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1、1 核安全综合知识 第一章 原子 核物理 基础 第一节 原子核原子核的基本性质 1、原子的核式模型是卢瑟福 根据 粒子散射实验 而提出的，假设结论： 原子是由原子核和核外电子组成 。 2、原子核由 质子和中子组成； A ZXN 中 A 表示质量数， Z 表示质子数， N 表示中子数。 3、 核素是指具有一定数目 质子 和一定数目 中子 的一种 原子 ， 具有一定 核电荷数 和质量数 ，并且 具有同一能态的一种原子核或原子 ，称为一种 核素 。 4、 多核素元素中各核素互称 同位素 ，因为它们处于周期 表中同一位置上，化学性质基本相同，但核性质不同；单核素元素没有同位素。 5、 同质异能素 nu

2、clear isomer ，处于较长寿命激发态的核素。 通常在核素符号的右上角加写 m 或 *标记它。例如 60Com(或 60Co*)是 60Co 的一种同质异能素 ,它的能量为 59keV,半衰期为 10.5min。大多数同质异能素要发生 跃迁 ，少数发生衰变，个别的可以发生 衰变 。 6、原子 10-8CM,原子核的尺度大小 量级 为 fm（ 10-15m，飞米） ,几十飞米 ，原子核半径 R 与质量数 A1/3成正比关系。 7、核子结合成原子核时释放出的能量称为 结合能 ， B(Z,A)= m（ Z,A） c2。 8、原子核的结合能除以质量数称为 平均结合能 或 比结合能 ， (Z,A

3、)=B(Z,A)/A，单位 MeV/Nu， Nu 为核子 。比结合能的物理意义为原子核拆散为自 由核子时，外界对每个核子所做的最小的平均功；或表示 核子 结合为原子核时，平均每个核子所释放的能量。 越大，核结合紧，稳定性高。 第二节 原子核原子核的基本性质 1、天然核素约为 332个 （其中 270多个 是 稳定核素） ， 人造核素约为多个，总共约为 2600 个。 2、 衰变常数 表示该放射性核素衰变的快慢， 越大，衰变越快， 越小，衰变越慢。 3、 半衰期 T1/2表示该放射性核素衰变掉一半所需要的时间， T1/2越大，衰变越慢， T1/2越小，衰变越快。 4、放射性核素的 平均寿命 =1

4、.44 T1/2,表示经过时间 后剩下的 核素约为原来的 37%。 5、 放射性活度 A 表示一个放射源在单位时间内发生衰变的原子核数 ， 曾用单位 Ci居里 ， 国际 单位为 Bq贝克 ， 1Bq=1/s ， 1Ci=3.7 1010Bq。 6、 衰变率 J(t)表示该放射源在单位时间内发生衰变的原子核素， 衰变率 J(t)= 放射性活度 A*那么达 。 7、 比 放射性活度 表示单位质量放射源的放射性活度， =A/m，单位为 Bq/g。 8、天然放射系：钍系 23290Th（ 4n 系）， 半衰期 141 亿 年 ； 铀系 23892U（ 4n+2 系）， 半衰期 44.7 亿 年 ； 锕

5、 -铀系 23592U（ 4n+3 系） ，半衰期 7.04 亿 年 ； 人工发现放射系： 镎系 23793Np（ 4n+1 系） ，半衰期 214 万 年 。 第三节 射线及其与物质相互作用 1、常用核辐射类型： 辐射、 辐射、 辐射和中子辐射。 2、 衰变释放 粒子，既 42He，改变质量数 4 和电子数 2； 衰变 有三种类型： -衰变、 +衰变和轨道电子俘获；质量数不变； 衰变质量和电荷数不变。 3、 能够直接或间接引起介质原子电离或激发的核辐射叫电离辐射 ； 2 电离辐射有： 辐射、 辐射、 辐射和中子辐射 ； 4、 带电粒子 与物质相互作用能量损失 有 ：电离损失和辐射损失。 电离

6、能量损失率随入射粒子 速度 增加而减小，呈平方比关系；电离能量损失率与入射粒子电荷平方数成正比。 轫致辐射： 高速运动的带电粒子受到突然加速或减速会发射出具有连续能量的电磁辐射。 射线与物质相互作用能量损失有： 光电效应、康普顿效应、电子对效应 。 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：

7、 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 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)

8、对出射粒子和入射粒子相同的核反应，当出射粒子为 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,) ，很多人工放射性核素此反应制备，如 60Co 2）荷电粒子核反应 ：质子引起的核反应；氘核引起的核反应； 粒子引起的核反应；重离子引起的核反应 。 3）光核反应 ： 光子引起的核反应； 4）电子 也能 引起核反应 。 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 T称为核反应阈能 Tth。 阈能 Tth与反应能 Q 的关系： Tth=(m+mA)/mA*|

9、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 3 2、 核反应中各种截面均与入射粒子的能量有关。 3、 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 称为核反应的产额。 Y=N/I0， Y 与反应截面、靶的厚度、组成有关。 第五节 核裂变及核能的利用 1、自发裂变：在没有外来粒子轰击下原子核自行发生裂变的现象； 自发裂变能 :Qf,s=B(Z1,A1)+B(Z2,A2)-B(Z,A) 自发裂变发生的条件： Qf,s0，即两裂变碎片的

10、结合能大于裂变核的结合能。 自发裂变核是一种很强的中子源。 有 244Cm、 249Bk、 252Cf、 255Fm 元素 。 2、诱发裂变：在外来粒子轰击下原子核才发生裂变的现象。 热中子核裂变 ：易裂变核 235U、 233U、 239Pu 阈 能核裂变 ：不易裂变核 238U、 232Th 3、 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。 第二章 核能和核技术应用 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

11、生放射性核素 （ 1、有衰变系列 ： 铀系238U、 锕 -铀系 235U、 钍系 232Th ； 2、 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 200MwV 的能量 反应堆正常 运行 的辐射源 主要 有 辐射源 和 中子源 ； 辐射源 ： 瞬发裂变 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 射线(235U 每次裂变大约有 6.65MeV 的 能量在衰变 1s 后由裂变产物放出， 射线能量大部分在 2MV以下，平均是 0.7MeV)、其他 射线（辐射

12、俘获 反应 (6-MeV 在屏蔽计算中要考虑 )、非弹性散射） 中子源 ： （瞬发） 裂变中子（平地 能量约 2MeV）、缓发中子 (能量较低 )。 在使用反应堆辐射源时，应该把 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） 。 2 核技术的应用： 核技术应用主要指 密封放射源 、 非密封放射源 、 射线装置 。 1）密封源： A、 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。 属于极毒或高毒核素。 主

13、要有 210Po， 238Pu， 239Pu， 241Am， 235U， 238U。 活度较低（ 104 3.7 109Bq），能量小于 7MeV。 4 B、 放射源： 用于 活度测量、 能量响应刻度时的参考源和工作源、放射性测厚仪、皮肤科敷贴器、气相色谱仪的电子捕集器。 3H、 14C、 58Co、 60Co、 63Ni、 85Kr、 90Sr-90Y、 147Pm、 204TI。 屏蔽 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 光子。 C、低能光子源：利用发射低能 射线和 X 射线的放射性核素，或利用 辐射体与靶物质产

14、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。 有 55F、 57Co、 125I、 238Pu、 241Am、 244Cm D、 放射源 ： 辐照装置、各种核仪表（料位计、核子秤、密度计等）、工业照相（无损探伤）、人体腔内治疗。 射线贯穿能量强，使用 放射源 主要防止外照射。 活度小于 50MBq(大约 =1.5mCi)的 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

15、对 射线的屏蔽。所以对中子源的屏蔽要进行混合屏蔽。 2） 非蜜封源 常用核素有 125I、 131I、 99mTc、 3H、 14C、 32P、 35S、 153Sm、 89Sr、 18F、 99Mo 等，主要用于放射性药物、放射免疫药盒、放射性同位素示踪剂。 （ 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*109 乙 2*107 4*109 丙 豁免活度值以上 2*107 放射性核素的日等效操作量等于放射

16、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。 3） 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 一、反应堆生产放射性同位素 1、 经中子照射后，产生的 放射性同位素 的 活度 为 C=mPNA/A(1-e-t) -生成放射性同位素的反应截面 -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 2、辐照同位素过程中的辐射防护 1）必须使用远距离操作系统（如机械手）提取样品盒； 2）无论 用什么方法，从辐射室内提取样品盒时都不应损坏样品盒，避免放射性物质

17、逸出； 3）提取的样品盒，在运输过程中应该有监测仪器； 4） 样品盒应该严格密封，严格检查； 5）有腐蚀性的靶材，须选用耐腐蚀性的样品盒； 6）选择靶材须考虑在受辐照后，其物理、化学的变化； 5 7）样品盒机构形式及机械强度便于提取和运输； 8）在辐照管道（或辐照室）的排风管道上应设置连续工作的监测装置。 二、加速器生产放射性同位素 1、 与反应堆产生的同位素比较有以下特点： 1） 反应堆 主要用（ n， ）中子反应产生同位素，所 产生的同位素与靶材相同 ； 加速器 用（ p， n）、（ d， n）、（ ， n） 等反应产生同位素， 产生的同位素与靶材一般不相同 ，易分离。 2） 加速器产生同

18、位素都是缺中子同位素，不发射其它带电粒子， 放射性剂量小 。 3） 构成生物机体的主要元素 C、 N、 O 的 （ n， ） 反应截面小，用反应堆不能有效生产，用小型回旋加速器很容易制备，并可就近设置。 4）加速器操作简单，可以随时启停，工作安全，检修方便，放射性污染的危险性小。 2、加速器生产同位素的产额决定于加速器 加速粒子能量和束流强度 、 靶材的靶量和丰度 、 生成核素的核反应截面 、 打靶时间 、 生成核素的半衰期 。 第 三节 放射性同位素的应用 应用领域 同位素应用项目 使用的放射性核素 辐射源的活度 医学领域 放射性药物影像诊断 照相机 131I（碘 -131） 单光子发射计算

19、机断层扫描仪（ SPECT） 99mTc（锝 -99m）、 131I 正电子发射计算机断层扫描仪（ PET） 11C、 13N、 15O、 18F 3.7108Bq（ 10mCi） 骨密度仪 241Am（镅） 3.7109Bq（ 100mCi） 放射源治疗 近距离治疗 表浅治疗 32P、 90Sr-90Y（锶 -钇）、 147Pm（钷）、 204Tl（铊） 、 153Sm（ 钐 ） 90Sr 活度 3.7109Bq（ 100mCi） 腔内治疗 226Ra、 198Au、 192Ir、 125I、 60Co 125I 活度 3.7107Bq（ 1mCi） 192Ir 活度 3.71011Bq（

20、10Ci） 远距离治疗 60Co（钴）、 137Cs（铯） 60Co活度 111 444TBq（ 3-12kCi） 体外放射免疫分析 125I、 32P 125I 活度为 105Bq （ Ci） 量级 工业领域 核仪表 核子秤 137Cs（铯） 1.1109Bq（ 30mCi） 4.8109Bq（ 130mCi） 料位计 60Co（钴，用于大口径料仓）、 137Cs（铯、用于小口径料仓） 3.7108Bq（ 10mCi） 3.71010Bq（ 1Ci） 测厚仪 147Pm（钷，测纸张厚度）、 204Tl、 85Kr（铊、氪，测塑料薄膜）、 90Sr（锶，测金属薄膜）、 241Am、 137Cs

21、（镅、铯，测胶板、木材、刚材） 90Sr 活度 3.7108Bq1.851010Bq（ 10mCi500mCi） ； 241Am、 137Cs 活度为3.7108Bq（ 10mCi） 核子湿度密度仪 137Cs（铯 放射源，测密度） 137Cs 活度为 3.7108Bq6 和 Am-Be 中子源（测水分） （ 10mCi）； Am-Be 源活度1.85109Bq（ 50mCi） 放射性测井 137Cs（铯 放射源）和241Am-Be 中子源 137Cs 活度为 7.4109Bq 7.41010Bq（ 0.2Ci2Ci） ； Am-Be 源活度18.51010Bq741010Bq（ 5Ci 20

22、Ci） 射线照相机（无损探伤） 60Co（钴）、 137Cs（铯）、 192Ir（铱，能量低，用途广） 3.71012Bq（ 100Ci） 放射性静电消除器 210 Po（钋）、 238 Pu（钚） 利用 射线使空气电离 烟雾探测器 241Am 有烟雾时 电离减弱 农业领域 辐射育种 X 射线、 射线和中子 60Co（ 放射源） 千 Gy 农药、化肥示踪 14C、 32P、 35S、 65Zn、 125I 农副产品辐照保鲜 60Co 3.71014Bq（ 1 万 Ci） 刺激生物体生长 226Ra-Be 中子源 食品加工 灭菌保鲜 第四节 放射性同位素应用中的辐射安全问题 一、放射性同位素在

23、医学应用中的辐射安全问题 1、放射源和辐照剂量的选择、控制： 例如： 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。 2、对注射放射性药物的病人的管理： 例如： 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。 3、放射源使用和储存的安全： 例如： 使 放射源做敷贴器， 须考虑对 粒子产生的 韧致辐射 的防护。 敷贴器 不用时应放在容器内，容器 内壁 应为 塑料或有机玻璃等轻质材料，用以屏蔽 粒子 ， 外壁用铅或铸铁屏蔽韧致辐射 。由于敷贴器容易接

24、触人体，应特别注意检查源是否泄露。 4、 放射性废物 （源） 的 处理 处置： 例如：放射性废水一般采用衰变池或容器储存衰变方法，经检测达标后排放； 放射性药物额定制备、分装在密闭的手套箱或通风柜中操作，风速和通风管道高度满足要求，必要时加过滤器；固体废物分类存放在放射性废物暂存间，集中送城市放射性废物库。 5、对工作人员、患者和公众的防护 使用敷贴器时，尽量缩短操作时间；戴防护手套和有机玻璃面罩，减少 辐射。 使用密封源治疗的病人和病房要有明显的 标记， 单独隔开，防止其他人员受到辐射。 射线远距离治疗时，治疗室内除患者外不应有其他的人；治疗室与控制室分开；设计屏蔽厚度满足。 6、辐射监测

25、1） 敷贴器 治疗完用表面污染仪对病人和衣服进行检测； 7 2）使用后装机治疗后用剂量仪检查源是否回到安全储存位置； 3）为控制照射剂量，应定期测量有用线束的毕释动能率； 4）放射性工作人员应进行个人剂量监测并建立档案； 5）每次照射完后应用剂量仪检测室内辐射水平，以判断源是否安全回到储存位置； 6）治疗室内须提供一个辐照音响报警装置 。 二、放射性同位素在工业应用中的辐射安全问题 1、辐射防护容器的 设计和防护性能检验 1） 不使用时放射源都位于放射容器内并锁在安全位置； 2）设计防护容器时，保护和操纵机构要灵活、可靠，使用过程中保证源不会松脱；要使放射源便于安装、更换，又要使无关人员无法打

26、开； 3）在设计最大装源量条件下，对防护容器性能进行检测。 2、生产线核仪表安装、使用、维修和储存中的辐射安全 1） 使射线束避开人员停留和经常经过的区域； 2）源与工作人员距离大于 0.5 米，并便于安装、维护； 3）安 装完后检测放射源周围的辐射剂量情况； 4）要经常检查维护，检查源的密封性、控制和安全保护系统的可靠性； 5） 放射源不再使用时，要存放在源库中，加强保卫，防止被盗。 3、野外和施工现场作业时的辐射安全 1） 划出一定范围警戒区域，设置警戒线和标志，必要时要有 专人负责警戒 ； 2）尽量选择夜间或人员较少的时间进行工作； 3）放射源使用完后要检查放射源是否已放回防护容器内。

27、4、废放射源的安全处置 1）不得自行处理，特别不能随意 丢弃、掩埋和挪作它用，应及时返回厂家或送城市放射性废物 库； 2）对关停的企业，要有专人负责放射源的安全保卫工作，直至进行安全处置。 三、放射性同位素在农业和食品加工业应用中的辐射安全 1、外照射的防护 1）设计屏蔽时，除保证工作人员接受的剂量低于限值外，还须保证周围公众接受剂量低于限值； 2）设置安全连锁和警告、报警装置，防止误照射； 3） 设置隔离区，设醒目辐射危险标志。 2、防止储源井水污染 1）为防止井水污染，应 选用符合国家标准的密封源 ； 2）为减少对源包壳的腐蚀， 储源井应使用去离子水 ； 3） 定期监测井水的放射性 ，以便

28、早发现水污染； 4）为防止水污染环境， 水井应防漏、防渗并有液位监控 ； 5）发现源泄漏应尽快检查处理，对 井水进行净化处理 ，以防污染环境。 3、源的升降机构的可靠性 * 1）定期检查源的升降机构的可靠性，防止卡源事故； 8 2）停止辐照期间，源及控制系统要妥善保管，严防不知情人员将源提升、损坏或偷走。 4、倒源、装源、换源的辐射安全 第五节 射线装置在医学、工业、农业等行业的应用 一、医学诊断 1、 X 射线机 2、 X 射线计算机断层扫描仪（ CT） 3、介入放射诊疗 4、医用加速器放射诊疗 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

29、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。 第七节 核燃料循环设施 一、核燃料循环的基本概念 1、核燃料循环分为三大部分： 前段 、 核反应堆 和 后段 。 2、核燃料循环模式主要有： 后处理模式 、“ 一次通过”模式 二、 铀钍 矿 勘探、 开采和加工 1、钍与 铀 相比特点和优越性： 1）钍燃料循环周期长，产生的核燃料放射性低； 2） 232Th 热中子吸收截面大，容易获得更高的转化比， 232

30、Th 是更好的可裂变材料； 3） 232Th 233U 燃料循环体系能实现核燃料的增值； 4）钍的氧化物比铀的氧化物有更好的化学稳定性和抗辐照性能； 5） ThO2具有化学稳定性，不易氧化，乏燃料处置不需考虑氧化问题； 6）钍储量比铀大 3 倍，前景广阔。 2、 铀 、 钍矿及伴生放射性矿 勘探 1） 铀 、 钍矿 的特点： 放射性 、 射气现象 、 具有重金属性质 。 2） 铀 、 钍矿 的勘探方法： 主要应用 放射性物探方法 。 3） 伴生放射性矿 的勘探方法：一般用 普通矿物勘探 法 。 3、 铀钍矿及伴生放射性矿的开采和加工 1） 地下开采都必须具备有六大系统： 通风系统 、 提升运输

31、系统 、 供排水系统 、 供电系统 、 通迅 调度 系统 和 安全生产保障系统 ， 此外还有 辐射防护体系 和 应急救险保障体系 。 2） 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。 3） 铀钍矿的采矿工艺流程为：辐射取样编录 - 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。 4） 铀矿加工采用 湿法冶金 （即用酸法或碱法）从矿石中提取铀。 9 5） 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 。 4、 铀钍矿及伴生放射性矿的开采和加工 在选址、设计、建造、运行、退役等阶段的一般安

32、全与辐射安全： 1） 铀钍矿及伴生放射性矿开采 过程的主要危害： a）氡、钍射气及其子体； b） 放射性气溶胶； c） 、 辐射 ； d） 、 表面污染。 2） 铀钍矿及伴生放射性矿开采 各个阶段的安全要求： a）加工厂房要封闭、通风和净 化； b）设计考虑化工原料的毒性危害，以及生产过程中的氡及氡子体、 射线对工人的危害； c）考虑对排放“三废”的治理问题。 第七节 核燃料循环设施 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 原料 。浓缩过程中剩下

33、 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

34、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、

35、 掌 握辐射源安全和保安的要求和措施 10 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 射线 、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

36、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、 辐射剂量与辐射防彷中常用量及其单位。 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

37、大到 8MwV。 13、 比释动能 K=d tr/dm。 d tr 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初始动能总和的平均值，它既包括这些带电粒子在韧致辐射过程中辐射出来的能量，也包括在该体积元内发生的次级过程所产生的任何带电粒子的能 量。单位是 J/kg，专门名称是 Gray， 1Gy=1j/kg 14、 吸收剂量 D：单位质量受照物质中所吸收的平均辐射能量。 D=d/dm d 是电离辐射授予质量为 dm 物质的平均能量 历史上曾用过拉德 rad 作为比释动能和吸收剂量的专用单位。 1rad=0.01Gy 15、 当量剂量：相同的吸收剂量未必产生同等程度的生物效应。为了

38、用同一尺度表示不同类型和能量的辐射照射对人体造成的生物效应的严重程度或发生几率的大小，辐射防护中用了当量剂量这个词。 Ht=Wr*D t,r Wr 是 辐射权重因子 Dt,r 是辐射 R 在器官或组织 T 内产生的平均吸收量。 16、 有效剂量 E=Wt*Ht Ht 是器官或组织 T 的当量剂量 Wt 是器官或组织 T 的 组织权重因子 Wt=T器官组织或接受 1Sv 照射时危险度 /全身接受 1Sv 均匀照射时总危险度 17、 待积当量剂量：某一特定器官或组织接受当量剂量率在时间 t 内的积分。 18、待积有效剂量：待积当量剂量经 Wt 加权处理后的总和。 19、集体当量剂量与集体有效剂量 20、实践：它是指任何引入新的照 射源或照射途径、或扩大受照人员范围、或改变现在照射源的照射途径网络，从而使人们受到的照射或受到照射可能性或受到照射的人数增加的人类活动。 21、干预： 22、 导出空气浓度：假定参考人员工作时每分钟空气吸入量为 0.02m3/min，辐射工作人员 1 年工作 50w，每周工作 40h，因此 1a 总计工作 2000h，在此时间内工作人员吸入的空气量为 2.4*103m3，于是导出空气浓度DAC=放射性核素的年摄入量限值 /呼吸量 。