辐射场进行监测。

(2)应对放射性工作人员进行个人剂量监测。

(3)应进行工作人员手脚沾污监测。

(4)对厂区、居民区及对照点的监测应包括:定期对空气中的气溶胶放射性物质和其他有害物质的含量进行监测,定期监测排出废水中放射性物质的浓度等。

z核燃料加工、处理设施的辐射安全措施应包括以下几个方面的主要内容:

(1)对厂房进行分区设计,合理安排厂房的排风气流和控制负压。对各区的人流和物流实行控制并进行剂量监测。凡有可能污染的空气,均需要经过净化再排入大气。

(2)各工序产生的废气要经过各工序单独的净化系统净化后,再经过排风净化后排入大气。

(3)整个生产系统在密闭状态下进行,操作、输送放射性、液态废物的设备和管道,在不违背其他安全要求或特殊工艺下,一般采用负压。

(4)在污染程度不同的工作场所之间要保持适当的负压,防止污染空气泄漏,保障气流的合理走向,厂房排风一律要经过净化后再排入大气。

(5)对参加操作的所有工作人员要进行培训,确保工作人员持证上岗。有关人员必须掌握相关的系统运行特点,提高防患意识,在事故发生时能够及时应对和处理。

(6)工作人员进入工作场所前必须穿工作服、工作鞋、戴工作帽、特殊口罩。离开时要经过淋浴,经表面放射性污染检测合格后,更换自己的衣服。一般操作时须带好医用手套、塑料手套、耐

氟手套;特殊情况下需戴防毒面具、氧气呼吸器等。要佩带个人剂量监测计。在检修和事故场

所,要根据个人剂量管理目标值限制工作时间。

(7)应预先分析运行过程中可能出现的各种事故及其后果,包括辐射事故和一般工业事故(如:着火、爆炸等)。根据事故分析制定出事故处理规程,编写应急预案。

(8)要对周围环境的大气、地下水、地面水、土壤进行定期监测。根据监测结果,采取相应的环保措施。

三、铀浓缩生产的辐射安全监督管理

z铀浓缩厂主要工作物质是UF6,主要污染物是铀及其氟化物。

z UF6 的化学性质较活泼,可与水和有机物等发生反应,具有较强的化学毒性。UF6 落到皮肤上会起泡发痒,能刺激眼睛,腐蚀上呼吸道,大量吸入可引起肺水肿。UF6 在空气中遇水分能形成氢氟酸微滴而发烟。氟化氢对人体的呼吸系统和粘膜有较强的刺激和腐蚀作用。

z UF6 除对人体有化学毒性以外,还具有辐射危害,主要为α辐射并伴有铀衰变系列的β辐射和少量的γ辐射,对UF6 的辐射防护应主要防止将其吸入体内,造成内照射危害。

z放射性工作场所辐射分区:

——按照GB 18871 规定分为控制区和监督区。

——控制区:供取料处、排风机房等。

——监督区(橙区):质谱分析间、剂量监测室,放射性厂房的生活间与走廊,氟利昂处理等。

z各放射性操作厂房均为独立的密闭式厂房,在其入口处,设有卫生通过间。

z放射性污染物释放的主要途径有:

(1)主工艺系统正常运行中容器、工艺台架、部件、供取料容器和管道拆装过程中少量UF6 工作物料的泄漏;

(2)对容器、阀门等工艺设备清洗检修过程中的UF6 的释放;

(3)异常情况下可能产生的少量UF6 泄漏等。

(4)现场污染因素主要表现为:含有各类铀化合物的放射性气溶胶,以α辐射为主的放射性表面污染,个别场所的β/γ外照射,放射性废液和少量固体放射性废物。

z主工艺维修工作主要指对分离设备(扩散机或离心机)、容器、阀门和管道等工艺设备清洗检修,分为计划检修、临时检修和事故状态下的临时性抢修。

z主工艺厂房排放的含铀气溶胶尾气一般经1—3 级尾气净化设备处理,并达到规定的排放标准。

z铀浓缩厂外照射一般很低,放射性的主要危害和防护重点是放射性气溶胶的吸入,所以在进行日常外照射监测工作的同时,主要对易产生铀积累的部位进行常规监测。

z职业照射监测:

主要的监测内容有:

(1)空气监测,主要监测空气中的铀气溶胶浓度和α放射性活度。

(2)外照射监测,对γ外照射的监测重点主要放在工艺回路和设备中易产生工作物料大量积累的部位。

(3)个人剂量监测,主要是吸入体内造成的内照射监测。通过测量工作现场空气中的铀浓度来估算,另外是通过工作人员留尿样,分析尿样中的铀和氟含量。对较大的检修工作或污染较重的设备

进行检修时,使用热释光个人剂量计对检修人员进行监督监测。

z环境安全与公众剂量当量监测包括:

(1)流出物监测——主要包括气载流出物、液态流出物中的铀和氟含量监测和固体废物监测。

(2)环境监测——主要监测项目为铀、氟。

(3)公众集体剂量估计—─包括正常生产情况下公众集体剂量估计和事故情况下公众个人最大有效剂量当量。正常生产时气载流出物对居民产生的剂量是主要的。关键照射途径是食入内照射;

关键核素是234U;关键居民组为幼儿。铀浓缩工厂出现UF6 大量泄漏事故的几率很小,对公众

的辐射影响也较小。

z若六氟化铀气体外溢被人体吸入会造成严重的内照射危害。

(1)级联大厅UF6 泄漏;

(2)供取料厂房UF6 泄漏;

(3)液化取样、倒料系统UF6 泄漏;

(4)贮存、运输容器UF6 泄漏。(UF6 泄漏的运输事故发生概率约在2.4×10-9/km 以下)

四、燃料元件制作过程中的辐射安全

z燃料元件曾多次发生UF6 泄漏事故,主要发生在UF6 气化岗位。

z常见泄漏的主要原因是:阀门或法兰的密封圈磨损,管道腐蚀,操作人员误操作等。

z为了防止UF6泄漏,通常的措施有:

(1)严格控制UF6气化的温度;

(2)设有电导率或PH的连续监测,一旦出现气化罐泄漏及时发出报警,提醒操作人员采取相关措施;

(3)加强操作人员的业务和责任培训,减少误操作;

(4)采用可靠的系统部件,并定期进行维修保养等。

第三节 核燃料加工、处理设施的临界安全

一、核临界安全基础知识

z当一个中子使U235产生核裂变时,后者通常分裂成两个碎片,同时释放出能量,还伴随平均放出2.5 个中子。

z所谓“达到临界”就是指某易裂变物质系统满足临界条件,能维持自持链式反应。

z第二代被U235核吸收的中子数与前一代被U235核吸收的中子数之比,叫做增殖因子。考虑了中子泄漏的增殖因子,称为有效增殖因子(k eff)。当其值等于 1 时,系统就能维持自持链式反应,达到临

界。因此,临界条件就是k eff 等于1。

z对于某一系统,假如U235每次裂变平均放出的中子数少于一个,则裂变反应不能维持,而会逐渐熄灭,此时该系统称为次临界(k eff 小于1);假如U235 每次裂变平均放出的中子数多于一个(k eff 大于1),则裂变反应会愈来愈强,此时该系统称为超临界。

z临界安全是设施安全的重要组成部分。对核临界安全而言,就是防止临界条件的出现,使工艺过程能安全地进行。

z影响核临界安全的因素与临界控制手段:

在分析临界安全时,须考虑的主要因素有:

(1)易裂变核素和可转换核素各自所占的份额;

(2)易裂变核素的质量;

(3)装易裂变材料的容器的几何条件(形状和尺寸)和容积;

(4)易裂变材料在溶液中的浓度;

(5)慢化剂的性质和浓度;

(6)易裂变材料周围反射层的性质和厚度;

(7)中子毒物的性质和浓度;

(8)燃料-慢化剂-中子毒物的混合物的均匀性;

(9)两个或多个含易裂变材料容器之间的相互作用。

z对组分已确定的燃料,保证次临界的最简单和最严格的条件是控制上述②、③、④三项因素的极限值,即分别施行易裂变核素的质量控制、盛装易裂变材料的容器的几何控制和易裂变材料在溶液中的浓度控制。这种控制称为易裂变核素单参数临界安全极限法。此法能给出确保次临界的质量、尺寸、体积和浓度等的最大限值,而不管其他临界条件是否存在。但此方法的缺点是每批次的允许处理量较小,能应用的设备也小。有时通过实验与计算的方法可同时确定两个参数,只要能保证这两个参数同时存在,就可在次临界条件下能以较大的规模操作。

z固定的或可溶性的中子毒物(如硼、镉、钆)的存在,可进一步增加次临界系统的尺寸或浓度。与此相反,非均匀性或含易裂变材料的容器之间的相互作用将减少次临界系统的质量、尺寸或浓度。

z除了上述核临界安全控制的技术手段以外,还必须从管理上采取措施:

(1)主要是思想上重视,贯彻“安全第一,预防为主”的方针;

(2)管理上有严格的科学管理制度;

(3)配备专业技术人员;

(4)核临界安全设计规范和运行规程应以通用的临界控制专业技术标准为基础;

(5)编制切实可行的核临界安全规程并严格监督执行;

(6)确定安全限值时留有较大余量,临界安全分析的假设必须偏安全,某些工艺设计中采用双偶然原则,以保证工艺条件中有两个不大可能发生的独立的条件一并或相继发生变化时仍不可能导

致临界事故;

(7)应尽可能采用几何控制,对于不能采用几何控制的大型设备,则应采用可溶的或固定的中子毒物控制;

(8)临界控制所依赖的次临界限值,应建立在实验数据或由经验证明可靠而有效的计算方法所得出的计算数据的基础之上。

z通常分析乏燃料运输、贮存与后处理的临界问题时,均以新燃料的最高富集度为依据,这样做的结果是安全裕度过大。若考虑核燃料在辐照后其反应性因易裂变核素的净减少和中子吸收剂的存在而有所降低,即采用燃耗信用制,则可使过大的安全裕度适当变小。这一做法能在保证安全的前提下提高经济效益,具有很大的实用价值。

z燃耗测量是采用燃耗信用制的一个关键步骤,其测量方法有中子发射法、γ射线能谱法和γ射线法。

二、铀富集厂的核临界安全

z铀富集厂的核临界安全问题有如下特点:

(1)易裂变材料是单一的U235,其富集度范围从0.2%至90%以上。当富集度大于1%时,就存在核临界安全问题。

(2)工艺主机(扩散机或离心机)级联中大量的气相UF6 本身不存在核临界问题。但在异常情况下,若机器内部沉积的铀水混合物达到一定条件时,则有可能发生核临界事故。铀积累可因水解反

应、局部冷凝、金属腐蚀和氟油溶解等引起。

(3)主机级联厂房及其检修厂房和供取料厂房的产品取料装置等均无辐射屏蔽层;回收再生厂房虽有部分间隔,但屏蔽效果不大。

z铀富集厂的核临界控制有以下手段:

(1)几何控制——限制工艺设备的几何尺寸和形状。如用容积小于5L 的容器盛取高富集度的产品。

(2)质量控制——限制设备和系统内的易裂变材料的质量。如在考虑双批投料的可能下,清洗槽和扬液器中溶液的235U 含量不大于350g。

(3)浓度控制——限制溶液中易裂变材料的质量浓度。如混合澄清槽、清洗槽和扬液器中溶液的235U 浓度不大于5g/L。

(4)富集度控制——按富集度的不同分别制定核临界安全限额。富集度小于1%的含铀物料无临界危险。

(5)慢化控制——限制可能进入含铀物料的含氢慢化剂的质量。

(6)间距控制——限制容器之间的距离不得小于一定值,以防各容器之间的中子相互作用(如在贮存和运输时)。

(7)毒物控制——如在处理接近或超过临界量的含235U 的溶液反应器中设置镉片。

三、核燃料元(组)件制造厂的核临界安全控制

z临界安全控制的一般考虑:

通常的做法是,先建立能在正常和异常条件下包容这些状态的偏保守模型,再由此模型得到安全限值和适用的控制方法。

z工艺流程中各工序的临界控制方法:

以采用ADU 法制造低富集度UO2 组件为例,来说明燃料制造个工序的核临界安全控制方法。

(1)UF6 接收、称重、贮存——主要措施是控制容器之间的最小贮存间距并防止水进入UF6 容器。

(2)UF6 转化为ADU——建立偏保守的单体和多体模型,然后计算出单体的安全尺寸和多体的布置要求。

(3)ADU 转化为UO2 粉末——用于过滤、洗涤、干燥的单体设备通常设计为直径受限的几何良好圆柱体;还可限制沉淀物容器的高度和容积;控制易裂变物质的量;且其在煅烧炉内排列成安全平

板型阵列。若本工序的设备布置在同一厂房内,还须考虑多体的相互作用。

(4)UO2 粉末转运和贮存——用几何控制、质量控制及慢化控制方法确保次临界。

(5)配料——控制UO2、添加剂和慢化剂的质量,并让混料操作在几何良好的容器中进行。

(6)干燥——UO2 粉末置于几何安全的装置中。

(7)制粒——用安全容积的容器盛装UO2 粉末;用限制操作量的方法转运和提升UO2 粉末;以安全面密度方法贮存UO2 粉末。

(8)除气和烧结——限制钼舟的高度;使其排列成安全平板型阵列;控制钼舟周围的慢化剂。

(9)研磨——限制磨削时的UO2 质量;UO2 芯块以安全平板型阵列存放。

(10)芯块转运和贮存——UO2 芯块以安全平板状运输;贮存在三维阵列中时,用间距控制和慢化剂控制。

(11)包壳管装料——装料后的元件棒以安全平板状放置于台面,并控制慢化剂的引入。

(12)元件棒除气、封焊、检查、富集度测量、目检——控制慢化条件,并限制元件棒数。

(13)元件棒贮存——在控制慢化条件下,元件棒以安全阵列贮存。

(14)组件组装——每个工作台只组装一盒组件,并控制慢化。

(15)组件清洗和检查——限制组件数。通常,一次只操作一盒组件。

(16)组件贮存和运输——装运容器在正常和事故条件下均能保持组件有安全间距。

(17)废物处理——优先选用几何控制的工艺设备。

四、乏燃料贮存设施的核临界安全控制

z乏燃料的临界安全控制措施包括:

(1)乏燃料储存密集化;

(2)临界安全控制参数与条件;

(3)keff操作限值的选取。

z为了增加乏燃料湿法设施的贮存容量,现已开发出几种高密度的贮存方式。水池的贮存容量密度已从原来的4.2tHM(HM—重金属,指燃料中辐照前铀和钚的量)/m2 提高到12tHM/m2。其密集化措施有:(1)将燃料组(元)件在水下由单层改为双层排列;

(2)将组件拆解成元件单棒排列;

(3)往水中加入可溶性中子毒物;

(4)水池或格架中设置固态中子毒物。

z乏燃料贮存时须做临界分析,应采取措施使之在正常和可信的异常条件下都处于次临界状态。临界分析时应在双偶然事件原则的基础上,考虑会使贮存阵列的反应性达到最大的各项参数和条件。

(1)燃料元件参数:

——易裂变物质的含量、形态、密度、核特性和分布;

——可燃毒物的组成、密度和分布;

——燃料元件的几何条件和包壳的材料与尺寸;

——燃料元件内可影响反应性的其他材料。

(2)燃料单元的组成:

——燃料元件数量及其在燃料单元内的位置;

——燃料单元的尺寸;

——可能存在的其他材料。

(3)阵列参数:

——燃料单元之间的距离;

——燃料单元之间固定的和可溶的中子毒物,其数量、分布、浓度须保持不变;

——阵列内的结构材料和可能存在的其他材料;

——燃料单元的装卸对阵列参数的影响。

(4)慢化条件:

——燃料单元内燃料元件之间的可信慢化条件,如池水的密度和温度变化。

(5)反射层和相互作用条件:

——反射层的成分、形状和位置;

——与其他易裂变材料的相互作用。

(6)异常条件和事故条件:

——地震、爆炸、火灾、水淹等;

——燃料单元位置异常;

——燃料或容器跌落,或燃料架转运时翻倒等事故引起的几何变形;

——因丧失毒物或因慢化、几何、反射等条件变化引起的可信事故。

z通常乏燃料贮存阵列的keff 操作限值取0.90;有时为提高贮存容量,keff 也可限定为0.95,但此时各种不确定度、偏差、毒物和应付意外事件的裕量都要降低。

五、乏燃料后处理厂的核临界安全控制

z后处理厂操作的物料不仅含有U235,而且有相当含量的钚。

z因此,该类设施的核临界安全控制应尽可能采用几何控制;对于不能采用几何控制的大型设备,则应采用可溶的或固定的中子毒物控制。

z应加强易裂变材料的衡算,了解其分布、积存和转移情况。对可能发生核临界事故的场所,须编制事故应急响应规程;对于万一发生临界事故可能造成严重后果的核设施,则必须制定周密的事故应急计划。

z轻水堆的核燃料在辐照前,其U235的富集度一般为3.5%,最高不超过5%;而从堆内卸出的乏燃料中235U 的富集度小于1%,钚的质量分数大于0.5%。然而,也有可能某些乏燃料的235U 富集度大于3%;

钚的质量分数大于1%。因此,对其后处理厂工艺过程必须从头到尾都进行临界控制。

z临界控制设计的偶然准则,该准则规定:

(1)对于设置重屏蔽可将临界事故对人员造成的剂量减少到允许水平的场合,其设计应遵循双重偶然原则;而对于无重屏蔽的场合,则应遵循三重偶然原则。

(2)工艺设计必须保留一定的裕量,以应付受控工艺参数的波动和所采用的次临界限值被意外超过。z工厂临界控制设计需满足的要求如下:

(1)基础参数的确定;

(2)主要控制参数和控制方式的选择;

(3)辅助控制措施。包括:

——限制中子反射条件;

——设置核盲板、真空断路器、溢流口;

——采用机械固定;

——配置检测仪表及联锁装置;

——目视巡检、工艺控制、实验室分析等。

z主要工艺步骤的临界控制:

(1)燃料剪切——通过控制剪切组件数量来防止临界。

(2)燃料溶解——乏燃料溶解时会遇到双重(固相-液相和溶液中的浓度二者)不均匀性问题,其临界反应性在溶解过程中达到峰值。此不均匀性使溶解器的临界计算、设计和控制大为复杂。

其临界可用几何控制、固定中子毒物控制和浓度控制共同实现。为增大溶解器的处理能力,还

可加入硝酸钆作为可溶中子毒物。

(3)料液制备——通常用可溶毒物、浓度、几何控制或其适当的组合来实现临界安全。此过程要严防易裂变物质的局部浓集(如沉淀)。

(4)共去污和铀、钚分离循环——萃取设备可用几何、浓度-几何、毒物-浓度-几何等方法控制临界。后者一般只在大型厂中使用。可溶中子毒物仅在共去污部分使用,以防产品液被污染。

(5)铀纯化循环——若料液中的235U 富集度有可能超过规定的临界富集度限值,则须采取浓度、几何、浓度-几何、固定毒物等控制措施。

(6)钚纯化循环——一般均用几何(环形或平板形设备)或几何-固定毒物(设备内装有含硼玻璃拉西环)方式来控制临界。此处应注意预防不溶性钚聚合物的生成。

(7)铀、钚尾端——钚产品转化设备是几何安全的,并希望能自动化连续操作。对易裂变物质的贮存,其临界控制较为容易。钚溶液可贮存于环状、板状、小直径圆柱状容器中,也可存放于装

有中子毒物棒栅或拉西环的容器中。低富集度的铀溶液可用浓度控制方法贮存于大容器中。固

态产品贮存也可用慢化控制来保证临界安全。两种产品的贮存均须考虑中子的相互作用问题。

第四节 核燃料加工、处理设施的化学安全

z在铀燃料循环加工过程中,需要使用各种化学试剂来达到工艺生产的目的,这些化学试剂包括有机试剂和无机试剂,有机试剂如TBP、煤油等;无机试剂最典型的如酸、碱等。有固体、液体状态还有气态。

一、UF6泄漏的化学危害

z UF6的泄漏不仅因铀泄漏造成放射性辐射危害,而且会造成不同程度的化学危害。

z UF6的三相点出现在0.15MPa和64.1℃。

在三相点上,UF6气态、液态和固态三态平衡共存。

温度在三相点以上,液体UF6可气化成气体,其他UF6可冷凝为液体;

在三相点以下,固体UF6可升华为气体,而气体也可凝华为固体。

z UF6从固体变为液体的转化过程中要发生体积膨胀,其密度减少25%,这是UF6很重要的物理特性。 z若继续加热,气体体积继续膨胀,压力升高,将可能发生生产系统的容器、阀门或管道破裂导致UF6释放。反之,由于温度下降,气体UF6会冷凝成固体,造成工艺管道堵塞,也存在管道、阀门破裂的可能性。

z对于操作UF6的生产岗位,温度控制对于生产安全起着重要的作用。

z UF6的化学性质比较活泼。在一般条件下,可与水和/或有机物发生反应。UF6极易与水反应生成UO2F2和HF。

z废气处理后氟化物最高排放浓度为9.0mg/m3。

z废液处理后氟化物最高排放浓度为10mg/l。

z目前对于核燃料循环设施的氟化物化学毒性危害的评价是参照美国SCAPA制定防护行为准则PAC执行。PAC将氟化物对于人体健康的影响分为四级:

(1)0级——对人体健康没有不利影响;

(2)1级——对人体健康有轻微、短暂的影响;

(3)2级——对人体产生不可逆或其他严重的健康影响,或会出现影响受害人采取防护措施的症状。

(4)3级——可能危及生命。

z在评价时,根据设施发生UF6泄漏的场景,计算出UO2F2或HF的释放量,按照PAC的准则评价对人体健康的危害。

二、后处理厂“红油”的产生及引起爆炸

z在后处理工艺中应用的最广泛的是PUREX流程,采用惰性稀释剂稀释的磷酸三丁酯(TBP)溶剂进行化工有机溶剂萃取,实现共去污(去除裂变产物)及铀钚分离循环、铀净化循环和钚净化循环。最终获得硝酸铀酰和硝酸钚产品溶液再进行尾端处理,制得铀和钚的氧化物产品供循环使用。

z后处理厂PUREX流程的溶剂萃取剂采用的有机萃取剂为TBP及其惰性稀释剂。

z TBP及其惰性稀释剂(没有、正十二烷、氢化四丙烯TPH等)以及他们的水解、辐解的降解产物(磷酸二丁酯DBP、磷酸一丁酯MBP、磷酸盐、醇类等),很可能与氧化产物发生剧烈反应。

z在高温和存在硝酸或重金属硝酸盐(硝酸铀酰、硝酸钚)的情况下,这些有机化合物可形成复杂的亚硝基化合物,即“红油”其红色是亚硝基化合物在稀释剂中的颜色,当混合物温度超过130℃时“红油“易发生爆炸性分解反应。这一特殊风险主要存在于工艺过程的各种蒸发器中。

z一般“红油”在130~150℃温度范围可以热分解,有的“红油”在高于170℃时才可以热分解,这主要取决于萃取剂和稀释剂的性质和其挥发性有机化合物的含量。温度高于135℃时表现为一级动力学分解反应,形成极端放热和自催化反应,产生大量的热和可燃气体,产生的热可进一步增加液相的温

度和反应速率。

z“红油”爆炸事件的反馈表明:在后处理厂浓缩或蒸发操作时,应全面控制浓缩的水相溶液中有机物的含量、蒸发物料的温度以及蒸发器的排气卸压条件。

z“红油”爆炸事故是由于有机化学溶剂在强辐照条件下降解形成降解产物,并且在温度失控的情况下发生。由于“红油”爆炸事故可能发生在温度超过130℃的条件,在后处理厂PUREX流程中,只能在后处理工艺和废物处理设置的多个蒸发器或浓缩器中发生。如:

(1)共去污循环,将含铀、钚的反萃液的浓缩;

(2)分离循环,含铀反萃液的浓缩;

(3)铀净化循环,通过净化的硝酸铀酰产品的浓缩;

(4)钚净化循环,经净化后的硝酸钚溶液的浓缩;

(5)中放废液处理,对中放废液蒸发减容;

(6)酸回收,经浓缩器将硝酸回收;

(7)高放废液浓缩,对高放废液减容。

这些浓缩器如果保护措施多重失效,就有可能发生“红油”生成、累计和自催化分解而发生“红油”

爆炸。

z为了防止“红油”爆炸,对后处理厂蒸发单元采取的主要安全措施如下:

(1)限制进入蒸发器的水溶液的TBP含量。

(2)对进入上述蒸发器的各种液流中TBP含量不太显著的物流,特别是未经稀释剂的物流,进行系统检测。

(3)将水相送入蒸发器时,为避免漂浮在水相上面的TBP带入,供料容器内不允许水相溶液完全排空。

(4)在溶剂蒸馏处理装置接收料液之前,应在各萃取循环的溶剂处理工序对有机物流用碳酸钠和苏打彻底处理,并且用水清洗,以保证这些物流中硝酸盐(氧化物)含量非常低(最大几十毫克/

升)。

(5)正常操作时,蒸发器内部温度应严格限制在130℃以下,并在热回路上安装了具有高压报警的压力调节器和具有高温报警的温度调节器。

z有些国家除上述后处理厂所用的安全控制方法外,还控制工艺过程使用的硝酸浓度应低于10mol/L。 z据国际原子能机构提供信息,后处理厂蒸发器中“红油”反应造成压力增加的风险概率估计只有每年10-6。

核燃料循环系统

第20卷 第3期核科学与工程Vo1.20 No.3  2000年 9月Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering Sep. 2000 核燃料循环系统3 刘远松 (中国核工业集团公司核燃料部) 1 前 言 在“核燃料立足于国内”的方针指引下,“九五”计划期间我国核燃料工业与我国核电同步建设、配套发展,“十五”计划期间核燃料系统也必将与我国核电配套发展。在“十五”计划期间的配套建设中,我们将继续走引进与国产化相结合的道路,积极采用先进技术和先进工艺,追求规模效益,把我国核燃料系统建成具有国际竞争能力的行业。然而要实现这一目标,在铀转化、铀浓缩、元件制造、后处理、放射性废物处理和核设施退役这些领域中还有许多重大技术问题有待于解决,还有待于我国核工业的科技人员的相互合作和共同努力。 2 中国核工业集团公司核燃料部所属民用领域简介 氟化转化铀浓缩元件制造 后处理退役、三废处置 3 各领域简介 311 氟化转化 (1)原理 氟化转化是将氧化铀经过氢氟化反应生成四氟化铀,然后经氟化反应转变为六氟化铀的过程。 (2)六氟化铀的用处 1909年德国化学家发现了六氟化铀。由于六氟化铀易于升华以及天然氟只有19F的单一同位素,这使六氟化铀成为同位素分离工厂惟一的工作介质。 312 铀浓缩 提高铀同位素混合物中235U的丰度的过程称为铀浓缩。主要工业铀浓缩方法为扩散法 收稿日期:199928220 作者简介:刘远松,1982年毕业于山东化工学院化工机械专业,1989年获铀同位素专业硕士学位,现任中国核工业集团公司核燃料部副总工程师。 3本文对原报告做了删节。 252

我国核燃料闭合循环发展战略探讨

我国核燃料闭合循环发展战略探讨 发表时间:2018-05-14T15:45:43.597Z 来源:《电力设备》2017年第35期作者:赵英才 [导读] 摘要:按我国制定的《核电中长期发展规划(2005—2020年)》,其中要求我们国家需要走核燃料闭合循环的道路。基于此,本文着重介绍了闭合循环的意义,简要介绍了国际发展的基本态势。 (辽宁红沿河核电有限公司辽宁大连 116319) 摘要:按我国制定的《核电中长期发展规划(2005—2020年)》,其中要求我们国家需要走核燃料闭合循环的道路。基于此,本文着重介绍了闭合循环的意义,简要介绍了国际发展的基本态势。对几个相关问题,如商用乏燃料处理厂建设时机;钚的产用平衡;MOX燃料在热堆核电站使用的适应性;经济性等作了讨论,并提出政策建议。 关键词:核能;核燃料循环;发展战略 引言 随着我国核电的快速发展及核设施三废退役治理进度的加快,势必将要建设大量的核燃料循环设施,用以生产核电厂需要的燃料元件,回收处理核电厂产生的乏燃料,以及对相应的废水、废气和固体废物进行处理处置。但是与之相对应的安全标准建设未能跟上,如至今尚未开展过核燃料循环设施的物项安全分级的研究,从而使得我国核燃料循环设施的设计、建造、制造可以选用合适的规范和标准,也给安全审评和监督等工作带来了许多困难。 1 我国自主核燃料品牌建设的重点攻关方向 1.1 完善核燃料设计技术体系和基础产业能力 (1)在进行设计分析体系时,应该把核燃料棒性能分析、核燃料组件性能分析程序的自主开发、适用于自主化核燃料的先进堆芯设计程序开发、混合堆芯安全评价技术等作为重点的关注对象,并将这些技术体系加以改进与完善。 (2)材料研发方面,为了强化其他核燃料关键材料研发保障体系建设,其中包括覆盖材料成分筛选、工艺研究、性能测试评估以及芯块和吸收材料,可以在已有的锆合金材料研发工作的基础之上,对锆合金研制及性能评价保障体系进行进一步的夯实。 (3)在制造加工方面,需要把自主核燃料研制相匹配的批量化工艺能力建设和质保体系建设工作作为重点进行关注,另外,补强核燃料运输和贮存相关的核燃料基础产业保障能力都有待加强。 (4)在试验验证方面,为了解决实验中出现的疑难问题,需要提高自身能力,可以从强化CHF等核燃料综合性能试验实施能力、数据处理和评估能力以及试验经验积累等方面着手。 1.2建立以市场为驱动的可持续核燃料研发发展模式 第一,为了从行业、国家产业角度开展联动模式搜索,可对我国现有的有利政策(重大专项等)以及保障手段进行充分利用,从而提高资源利用率,加大对基础资源与设施的开放共享程度,用以完善和补充当前的核燃料研制与国内的一些基础能力。 第二,为使我国当前的核燃料研发工作摆脱依靠国家支持的落后模式,可根据实际,适时进行核燃料用户联盟的创建工作,产业联盟的当今形势下核燃料的发展趋势,其主要以灵活多样的项目开展工作,从而满足市场需求,与此同时,还可以通过对市场手段的利用完成核燃料的更新换代。 2 核燃料竞争优势 2.1核燃料循环成本对核电竞争力的影响 目前,从市场整体情况看,我国市场上的清洁能源,如风电、火电,其价格远远高于核电价格,所以说核电在价位上面有很大的竞争优势,但是,在世界范围内,随着核电站的快速发展,建设步伐在稳步提升,核燃料价格也是水涨船高,这样一来,核电本来存在的优势也就面临极大的挑战,当前,价格问题对我国的核电能否继续健康发展起着至关重要的作用,所以,解决这一问题,可使相关单位降低核燃料循环成本。 2.2有利于环境保护与环境安全实施 核燃料是进行闭合循环的,这样一来,将乏燃料当成废物直接进行最终处置的乏燃料废物量要少很多,使长寿命放射性废物的体积和潜在的放射性毒性得到极大程度的降低,从而有效的减少了处置废物所需要的空间。如果在核燃料的处置中实施铀钚再循环,使其最终处置量降低为“一次通过”的四分之一左右,这样一来,就是说如果在“一次通过”要建四个最终地质处置库实,施铀钚再循环只需要建一个最终地质处置库实就可以了,在实施快堆增殖循环时,需要分离高放废物,之后,将分离出的长寿命裂变产物和次锕系核素放到快堆中嬗变成短寿命的放射性物质,剩下很少需要处置的废物,从而使核能发展的环境生态可持续发展得到解决。 2.3MOX 燃料技术的发展 轻水堆的MOX燃料生产工艺业已成熟,并在继续发展,其主要的发展方向是:实现MOX和UO2的等同性,力求MOX燃料组件和UO2组件在管理上可相互替换,具体要做到:①优化燃料棒的设计使其有更多的裂变气体释放率。②改进MOX燃料的制造工艺,力求MOX芯块与UO2芯块有相似的特性。③力求“简单的”堆芯管理策略,使MOX燃料在使用性能上与UO2燃料具有等同性,可以进行同样的堆芯管理。④由于MOX燃料的制造条件日趋严格(如钚的放射强度强,钚的含量大,废物量多),因此需要研制含钚量高达6.5%的MOX新燃料。⑤开发全堆芯都装MOX燃料的技术。 2.4实施铀钚再循环 实施闭合循环技术路线, 首要的是建设一座用规模的乏燃料后处理厂和相应的 MOX 元件制造厂。 我国核电中长期发展规划确定要积极自主研发快中子增殖反应堆技术, 及时启动试验或示范工程建设。现正积极筹划快中子堆示范工程建设, 这是在建成实验快堆之后, 我国快堆技术发展的又一个里程碑。为配合该工程的建设和运行, 提供所需的核燃料, 必须及时地建造相应的乏燃料后处理厂和 MOX 元件制造厂。商用乏燃料后处理、 MOX 元件制造厂的建设要与快中子示范堆建设相匹配, 统一规划建设。 3 实施铀钚再循环的几个问题 3.1配合我国快中子堆的实施 我国核电中长期发展规划确定要积极自主研发快中子增殖反应堆技术,及时启动试验或示范工程建设。现正积极筹划快中子堆示范工程建设,这是在建成实验快堆之后,我国快堆技术发展的又一个里程碑。为配合该工程的建设和运行,提供所需的核燃料,必须及时地建造相应的

核燃料循环

核燃料循环 核燃料以反应堆为中心循环使用。 (一)铀的开采、冶炼、精制及转化:铀是比较分散的元素。世界上重要的产铀国家有:加拿大、美国、独联体、澳大利亚、刚果、尼日利亚等。我国的东北、西北、西南及中南地区都蕴藏有铀。但是可提供一定铀产量的铀矿石的含铀量的品位较低(10-4~10-2),掘出的含铀矿石必须经过复杂的化学富集,才能得到可作粗加工的原料。过去开采铀矿石都采用传统的掘进方式(耗能大、成本高、生产周期长,还有运输、尾矿等问题)。近来根据铀矿石性质的多样性,又开发了地表堆浸、井下堆浸以及原地浸取等方式。 我国的铀矿石属低品位等级,一般在千分之一含量就要开采,成本较高。为了降低成本,充分利用低品位矿石,80年代以来就积极开发堆浸、地浸技术,现已投产。例如地表堆浸,处理品位为8×10-4的沙岩矿,成本降低 40%。原地浸取工程也已经开工。原地浸取采矿的优点是:成本低(投资只有掘进的1/2)、工艺简单、节约能源(省去了磨碎、运输等工序,可节约能源 60%)、节约劳动力、减轻劳动强度(节约劳动力数十倍,工人进行流体物操作,劳动条件大为改善)、矿山建设周期短、可以充分利用低品位铀资源。因此受到重视而被称为铀矿冶技术上的一场革命。 浸取液经过离子交换、萃取以富集铀,再经过酸性条件下沉淀(与硷金属及碱土金属分离)和碱性条件下溶解(与过渡元素分离)以进一步净化铀,最后得到铀的精炼物。将此精炼物进一步纯化,并将铀转化成低沸点的UF6(升华温度:1大气压下56℃;0.13大气压下25℃),即可用作浓缩235U同位素的原料。 (二)235U同位素的浓缩:235U是唯一天然存在的易裂变核素。不同设计的反应堆需要不同浓缩度的铀(如:压水堆——当前核电站应用最多的堆型——需要2~3%;游泳池堆需要10%;快堆需要25%;高通量材料试验堆需要90%)。而核弹则需要更高的浓缩度。因此生产浓缩铀是核工业中十分重要的环节。 同一元素的同位素化学性质相同,只在质量上有所差别。利用这一差别可以实现同位素的浓缩/分离。核素越重,质量差别越小(如:氢、氘相差一倍;而235U、238U。则相差~1%)。可见实现235U同位素的浓缩,技术上的难度很大。 利用因质量不同而引起的速度效应或离心力效应可以分离同位素,并已达到工业化的程度。它们分别是气体扩散法和气体离心法,此外空气动力法也有了中间工厂。 ①气体扩散法:这是已实现工业应用多年(1946~)的大规模生产方法。其原理是:不同分子量的气体混合物在热运动平衡时,具有相同的平均动能,因而速度不同。由 M1V12=M2V22可得:

民用核燃料循环设施安全规定通用范本

内部编号:AN-QP-HT827 版本/ 修改状态:01 / 00 In A Group Or Social Organization, It Is Necessary T o Abide By The Rules Or Rules Of Action And Require Its Members To Abide By Them. Different Industries Have Their Own Specific Rules Of Action, So As To Achieve The Expected Goals According T o The Plan And Requirements. 编辑:__________________ 审核:__________________ 单位:__________________ 民用核燃料循环设施安全规定通用范 本

民用核燃料循环设施安全规定通用范本 使用指引:本管理制度文件可用于团体或社会组织中,需共同遵守的办事规程或行动准则并要求其成员共同遵守,不同的行业不同的部门不同的岗位都有其具体的做事规则,目的是使各项工作按计划按要求达到预计目标。资料下载后可以进行自定义修改,可按照所需进行删减和使用。 1 引言 1.1目的 本规定的目的是根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》所规定的安全原则,对民用核燃料循环设施(以下简称核燃料循环设施)的安全提出必须满足的基本要求。 1.2范围 本规定适用于民用核燃料的生产、加工、贮存和后处理设施,不包括核燃料在反应堆内使用的安全要求。 本规定的内容涉及核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役。本规定

最新核燃料循环答案整理

核燃料循环复习资料 1-2 核燃料后处理的任务及其产品形式是什么? 后处理厂的产品形式,取决于乏燃料中易裂变核素的种类和数量、还取决于产品的用途。钚是后处理厂最主要的产品。 1-3 核燃料后处理厂的特点(书P12)

1-4核燃料后处理工艺的发展简史给你什么启发?(P14) 1-5 简述轻水堆铀燃料循环的主要工艺流程

2-3 理解并会应用描述磷酸三丁酯萃取铀钚效果的三个概念:分配系数、分离系数、净化系数。(会计算) ● 分配系数α:某物质在互不相溶的两相间达到萃取平衡时,它在有机相和水相中浓度的 比值。 a C C O =α O C ——某物质在有机相中的平衡浓度 a C ——某物质在水相中的平衡浓度 分配系数越大,平衡时,该物质进入有机相的量越多,而在水相中的量越少。 ● 分离系数β——铀钚彼此间的分离效果 铀中去钚的分离系数βPu/U : 钚中去铀的分离系数βU/Pu : ● 净化系数DF ——用于表示铀、钚中对裂片元素的去除程度。

2-4 理解、记忆影响磷酸三丁酯萃取铀钚的因素 答:影响TBP 萃取铀的因素:水相中UO2(NO3)2浓度;有机相铀饱和度;硝酸浓度;TBP 浓度;共存的络合剂;温度 影响TBP 萃取钚的因素:硝酸浓度;TBP 中的铀饱和度;TBP 浓度;温度;TBP 降解产物的影响 2-5 磷酸三丁酯对裂变元素的萃取性能。P52 2-6 有机溶剂的降解产物及其对萃取工艺的影响(PPT) 降解产物:磷酸二丁酯、磷酸一丁酯、磷酸、其它。磷酸二丁酯产额最高。 降解产物对萃取工艺的影响: 1)形成DBP·TBP萃取络合物,增大有机相粘度。 2)钚的萃取物很难反萃,降低了钚回收率。 3)增加界面乳化,增加分离难度。 3-1简述不同类型反应堆乏燃料元件对后处理工艺的影响(轻水堆+快中子堆,见P70)

注册核安全法律法规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

核燃料循环设施营运单位必须以公函形式在下一年度的()前向所在地区监督站递交前一年的年度总结报告。同时抄送国家核安全局。 A 2月10日 B 3月1日 C 4月1日 D 5月10日 答C 解105 核燃料循环设施建造阶段年报内容包括()。 A 年度计划的完成情况 B 一年内发生的事件综述、原因分析及其经验教训 C 构筑物、系统和部件(或设备)存在的安全有关问题及其纠正措施 D 下一年度的计划安排 E 国家核安全局或营业单位认为需要报告的其他事项 答ABCDE 解105 核燃料循环设施运行阶段年报内容包括()。 A 安全重要构筑物、设备和系统的运行性能及其自检情况 B 工作人员受到的辐射照射剂量分布和集体剂量 C 排放至环境的放射性核素的组份、浓度和总量 D 核材料衡算管理和实物保护情况 E 放射性废物的储存、处理和处置情况及存在的安全问题及采取的预防措施 F 核临界安全的控制 G 一年内发生的事件综述、原因分析及其经验教训 H 构筑物、系统和设备存在的或潜在的安全问题及解决办法 I 国家核安全局或营运单位认为需要报告的其他重要事项 答ABCDEFGHI 解105 核燃料循环设施的重要活动通告,营运单位必需提前()天以有效方式通告到所在地区监督站或国家核安全局。 A 3 B 5 C 7 D 10 答C 解105 核燃料循环设施的重要活动通告,营运单位必需提前7天以()方式通告到所在地区监督站或国家核安全局。 A 书面 B 公函

C 传真 D 有效 答D 解105 核燃料循环设施的重要活动通告,营运单位必需提前7天以有效方式通告到()。 A 所在地区监督站 B 国家核安全局 C 所在地区监督站和国家核安全局 D 所在地区监督站或国家核安全局 答D 解105 在核燃料循环设施进行下列()活动时,营运单位必需提前7天以有效方式通告到所在地区监督站或国家核安全局。 A 营运单位组织的与核安全有关的调查审查或检查活动 B 营运单位进行的与核安全有关的质量保证 C 国家核安全局确定的有关物项的制造、安装、调试、运行、维修核检查工作中的控制点和进度的变更 D 涉及核安全的重要会议、论证、试验和纠正措施 E 收发核燃料的时间、类型和数量,核材料盘存计划 F 实物保护中技术防范设施的变更,检修活动 G 国家核安全局或营运单位认为需要通告的其它重要活动 答ABCDEFG 解105-106 核燃料循环设施建造阶段,营运单位必须向()报告建造阶段事件报告。 A 国家核安全局 B 所在地区监督站 C 国家核安全局和所在地区监督站 D 国家核安全局或所在地区监督站 答C 解106 在核燃料循环设施建造阶段,发现下列()事件时,营运单位必须向国家核安全局和所在地区监督站报告建造阶段事件报告。 A 违反认可的质量保证大纲的要求 B 最终设计明显违反被认可的安全分析报告中的承诺或建造许可证条件 C 不符合法规、标准、技术条件或其他设计要求的建造活动或物项 D 建造中可能导致构筑物、系统或部件(或设备)不能满足预期使用要求和安全功能的重大偏差、缺陷、故障或损坏,或者需要重新评价验证的活动 E 国家核安全局或营运单位认为需要报告的其他重要事件 答ABCDE 解106

注册安全工程师考试安全生产专业实务考试大纲(道路运输安全)

安全生产专业实务(道路运输安全) 一、考试目的 考查专业技术人员掌握专业安全技术,并综合运用安全生产法律、法规、规章、标准和政策、安全生产理论和方法,分析和解决安全生产实际问题的能力. 二、考试内容及要求 (一)专业安全技术部分 (1)道路运输安全技术基础.掌握道路运输安全生产基本特点,运用道路运输安全技术和相关法律法规、规章制度、标准规范,进行道路运输行业重大危险源辨识与隐患排查,制定相应风险管理措施.运用驾驶员和车辆安全管理理论,分析驾驶员操作失误和运输车辆安全隐患,制定驾驶员和车辆安全管理措施.运用道路运输信息化基础技术,按照事故报告和调查处理的基本要求,梳理、分析运输事故原因,提出安全应对措施.掌握道路运输中驾驶员劳动防护相关要求,以及相关消防设施及器材的功能和使用要求,制定相应的安全技术措施.了解道路及其安全设施的作用和使用要求,了解特殊道路和环境车辆安全运行技术及紧急情况的应对处理基本技能. (2)道路旅客运输安全技术.掌握道路旅客运输安全生产基本特点,运用道路旅客运输安全技术和相关法律法规、规章制度、标准规范,分析客运驾驶员、车辆技术状况及动态监控、运输经营行为等方面的安全

技术和管理要求,组织实施驾驶人安全培训教育;针对不同道路旅客运输各环节的风险隐患,提出相应的安全技术措施,制定道路旅客运输各岗位操作规程和安全管控措施.了解新时期道路旅客运输安全管理要求. (3)道路货物运输安全技术.掌握道路货物运输安全生产基本特点,运用道路货物运输安全技术和相关法律法规、规章制度、标准规范,分析运输车辆装备的安全技术要求、货物运输安全管理的基本内容和要求,组织实施从业人员安全培训教育;分析货物运输安全检查和隐患排查特点及要求,针对重大安全隐患提出治理措施,尤其是典型危险货物运输风险管控相关内容和要求.了解新时期道路货物运输安全生产管理要求. (4)道路运输站场安全生产技术.掌握道路旅客及货物运输站场安全生产特点,运用道路运输站场安全技术和相关法律法规、规章制度、标准规范,制定汽车客运站危险品查堵、客车安全检查技术措施及工作规范,货运站场货物存储及堆放安全技术措施,以及道路运输站场突发事件应急处置措施.了解汽车客运站安全告知等制度的工作规范和技术要求,了解货运站场对超限超载、禁止装卸国家禁运和限运物品,以及对出站车辆进行安全检查的工作规范和技术要求. (5)道路运输信息化安全技术.掌握常用道路运输管理信息系统的主要功能、应用要求以及车辆卫星定位动态监控系统、客运联网售票信

民用核燃料循环设施安全规定(doc 14)

民用核燃料循环设施安全规定 本规定自一九九三年六月十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释 1 引言 1.1目的 本规定的目的是根据《中华人民XX国民用核设施安全监督管理条例》所规定的安全原则,对民用核燃料循环设施(以下简称核燃料循环设施)的安全提出必须满足的基本要求。 1.2X围 本规定适用于民用核燃料的生产、加工、贮存和后处理设施,不包括核燃料在反应堆内使用的安全要求。 本规定的内容涉及核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役。本规定只规定核燃料循环设施的安全必须满足的基本要求,对不同类型的核燃料循环设施应如何满足这些要求则不作具体规定;同时,本规定也不对特定类型核燃料循环设施的安全提出专门要求,根据实际需要将制定相应的安全导则,作为本规定的说明和补充,对有关安全问题提出更具体的要求和较详细的指导原则。

本规定不考虑核燃料循环设施的非辐射安全问题,除非由其可能引起辐射危害。 关于核材料管制方面的要求遵照核材料管制有关规定。 2 安全职责 2.1营运单位的主要职责 营运单位必须对其核燃料循环设施的安全负全面责任,直至其核燃料循环设施退役终了或其责任已合法地转移为止。其主要职责是: (1)按照国家有关核安全法规的要求向国家核安全部门申请所规定的安全许可证件,提交批准和发放安全许可证件所需要的安全分析报告和其他有关资料,并保证这些报告和资料符合要求。 (2)保证其核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役符合本规定和其他有关安全法规与标准的要求,遵循所规定的许可证条件。 (3)建立保证其核燃料循环设施的安全符合有关要求的制度和管理体制,责任明确。(4)制定并定期复审和修改各种工况下用以保证其核燃料循环设施安全的各种规程、大纲和计划。 (5)确保有数量足够、受到充分培训和能胜任其职责的合格工作人员,并为工作人员完成任务提供相应的条件。 (6)建立并保存所有安全重要活动的记录,按要求定期向国家核安全部门提交报告;发生偏离运行状态的事件或事故时,立即按报告制度报告事件或事故的性质、X围和后果,以及所采取的补救措施。 (7)接受国家核安全部门对其核燃料循环设施安全的监督检查。 2.2主管部门的主要职责 核燃料循环设施的主管部门对所属核燃料循环设施的安全负领导责任,其主要职责是:(1)对所属核燃料循环设施的安全工作实施领导和管理,保证给予所属核燃料循环设施的营运单位必要的支持,并对其进行督促检查。

民用核燃料循环设施安全规定实用版

YF-ED-J1362 可按资料类型定义编号 民用核燃料循环设施安全 规定实用版 In Order To Ensure The Effective And Safe Operation Of The Department Work Or Production, Relevant Personnel Shall Follow The Procedures In Handling Business Or Operating Equipment. (示范文稿) 二零XX年XX月XX日

民用核燃料循环设施安全规定实 用版 提示:该管理制度文档适合使用于工作中为保证本部门的工作或生产能够有效、安全、稳定地运转而制定的,相关人员在办理业务或操作设备时必须遵循的程序或步骤。下载后可以对文件进行定制修改,请根据实际需要调整使用。 1 引言 1.1目的 本规定的目的是根据《中华人民共和国民 用核设施安全监督管理条例》所规定的安全原 则,对民用核燃料循环设施(以下简称核燃料 循环设施)的安全提出必须满足的基本要求。 1.2范围 本规定适用于民用核燃料的生产、加工、 贮存和后处理设施,不包括核燃料在反应堆内 使用的安全要求。

本规定的内容涉及核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役。本规定只规定核燃料循环设施的安全必须满足的基本要求,对不同类型的核燃料循环设施应如何满足这些要求则不作具体规定;同时,本规定也不对特定类型核燃料循环设施的安全提出专门要求,根据实际需要将制定相应的安全导则,作为本规定的说明和补充,对有关安全问题提出更具体的要求和较详细的指导原则。 本规定不考虑核燃料循环设施的非辐射安全问题,除非由其可能引起辐射危害。 关于核材料管制方面的要求遵照核材料管制有关规定。 2 安全职责 2.1营运单位的主要职责

《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施

附件2 《核动力厂、研究堆、核燃料循环设施 安全许可程序规定(征求意见稿)》编制说明 一、编制背景 《中华人民共和国核安全法》(以下简称核安全法)于2017年9月1日由第七十三号主席令发布,自2018年1月1日起施行。 核安全法确认了1986年发布的《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》关于核设施安全许可制度等一系列核安全监管制度,但对于具体行政许可的设立和申请行政许可的条件等方面进行了一些调整。同时,核安全法还规定了核设施分级分类管理的原则、定期安全评价和核设施停闭管理等要求。 《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》建立了国家对核设施的实施安全许可制度,规定由国家核安全局负责制定和颁发核设施安全许可证件。 根据该条例,国家核安全局针对核电厂、研究堆制定了相应实施细则来规范许可证件的申请和颁发。 (一)1993年12月31日,国家核安全局发布了《中华人民共和国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(HAF001/01-1993)》,明确了申请核电厂安全许可证件的条件和申请程序。

(二)2006年3月1日,国家核安全局发布了《中华人民共和国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规定(HAF001/03-2006)》,明确了申请研究堆安全许可证件的条件和申请程序。 我国《核电厂安全许可证件的申请和颁发(HAF001/01-1993)》和《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定(HAF001/03-2006)》已施行多年,在指导核电厂和研究堆安全许可和证件管理方面、以及核安全监督方面取得较好的效果,但在实践中,上述两个管理规定也暴露出一些不足。尤其是在《中华人民共和国核安全法》正式实施之后,对《核电厂安全许可证件的申请和颁发(HAF001/01-1993)》和《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定(HAF001/03-2006)》进行完善和修订就显得尤为重要。另外,我国尚未制定民用核燃料循环设施安全许可证件的管理规定,需要针对核燃料循环设施的特点制定相关规定。 2017年10月27日,国家核安全局局长办公会决定,在原《核电厂安全许可证件的申请和颁发(HAF001/01-1993)》以及《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定(HAF001/03-2006)》的基础上,制定针对包含核动力厂、研究堆、核燃料循环设施在内的核设施安全许可证件的管理文件。 二、编制原则 在进行了相关调研和分析基础上,经讨论,确定了以下编制原则。 (一)以核安全法及核设施安全监督管理条例规定的行政许可

2019年中级注册安全工程师安全生产专业实务(建筑专业)知识点总结

D《安全生产专业实务》 目录 (一)专业安全技术 (1) (1)建筑施工安全技术基础 (1) (2)建筑施工机械安全技术 (3) (3)建筑施工临时用电安全技术 (12) (4)安全防护技术 (24) (5)土石方及基坑(槽)工程安全技术 (35) (6)脚手架、模板工程安全技术 (45) (7)城市轨道交通工程施工安全技术 (58) (8)专项工程施工安全技术 (71) (9)应急救援 (90) (二)安全生产案例分析 (93) 1.安全法律法规及企业标准 (93) 2.危险源管理 (94) 3.安全生产企业管理措施 (97) 4.安全生产投入 (99) 5.应急管理 (101) 6.生产事故调查与分析 (104)

(一)专业安全技术 (1)建筑施工安全技术基础 掌握建筑施工安全生产特点,施工过程中危险、有害因素辨识方法,建筑施工生产安全事故类型和预防措施。运用工程施工组织设计和危险性较大的分部分项工程专项施工方案,规范施工安全生产。 1、建筑业对安全生产的影响 一般说来,施工人员的不安全行为和物的不安全状态是导致意外伤害事故造成损害的直接原因。 2、建筑施工安全生产管理 建筑施工企业的管理层次一般可分为决策层、管理层和操作层,与之相对应的分别是总公司(公司)、施工项目部、班组。 项目经理是企业安全生产管理层的重要角色,更是施工现场承担安全生产的第一责任人,对施工现场安全生产管理负总责,是施工现场安全生产管理的决策人物。 操作层是安全生产的基础环节。在建筑施工企业,专职从事安全生产管理工作的人员,包括企业安全生产管理机构的负责人及其工作人员、施工现场专职安全生产管理人员,是企业操作层的安全生产管理负责人。 3、事故类型 高处坠落、物体打击、坍塌、起重伤害、机械伤害等。 高处坠落不仅在中国,在世界范围内都位居建筑业伤亡事故的首位。 4、危险因素辨识 《安全生产法》第三十七条规定:生产经营单位对重大危险源应当登记建档,进行定期检测、评估、监控,并制定应急预案,告知从业人员和相关人员在紧急情况下应当采取的应急措施。 生产经营单位应当按照国家有关规定将本单位重大危险源及有关安全措施、应急措施报有关地方人民政府安全生产监督管理部门和有关部门备案。 4.1 危险等级划分 危险等级事故后果危险等级系数 Ⅰ很严重 1.10 Ⅱ严重 1.05 Ⅲ不严重 1.00

民用核燃料循环设施分类原则与基本安全要求征求意见稿编制说明

附件3 民用核燃料循环设施分类原则与基本安全要求 (征求意见稿) 编制说明 二〇一四年十一月

民用核燃料循环设施分类原则与基本安全要求 (征求意见稿)编制说明 一、背景、任务来源及法律定位 1.背景 在2011年福岛事故后检查中,发现中核四〇四有限公司所处地区的地震动比原先的评价结果有明显增高,需要应用新的地震动对中核四〇四有限公司的核燃料循环设施的抗震能力进行重新校核,以确定其是否满足安全要求。鉴于中核四〇四有限公司地区有铀纯化转化设施、乏燃料贮存设施、后处理设施、高放废物处理设施等多种类型核燃料循环设施,且有些设施已运行多年,有些设施尚未建设,其抗震安全要求应不尽相同。于是需要对核燃料循环设施抗震要求进行分类。参考我国研究堆分类管理、我国军用核设施管理以及美国、IAEA对非堆核设施分类管理的实践,核安全三司决定组织环境保护部核与辐射安全中心、中国核工业集团公司共同编制通用的民用核燃料循环设施分类原则和基本安全要求。 此外,我国民用核燃料循环设施领域相应部门规章欠缺,缺少系统的核安全导则、标准和规范。有些方面是参考核电站,有些问题又是采取常规工业标准,在执行过程中也未形成明确文件或规定。亟需制定民用核燃料循环设施分类原则和基本安全要求以规范核燃料循环设施的安全管理。

2.任务来源 根据核安全三司工作单[2014]52号(燃),环境保护部核与辐射安全中心、中国核燃料有限公司及几家核燃料循环设施设计单位承担《民用核燃料循环设施分类原则与基本安全要求》(以下简称本文件)的编制工作。 3.法律定位 本文件规定了核燃料循环设施的分类原则,该原则是制定核燃料循环设施安全要求和安全监管相关规章和导则的基础;本文件规定了核燃料循环设施基本安全要求,是制定核燃料循环设施安全要求相关规章和导则的基础。因此本文件的法律定位属于部门规章层次。 本文件的法律定位属于我国核燃料循环设施领域基础性的技术规章。本文件提出了核燃料循环设施分类原则,给出了分类实例,提出了各类核燃料循环设施在选址、设计、建造和运行的基本安全理念和要求,提出了多设施厂址评价原则,提出了已有设施安全评价的指导原则。本文件为后续制定核燃料循环设施抗震分级设防导则、核燃料循环设施核安全设备分级目录、核燃料循环选址核安全导则和各环节的安全设计、运行导则等奠定了基础。 二、编制依据及技术路线 (一)编制依据

注册安全工程师考试安全生产专业实务考试大纲(煤矿安全技术)

安全生产专业实务(煤矿安全技术) 一、考试目的 考查专业技术人员掌握专业安全技术,并综合运用安全生产法律、法规、规章、标准和政策、安全生产理论和方法,分析和解决安全生产实际问题的能力. 二、考试内容及要求 (一)专业安全技术部分 (1)煤矿开采技术基础.运用煤矿安全开采理论和方法,辨识和分析煤矿设计、开拓、采掘等工程存在的危险、有害因素,制定相应的安全技术措施. (2)煤矿通风技术.运用煤矿通风相关技术和标准,制定解决煤矿生产过程中的通风需求、通风系统优化、灾变通风等问题的安全技术措施. (3)瓦斯防治技术.运用煤矿瓦斯防治相关技术和标准,进行 瓦斯涌出量预测、瓦斯抽放、煤与瓦斯突出等工程的参数测定或工程设计,制定预防瓦斯爆炸、煤与瓦斯突出等事故的安全技术 措施. (4)防灭火技术.运用煤矿防灭火相关技术和标准,依据规定进行火灾监测、早期预测预报、火区管理和防灭火等工程的参数测定或工程设计,制定预防火灾事故的安全技术措施.

(5)粉尘防治技术.运用防尘相关技术和标准,制定粉尘浓度监测、控制等技术方案以及预防粉尘危害和爆炸事故的安全技术措施. (6)防治水技术.运用煤矿水害防治相关技术和标准,制定水文地质监测、水害排查与预报、防治水等技术方案以及预防煤矿透水事故的安全技术措施. (7)地压灾害防治技术.运用矿山地压灾害防治相关技术和标准,辨识和分析矿山开采过程中危险、有害因素,制定预防煤矿冒顶片帮和冲击地压事故的安全技术措施. (8)爆破技术.运用爆破相关技术和标准,辨识和分析作业过程中危险、有害因素,制定预防爆破事故的安全技术措施. (9)机电运输技术.运用煤矿机电运输安全相关技术和标准,辨识和分析煤矿机电运输系统存在的危险、有害因素,制定预防煤矿机电运输事故的安全技术措施. (10)边坡灾害防治技术.运用边坡灾害防治相关技术和标准,辨识和分析剥离、穿孔、爆破、采装等作业过程中危险、有害因素,制定预防边坡灾害事故的安全技术措施. (11)排土场及矸石山灾害防治技术.运用排土场及矸石山灾害防治相关技术和标准,辨识和分析作业过程中危险、有害因素,制定预防排土场及矸石山事故的安全技术措施.

民用核燃料循环设施安全规定(doc 15)

民用核燃料循环设施安全规定 (1993年6月17日国家核安全局令第3号发布) 本规定自一九九三年六月十七日起实施 本规定由国家核安全局负责解释 1 引言 1.1目的 本规定的目的是根据《中华人民XX国民用核设施安全监督管理条例》所规定的安全原则,对民用核燃料循环设施(以下简称核燃料循环设施)的安全提出必须满足的基本要求。 1.2X围 本规定适用于民用核燃料的生产、加工、贮存和后处理设施,不包括核燃料在反应堆内使用的安全要求。 本规定的内容涉及核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役。本规定只规定核燃料循环设施的安全必须满足的基本要求,对不同类型的核燃料循

环设施应如何满足这些要求则不作具体规定;同时,本规定也不对特定类型核燃料循环设施的安全提出专门要求,根据实际需要将制定相应的安全导则,作为本规定的说明和补充,对有关安全问题提出更具体的要求和较详细的指导原则。本规定不考虑核燃料循环设施的非辐射安全问题,除非由其可能引起辐射危害。关于核材料管制方面的要求遵照核材料管制有关规定。 2 安全职责 2.1营运单位的主要职责 营运单位必须对其核燃料循环设施的安全负全面责任,直至其核燃料循环设施退役终了或其责任已合法地转移为止。其主要职责是: (1)按照国家有关核安全法规的要求向国家核安全部门申请所规定的安全许可证件,提交批准和发放安全许可证件所需要的安全分析报告和其他有关资料,并保证这些报告和资料符合要求。 (2)保证其核燃料循环设施的选址、设计、建造、调试、运行和退役符合本规定和其他有关安全法规与标准的要求,遵循所规定的许可证条件。 (3)建立保证其核燃料循环设施的安全符合有关要求的制度和管理体制,责任明确。 (4)制定并定期复审和修改各种工况下用以保证其核燃料循环设施安全的各种规程、大纲和计划。 (5)确保有数量足够、受到充分培训和能胜任其职责的合格工作人员,并为工作人员完成任务提供相应的条件。 (6)建立并保存所有安全重要活动的记录,按要求定期向国家核安全部门提交报告;发生偏离运行状态的事件或事故时,立即按报告制度报告事件或事故的性

注册安全工程师考试安全生产专业实务考试大纲(化工安全)

安全生产专业实务(金属冶炼安全) 一、考试目的 考查专业技术人员掌握专业安全技术,并综合运用安全生产法律、法规、规章、标准和政策、安全生产理论和方法,分析和解决安全生产实际问题的能力. 二、考试内容及要求 (一)专业安全技术部分 (1)化工安全技术基础.了解化工安全生产特点、化工工艺及相关设备设施.掌握危险化学品的特性及其分类、主要化学反应类型、危险化学品重大危险源辨识方法、安全技术说明书及安全标签编写方法. (2)化工过程安全生产技术.运用化工生产和危险化学品相关技术和标准,识别化工生产、设备运行、检维修、装置开停车等环节的危险、有害因素,制定相应安全技术措施. (3)化工建设项目安全技术.运用化工建设项目安全设计基本知识和危险与可操作性分析(HAZOP)、保护层分析(LOPA)等风险辨识和评价方法,对建设项目的设计方案进行审查,就项目的本质安全提出改进或完善的建议. (4)特殊作业安全技术.运用特殊作业管理相关技术和标准,识别动火、进入受限空间、盲板抽堵等高风险特殊作业过程中的危险、有害因素,辨识特殊作业环节安全风险,制定相应安全技术措施.

(5)化学品储运安全技术.运用危险化学品相关技术和标准,辨识危险化学品包装、储存、装卸、运输作业过程中的安全风险,制定相应安全技术措施. (6)化工过程控制和检测技术.运用可燃、有毒气体检测、报警系统的相关技术和标准,对装置的可燃、有毒气体检测、报警系统的设置进行审核并提出意见,掌握紧急停车系统(ESD)、化工安全仪表系统(SIS)及其技术要求.了解化工自动化控制系统及其控制方式,了解噪声、振动、粉尘、火灾、温度、气体等检测方法,了解化工过程的故障诊断技术、无损检测技术. (7)化工事故应急救援技术.运用主要化工事故灾害类型的应急救援技能和急救知识,编制相应的应急预案和现场处置方案,了解各类应急器材的工作原理、使用要求和适用范围,根据化工企业事故类型的特点,判定企业配备的应急救援器材的符合性. (8)化工火灾扑救.根据相关消防标准规范,分析、判断化工企业火灾危险性和采取的火灾防控措施,掌握灭火剂类型、工作原理、适用对象,掌握化工企业消防器材和设施配备要求,以及使用和维护要求. (二)安全生产案例分析 1.国家安全生产法律、法规、规章、标准和政策;企业安全生产规章制度制定、修订和执行;企业安全生产责任制制定、企业安全生产计划

我国核燃料闭合循环发展战略探讨

我国核燃料闭合循环发展战略探讨 摘要:按我国制定的《核电中长期发展规划(2005—2020年)》,其中要求我们国 家需要走核燃料闭合循环的道路。基于此,本文着重介绍了闭合循环的意义,简要 介绍了国际发展的基本态势。对几个相关问题,如商用乏燃料处理厂建设时机;钚 的产用平衡;MOX燃料在热堆核电站使用的适应性;经济性等作了讨论,并提出政策 建议。 关键词:核能;核燃料循环;发展战略 引言 随着我国核电的快速发展及核设施三废退役治理进度的加快,势必将要建设 大量的核燃料循环设施,用以生产核电厂需要的燃料元件,回收处理核电厂产生 的乏燃料,以及对相应的废水、废气和固体废物进行处理处置。但是与之相对应 的安全标准建设未能跟上,如至今尚未开展过核燃料循环设施的物项安全分级的 研究,从而使得我国核燃料循环设施的设计、建造、制造可以选用合适的规范和 标准,也给安全审评和监督等工作带来了许多困难。 1 我国自主核燃料品牌建设的重点攻关方向 1.1 完善核燃料设计技术体系和基础产业能力 (1)在进行设计分析体系时,应该把核燃料棒性能分析、核燃料组件性能分析程序的自主开发、适用于自主化核燃料的先进堆芯设计程序开发、混合堆芯安 全评价技术等作为重点的关注对象,并将这些技术体系加以改进与完善。 (2)材料研发方面,为了强化其他核燃料关键材料研发保障体系建设,其中包括覆盖材料成分筛选、工艺研究、性能测试评估以及芯块和吸收材料,可以在 已有的锆合金材料研发工作的基础之上,对锆合金研制及性能评价保障体系进行 进一步的夯实。 (3)在制造加工方面,需要把自主核燃料研制相匹配的批量化工艺能力建设和质保体系建设工作作为重点进行关注,另外,补强核燃料运输和贮存相关的核 燃料基础产业保障能力都有待加强。 (4)在试验验证方面,为了解决实验中出现的疑难问题,需要提高自身能力,可以从强化CHF等核燃料综合性能试验实施能力、数据处理和评估能力以及试验 经验积累等方面着手。 1.2建立以市场为驱动的可持续核燃料研发发展模式 第一,为了从行业、国家产业角度开展联动模式搜索,可对我国现有的有利 政策(重大专项等)以及保障手段进行充分利用,从而提高资源利用率,加大对 基础资源与设施的开放共享程度,用以完善和补充当前的核燃料研制与国内的一 些基础能力。 第二,为使我国当前的核燃料研发工作摆脱依靠国家支持的落后模式,可根 据实际,适时进行核燃料用户联盟的创建工作,产业联盟的当今形势下核燃料的 发展趋势,其主要以灵活多样的项目开展工作,从而满足市场需求,与此同时, 还可以通过对市场手段的利用完成核燃料的更新换代。 2 核燃料竞争优势 2.1核燃料循环成本对核电竞争力的影响 目前,从市场整体情况看,我国市场上的清洁能源,如风电、火电,其价格 远远高于核电价格,所以说核电在价位上面有很大的竞争优势,但是,在世界范 围内,随着核电站的快速发展,建设步伐在稳步提升,核燃料价格也是水涨船高,

安全生产实务与案例分析重点

第一章安全生产管理概述 安全生产:使生产过程在符合物质条件和工作秩序下进行的,防止发生人身伤亡和财产损失等生产事故,消除或控制危险、有害因素,保障人身安全与健康、设备和设施免受损坏、环境免遭破坏的总称 安全生产管理:针对生产过程中的安全问题,运用有效的资源,进行有决策、计划、组织和控制活动,实现生产过程中人与机器设备、物料、环境的和谐,达到安全生产的目标 目标:减少和控制危害,减少和控制事故 范围:安全生产法制管理、行政管理、监督管理、工艺技术管理、设备设施管理、作业环境和条件管理 基本对象:生产经营单位从业人员 内容:安全生产管理机构、安全生产管理人员、安全生产管理规章制度、安全培训教育、安全生产档案 本质安全两大功能:失误(操作失误,不发生事故)、故障(发生故障,维持正常工作或自动变为安全状态) 事故隐患按危害和整改难度分:一般、重大 危险因素:对人造成伤亡或对物造成突发性损害的因素 有害因素:影响人的身体健康,导致疾病,或对物造成慢性损害的因素 风险:发生特定危害事件的可能性及后果的结合R=f(F,C) 重大危险源:长期或者临时地生产、搬运、使用或者储存危险物品,且危险物品的数量等于或者超过临界量的单元(包括场所和设施) 三违:违章指挥、违章操作和违反劳动纪律 三不伤害:不伤害自己、不伤害他人、不被他人伤害 四不放过:防范措施不落实不放过、职工群众未受到教育不放过、事故原因不查清不放过、事故责任者未受到处理不放过 三级安全教育:厂级教育、车间教育、班组教育 安全分级管理:厂级、车间级、班组级 三同时:同时设计、同时施工、同时投入生产和使用。 三同时内容:可行性研究、设计、施工、试生产、竣工验收到投产使用均应同步进行 安全生产管理原理:系统原理、人本、预防、强制 系统原理4个原则:动态相关性原则,整分合原则,反馈原则,封闭原则

相关主题
相关文档 最新文档