铀浓缩厂物料容器辐射水平调查研究

张芳娣，顾杰兵

(1. 中核陕西铀浓缩有限公司, 汉中 723014；2. 环境保护部西北核与辐射安全监督站, 兰州 730020)



铀浓缩厂物料容器辐射水平调查研究

张芳娣1，顾杰兵2,*

(1. 中核陕西铀浓缩有限公司, 汉中 723014；2. 环境保护部西北核与辐射安全监督站, 兰州 730020)

由于铀浓缩工业所涉及的原料与产品均是未经辐照的铀，人们普遍认为装满物料容器的外照射水平比空容器的高，应更加注重其外照射剂量水平。然而，在实践中发现，刚刚倒空的容器比其装满物料时的外照射水平要高。由此，本文对铀浓缩厂物料容器外照射水平进行了调查研究,给出新近倒空容器外照射水平较高的原因，提出要注重对新近倒空容器的外照射辐射防护工作。

物料容器; 辐射水平; “集肤”

当前，我国能源结构性矛盾十分突出，已经成为制约国民经济和社会发展的关键因素。确保核电安全、大力发展核电、优化能源结构、满足电力需求已经成为我国政府和社会各界的共识。按照“十三五”规划，到2020年，我国运行核电装机容量将达到5800万千瓦，在建3000万千瓦[1]。而铀浓缩生产是核工业的基础产业，是核电发展的重要保证。

1 目的

辐射防护在铀浓缩设施运行过程中起到重要作用，确保了我国离心法铀浓缩设施安全运行20年。在该设施的安全分析报告和环境影响报告中，除设施内气溶胶、表面沾污监测外，还有易积累铀的部位的外照射常规监测的要求。由于铀浓缩设施生产使用的原料与产品均是天然铀，人们普遍认为装满物料容器的外照射水平比较空容器的高，且要更加注重装满物料容器的外照射。然而，在实践中发现，刚刚倒空的容器比其装满物料时的外照射要高[2]。而且，在国际原子能机构安全标准《铀转化与铀浓缩设施安全》(安全导则 第SSG-5号)中，也有对新近倒空容器外照射控制的防护要求[3]。对此，本文对铀浓缩厂物料容器辐射水平进行了调查研究。

2 调查研究对象与方法

2.1 调查研究对象

HPLC法同时测定金蝉止痒胶囊中盐酸小檗碱、黄芩苷和蛇床子素的含量 ………………………………… 黄传俊等（12）：1621

本文对民用铀浓缩厂(235U的丰度<5%)3 m3原料容器、3 m3贫料容器、3 m3精料容器、30B(740L)精料容器等物料容器的辐射水平进行调查研究。

(4)3 m3原料满容器>3m3贫料满容器与3 m3精料满容器。原料中γ射线由铀及其衰变子体共同贡献。供料过程就像一个净化过程[11]，将γ射线的主要来源，即铀的衰变子体留在了原料容器中，使精料和贫料的辐射水平低于原料。

在每个物料容器表面布两个监测点，一个位于物料容器筒体中部，另一个位于端头阀门处。

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此外，为了进一步发挥农田水利工程的灌溉效益，提高水资源利用效率，还应该重视对基础水利设施的建设和保护，要进一步划分责任，明确责任方，确保农田水利工程运行完好，不存在开裂渗透现象。同时，还应该进一步对照大规模的灌溉区域，实行统一化的管理，实现农户之间的有效监督，避免各自为政，使得先进的节水灌溉技术难以在广大基层地区推广应用。

(5)精料的辐射水平低于贫料。235U及其第一代子体的γ辐射比238U要强一些，物料丰度越高，则辐射水平越高。因此，精料的辐射水平应比贫料高，但测量结果却刚好相反。经分析，是由于3m3贫料满容器和3 m3精料满容器内物料装料量的不同造成的。三种同位素238U 、235U、234U都是弱γ辐射体[12]，物料的总量会对辐射水平造成显著影响。如果是相同质量的物料，精料的辐射水平应比贫料高。实际运行中，3 m3精料容器的装料量约为7.5 t，贫料容器的装料量约为9.2 t，验证了前述分析是合理的。

1.3 统计学方法 采用SPSS 24.0统计软件分析，计数资料以（）表示；独立样本用t检验，组间比较用t检验及χ2检验，工作耗时与治疗人数、注射人数进行线性回归分析，信度分析采用Cronbach’s a系数。

监测仪器采用BH3103A型便携式辐射剂量率仪，仪表的测量范围为0～10000×10-8Gy·h-1。

在同类研究中,优质护理管理模式的护理效果为97.73%,护理满意度为100%,从上述结果中可以看出,本次研究结果与同类研究中的效果基本一致[3]。

3 监测结果及分析

3.1 不同类型物料容器的辐射水平

由于容器阀门、堵头处的辐射水平更具有代表性，故测量了13台3 m3原料空容器阀门与堵头处的辐射水平，并将测量结果分别按容器装料使用次数和容器倒空后的空置时间排序，结果列于表4、表5。根据监测结果做3 m3原料空容器与空置时间的关系图，具体如图2所示。

从图1可以很直观地看出各类容器的辐射水平排序，依次为3 m3原料空容器>3 m3原料满容器>3 m3贫料满容器>3 m3精料空容器>3 m3精料满容器>30B精料满容器>30B精料满容器(带外包装)。进一步对表1、表2、表3数据进行分析，还发现3 m3精料容器与3 m3原料容器的空容器表面辐射水平大约是容器装满物料时的2倍。下面对这些现象进行分析。

表1 各类容器筒体中部表面辐射水平统计结果Table 1 The surface radiation levels on the middle of various containers

表2 各类容器端头表面辐射水平统计结果Table 2 The surface radiation levels on the end of various containers

表3 各类容器表面平均辐射水平统计结果Table 3 The average surface radiation levels on all kinds of containers

图1 各类容器表面平均辐射水平Fig.1 The average surface radiation levels on all kinds of containers

(1)γ照射主要来源。天然铀元素的几种同位素234U、235U、238U在衰变过程中主要发射α射线，同时伴随有少量γ射线[4]。234U、235U的γ射线能量比238U的要强一些，约为238U的2.5倍、10.1倍。铀在衰变过程中产生一系列子体，有发射α射线的子体，如226Ra、222Rn、230Th等；有发射β射线的子体，如234Th(UX1)、234Pa(UZ、UX2)等[5]。铀及其子体在衰变过程中还同时发射γ射线，有些子体γ射线能量还较大，如234Th(UX1)、234Pa(UZ、UX2)的γ射线能量约为238U的5.2倍、75.5倍。因此，物料辐射产生的主要有α、β、γ射线[6]。α射线的贯穿能力很弱，一张纸就可以挡住。β射线贯穿能力稍强些，但物料装在十几毫米壁厚的钢制容器中，β射线不能透射出来[5]。因此，在不考虑表面沾污的情况下，在容器外不能测到这两种射线。γ射线有很强的贯穿能力，能穿透容器对工作人员造成外照射，因此在容器外部测到的是γ射线。在天然铀的衰变子体中，234Th(UX1)、234Pa(UZ、UX2)、231Th(UY)半衰期分别为24.1d、6.7h、1.17 min、25.52 h。而由234Pa(UZ、UX2)再衰变产生的子体即长寿命234U，234U、231Th(UY)再衰变产生的子体的半衰期时间均为上万年，时间很长[7]。经前处理纯化后移至铀浓缩厂的纯化铀，已不含238U系中234U之后的全部子体，也不含235U系中231Pa及231Pa之后的所有子体，故在铀浓缩厂，γ照射主要由铀及以上较短寿命的子体产生。

(2)铀子体的“集肤”现象。在铀浓缩生产过程中，供料时物料被加至一定温度和压力后，物料以气体进入级联系统。在此条件下物料中的234Th(UX1)、234Pa(UZ、UX2)、231Th(UY)的氟化物不能变成气体，留在3 m3原料容器(料瓶)内[8]。随着料瓶内物料的减少，这些子体慢慢积累在容器内壁上，而且越靠近底部积累越多。这种现象被称为“集肤”现象。

(7)3 m3精料满容器>30 B产品满容器。3 m3精料满容器装料量显著高于30 B(740升)产品满容器，因此，前者的辐射水平明显高于后者。

表4监测结果说明 3m3原料空容器的装料次数对其辐射水平的影响并不显著。更值得注意的是，编号为IHX221、IHX203的容器只使用1次，而其辐射水平比多次使用的容器的辐射水平还要高。难道IHX221、IHX203这两个容器在装原料以前装过别的高辐射的东西？还是铀的子体衰变掉了？于是又调查了容器倒空后的空置时间，按倒空的空置时间对辐射水平进行排序(见表5)，并作图2。从表5和图2可以很直观地看出，容器的辐射水平呈现出很显著的递减规律性，即随着倒空后容器空置时间的递增，容器的辐射水平递减。具体分析如下：

校园网无线局域网一般是依托现有的有线网络而建立，是有线网络的扩展和补充。通过无线局域网络，校园网用户可以更便捷、更灵活地使用校园网各种信息资源，而这种便捷性和灵活性，对校园网的管理工作提出挑战。同时，如何依靠现有的有线网络，提高无线局域网络的运行性能，规范化管理无线局域网接入用户也是建设校园网无线局域网需要认真考虑的问题。

2.2 布点

2.3 监测仪器

(6)3 m3精料空容器>3 m3精料满容器。在液化均质过程中，由于铀子体“集肤”现象，造成 3 m3精料空容器的辐射水平高于液化均质前的满容器。

(3)辐射水平3m3原料空容器>3 m3原料满容器。在测量装满原料的容器表面辐射水平时，测到的γ射线由铀及其衰变子体产生[9]。在容器未倒空前，铀及其衰变子体较均匀的分布在容器中。容器中的物料同时还是一个厚厚的屏蔽层，将一部分γ射线屏蔽掉[10]，仪表无法测到。容器倒空后，尽管容器内的铀被倒空，但由于其衰变子体均积累到了容器内壁，且铀的衰变子体γ射线能量比铀的大得多，又少了物料这样一个厚厚的屏蔽层，物料阻挡了原料容器测量部位以外的内表面部分积累子体的γ射线。因此，测量结果就相对高。这就是3 m3原料空容器辐射水平大于3 m3原料满容器的原因。

(8)30 B精料满容器>30 B精料满容器(带外包装)。加外包装相当于加了一层屏蔽，因此，辐射水平明显降低。

3.2 同类原料空容器的辐射水平

对不同类型的容器(各8台)进行监测、统计。各类容器筒体中部外表面辐射水平见表1，容器端头表面辐射水平见表2。根据表1和表2的统计结果，可得出各类容器表面的辐射水平，见表3。根据表3中容器表面平均辐射水平作柱型图，如图1所示。

表4 3 m3原料空容器辐射水平监测结果1(按使用次数排序)Table 4 Radiation levels monitoring results of 3m3 empty containers used for raw material 1 (according to use)

图2 3m3原料空容器辐射水平与空置时间的关系图Fig.2 The changes of radiation levels of 3m3 empty containers used for raw material with empty time

容器编号使用次数(次)辐射水平(10-8Gyh-1)阀门堵头空置时间(天)IHX22116980.89515.813IHX11547084.88896.328IHX11745757.86938.137IHX18824567.56578.742IHX03634255.05872.545IHX04643931.05422.252IHX17123694.94689.656IHX16722871.83446.659IHX19022228.03382.466IHX13232570.13015.473IHX11841813.82019.284IHX2031947.5997.4106IHX1573384.8202.0198

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(1) 产生容器外照射的铀子体234Th(UX1)、234Pa(UZ、UX2)、231Th(UY)的半衰期分别为24.1 d、6.7 h、1.17 min、25.52 h，均属短半衰期核素[13]，在容器倒空的作业时间内基本衰变掉了。在容器空置期间，主要应考虑234Th(UX1)及其子体UX2的γ辐射[14]。比较IHX157和IHX221两台容器的辐射水平，两台容器倒空时间相差185天。若设IHX221容器监测的辐射水平为A0，用核素衰变公式A=A0e-λt(λ为衰变常数，λ=0.693·T-1，T为半衰期，这里采用234Th(UX1)的24.1天)[15]推算出再空置185天后阀门和堵头处的辐射水平分别为34.2×10-6Gy·h-1和46.6×10-8Gy·h-1。尽管比经过相同空置时间的IHX157容器的辐射水平小，但考虑到倒空后每个容器残余料的不同以及测量误差等因素，足以说明倒空容器的辐射水平主要为铀的短半衰期子体UX1～ UX2的贡献。

(2) 这些铀子体由于半衰期很短，在容器空置期间很快衰变，容器的辐射水平因之很快降低。再加上容器周转周期较长(3 m3原料容器一般一年装一次料)，在下次装料时基本恢复正常辐射水平。所以，装料次数对其辐射水平并无显著影响。因此，可以认为，容器使用时间越长，使用频次越高，积累在容器壁上的铀子体越多。但是，容器的辐射水平不一定会显著增高。如果容器的周转周期较长，在下次装料时辐射水平已基本衰变至正常，因此下一次装料后辐射水平不会明显增加。如果容器使用频繁，周转周期很短，则在短期内装料次数对其辐射水平影响会较明显。

(3)通过调查发现“集肤”在容器壁上的铀子体会很快衰变掉，在容器空置期间其辐射水平很快自然降低。这一发现对民用浓缩厂辐射防护工作及实际生产具有实际意义。我们可不考虑通过对3 m3原料容器等进行定期清洗来降低其辐射水平，也不必担心容器或设备的辐射水平会因其使用时间的延长显著增加。

4 结论

通过对铀浓缩设施各类物料容器辐射水平监测的数据分析，得出以下结论：

(1) 各类物料容器中，3 m3原料空容器的辐射水平最高，它和3 m3原料满容器、3 m3贫料满容器、3 m3精料空容器等是其所在的厂房及库房内的主要辐射源。

(2) 3 m3原料空容器的辐射水平与装料次数关系不大，但与空置时间密切相关，空置时间越长，辐射水平越低。

(3) 在低浓铀浓缩生产过程中，铀及其子体234Th(UX1)、234Pa(UZ、UX2)、231Th(UY)是造成工作人员γ外照射的主要因素。

评价环节是对学生学习效果的检验，对其中共性的问题进行，进一步提高学习产出的质量。(李丽，2017)课程评价环节贯穿同学们整个写作单元的学习，其中有课前线上的视频观看记录、课堂参与以及课后作业完成得分。

(4)“集肤”在容器内壁上的铀子体会很快衰变掉，在容器空置期间其辐射水平很快自然降低。可不考虑通过对3 m3原料容器进行定期清洗来降低其辐射水平。

(5) 民用铀浓缩厂应重视各类物料容器，尤其是刚供完料的3 m3原料空容器外照射的辐射防护工作。在实际工作中，应采取有效的屏蔽隔离措施，尽可能远距离操作和减少操作时间来避免不必要的照射。

吸收塔塔顶标高60m，塔体直径为6.3m，塔壁厚度沿高度分段变化，从下到上依次为18、14、12、8mm。塔内件主要有2层整流层、3层喷淋装置、3层除雾器。单层整流层重量为3t；单层喷淋层本体重量为4.2t，浆液重量为4.2t；单层除雾器重量12t。烟气入口尺寸为：宽4.6m，高2.56m，顶部烟囱直径为3m，吸收塔内部正压为5000Pa。吸收塔具体结构布置如图1所示。

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Investigation on the Radiation levels of the Material Containers in the Uranium Enrichment Plant

ZHANG Fangdi1，GU Jiebing2,*

(1.Shaanxi Uranium Enrichment Co. Ltd.，CNNC，Hanzhong 723014,China；2.Northwest Regional Office of Nuclear and Radiation Safety，MEP，Lanzhou 730020，China)

Because the raw materials and products in the Uranium enrichment industry are unirradiated uranium，It is generally believed that fill the material container external exposure level is higher than the empty container, and should pay more attention to the external radiation dose levels. However，in practice, it is found that the external exposure of the containers just emptied is higher than that of the containers filled with materials. Therefore, in this paper, we have investigated the radiation levels of the material containers in uranium enrichment plant, and find out the reason of the high radiation levels of the new empty container and have reached the conclusion that the radiation protection work for the containers newly emptied should be paid more attention to.

UF6container; radiation level;“Skin effect”

2016- 10- 23

2016- 12- 26

张芳娣(1972—)，女，甘肃天水人，高级工程师，现主要从事核与辐射安全工作

*通讯作者:顾杰兵，E-mail:gujiebing@163.com

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1672- 5360(2017)01- 0021- 05