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。
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
铀浓缩厂主要工作物质是UF6，主要污染物是铀及其氟化物。
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。 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。 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。 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。
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。 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。
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。 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。 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。 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。
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
燃料元件曾多次发生UF6 泄漏事故，主要发生在UF6 气化岗位。
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。 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
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。
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。 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（keff）。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keff 等于1。
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（keff 小于1）。假如U235 每次裂变平均放出的中子数多于一个（keff 大于1），则裂变反应会愈来愈强，此时该系统称为超临界。
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。 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。
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。
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。
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。
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。
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
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。 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
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。 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
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。
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。 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。
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
后处理厂操作的物料不仅含有U235，而且有相当含量的钚。
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。 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。
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。
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。
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。 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
7. 核燃料循环设施核安全监督管理
