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『簡體書』放射性物品安全运输概论

書城自編碼: 2602532
分類: 簡體書→大陸圖書→工業技術汽車/交通運輸
作者: 刘新华
國際書號(ISBN): 9787030445377
出版社: 科学出版社
出版日期: 2015-06-01
版次: 1 印次: 1
頁數/字數: 274/400000
書度/開本: 16开 釘裝: 精装

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《放射性物品安全运输概论》内容从基础理论到通用实例,丰富翔实,图文并茂,条理清晰,理论结合实际,可供放射性物品运输行业的从业人员、研究人员和监管人员等参考使用,也可作为放射性物品运输行业从业人员的专业培训教材和大专院校相关专业的参考教材。
目錄
目录
第一章放射性物品安全运输基本知识
1.1放射性物品
1.1.1放射性物品辐射特性
1.1.2放射性物品运输危害和风险
1.2放射性物品运输特点
1.2.1运输范围
1.2.2运输量
1.2.3运输事故后果
1.3放射性物品运输方式
1.3.1公路运输
1.3.2铁路运输
1.3.3水路运输
1.3.4航空运输
1.4放射性物品运输安全性
1.4.1固有安全性
1.4.2被动安全性
1.4.3主动安全性
1.5放射性物品运输基本限值
1.5.1A1和A2值
1.5.2放射性核素豁免水平

第二章国际放射性物品运输管理
2.1国际危险货物运输规则
2.2国际原子能机构规章
2.2.1基本安全原则
2.2.2特定安全要求
2.2.3安全导则
2.3ISO标准
2.4美国放射性物品运输管理
2.4.1美国核管理委员会
2.4.2美国运输部
2.4.3美国能源部
2.4.4相关标准规范
2.5其他国家放射性物品运输管理
2.5.1俄罗斯放射性物品运输管理概述
2.5.2法国放射性物品运输管理概述
2.5.3加拿大放射性物品运输管理概述

第三章我国放射性物品运输管理
3.1我国危险货物运输法规标准
3.1.1法规
3.1.2标准
3.2我国放射性物品运输法规标准
3.2.1《放射性物品运输安全管理条例》
3.2.2环境保护部门规章
3.2.3交通部门规章
3.2.4《放射性物质安全运输规程》GB11806-2004

第四章放射性物品运输容器设计
4.1设计概述
4.1.1结构设计
4.1.2热工分析
4.1.3包容分析
4.1.4屏蔽设计
4.1.5临界安全
4.2试验验证
4.2.1试验样品
4.2.29m自由下落试验
4.2.31m击穿试验
4.2.4耐热试验
4.2.5减震器试验

第五章放射性物品运输容器制造和使用
5.1运输容器制造
5.1.1制造的准备
5.1.2关键工艺
5.1.3出厂检验
5.2运输容器使用
5.2.1编码规则
5.2.2运输容器维护
5.2.3定期安全性能评价

第六章放射性物品装运
6.1放射性内容物
6.1.1内容物主要特性
6.1.2运输量
6.1.3放射性内容物实例
6.2运输容器和货包
6.2.1运输容器选择
6.2.2货包类型
6.3运输方式和运输工具
6.3.1各种运输方式管理要求
6.3.2运输方式选择
6.3.3运输工具选择
6.3.4特殊安排和独家使用
6.4货包栓系系统设计
6.4.1货包栓系要求及方法
6.4.2货包栓系计算基本原理
6.4.3货包栓系系统设计实例
6.5运输路线选择
6.5.1运输路线选择原则
6.5.2运输路线比选
6.6装卸操作
6.7辐射防护
6.7.1辐射防护基本原则
6.7.2个人剂量限值和剂量约束值
6.7.3辐射防护措施
6.7.4应急辐射防护
6.7.5个人剂量管理
6.8质量保证
6.8.1质量保证大纲
6.8.2组织机构及其职责
6.8.3质量控制
6.8.4人员培训

第七章正常运输辐射影响评价
7.1剂量评价模式
7.1.1点源剂量估算模式
7.1.2线源剂量估算模式
7.1.3集体剂量估算模式
7.1.4个人剂量估算模式
7.2评价参数选取
7.2.1运输参数
7.2.2装运景象参数
7.3特殊照射情景的考虑
7.3.1运输途中道路拥堵
7.3.2运输车辆意外故障
7.4辐射影响评价实例
7.4.1评价参数确定
7.4.2剂量估算结果
7.5典型正常运输辐射影响
7.5.1乏燃料正常运输辐射影响
7.5.2新燃料组件正常运输辐射影响

第八章运输事故分析及辐射风险评价
8.1概述
8.2事故分析
8.2.1事故情景
8.2.2事故情景分析
8.2.3事件树
8.2.4事故率
8.2.5放射性物品运输事故率
8.2.6乏燃料公路运输事故故障树分析
8.3事故源项特征
8.3.1物理性质
8.3.2辐射特性
8.3.3化学性质
8.4辐射风险评价模式
8.4.1照射途径
8.4.2个人剂量估算
8.4.3集体剂量估算
8.4.4风险评估

第九章放射性物品运输辐射监测
9.1辐射监测目的和要求
9.1.1辐射监测目的
9.1.2辐射监测要求
9.2辐射监测方法和仪器
9.2.1辐射水平监测方法和仪器
9.2.2表面污染水平监测方法和仪器
9.2.3个人剂量监测方法和仪器
9.2.4事故监测方法和仪器
9.3监测计划
9.3.1仪器配备
9.3.2监测方案
9.3.3启运前监测报告
9.4辐射监测质量保证
9.4.1监测人员资质
9.4.2辐射监测设备和仪器管理
9.4.3数据记录和复核

第十章放射性物品运输安保及应急
10.1核安保
10.1.1核安保概念
10.1.2核安保与核安全的关系
10.1.3核安保基本原则
10.2运输安保
10.2.1运输安保事故
10.2.2IAEA运输安保基本要求
10.2.3我国运输安保基本要求
10.3运输应急特点和要求
10.3.1应急特点
10.3.2应急管理要求
10.4运输应急准备与响应
10.4.1应急准备
10.4.2应急响应

第十一章放射性物品运输发展趋势展望
参考文献
附录1《放射性物品运输安全管理条例》
附录2《放射性物品运输安全许可管理办法》
附录3基本限值表
附录4名词术语
內容試閱
第一章放射性物品安全运输基本知识
放射性物品运输活动是核能开发和核技术利用中不可缺少的重要环节。与核与辐射设施相比,放射性物品运输具有流动性的特点。本章简要介绍放射性物品安全运输安全的基本知识,包括放射性物品、放射性物品运输特点、放射性物品运输方式和放射性物品运输基本限值等。
1.1放射性物品
1.1.1放射性物品辐射特性征
放射性物品的基本特性是辐射特性。本节对运输活动较为频繁的放射源、乏燃料、新燃料、六氟化铀UF6、放射性废物等几类放射性物品的辐射特性特征进行简要介绍。
1.1.1.1放射源
放射源是核技术利用领域中涉及的最主要的放射性物品,广泛应用于医疗、工业、农业、地质勘探、科学研究等领域。据国家核安全局发布的20142年核安全年报统计,截至20142年12月,全国生产、销售、使用放射性同位素的单位有152101857家,在用放射源11896898262枚,其中Ⅰ类源1160310144枚,Ⅱ类源142181608枚,ⅢⅢ类源20151694枚,Ⅳ、Ⅴ类源9113274861枚。由于放射源用户多、在全国分布广泛、运输量大且频繁,每年放射源货包的运输量占放射性物品运输总量的90%以上。按照其辐射类型,放射源可分为:α放射源、β放射源、γ放射源和中子源。下面分别介绍这4种放射源的辐射特性。
1α放射源。辐射风险主要为内照射。射线种类:α射线。
α放射源主要用于烟雾报警器、静电消除器和放射性避雷器等的离子发生器等,卫星用核电池是强238Pu放射源。常用的α放射性核素有210Po、238Pu、239Pu、241Am、235U、238U。常用的α放射源活度通常在104~109Bq。α粒子的能量一般在4~8MeV,在空气中的射程为小于2.5~7.5cm,穿不透皮肤表面的角质层,故没有外照射危险。α放射性核素内照射风险大,在运输或使用过程中要特别注意保护α放射源的密封性能。一旦密封性能破坏或丧失,可能会形成气溶胶被人体吸入,且绝大多数α核素属于极毒或高毒核素,即使人体摄入量极少,也会造成严重的内照射和化学危害。
2β放射源。辐射风险主要为内照射和皮肤外照射。射线种类:β射线。
β放射源主要用作β活度测量和β能量响应时刻度的参数源,还可用作放射性测厚仪,皮肤科敷贴器和气相象色谱仪的电子捕集器等。常用的β放射性核素有3H、14C、85Kr、90Sr、90Y、147Pm等。β射线的穿透能力比同样能量的α粒子约强100倍,能量超过70keV的β粒子穿透皮肤表层,产生皮肤外照射。常用的β放射源的β粒子能量均大于70keV,故除了应考虑内照射外,还应考虑皮肤外照射的防护。
3γ放射源。辐射风险主要为外照射。射线种类:γ射线和X射线。
γ放射源是使用最多的放射源,广泛用于工业、农业、医疗和科研等各方面。最常用的γ放射性核素为60Co、137Cs、192Ir等。不同用途的γ放射源活度差距很大。工业γ辐照装置多以钴源作为辐射源,活度很高,单根60Co棒的活度在1万Ci左右,属于Ⅰ类放射源;工业无损探伤和人体腔内治疗用γ放射源活度较高;核仪表用源活度较低。γ射线的贯穿能力很强,应主要防止人员受到外照射。γ放射源一般以钢、铅、贫铀或混凝土作为屏蔽材料。表1.1列出了常用γ放射源的主要用途和活度。
表1.1常用γ放射源的主要用途和活度
4中子源:辐射风险主要为外照射。射线类型:中子和γ射线。
通过利用α粒子与轻元素如铍的α,n反应或高能γ射线与铍或氚的γ,n反应,可制成具有不同能谱的中子源。中子源广泛用于地质勘探、活化分析、辐射育种、湿度测量和科学研究等领域。常用的中子源有241Am-Be中子源、226Ra-Be中子源、210Po-Be中子源、238Pu-Be中子源和252Cf中子源等。表1.2列出了常用中子源的辐射特性。
表1.2常用中子源的辐射特性
b.252Cf的比活度为1.97E+13Bqg532Cig,252Cf的中子产额为2.3E+13中子s g,表中数据由此推算。
中子的贯穿能力很强,使用中子源时应着重对外照射的进行防护。一般用石蜡、聚乙烯等含氢材料较多的物质,将快中子慢化,然后用吸收截面大的物质如锂、硼等吸收慢中子。由于中子源常发射γ射线,因此在屏蔽中子的同时还应注意对γ射线的屏蔽。
1.1.1.2乏燃料
乏燃料是指经反应堆燃烧过的且不再在本堆继续使用的核燃料。乏燃料属于高放射性物品,具有辐射强、发热量大、毒性大、核素的半衰期长,而且存在核临界风险等特征,给其运输带来了包容、屏蔽、散热、防核临界等复杂问题,因而在运输过程中一定要确保其安全,以免对环境和人类造成危害。
1强辐射:刚从反应堆卸出的乏燃料组件放射性活度很高,辐射很强,因此必须经过一段时间的冷却,使其放射性活度衰减到一定程度,才允许装卸和运输。乏燃料放射性核素的组成与核燃料的种类、燃耗深度以及冷却时间等因素密切相关。总体而言,乏燃料中除了残留的易裂变核素外,主要生成三大类人工放射性核素,即裂变产物、锕系产物和活化产物。
裂变产物除少部分是稳定的以外,大多具有极强的βγ放射性。其中裂变产额较大且半衰期较长,在经过长时间冷却后,还存在于乏燃料中的核素主要有:3H、85Kr、90Sr、95Zr、106Ru、129I、134Cs、137Cs、144Pr、151Sm、154Eu等。
锕系产物由铀同位素中子俘获反应有时伴随衰变而生成,其中最重要的是以239Pu为主的钚同位素,其他锕系产物有镎、镅、锔等。锕系产物具有αγ或βγ放射性,且半衰期较长,并伴有一定的中子发射率。
活化产物是元件包壳和燃料组件的结构材料在反应堆中轻中子活化生成,具有相当强的放射性,以βγ放射性为主。活化产物的活度取决于材料成分、中子通量、辐照时间与冷却时间。不同类型燃料组件的元件包壳和结构材料的活化产物的放射性活度相差很大。铝合金活化后的主要放射性核素为59Fe和65Zn;不锈钢为60Co和51Cr;锆合金为95Zr、59Fe、60Co和51Cr。
乏燃料中的中子主要由重核242Cm、244Cm、238Pu和240Pu的自发裂变及其衰变产生的α粒子与轻核的α,n反应产生。燃耗越深,重核越多,中子贡献越大。
因此,乏燃料本身会发出极强的α、β、γ等射线和中子,在运输过程中需要靠容器中很厚的铅、不锈钢或球墨铸铁等材料来阻挡各种射线特别是γ射线。对中子的防护则考虑用含慢化剂如氢、碳和吸收剂如硼、镉较多的材料,如木材、有机树脂材料和含硼合金等。表1.3和表1.4分别列出了典型轻水堆乏燃料组件在不同冷却时间下的放射性活度和中子强度。
2高释热率:乏燃料中的裂变产物和中子俘获产物在衰变过程中不断释放热量,冷却5年后,衰变热还可达1kWtU量级。由于核电站通常距后处理厂很远,运输时间长,因此,运输容器在设计中,热量导出也是关键问题。各层材料之间要有良好的导热性能,某些容器靠外壳上的金属翅片进行散热,也有些湿式容器通过内部充水进行传热。
表1.3乏燃料组件不同冷却时间下的放射性活度
单个AFA2G型组件,初始235U富集度为3.2%,最大燃耗为38000MWdtU
表1.4乏燃料组件不同冷却时间下的中子强度
3核临界:乏燃料运输中除了要考虑由辐射、热量引起的安全问题外,还要考虑临界安全问题。乏燃料中含有一定量的易裂变核素235U、239Pu等,因此,乏燃料运输容器通常设置有中子吸收层和中子毒物材料含硼、镉等,容器设计和运输前的临界安全分析,采取保守的燃料设计参数、阵列参数、燃料单元操作程序、慢化条件和反射条件等进行keff计算,确保乏燃料在运输正常运输条件和可能的运输事故工况条件下都处于次临界状态。
1.1.1.3新燃料
近年来随着国内运行核电站的增加,新燃料组件的运输活动越来越频繁。由于新燃料组件未被辐照,一般放射性水平较低,对运输容器的屏蔽要求相对简单。新燃料组件属于易裂变材料,核临界安全是新燃料运输过程中主要关注的核安全问题。此外,为保证新燃料组件入堆后的反应堆运行安全,还应保持燃料组件在运输过程中的结构完好性。
1典型轻水堆新燃料组件的辐射特性
1α辐射特性:核电厂新燃料组件的UO2芯块,其235U富集度均不大于5%。一般单个组件中金属铀最大含量约为541kg,α总活度为6.72×1010Bq1.82Ci。芯块中各种核素的含量在表1.5中列出。陶瓷UO2芯块的辐射特性以α射线为主,并有少量的γ射线和低能X射线。234U对α总活度的贡献始终占据主导地位。天然铀的三种同位素238U、235U、234U发生α衰变后,发射的主要γ射线能量均不超过0.2MeV。
表1.55%235U富集度燃料芯块的同位素组成及其辐射特性
2γ辐射特性:燃料芯块中铀的各种同位素除辐射α粒子外,还发射少量的γ射线和X射线,其主要γ射线的能量均不超过0.2MeV,各种主要的γ射线的能量分别为:
3中子辐射特性:燃料芯块中铀的各种同位素还自发裂变还发射出中子。234U的自发裂变中子产额为4.58×10?3ns g,235U的自发裂变中子产额为7.7×10?4ns g,236U的自发裂变中子产额为5.33×10?3ns g。单个燃料组件中所含金属铀541kg,自发裂变中子发射率为5.85×103ns,可忽略不计。
2核临界风险:由于新燃料组件中的低富集度UO2芯块的辐射水平很低,因此,临界安全是新燃料货包运输过程中最主要的核安全问题。在运输容器设计和运输活动实施前,必须对燃料组件货包进行临界安全分析,计算中需要充分考虑货包内含氢材料影响、燃料棒栅间距变化、货包内水密度发生变化及多个货包堆积等多种因素对反应性的影响,确保装载新燃料的货包在运输正常运输条件下和事故工况运输事故条件下均能保持次临界状态。国家标准《放射性物质安全运输规程》以下简称GB11806-2004中采用临界安全指数CSI对单个运输工具内允许装载的运输货包件数N进行限制非独家运输使用时CSI限值为50,独家运输使用时CSI限值可放大到100,并且采取货包隔离措施,防止出现临界现象。
3新燃料组件结构的完好性:新燃料组件运输中还应注意保证其结构的完好性,需采取缓冲、防震防振等措施,避免因振动、冲击而造成组件损坏,否则入堆后将影响反应堆的安全。因此,在运输中通常需要在新燃料组件货包外表面安装加速度计,并通过给加速度计预先设定一个可耐受的最大阈值,来判断在运输途中货包所受的加速度是否超过该阈值。例如,对于AFA3G燃料组件运输,其纵向的加速度限值为4g,垂直和横向加速度限值为6g。
1.1.1.4六氟化铀
六氟化铀UF6是铀矿石浓缩物到最终制造成反应堆用燃料元件的过程中的的一种重要的中间产物。由于我国铀转化、浓缩和元件制造厂位于不同的地址,因此我国UF6运输量较大。UF6在常温下是无色或淡黄色晶体,相对密度为4.68~5.09,熔点为64.5~64.8℃,三相点温度64.1℃,升华温度为56.54℃,加热条件下很容易挥发成气体状态。UF6不但有一定的辐射危害和临界风险,还具有较高的化学毒性。
1辐射特性:UF6的辐射危害主要是铀同位素234U、235U、238U产生的α辐射、铀衰变系列的ββ辐射,以及少量的γγ辐射,此外,铀U同位素衰变产生的α粒子还会与UF6中的F发生19Fα,n22Na核反应,产生一定数量的中子。对UF6的辐射防护应首先要防止将其吸入体内,造成内照射危害。
2核临界风险:根据GB11806-2004的相关规定,质量大于0.1kg的UF6属于易裂变材料,在运输过程中需要考虑临界安全。运输容器在设计时,通过对容器的尺寸和装运质量的控制以满足临界安全的要求,根据待运UF6的富集度选用相应规格的运输容器。例如,高浓UF6的运输采用1L容器装运、核电用低浓度UF6富集度<5%采用740L容器装运,天然UF6运输采用3m3容器装运。
3化学毒性:UF

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