注册核安全工程师.docx

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注册核安全工程师

笔记

第一章核物理

三、辐射探测的原理和主要的辐射探测器

辐射探测器的定义：

利用辐射在气体、液体或固体中引起的电离、激发效应或其他物理、化学变化进行核辐射探测的器件称为辐射探测器。

辐射探测的基本过程：

1、辐射粒子射入深测器的灵敏体积。

2、入射粒子通过电离、激发或核反应等过程而在探测器中沉积能量。

3、探测器通过各种机制将沉积能量转换为某种形式的输出信号。

类型：

气体探测器、闪烁探测器、半导体探测器

入射带电粒子通过气体时在通过的径迹上生成大量的自由电子和离子组成的离子对和激发分子。

入射粒子

直接产生的离子对称为初电离。

初电离产生的高速电子（称ξ电子）足以使气体产生的电离称为次电离。

总和称为总电离。

带电粒子在气体中产生一离子对所需的平均能量W称为电离能。

对不同的气体W大约在30eV上下。

半导体探测器：

电离能3eV

气体探测器：

电离能30eV

闪烁探测器：

电离能300eV

第四节原子核反应

核反应分类：

（1）按出射粒子分类：

1）对出射粒子和入射粒子相同的核反应称为散射，又可以分为弹性散射与非弹性散射。

2）对出射粒子和入射粒子相同的核反应，当出射粒子为γ射线时称为辐射俘获。

（2）按入射粒子分类：

1）中子核反应：

最重要的是热中子辐射俘获

（n,γ），很多人工放射性核素通过此反应制备，如

60Co

2）荷电粒子核反应。

3）光核反应。

二、核反应及其阈能

反应能Q=（Bb+BB）-（Ba+BA）

核反应阈能Tth：

对吸能反应而言，能发生核反应的最小入射粒子动能

Tα称为核反应阈能Tth。

阈能Tth与反应能Q的关系：

Tth=（mα+mA）/mA*|Q|

三、核反应截面和产额

1、核反应截面：

一个入射粒子入射到单位面积内只含有一个靶核的靶子上所发生反应的概率。

其量纲为面

积，常用单位为“靶恩”b=10-28m2

2、已知截面即可求核反应的产额，入射粒子在靶体引起的核反应数与入射粒子数之比

第五节核裂变及核能的利用

裂变中子包含瞬发中子和缓发中子两部分，缓发中子约占总数的1%，瞬发中子的能谱N（E）和每次裂变放

出的平均中子数V，是重要的物理量。

第一节辐射源种类

一、天然辐射源

宇宙射线、宇生放射性核素（3H、14C、7Be、22Na等贡献较大）、原生放射性核素（1、有衰变系列-铀系238U、

232Th2、无衰变系列--40K、87Rb）

二、人工辐射源（包括核试验落下灰等）

1、核设施：

反应堆辐射源235U，重核分裂成两个中等质量的原子核并释放出200MeV的能量

反应堆正常的辐射源有γ辐射源和中子源

γ辐射源瞬发裂变γ射线（在屏蔽计算中往往以平均能量2.5MeV考虑）、裂变产物放出的缓发

每次裂变大约有6.65MeV的γ能量在衰变1s后由裂变产物放出，γ射线能量大部分在2Me5V

是0.7MeV）、其他γ射线（辐射俘获（6-MeV在屏蔽计算中要考虑）、非弹性散射）。

γ射线（235U

以下，平均

中子源

裂变中子（瞬发）（平地均2MeV）、缓发中子（能量较低）

在使用反应堆辐射源时，应该把γ射线的效应和各种中子的效应都加以考虑。

后处理主要内容有：

（1）除掉反应堆运行中逐渐积累，在运行中起毒化作用（使中子损失增大）的裂变产物

（2）回收未燃烧的燃料

（3）回收生成的可裂变物质（如钚）

核技术的应用：

A、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。

210Po，

238Pu,239Pu,241Am,235U,238U。

B、β放射源：

屏蔽β射线应选用低原子序数的材料（如塑料、有机玻璃、铝板等）以减少韧致辐射、外

面再用高原子序数的材料屏蔽韧致辐射和其他

γ光子。

C、低能光子源：

利用发射低能

γ射线和

X射线的放射性核素，或利用β辐射体与靶物质产生的韧致辐射

制成的源。

主要用于厚度计、密度计、X

射线荧光分析仪。

55F、57Co、125I、238Pu、241Am、244Cm

D、γ放射源：

主要防止外照射。

活度小于

50MBq（大约=1.5mCi）的γ源，一般可利用时间防护和距离防护。

E、中子源：

中子的贯穿能力很强，使用中子源时应着重外照射的防护，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。

同时在屏蔽中子的同时还要注意对γ射线的屏蔽。

所以对中子源的屏蔽要进行混合屏蔽。

非密封源

（A）工作场所分级

在防护条件相同的条件下，操作的放射性活度（操作量）越大，可能造成工作场所和环境污染的程度越严重。

将非密封源工作场所按放射性核素日等效最大操作量的大小分为甲、乙、丙三个等级。

级别

日等效最大操作量（

Bq）

甲

>4*e9

乙

丙

2*e7-4*e9

豁免活度值以上

-2*e7

放射性核素的日等效操作量等于放射性核素的实际日操作量（

Bq）与该核素毒性线别修正因子的积除以与

操作方式有关的修正因子所得的商。

射线装置：

X射线机、加速器、中子发生器以及含放射源的装置

第二节反应堆和加速器生产放射性同位素基本知识

放射性同位素活度

C=σφmPN/A（1A-e

-λt

）

σ-生成放射性同位素的反应截面

φ-靶子辐照处的中子注量率m-

靶元素的重量

P-稳定同位素

的丰度

第四节放射性同位素应用中的辐射安全问题

1、对接受了131I治疗的患者，其体内的放射性活度降低至低于

400MBq

之前不得出院。

2、使β放射源做敷贴器，容器内壁应为塑料或有机玻璃等轻质材料，用以屏蔽

β粒子，外壁用铅或铸铁屏

蔽韧致辐射。

由于敷贴器容易接触人体，应特别注意检查源是否泄露。

3、镭最早在医疗中广泛使用的放射性核素，但镭的毒性大，属于极毒组，其衰变产物氡是放射性气体，易

泄露，应以其他（60Co、137Cs、192Ir）来代替。

4、中子发生器产生快中子，屏蔽快中子的原理是将高能中子慢化到热能或接近热能，然后再被俘获吸收。

通常先用重物质（如铁、铅等）通过非弹性散射将快中子慢化到低能中子，再用含氢材料（如聚乙烯、石蜡等）通过弹性散射将中子进一步慢化到热中子，最后用吸收截面很高的材料（如硼、镉）吸收热中子。

另外，由于热中子具有价廉、坚固因此在结构屏蔽中广泛应用。

核燃料循环设施：

铀钍矿及伴生放射性矿的开采和加工：

地下开采都必须具备有六大系统：

通风系统、提升运输系统、供排水系统、安全供电系统、通迅系统，此

外，还有辐射防护体系和应急救险保障体系。

独居石及钍矿砂主要用露天采矿法开采，但也有少数钍矿石在井下开采。

铀钍矿的采矿工艺流程为：

辐射取样编录

--γ测量--采矿设计--

凿岩爆破--矿石检查---放射性分选---

运

输出渣和三废处理。

铀矿加工采用湿法冶金（即用酸法或碱法）从矿石中提取铀。

铀尾矿库的抗御洪水的级别比有色及冶金行业的高一个等级，最少要

按百年一遇的洪水设计、千年一遇的

洪水校核

分离功：

一种仅用于浓缩铀的度量单位，把一定的铀富集到一定的铀

-235丰度所需投入的工作量叫分离功

（SWU）。

生产1t丰度为3%的浓缩铀约4.3tswu以及5.5t天然铀。

浓缩过程中剩下

4.5t贫化铀。

其铀-235

丰度下降到

0.2%左右，一般无工业应用价值。

5种核反应堆的基本特征：

堆型

中子谱

慢化剂

冷却剂

燃料形态

燃料富集度

压水堆

热中子

H2O

H2O

UO2

3%左右

沸水堆

热中子

H2O

H2O

UO2

3%左右

重水堆

热中子

D2O

D2O

UO2

天然铀或稍加浓铀

高温气冷堆

热中子

石墨

氦气

（Th,U）O2或UC

7%-20%或90%

钠冷快堆

快中子

无

液态钠

（U,Pu）O2

15%-20%

包括压力容器、蒸气发生器、主泵、稳压器及有关阀门的整个系统，是冷却剂回路的压力边界。

它们都被安置在安全壳内，称之为核岛。

快中子堆：

简称快堆。

是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为

0.1MeV以上的快中子引起的反应堆。

快堆堆芯与一般的热中子堆堆芯不同，它分为燃料区和增殖再生区两部分。

第三章辐射防护

1、

熟悉辐射对人体的效应（确定性效应、随机性效应、遗传性效应等）

2、

熟悉常用辐射量、单位及其计算方法（照射量、吸收剂量

/率、剂量当量/率等）

3、

掌握放射性物质的防护监测（个人和工作场所）

4、

熟悉实践干预的基本概念。

5、

熟悉辐射防护的目的和安全目标。

6、

掌握辐射防护的基本原则（正当性、限值、优化）及其实施。

7、

熟悉控制辐射危险的基本方法（包括内照射和外照射）。

8、

掌握辐射源安全和保安的要求和措施。

9、

掌握辐射防护的标准和限值。

10、熟悉应急准备的要求。

1、天然辐射源按其起因分为三类：

宇宙辐射、宇生核素、原生核素

2、天然辐射源所引起的全球居民的年集体有效剂量的近似值为107人·SV

3、照射可以分为正常照射或潜在昭射；也可以分为职业照射、医疗照射和公众照射；在干预情况下，还可以分为应急照射或持续照射。

4、根据辐射效应的发生与剂量之间的关系，可以把辐射对人体的危害分为随机效应和确定性效应两类。

5、在辐射防护中把随即性效应与剂量的关系简化地假设为“线性”、“无阈”

6、从慎重的观点出发，一般认为在已有的人体细胞中，基因的自然性的突变基本上是有害的。

7、使自然突变几率增加一倍的剂量叫突变倍加剂量，大约为（0.1-1）Gy，代表值为0.7Gy

8、辐射剂量与辐射防护中常用量及其单位。

9、比释动能K，

10、外照防护的基本原理：

减少或避免射线从外部对人体的照射。

11、时间防护、距离防护、屏蔽防护。

外照射防护三要素。

12、照射量

X是个历史悠久，变化较大的一个辐射量。

X=dQ/dm，单位：

C/kg，过去照射量的单位是伦琴，

符号为

R。

1R=2.58*10-4

现有的技术条件下，

能被精确测量照射量的光子的能量限于

10kev-3MeV

范围以

内。

在辐射防护中上限可扩大到

8MwV。

13、比释动能

K=dεtr/dm。

dεtr是不带电粒子在质量为

dm的物质中释放出的全部带电粒子的